La réalisation du programme d’expérimentations nucléaires en Polynésie française a été accompagnée par la mise en place d’un dispositif de surveillance radiologique de l’environnement, qu’il s’agisse du milieu physique ou biologique, continental ou marin, végétal ou animal, afin de s’assurer de l’absence de risque pour les populations. Ce dispositif a pris toute son importance avec les essais réalisés dans l’atmosphère entre 1966 et 1974. Sa mise en œuvre a nécessité des moyens importants en matériel et en personnel avec l’intervention d’organismes civils et militaires ou parfois mixtes. La surveillance a naturellement été exercée de façon très complète dans les zones voisines des sites de tir, mais aussi sur l’ensemble du territoire polynésien, notamment les atolls les plus peuplés. Elle a porté également, mais de façon plus allégée, sur des zones lointaines, comme les pays andins, en raison de leur situation géographique. Les résultats obtenus par les différents laboratoires impliqués étaient rassemblés et interprétés afin d’assurer l’information des responsables et des autorités, notamment en Polynésie, et à travers eux la population. Ils ont été chaque année transmis au comité scientifique des Nations-Unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR). Le dispositif de surveillance est ainsi décrit, en dehors des zones proches des zones de tir, avec la présentation des différents organismes impliqués et celle des différents programmes de surveillance.

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.

The 15-country study on cancer mortality among nuclear radiation workers, coordinated by the International Agency for Research on Cancer is repeatedly cited as “the largest study ever conducted on the subject”. This article shows that, despite the very large number of included subjects, this cohort study is less informative that two previous studies including a smaller number of persons. Moreover the statistical significance of the excess relative risk of cancer (except leukaemia) per Sievert, considered as an argument supporting the Linear No Threshold relation, is shown to be a consequence of some aspects of the design and of the lack of robustness of the method of analysis for the evaluation of the lower dose effect. After taking into account these weakness of the design, this important epidemiological study must continued since it is one of the few ways to obtain information on the effect of low dose at low dose rate on human subjects.

La mesure de la radioactivité atmosphérique constitue une difficulté métrologique majeure. En fonction des mécanismes de prélèvement sur filtre et des paramètres de mesure, l'activité alpha des aérosols est sous estimée. L’énergie cinétique des particules alpha est atténuée dans la matière qu’elles traversent, et une partie de cette énergie ne parvient plus au détecteur. Le rendement de mesure est alors dégradé et nécessite une correction. Pour répondre aux conditions de mesures usuelles, le laboratoire a développé un modèle empirique pour l'évaluation des corrections de l’activité alpha en fonction de la masse des aérosols déposés sur le filtre. Le modèle a été validé expérimentalement et a permis une meilleure estimation de l'incertitude sur la mesure de l'activité alpha des aérosols. L'étude a contribué à une première évaluation du facteur de correction pour des filtres peu encrassés provenant de la région parisienne : Fαlabo= 1,6 ± 0,5.

L'accident de l'hôpital de Saragosse, en 1990 a considérablement modifié la réglementation espagnole en matière de radioprotection des patients. Ces modifications se sont faites en même temps que la transposition de nouvelles directives européennes faisant suite à la directive européenne de 1991. Nous décrivons ici l'historique des modifications réglementaires espagnoles que cet accident a accéléré.

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.

Les dosimétries peau et extrémités ont été mises en place afin de prévenir les effets déterministes que l’on pourrait observer suite à une exposition partielle importante. Pour être sûr de prévenir ces effets déterministes, il faut mesurer les équivalents de dose peau et extrémités au niveau des endroits les plus exposés. Pour cela, il faut d’une part connaître qu’elle est la zone la plus exposée, et, d’autre part, y placer un dosimètre approprié. C’est d’autant plus difficile lorsque le terme source est complexe et que les conditions d’expositions varient. C’est le cas pour la dosimétrie des extrémités sur l’installation de MELOX. Les différentes conditions de travail sur l’établissement de MELOX font que la zone la plus exposée des extrémités n’est pas la même pour tous les intervenants et peut varier suivant le poste de travail et le temps d’intervention. Il est donc délicat de positionner un dosimètre à l’endroit le plus exposé sachant que celui-ci varie. L’approche présentée ici consiste à caractériser l’exposition reçue par les extrémités, c'est-à-dire, « cartographier » les équivalents de dose au niveau de l’avant-bras et de la main en fonction des conditions d’exposition. À partir de ces résultats, il devient possible d’estimer l’équivalent de dose maximal perçu au niveau des extrémités à partir d’une mesure faite à un endroit précis.

The composite rare earth chloride produced from monazite contain low levels of natural radionuclides and is being used as the input material for the production of individual rare earth compounds which have wide applications. Gross alpha, beta and 228Ra activity concentrations in composite rare earth chloride and individual rare earth compounds such as oxides of Ce, Nd, Pr, Sm, Gd etc are presented. The significant radionuclide of environmental concern is identified as 228Ra and the activity level varied between 0.1 and 7.8 Bq.g-1 in different compounds. Sporadic 228Ra levels up to 16 Bq.g-1 was observed in Lanthanum oxide. The external gamma exposure rates and airborne activity due to thorium and thoron progeny in the process locations are studied. The activity levels in liquid effluent and potential exposure scenarios are indicated.

A numerical model which simulates the dispersion of non-conservative radionuclides in the Alboran Sea has been developed. Water currents are obtained from two hydrodynamic models working on the same domain: a 2D depth-averaged model is used two calculate tides and a 2-layer has been applied to obtain the residual (mean) circulation. The output of the hydrodynamic models is first applied to calculate suspended particle concentrations and sedimentation rates over the domain, which are also required by the radionuclide transport model. This assumes that radionuclides may be present in three phases: dissolved, suspended matter and bed sediments. Exchanges between the liquid and solid phases are described through kinetic transfer coefficients. The model has been applied to simulate the dispersion of 137-Cs and 239,240-Pu introduced in the sea from atmospheric fallout. Measured and computed radionuclide concentrations in the water column and in bed sediments are, in general, in good agreement.

Depuis septembre 2005, l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) étudie les activités de traitement par radiothérapie sous l’angle des facteurs humains et organisationnels, afin d’améliorer la sécurité des traitements. Bénéficiant d’une expérience d’analyse des événements dans l’industrie nucléaire, l’IRSN a utilisé cette approche pour diffuser en mars 2008, pour la première fois en France, l’analyse approfondie d’un accident de radiothérapie sous l’angle des facteurs humains et organisationnels. La méthode d’analyse est basée sur des entretiens et sur les traces écrites conservées par le centre hospitalier. Cette analyse visait à identifier les causes de l’écart constaté entre la dose prescrite par le radiothérapeute et la dose effectivement reçue par le patient. Ainsi, l’IRSN a tout d’abord constaté que les moyens de communication verbale (réunions techniques communes) et écrite (protocoles de traitement) n’ont pas permis, pour ce traitement, la transmission des informations nécessaires à la bonne réalisation des champs d’irradiation par les manipulateurs. Ensuite, cette analyse a fait apparaître qu’au cours de la préparation et de la réalisation de ce traitement, différents facteurs ont conduit à ce que des contrôles prévus ne soient pas réalisés. Enfin, l’analyse a révélé que des zones d’ombre persistent sur le déroulement de cet accident, faute de traçabilité d’un certain nombre d’actions clés. L’article identifie des pistes d’amélioration dans trois domaines : la coopération entre les praticiens, le contrôle des actions et la traçabilité des actions.

Un patient traité à la méta-iodobenzylguanidine (mIBG) marquée à l’iode-131 pour un phéochromocytome malin est décédé trois heures après injection. Afin de minimiser les risques liés à la radioactivité, la décision de garder la dépouille pendant seize jours a été prise. Le présent travail présente les niveaux d’exposition des différentes personnes étant intervenues dans la prise en charge de la patiente depuis son hospitalisation jusqu’à son enterrement ainsi que les dispositions prises pour éviter toute contamination et dissémination radioactive.

Les accidents de radiothérapie d’Épinal et de Toulouse, identifiés respectivement en 2006 et 2007, ont concernés un très grand nombre de patients. La sur-irradiation des organes cibles lors de la radiothérapie a entrainé des effets déterministes graves. Un retour d’expérience a été effectué et a indiqué que les erreurs qui conduisent aux événements graves résultent de défaillances humains et organisationnelles. C’est dans ce domaine du facteur organisationnel et humain que doivent porter les efforts pour prévenir la survenue de nouveaux accidents.

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.