Le 17 septembre 2009, un exercice de crise national a eu lieu sur le site du Commissariat à l’énergie atomique (CEA) de Saclay. Le scénario choisi était la fusion à l’air d’un élément combustible du réacteur de recherche OSIRIS. L’objectif de cet exercice était d’atteindre le niveau d’intervention conduisant à la distribution d’iode stable à Villiers-le-Bâcle. Pour que l’exercice puisse se dérouler de façon optimale, il était important de simuler un ensemble d’appareils utilisés par les personnels réalisant les mesures pour le compte des pouvoirs publics ou de l’exploitant et ceci à n’importe quel endroit de l’espace et moment de la mesure. Au vu du grand nombre de données à fournir en temps réel, il était illusoire de vouloir utiliser un logiciel de calcul de type dispersion atmosphérique le jour de l’exercice. En effet, les temps de réponse de ce type de code ne sont pas compatibles avec la réponse opérationnelle attendue par les acteurs de l’exercice. Il a donc été décidé de mettre au point une méthode permettant de répondre rapidement à chacune des demandes des acteurs de terrain, quelle que soit la grandeur demandée, l’heure de la demande et la position du point de mesure. Cet article décrit la méthode et les outils ayant permis de simuler ces grandeurs. Douze grandeurs ont été simulées en 1000 points de mesures dans un domaine spatial de 60 km2 et pour 18 instants de calcul, le tout représentant plus de 200 000 valeurs. La préparation a demandé 6 semaines de travail. Ceci a permis aux scénaristes de répondre à l’ensemble des sollicitations des acteurs de terrain dans des temps très rapides. Les personnels assurant les mesures ont réalisé des mesures sur environ 250 points (dans l’espace et le temps) représentant de l’ordre de 1000 valeurs.

La directive européenne 2006/25/CE, relative à l’exposition des travailleurs aux rayonnements optiques, prévoit l’évaluation des risques au poste de travail par la mesure et/ou le calcul. L’objectif de cette étude était de permettre à des organismes de contrôle de mettre en œuvre la directive en mettant à leur disposition une méthodologie simple d’évaluation des risques in situ, compatible avec leurs moyens. Cette étude a donc consisté à faire un état du marché, acquérir quelques appareils de mesure de coût raisonnable (radiomètres et spectroradiomètres) et ensuite évaluer leurs performances. Les résultats des mesures effectuées sur 5 lampes de spectres divers, à l’aide de ces appareils, ont été comparés à ceux donnés par un spectroradiomètre de laboratoire pris comme référence. De cette étude il est ressorti qu’aucun d’eux ne permet de mesurer avec une précision acceptable le rayonnement émis par des sources de différentes natures sur l’ensemble du domaine spectral compris entre 180 et 3 000 nm. Les radiomètres ne sont pas adaptés à la mesure de sources émettant sur un domaine spectral étroit. Les spectroradiomètres à simple monochromateur ou à barrettes CCD linéaires présentent quant à eux des erreurs importantes attribuables à la lumière parasite (stray light). Cependant, l’approche d’une méthode de correction de cette lumière parasite a montré qu’il était possible d’améliorer la précision de ces appareils.

La mise en œuvre des concepts de seuil de décision et de limite de détection pose souvent des problèmes aux métrologues des laboratoires d’analyse de biologie médicale chargés de la surveillance des salariés exposés aux rayonnements ionisants. Les problèmes mis en avant sont souvent relatifs au choix à faire entre diverses formules, dont les résultats numériques présentent cependant rarement des différences significatives. Les raisons plus profondes des difficultés rencontrées sont en fait d’une part la signification et l’interprétation de ces tests statistiques, et d’autre part les valeurs utilisées dans ces formules parmi lesquelles l’estimation du bruit de fond reste la grandeur essentielle et la plus délicate à définir. L’objectif de ce premier article est de revenir dans un premier temps sur les fondements des concepts de seuil de décision et de limite de détection, en distinguant d’une part la méthode de détermination du seuil de décision basé sur un risque d’erreur a priori de première espèce, d’autre part l’interprétation du résultat après mesure de l’échantillon. Nous exposerons ensuite quelques exemples d’optimisation de ces seuils et limites en spectrométrie gamma, où nous verrons que tout repose sur la recherche de la meilleure estimation possible du bruit de fond qui nécessite bien plus une maitrise de la mesure que des outils de statistique. Un second article, mettant en œuvre les principes exposés ici, sera plus particulièrement consacré à la démarche d’optimisation des seuils de décision en spectrométrie alpha pour les dosages d’uranium dans les urines.

Cette seconde partie s’appuie sur les principes de détermination et d’optimisation des seuils de décision (SD) développés dans la première partie. Il s’agit d’une application de ces principes sur des spectres alpha de type uranium urinaire, au sein d’un laboratoire d’analyses de biologie médicale. Nous avons vu que l’un des paramètres principaux dans l’évaluation de SD était la détermination la plus précise possible du bruit de fond. La difficulté essentielle est ici d’estimer sur les spectres échantillons la valeur du bruit de fond dans les régions d’intérêt des trois isotopes 234U – 235U et 238U. Ces difficultés proviennent des très faibles valeurs de comptages ainsi que des traînes générés par les phénomènes d’atténuation en énergie dans les échantillons. L’amélioration des SD et des limites de décision (LD) a pu être obtenue par l’optimisation du marquage des zones d’intérêt ainsi que l’optimisation de l’activité du traceur utilisé pour déterminer le rendement chimique de la technique mise en œuvre. Cette étude s’est concrétisée par la réalisation d’une interface de présentation des résultats d’analyse, couplée à un logiciel de spectrométrie alpha, permettant aux utilisateurs de disposer des informations nécessaires et suffisantes pour juger au mieux et au plus bas niveau possible d’une éventuelle contamination interne.

Bitumen samples and soil samples around a bituminous deposit in Ondo State, Nigeria, were analysed for 40K, 226Ra and 232Th employing gamma-ray spectrometry. The activity concentrations of 40K, 226Ra and 232Th in soil varied from (45.2 ± 5.3) to (484.2 ± 25.9), BDL (below detectable limit) to (27.7 ± 2.1) and (22.8 ± 2.7) to (62.4 ± 6.8) Bq.kg-1, respectively. The corresponding mean values were (240.2 ± 133.5), (13.3 ± 8.0) and (40.0 ± 10.2) Bq.kg-1, respectively. The mean activity concentrations of the radionuclides in the bitumen were (58.4 ± 36.4), (16.1 ± 13.3) and (32.5 ± 13.1) Bq.kg-1, respectively, for 40K, 226Ra and 232Th. The mean absorbed dose and effective dose for the soil samples were (41.5 ± 8.9) nGy.h-1 and (50.7 ± 10.9) μSv.y-1, respectively, while those of the bitumen samples were (29.5 ± 15.6) nGy.h-1 and (36.1 ± 19.1) μSv.y-1, respectively. For radiological hazard assessment, the radium equivalent activity and the external hazard index were determined. The values of the radium equivalent activity and external hazard index obtained for the soil and bitumen samples were lower than the recommended limit.

La mesure du tritium sous ses différentes formes (gaz (HT), eau (HTO), ou solide (hydrures)), est une étape importante pour l’évaluation des risques sanitaires et environnementaux associés et in fine son estimation dosimétrique. Dans les échantillons du règne végétal ou animal, le tritium est associé à la fraction eau libre et est inclus dans les composés organiques sous forme de tritium organiquement lié (TOL). Dans ce cas, 2 formes existent : (i) la fraction dite échangeable ou labile (TOL-E) liée à des atomes d’oxygène et d’azote ; (ii) la fraction dite non échangeable (TOL-NE) liée aux atomes de carbones. La technique de référence pour l’analyse du tritium est la scintillation liquide permettant de mesurer des concentrations de l’ordre de quelques Bq.L-1. Les normes (AFNOR, ISO) publiées à ce jour ne concernent que l’analyse du tritium dans l’eau. Seule une méthode CETAMA aborde la mesure du TOL dans des milieux biologiques. Cette méthode a été testée depuis 2001 via des circuits d’intercomparaisons sur des échantillons d’herbe prélevés dans l’environnement. Concernant l’analyse du tritium dans les eaux, les principaux points forts sont la fiabilité de cette analyse pour des concentrations de l’ordre de 1 Bq.L-1, la robustesse et la simplicité de mise en œuvre. Les points faibles sont essentiellement liés à des problèmes de bruit de fond, de conservation et de contamination des échantillons. Concernant l’analyse du TOL, l’analyse est fiable pour des valeurs de l’ordre de 50 Bq.kg-1 d’échantillon frais. Les points faibles sont des problèmes de contamination, de reproductibilité, de temps d’analyse (2 à 6 jours) et l’absence de matériaux de référence. La difficulté à ce jour est la séparation entre TOL-E et TOL-NE qui doit être validée expérimentalement.

The general objective of the OSPAR radioactive substances strategy is to prevent pollution of the maritime area from ionising radiation through progressive and substantial reductions of discharges, emissions and losses of radioactive substances, so that concentrations in the environment are close to background for naturally occurring radioactive substances and close to zero for artificial radioactive substances. The third periodic evaluation of progress towards the objective of the OSPAR radioactive substances strategy concludes that, due to issues concerning the availability of reported data, it is not possible to come to firm conclusions as to whether the aims of the OSPAR radioactive substances strategy are currently being delivered. However, in general there is an indication of a reduction in average marine concentrations of selected radionuclides associated with the nuclear industry, while doses arising from these selected radionuclides in the OSPAR maritime area to humans are well within internationally recommended limits and are below the lowest levels at which any effects are likely to occur for marine biota.

The 12th European ALARA Network (EAN) workshop on “ALARA issues arising for safety and security of radiation sources and security screening devices” took place in Vienna (Austria) in October 2009. The aim of that workshop was to consider how the implementation of ALARA, in terms of planned and emergency situations, involving worker and public doses, is affected by the introduction of security-related measures. In the case of new equipment and procedures, there was also the question of whether exposures arising from security screening devices can be justified and optimised. This workshop consisted of invited oral presentations, which highlighted the main issues, and half of the programme was devoted to discussions within working groups on specific topics. During their discussions, the working groups identified recommendations dealing with the following topics: the implementation of the Code of Conduct and HASS – ensuring ALARA; balancing security and safety – how to achieve an optimum solution; the management of an emergency exposure situation from an ALARA perspective; the justification and optimisation of the use of security devices. The objective of this paper is to present the main conclusions and recommendations produced during the workshop. Individual presentations (papers and slides) as well as the reports from the working groups are available to download on the EAN website (http://www.eu-alara.net).