A few neutron field spectrometry techniques are presented, namely those having impact on neutron dosimetry and using active detectors: spectrometry using recoil-proton techniques (liquidscintillation spectrometer and proportional counter) or 3He-filled proportional counters, as well as spectrometry using moderator techniques (Bonner spheres). Results obtained with thesetechniques 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.

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. Lescouples 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 aussiété 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 aété 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, notammentl'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'impactradiologique 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 résultatsen 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 lesprincipales conclusions sont tirées : période charnière, pour le sujet, entre réflexion et action ; adaptation des démantèlements engagés aux principes en cours d'émergence et forte communicationassociée.

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 auxdifférentes 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 prennenten compte les différents processus impliqués, inhalation, dépôt, clairance et décroissance des descendants dans les voies respiratoires. Après un bref rappel historique des principaux modèlesdosimétriques, 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 comparaisonentre les différents modèles dosimétriques et l'influence des variables de modélisation est réalisée afin dévaluer les incertitudes sur les calculs des doses.