Ce travail présente une application de dosimétrie cartographique gamma à l'intérieur d'un mannequin anthropomorphe irradié en champ mixte neutron-gamma (avec gamma/n = 0,16 dans l'air). Les cartes de dose de gamma sont obtenues par chauffage laser impulsionnel d'une plaque d'alumine thermoluminescente (TL), dont les propriétés sont étudiées. L'alumine, du fait de sa faible sensibilité aux neutrons thermiques, est bien adaptée à la mesure de la dose gamma dans un milieu où l'abondance des neutrons thermiques peut atteindre 80% de la fluence neutronique totale sous 5 cm de modérateur. La répartition de la dose gamma dans le mannequin est comparée à celle que l'on obtient dans un champ à composante gamma prépondérante (gamma/n = 11).

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. Une revue de la littérature sur les principales caractéristiques du 237Np (physico-chimie, biocinétique, toxicité, traitements actuels) est proposée.

La dosimétrie des expositions internes aux radionucléides incorporés repose sur une connaissance aussi complète que possible du comportement des substances radioactives dans l'organisme. Ceci est essentiel pour interpréter les mesures d'activité faites dans le corps et ses émonctoires et les exprimer sous forme de quantités incorporées et de doses engagées. On décrit ici en termes généraux les voies d'incorporation, les transferts au sang, la distribution et la rétention dans les organes puis l'excrétion des radionucléides. L'ensemble de ces processus biocinétiques complexes est schématisé de façon à pouvoir être représenté par des modèles mathématiques accessibles au calcul. Depuis une dizaine d'années, la Commission internationale de protection radiologique a entrepris la révision systématique de toutes ses recommandations pour tenir compte de l'évolution des connaissances : révision des facteurs de pondération du risque stochastique, révision complète du modèle respiratoire, révision de nombreux facteurs d'absorption digestive, élaboration de modèles spécifiques de certains organes et de certains éléments. Cette démarche a conduit à réactualiser la plupart des coefficients de dose pour les travailleurs.

La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), dans ses nouvelles recommandations, propose l'utilisation de paramètres déterminés expérimentalement pour effectuer un calcul 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 dissolution et 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, et le 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 paramètres physico-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 les fraction 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.

Le personnel du milieu médical représente la majorité (70%) des travailleurs exposés aux rayonnement ionisants. Leur exposition est très variable selon les pratiques et les domaines concernés. Nous nous sommes intéressés dans ce travail à l'exposition externe en abordant successivement les concepts du passge de la dose à l'équivalent de dose, les principaux dosimètres (actifs et passifs) disponibles, l'origine de l'exposition et enfin, l'exposition individuelle au travers de la dosimétrie réglementaire et de quelques études de dosimétrie opérationnelle. Actuellement les informations issues de la dosimétrie réglementaire sont rassurantes puisque 93% des travailleurs sont exposés à des niveaux inférieurs au niveau d'enregistrement des films dosimètres (0,2 mSv) et 98% à moins de 5 mSv/an. Cependant des études en médecine nucléaire et surtout en radiologie interventionnelle montrent la nécessité d'un rappel constant des bonnes pratiques de radioprotection, le besoin de relais entre la personne compétente et les services concernés et leur intérêt pour la mise en oeuvre d'une démarche d'optimisation.


Les conséquences d'un rejet radioactif accidentel sur les productions agricoles et d'élevage dépendent dans une large mesure du contexte dans lequel se sont effectués les dépôts de radioactivité : conditions et occurrence du dépôt dans les calendriers agricoles et d'affouragement des animaux. 
Ces paramètres contextuels sont une source de variation des résultats des modèles souvent plus grande que les incertitudes liées aux facteurs de transfert eux-mêmes. Ainsi, la contamination du lait de vache évolue sur plusieurs décades dans les mois qui suivent le dépôt en fonction des pratiques zootechniques d'alimentation des animaux. De même, un plant de blé qui recevrait un dépôt d'éléments radioactifs en phase de maturation aura, à la récolte, des grains 103 à 104 plus contaminés que si le dépôt était intervenu avant la montaison.
Pour élaborer un outil d'aide à la décision comme le logiciel ASTRAL, il a été nécessaire de réaliser une modélisation de la prise en compte de ces paramètres contextuels. De plus, afin d'assister l'expert dans ses évaluations, des bases de données par défaut relatives aux pratiques agricoles et d'élevage sont proposées pour la France métropolitaine. Toutefois dans le cas d'un accident réel, pour affiner les résultats, il serait important de rapidement mettre à jour ces paramètres contextuels, qui peuvent varier d'une année à l'autre.


Dans la perspective du contrôle réglementaire de l'impact environnemental des activités d'extraction et de traitement des minerais d'uranium, l'office de Protection contre les rayonnements ionisants (OPRI) et ALGADE développent des méthodes de différentiation entre les phénomènes d'origine naturelle et ceux ayant pour origine une pratique industrielle. Il a été établi que sur ces sites la signature isotopique de l'uranium, du radium et du radon d'origine minière se distingue nettement de celle des mêmes éléments présents naturellement dans l'écosphère locale. Il en résulte une possibilité de discrimination entre les doses efficaces d'origine minière et celles qui sont à associer à la radioactivité tellurique non perturbée. Des procédures d'exploitation des résultats des réseaux de surveillance réglementaires des installations minières, fondées sur ces méthodes, sont envisageables. Elles pourraient permettre la vérification du respect de la réglementation dans les situations où les doses efficaces d'origine minière sont inférieures aux doses efficaces dues à la radioactivité tellurique et à leurs fluctuations.

Dans le cadre des études de toxicologie pulmonaire des oxydes mixtes (U,Pu)O2, nous avons étudié les propriétés physico-chimiques des poudres inhalables fabriquées selon le procédé industriel COCA et MIMAS, prélevées au poste de rectification et renfermant respectivement 5.3 et 4.7 % de Pu. Ces poudres sont étudiées après inhalation chez le rat, dans les macrophages alvéolaires extraits par lavage pulmonaire. L'analyse en spectrométrie X de dispersion d'énergie (EDS) couplée au microscope électronique a permis de mettre en évidence une forte hétérogénéité à l'échelle nanométrique de ces deux types de combustible. Les particules sont le plus souvent sous forme d'aggrégats. La plupart des particules unitaires (>60%) correspondent à de l'UO2 "pur" d'après le spectre EDS. Les autres sont soit du PuO2 "pur" soit (U, Pu)O2 avec des teneurs en Pu pouvant atteindre plus de 30 %. Les résultats semi-quantitatifs indiquent que les poudres MIMAS et COCA sont hétérogènes. L'étude autoradiographique confirme cette hétérogénéité et visualise la grande hétérogénéité de la répartition de dose au sein des tissus pulmonaires après inhalation.

Dans le domaine des eaux douces, un très grand nombre de travaux ont été réalisés pour caractériser les échanges des radionucléides entre phases solide et liquide constituant les compartiments physiques des écosystèmes naturels. Ces échanges dépendent des conditions physiques, chimiques et biologiques régnant dans le milieu. Généralement le concept de Kd ou coefficient de distribution, est utilisé pour quantifier la répartition du radionucléide entre phase dissoute et particulaire. Les principaux paramètres environnementaux influençant la valeur du Kd sont les suivants : temps de contact, concentration en matières en suspension, nature et granulométrie de la phase solide (plus particulièrement pour le césium, le cobalt, le manganèse, l'argent, l'iode), concentration en isotopes stables des phases solide et liquide (césium, cobalt, manganèse, argent), composition minérale de la phase liquide (césium), pH de l'eau (cobalt, manganèse, argent), conditions d'oxydoréduction des deux phases (césium, manganèse), composés organiques dissous (cobalt, antimoine, iode). Ainsi, en liaison avec l'influence de ces divers paramètres, la gamme de variation du Kd est très vaste pour chaque radionucléide. Cette gamme peut être réduite, pour un écosytème à un moment donné de son cycle hydrologique, si les valeurs in situ des paramètres majeurs influençant les échanges entre phases sont connus. La réalisation d'expériences, en laboratoire et/ou de terrain permet de déterminer la valeur de Kd adaptée à la situation étudiée.

La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), dans ses nouvelles recommandations, propose l'utilisation de paramètres déterminés expérimentalement pour effectuer un calcul 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 dissolution et 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, et le 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 paramètres physico-chimiques et biologiques qui entrent dans le calcul de dose : le Diamètre Aérodynamique Médian en Activité ou DAMA de 6,5 μm; la Surface Spécifique SS= 2,68 m2.g-1; et les fraction 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 6,4 10-4 et 1,5 10-3 j-1. Ces résultats intégrés dans LUDEP conduisent à une DPUI spécifique par inhalation pour ce composé UO2 égale à 2,84 10-6 Sv.Bq-1.

Récemment encore, les méthodes d'imagerie proposées dans le diagnostic précoce des lésions d'irradiation localisée semblaient faire défaut. La tomodensitométrie et la scintigraphie au gallium-67, examens de pratique courante, ont été étudiées dans un modèle expérimental d'irradiation localisée, développé après plusieurs accidents de surexposition. Douze lapins ont été irradiés par une source d'Iridium-192, avec une dose unique de 120 Gy à la peau délivrée en regard du muscle iliospinal droit, au niveau de la cinquième vertèbre lombaire. Des modifications précoces ont été observées dans ce modèle expérimental par ces 2 méthodes d'imagerie in vivo, avec un hyperfixation scintigraphique en regard de la lésion d'irradiation dès le troisième jour après irradiation et des anomalies tomodensitométriques évolutives au cours du premier mois, avec des résultats homogènes dans toute la cohorte. Ces 2 techniques pourraient contribuer à un diagnostic précoce et une évaluation pronostique des lésions d'irradiation aiguë. Un suivi portant sur une durée de 18 à 24 mois, permettant d'aborder les processus tardifs, classiquement caractérisés par des délabrements musculaires et le développement d'une sclérose atrophique.

People in France drink commonly mineral spring waters from those regions where concentrations of natural radionuclides are high. Using the recently updated age dependent dose coefficients recommended by the International Commission on Radiological Protection, (Publications 56, 67, 69, and 72), it is shown that the largely consumed natural waters can be separated into two categories: non gaseous waters for which a constant exclusive consumption would result into an annual committed effective dose around than 0.03 mSv; and the saline and gaseous ones for which, in same conditions, the dose would be 10 to 40 times higher. For the infant, the diet of whom is often including largely the first category, the annual effective dose committed over 70 years of lifetime would be around than 0.3 mSv.

Interactions between uranium and target cells: Example of UO4 particle transformation within alveolar macrophages. Interactions between uranium and target cells: examples of UO4 particle transformation within alveolar macrophages. 
The understanding of the mechanisms involved in the in vivo dissolution of inhaled particles is necessary to improve the model for determining the parameters. With that perspective, the intracellular transformation of UO4 particles has been investigated. Indeed, very few is known about this compound encountered in the nuclear fuel cycle. After instillation of UO4 particles in rats, alveolar macrophages and lung tissues have been observed. The particles break up very quickly in ultrafine particles and in some cases, this mechanism is accompanied by the formation of uranyl phosphate needles. This phenomenon takes place at very early stage, i.e., within the first 24 hours after the instillation. Particles phagocytised by macrophages in vitro have been observed after inclusion of the cells directly on the culture dish. These observations have confirmed the corrosive action exerted by the macrophages on the UO4 particles.


The military nuclear activities in the former Soviet Union led to unique contamination and resulted in high cumulative exposures. A proper assessment is needed for mitigation and for the further development of radiation protection. Environmental samples from areas affected by large radioactive releases into the Techa river starting in 1948 and by fall-out from the explosion of a tank containing high level waste in 1957, were independently analysed by two Russian groups and by our team in 1992-93. Soil, sediments, milk and fish samples were split into three aliquots and analysed for 90Sr, 137Cs and plutonium. Soil values in areas accessible to the local population were up to 16 kBq kg-1 for 90Sr, up to 26 kBq kg-1 for 137Cs and up to 12 Bq kg-1 for 239Pu, respectively. Milk generally contained low levels ranging from <1 to 25 Bq kg-1 for 90Sr, 1 to 14 Bq kg-1 for 137Cs and <0.1 Bq kg-1 for plutonium. Pike from the Techa river, however, showed 15,000 Bq kg-190Sr. In 1993, 750 in vivo measurements of 90 Sr/90Y were performed in individuals of communities situated downstream of Majak which had incorporated large activities of 90Sr from using the Techa river as drinking water supply. To help validate a large body of Russian measurements, a transportable body counter which measures the scull content of 90Sr/90Y directly from high energy β's emitted from the front of the head and also indirectly via Bremsstrahlung was developed. Although the highest activities (37 kBq) were found in persons having lived at the river Techa during the early releases, considerable 90Sr contamination, often accompanied with elevated 137Cs burdens, were also found in younger persons indicating recent ingestion. Chronic and recent contamination will add to the uncertainties involved in the assessment of bone marrow doses from 90Sr as a crucial element in dose reconstruction for the Techa river cohort. A first visit to the medical school and health institutions in Semipalatinsk and to a village having been heavily contaminated by an atmospheric bomb test at the Polygon yielded sometimes contradictory information but indicated high cumulative exposures in several Kazakh settlements adjacent to the test site. 


Le radon est un gaz radioactif dégagé par les sols et les matériaux contenant du radium. Une fois inhalé, il se dépose dans l'appareil respiratoire, où ses produits de filiation irradient les tissus, provoquant un risque de cancer. L'estimation de ce risque s'effectue à travers une approche épidémiologique ou dosimétrique. La première utilise les données sur la mortalité des mineurs ayant été exposés au radon. On extrapole ensuite les résultats à la population générale. Plus récemment, on a essayé d'estimer le risque directement à partir de la population générale. L'autre approche essaie de calculer le taux de conversion entre la concentration de radon dans l'atmosphère ambiante et la dose absorbée par l'appareil respiratoire. On estime le risque de cancer à travers un coefficient qui a été déduit des études sur les survivants de Hiroshima et Nagasaki. La gestion du risque comporte la définition de principes généraux et d'un ensemble de recommandations. Dans le passé, l'ICRP pensait qu'il ne fallait pas intervenir sur les risques provoqués par les irradiations naturelles. Depuis 1984, il a changé d'avis et a établi des limites d'acceptabilité en ce qui concerne les concentrations de radon dans les habitations. Il faut relever que les estimations du risque de cancer sont entachées de marges d'incertitude relativement élevées. Les “ jugements d'expert ” jouent un rôle important. Les “ jugements de valeur ” en revanche jouent un rôle fondamental en matière de gestion du risque. A l'évidence, il s'agit d'un problème ayant un caractère transdisciplinaire et qui soulève la question du lien entre science et société.