Les radiotéléphones émettent un champ électromagnétique radiofréquence dont une partie est absorbée dans la tête de l'utilisateur. De nombreuses études ont été et sont encore réalisées pour étudier leur retentissement éventuel sur la santé humaine, aux niveaux expérimental, épidémiologique ou clinique. Après un bref rappel de dosimétrie, l'auteur fait le point de la recherche sur les effets graves et irréversibles, qui n'ont pas été confirmés, et sur quelques effets bénins qui semblent bien réels. La causalité du champ électromagnétique sur ces effets n'est cependant pas démontrée ; par ailleurs, des études sont en cours pour évaluer leurs éventuelles conséquences à long terme. Des interférences avec les stimulateurs cardiaques ont été observées, mais peuvent aisément être évitées en maintenant le téléphone portable à une distance supérieure à 10 cm.

Depuis 1984 de nombreuses études épidémiologiques ont analysé le risque de leucémie chez les jeunes de 0-24 ans à proximité de sites nucléaires, principalement en Grande-Bretagne, mais également aux États-Unis, au Canada, en France, en Allemagne, en Suède, en Israël et au Japon. Des études locales ont mis en évidence des concentrations de cas de leucémie anormalement élevées à proximité de sites nucléaires, en particulier en Grande-Bretagne à proximité des usines de retraitement de Sellafield et de Dounreay. Plus récemment, un excès de cas de leucémies a été observé chez des 0-14 ans en Allemagne à proximité de la centrale de Krümmel. Toutes ces études reposent sur de très faibles nombres de cas. Parallèlement, des études de grande ampleur ont été effectuées autour de plusieurs sites simultanément. Leurs conclusions ne vont pas dans le sens d'une fréquence des leucémies plus élevée chez les jeunes à proximité des sites nucléaires qu'ailleurs. D'autre part, des agrégats de cas de leucémie ont aussi été observés dans des zones éloignées de tout site nucléaire. En France, plusieurs études ont été conduites à proximité des sites nucléaires de La Hague et de Marcoule et deux études multi-sites de mortalité ont été effectuées. Ces études ne permettent pas de conclure à l'existence dun excès de leucémie chez les jeunes à proximité d'un site nucléaire en France. 


A few neutron field spectrometry techniques are presented, namely those having impact on neutron dosimetry and using active detectors: spectrometry using recoil-proton techniques (liquid scintillation spectrometer and proportional counter) or 3He-filled proportional counters, as well as spectrometry using moderator techniques (Bonner spheres). Results obtained with these techniques are shown and compared. It is concluded that in most cases, at least when radiation protection applications alone are of interest, it is sufficient to use a Bonner sphere spectrometer.

Une méthode radiochimique sélective de liode a été développée afin de mesurer 129I (période 1,57x107 ans) par spectrométrie gamma à basses énergies dans les échantillons biologiques. Elle évite la mise en oeuvre de moyens lourds (activation neutronique ou spectrométrie de masse par accélérateur). La méthode est basée sur lextraction de liode des échantillons afin dobtenir une matrice aqueuse standard ne contenant aucun agent datténuation du signal de 129I autre que 127I (stable). Le dosage de 127I, en fin de radiochimie, permet une correction de cette atténuation et une prise en compte des fluctuations saisonnières du métabolisme de liode dans certaines espèces. Des mesures ont été réalisées dans deux algues marines (Fucus serratus et Laminaria digitata) prélevées en janvier et février 1997 dans une zone soumise aux rejets marins de lusine de retraitement de La Hague. Pour les stations proches du point de rejet, les activités en 129I sont de lordre de 60 Bq kg-1 sec dans Fucus serratus et de lordre de 300 Bq kg-1 sec dans Laminaria digitata. A 300 km du point de rejets, les activités en 129I sont de 10 Bq kg-1 sec dans Fucus serratus et de 171 Bq kg-1 sec dans Laminaria digitata. Les concentrations en 127I sont comprises entre 547 et 1 232 mg kg-1 sec dans Fucus serratus et entre 6 624 et 14 296 mg kg-1 sec dans Laminaria digitata pour la période de prélèvements considérée.

Les évaluations de doses aux populations riveraines des installations nucléaires nécessitent la meilleure connaissance possible des modes de vie locaux. Cependant, les enquêtes de mode de vie réalisées aux alentours de ces installations sont relativement rares. Cet article recense les valeurs disponibles pour renseigner différents paramètres de mode de vie associés aux voies d'expositions des installations nucléaires situées en bord de mer ou de rivière. Les budgets temps, les facteurs de protection de l'habitat, les débits respiratoires et l'ingestion accidentelle deau de mer ou de rivière, de sable ou de sol sont traités. Les valeurs présentées peuvent être utilisées en première approche à défaut de valeurs spécifiques du site étudié. Les valeurs recensées proviennent de deux origines différentes. Soit-elles ont été utilisées dans des études de sites publié es, les références bibliographiques britanniques ont plus particulièrement été étudiées, soit ce sont des valeurs d'usage utilisées arbitrairement par les experts et figurant par défaut dans les logiciels de calcul de doses de l'Institut de protection et de sûreté nucléaire. Des valeurs sont proposées pour l'individu moyen et pour des groupes de populations particulièrement exposés de par leurs habitudes de vie.

De toutes les étapes du cycle électronucléaire, l'extraction de l'uranium et le traitement du minerai représentent celles générant le volume le plus important de résidus radioactifs. À la suite du traitement du minerai, ces résidus font l'objet d'un stockage à proximité de l'usine, l'ensemble étant réaménagé en fin d'exploitation. Les résidus stockés peuvent constituer une source de radon pendant plusieurs dizaines de milliers d'années, les flux de radon émis étant plus ou moins importants selon la teneur du minerai d'origine, les caractéristiques géométriques du stockage et l'état d'avancement du réaménagement mis en place. Afin d'apprécier le bénéfice radiologique du réaménagement, une analyse de sensibilité sur les termes sources de radon après fermeture des sites a été réalisée pour le site de stockage de résidus de traitement de Lodève. L'ensemble des résultats présentés montre que les doses associées aux émissions de radon des résidus de traitement de minerai sont faibles et largement inférieures à l'exposition naturelle. Dans tous les cas, les doses calculées et mesurées sont inférieures à la limite de l'exposition ajoutée pour le public de 1 mS van-1 (Directive Européenne 96/29). Sans réaménagement et hors exposition naturelle, les doses individuelles évaluées dans l'environnement proche de Lodève (1 à 2 km) varient entre 0,023 et 0,35 mS van-1 selon les stations et les hypothèses utilisées, alors que la dose moyenne calculée pour la zone locale, c'est-à-dire 10 km autour du site minier, est de 0,02 mS van-1. Dans l'absolu, le bénéfice radiologique du réaménagement des sites est important puisque la dose collective annuelle associée à l'émission de radon de ces résidus, qui est de quelques homme Sv (dans un rayon de 2000 km) avant réaménagement, devient négligeable voire nulle après réaménagement (hors bruit de fond naturel). Le bénéfice radiologique du réaménagement des sites miniers apparaît encore plus clairement dans le cadre de l'évaluation de l'impact radiologique de l'ensemble du cycle électronucléaire. En effet, le réaménagement permet de diviser par 25 la dose collective par rapport à une situation sans réaménagement.

Les lymphocytes T sont l'une des populations les plus radiosensibles de l'organisme. La reconstitution des lymphocytes T est lente, et des déficits quantitatifs et qualitatifs apparaissent à long terme chez les personnes irradiées. Les mécanismes de la reconstitution lymphocytaire T sont mal connus, et en particulier le rôle joué par le thymus dans cette reconstitution reste peu clair. Le thymus est l'organe lymphode primaire dans lequel se différencie l'ensemble des populations lymphocytaires T durant la vie foetale et post-natale. Le thymus a été considéré pendant longtemps comme étant inactif à l'age adulte. Cependant, des données récentes montrent que le thymus reste, au moins en partie, fonctionnel à l'age adulte. Ceci suggère un rôle important du thymus dans l'homostasie des populations lymphocytaires T, mais aussi dans la reconstitution des lymphocytes T aprés irradiation, y compris à l'age adulte. Par ailleurs, des études récentes révèlent que les effets des rayonnements ionisants sont, au moins en partie, responsables des déficits quantitatifs des lymphocytes T observés à long terme après irradiation. Ces données montrent la nécessité de poursuivre l'étude des effets des rayonnements ionisants sur le thymus, en particulier par la recherche de bio-indicateurs du fonctionnement du thymus en situation physiologique normale, mais aussi en situation physiopathologique d'irradiation accidentelle.

La production de neutrons secondaires issus de l'interaction dun faisceau de particules avec une cible épaisse a été déterminée à plusieurs angles par la méthode des détecteurs à activation. Les couples projectile-cible étudiés sont au nombre de trois : deutons (100 MeV/u) + 238U, deutons (100 MeV/u) + 9Be et 36Ar (95 MeV/u) + 12C. À 00 pour les cibles de Be et U, la mesure a aussi été faite avant et après des blocs de béton, ceci nous a permis d'évaluer les longueurs d'atténuation correspondantes en fonction de l'énergie. L'évolution du débit de dose de la cible d'uranium a été suivi durant plusieurs jours après la fin de l'irradiation.

Après avoir rappelé les enjeux liés à la future gestion des déchets de très faible activité pour EDF en terme de tonnages, on décrit à quoi conduit l'application des principes liés à cette gestion : zonage des installations, mise en place de filières, traçabilité des déchets et contrôles associés. L'origine des déchets est ensuite décrite de manière qualitative et quantitative, notamment l'étalement de leur production dans le temps. La gestion des TFA envisagée à EDF est abordée : stockage dans un centre de stockage dédié et filières de traitement/élimination dont l'impact radiologique et le coût seraient jugés acceptables. L'exemple d'étude de filières de traitement des huiles TFA est alors développé : notamment les hypothèses retenues et les principaux résultats en matière d'impact radiologique. On justifie le choix de l'incinération et l'on décrit les difficultés pressenties pour sa mise en oeuvre industrielle. Les autres études en cours sont citées et les principales conclusions sont tirées : période charnière, pour le sujet, entre réflexion et action ; adaptation des démantèlements engagés aux principes en cours d'émergence et forte communication associée.

Dans le cadre de l'instruction des demandes d'autorisation de rejet, ainsi que pour l'étude de l'impact dosimétrique sur le public des rejets d'effluents atmosphériques radioactifs en fonctionnement normal des installations nucléaires, l'Institut de protection et de sûreté nucléaire a développé le logiciel FOCON96. FOCON96 calcule la dispersion des gaz et des aérosols dans l'environnement (contamination de l'air et dépôt au sol), leur transfert dans la biosphère (sols, végétaux et animaux) et leur impact sur l'homme (doses individuelles efficaces et aux organes, exposition externe au panache et au dépôt, exposition interne par inhalation et ingestion). Doté d'une interface homme-machine ergonomique et conviviale, FOCON96 propose de nombreuses fonctionnalités (modularité, valeurs par défaut, choix de bibliothèques, accès à tous les paramètres des modèles, imposition de résultats, gestion de dossiers de calcul, calculs effectués en ligne, etc.). Dans le contexte européen, une intercomparaison avec le logiciel PC-CREAM, développé par le National Radiological Protection Board, a mis en évidence la cohérence des résultats des deux logiciels. Une même démarche comparative en ce qui concerne l'interface homme-machine et les fonctionnalités a mis en évidence une plus grande simplicité d'utilisation de FOCON96. à ce jour, FOCON96 n'est pas adapté pour effectuer une reconstitution des doses reçues une année donnée consécutivement à un fonctionnement de longue durée dune installation. Une évolution du logiciel sera envisagée si ce type de calcul est amené à se généraliser.

L'exposition de la population la radioactivité d'origine naturelle est une caractéristique permanente et inluctable de la vie sur terre. Deux sources principales contribuent à cette exposition : les particules de haute énergie du rayonnement cosmique atteignant l'atmosphère terrestre et les nucléides radioactifs provenant de la croûte terrestre, qui marquent notre environnement comme notre propre corps. Ces sources sont responsables de notre exposition externe et interne. Les niveaux de ces expositions et leur domaine de variation en Suisse sont résumés ici et confrontés du point de vue de la dose efficace aux contributions d'origine artificielle. Il résulte que les expositions dues au bruit de fond naturel sont plus significatives pour la population que la plupart des expositions issues des sources engendrées par l'homme.

Nos connaissances sur les sources naturelles de rayonnements ont beaucoup progressé au cours de ces quinze dernières années. Il est aujourd'hui possible d'établir un bilan assez précis des doses qui en résultent en moyenne pour les populations. Il s'avère aujourd'hui que les incertitudes principales entachant les estimations de dose sont dues aux incertitudes des modèles dosimétriques permettant la conversion d'exposition en dose. Le radon est sans doute le radionucléide pour lequel les incertitudes sont les plus grandes, mais il en existe aussi pour les rayonnements cosmiques et les radionucléides ingérés.

L'intérêt d'étudier les effets des rayonnements ionisants sur les structures biologiques relève non seulement de la compréhension fondamentale des mécanismes aboutissant aux dommages radio-induits mais aussi de problèmes beaucoup plus pragmatiques que sont les irradiations accidentelles ou la radiothérapie. Parmi l'ensemble de ces études autant fondamentales qu'appliquées, les neutrons occupent une place importante, en raison de leur mode particulier d'ionisation indirecte et de leurs applications tant civiles que militaires. Cette revue a pour but de rappeler certains effets biologiques spécifiques des neutrons et les moyens biologiques de les mesurer. Ces effets sont globalement plus graves que ceux provoqués par les rayonnements de plus faible TEL (rayonnements X et g) pris comme référence, à tous les niveaux de mesure utilisés, que ce soit les aberrations chromosomiques, la survie cellulaire ou la carcinogénèse. Cette différence est vraisemblablement liée à la densité du dépôt d'énergie dans les cibles vitales de la cellule, et à l'absence de variations significatives liées à l'oxygénation, au débit de dose ou au fractionnement. De tels effets délétères à considérer en cas d'accident de criticité peuvent paradoxalement devenir des avantages en cas d'irradiation thérapeutique.

Les activités des différents sites nucléaires de la région du Nord Cotentin ont créé un marquage de l'environnement par des radio-isotopes artificiels. Les modélisations indiquent que la contamination éventuelle des habitants du Nord Cotentin, après un transfert complexe des radio-isotopes dans la nature, ne peut contribuer qu'à un excès de dose efficace d'une centaine de microSieverts par an. Le but de cette étude est d'apporter une évaluation directe chez l'homme des contaminations radioactives potentielles par anthropogammamétrie et examen radiotoxicologique urinaire. Soixante et onze pompiers de la Communauté Urbaine de Cherbourg dont un sous-groupe de 19 plongeurs ont été examinés. Aucun radio-isotope émetteur a, b et g n'a été mis en évidence (valeurs inférieures aux seuils de mesure). Ces résultats confirment que la contamination éventuelle est infinitésimale excepté pour les actinides pour lesquels la démonstration n'est pas faite car les seuils de mesures sont trop élevés. Une étude similaire effectuée par Watson et Sumner dans la région de Dounreay indique que la contamination humaine éventuelle par les actinides est infinitésimale, et que la dosimétrie correspondante est de l'ordre de grandeur attendu par modélisation.

L'irradiation des tissus de l'arbre respiratoire par des radioéléments d'origine naturelle provient principalement de l'exposition au radon et à ses descendants à vie courte. La dose délivrée aux différentes régions du poumon après inhalation de radon et de ses descendants ne peut pas être mesurée directement. Elle doit être calculée en utilisant des modèles mathématiques qui prennent en compte les différents processus impliqués, inhalation, dépôt, clairance et décroissance des descendants dans les voies respiratoires. Après un bref rappel historique des principaux modèles dosimétriques, une revue des principaux modèles morphométriques utilisés pour la modélisation est réalisée. Le nouveau modèle de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) est présenté et l'influence de la localisation et de la répartition des cellules cibles, et des paramètres liés au dépôt et à la clairance sur le calcul des doses est décrite. Enfin, une comparaison entre les différents modèles dosimétriques et l'influence des variables de modélisation est réalisée afin dévaluer les incertitudes sur les calculs des doses.

La quantification directe rapide de l'excrétion urinaire de l'uranium est souvent perturbée par des incertitudes métaboliques et par des interférences analytiques. Ces phénomènes conduisent à des limites de détection ou à des incertitudes trop élevées. La technique proposée associe à la fois un traitement rapide de l'échantillon et un système optimisé de mesure. L'association d'un laser solide de puissance utilisé comme source d'excitation et d'un fluorimètre modifié du commerce permet d'atteindre les objectifs de l'étude : rapidité de réponse et facilité de mise en oeuvre, précision et exactitude inférieures 10 %. Les stades analytiques selon deux modalités (mesure directe et après minéralisation de l'échantillon) sont décrits. Les résultats expérimentaux portant sur 120 mesures sont comparés aux résultats obtenus par chromatographie d'extraction. Les avantages et inconvénients de la technique sont commentés. Enfin les valeurs de l'excrétion urinaire naturelle de l'uranium chez 80 travailleurs non-exposés de la région de Marcoule sont présentées en fonction de la technique analytique choisie.