La Commission internationale de protection radiologique a mis l’été dernier sur son site Internet, pour avis, son nouveau projet de recommandations avant de le finaliser courant 2005. Comme pour les ébauches précédentes, la Société française de radioprotection a, au travers d'un groupe de travail, fait ses commentaires sur le projet actuel. Le texte envoyé à la CIPR est présenté ici aux lecteurs de la revue de la SFRP.

DOSICARD est un dosimètre électronique de rayonnements X et gamma de la dimension d'une carte de crédit. Il est destiné à être porté par les travailleurs des installations nucléaires civiles ou militaires, des centres de recherche et des milieux médicaux. DOSICARD permet une gestion souple et le suivi en temps réel des expositions aux rayonnements de ces personnes. Des alarmes sonoreet visuelle correspondant à des seuils de dose ou de débit de dose en font un appareil de protection efficace sur les lieux de travail. DOSICARD peut être utilisé de manière autonome ou en relation avec un système informatique quipermet un traitement collectif des informations.

L'exposition aux rayonnements ionisants à des doses moyennes ou fortes entraîne une pathologie mixte. Dans plusieurs accidents d'irradiation, il a été constaté que les dysfonctionnements intestinaux étaient fortement impliqués dans le décès des patients. Cependant, l'apparition du syndrome gastro-intestinal, classiquement défini comme étant la perte de la muqueuse intestinale, n'est jamais très évidente. Néanmoins, il est admis que l'atteinte du système gastro-intestinal, plus particulièrement sa fonction de barrière, joue un rôle important dans l'évolution du syndrome de défaillance multiviscérale (Multiple Organ Failure) observée dans les derniers accidents (TokaïMura). Une exposition aux rayonnements ionisants provoque des modifications de la motricité intestinale qui peuvent conduire à la diarrhée. La diarrhée peut provenir également des altérations des processus d'absorption et/ou de sécrétion. En effet, une perte des cellules de la barrière intestinale et des modifications concomitantes de la fonction des systèmes de transport des nutriments et/ou des électrolytes sont observés. Ces fonctions intestinales sont sous le contrôle des multiples agents (tels que des contenus intestinaux, des neurotransmetteurs, des agents paracrines et des hormones) qui sont aussi modifiés. À l'heure actuelle, les traitements contre les atteintes digestives restent symptomatiques mais l'utilisation des facteurs de croissance et/ou l'apport de nouvelles cellules semblent prometteur pour l'avenir.

Sediments may act as a sink for nutrients and trace metals after deposition. It may pose a risk for surface water quality and ecosystem health when environmental changes lead to release nutrients and trace metals stored in these sedimentary stocks. The management of the quality of freshwater systems needs to understand the processes of remobilisation of these stocks. This mobility is dependent on the erosion, on the interstitial diffusion of the mobile phases and on the bioturbation. These mechanisms depend on early diagenetic processes that condition the physical and biogeochemical properties of the sedimentary column. These properties are mainly influenced by the redox transformations resulting from oxidation of the organic matter by the microbial activity. These reactions generate vertical profiles of nutrient and metals concentrations along the sedimentary column. This paper aims to propose a modelling and an experimental protocol to determine vertical profiles of nutrients and trace metals in saturated sedimentary columns of freshwater systems. The modelling approach is based on a coupling between bio-geochemical processes [1], interstitial diffusion [2, 3] and solid-liquid exchanges. The main originality of the model is the pH determination that is directly calculated from the pore water concentrations of the ionic species. As illustration, this paper presents an application to natural sediment cores collected in the Durance Rivers.

L'utilisation de sources radioactives non scellées peut occasionner des accidents de contamination cutanée. Le détriment est fonction de la dose absorbée par la couche basale de l'épiderme. Il dépend principalement du spectre β des rayonnements, l'énergie déposée due aux γ ne dépassant généralement pas quelques % pour les radionucléides les plus courants. Si le contaminant pénètre dans la peau, l'atteinte dépend alors principalement de la nature physico-chimique du contaminant et du temps de contact avec la peau. Par ailleurs, la cinétique de pénétration d'une substance à travers la peau est influencée par différents facteurs. Afin de déterminer la dose absorbée par la couche basale de l'épiderme, nous avons réalisé différentes études de contamination cutanée par comptage externe : dans une première partie nous avons mesuré in vivo chez le porc l'absorption cutanée d'un radioélément (99mTc) dilué dans du sérum physiologique, dans un solvant aprotique (DMSO) connu pour favoriser la perméabilité cutanée, et en faisant varier le pH de la solution contaminante. Dans unedeuxième partie, nous avons réalisé une étude en faisant varier le temps de contamination et en faisant varier l'état d'hydratation de la peau. Les résultats de l'absorption cutanée, pour des temps de contact de 1 et 5 minutes, ontmontré qu'elle était favorisée in vivo, ce qui a été quantifiée par une perte de comptage d'électrons (comptage externe de l'électron à 120 keV du 99mTc) d'environ 5 %, une heure après la contamination, pour tous les vecteurs chimiques.La variation du temps de contamination et de l'état d'hydratation de la peau avant contamination n'a pas permis d'observer des résultats différents. A partir de ces résultats, un modèle de distribution exponentielle décroissante desradioéléments dans l'épiderme a permis de calculer le débit d'équivalent de dose absorbé par la couche básale de l'épiderme : lors d'une contamination de 5 minutes sur une surface de 9 cm2 avec du 99mTc, ce débit d'équivalent de dose est de 0,98 mSv h-1 par 37 kBq cm-2 (µCi cm-2). Par la méthode de Monte-Carlo, dans l'hypothèse où il n'y a pas d'absorption cutanée, le débit d'équivalent de dose était de 0,94 mSv h-1 par 37 kBq cm-2. Une expérience préliminaireavec un émetteur β pur (14C) a confirmé également une perte de 5 % du comptagedans les mêmes conditions expérimentales.

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 vieréalisées aux alentours de ces installations sont relativement rares. Cet article recense les valeurs disponibles pour renseigner différents paramètres de mode de vie associés aux voiesd'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 deaude 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 recenséesproviennent 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 cesont 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 sontproposées pour l'individu moyen et pour des groupes de populations particulièrement exposés de par leurs habitudes de vie.

Cette seconde partie s’appuie sur les principes de détermination et d’optimisation desseuils de décision (SD) développés dans la première partie. Il s’agitd’une application de ces principes sur des spectres alpha de type uranium urinaire, ausein d’un laboratoire d’analyses de biologie médicale. Nous avons vu que l’un desparamètres principaux dans l’évaluation de SD était la détermination la plus précisepossible du bruit de fond. La difficulté essentielle est ici d’estimer sur les spectreséchantillons la valeur du bruit de fond dans les régions d’intérêt des trois isotopes234U – 235U et 238U. Ces difficultés proviennent destrès faibles valeurs de comptages ainsi que des traînes générés par les phénomènesd’atténuation en énergie dans les échantillons. L’amélioration des SD et des limites dedécision (LD) a pu être obtenue par l’optimisation du marquage des zones d’intérêt ainsique l’optimisation de l’activité du traceur utilisé pour déterminer le rendement chimiquede la technique mise en œuvre. Cette étude s’est concrétisée par la réalisation d’uneinterface de présentation des résultats d’analyse, couplée à un logiciel de spectrométriealpha, permettant aux utilisateurs de disposer des informations nécessaires et suffisantespour juger au mieux et au plus bas niveau possible d’une éventuelle contaminationinterne.

Les techniques employées pour quantifier les émetteurs bêta purs (3H, 14C, 90Sr, 36Cl, 63Ni…) dans les matrices environnementales sont basées sur une sélectivité physico-chimique de l’élément suivi d’une mesure par scintillation liquide ou comptage proportionnel. Nous avons étudié une configuration de mesure simple, basée sur des détecteurs silicium minces (PIPS), afin d’obtenir une sélectivité spectrométrique couplée ou non à une sélectivité physico-chimique. La quantification de sources pures montre que les limites de détection sont du même ordre de grandeur que celles obtenues par les méthodes conventionnelles avec l’avantage de préciser la présence d’interférents résiduels. De même, pour des mesures de surveillance ou de contrôle réglementaire, excluant une préparation chimique importante, la contribution des radionucléides naturels est souvent à la base de la mise en œuvre de mesures complémentaires. Cette contribution des naturels peut être observée afin d’exclure la nécessité de ces mesures complémentaires même si les seuils globaux réglementaires sont dépassés.

Le dispositif de surveillance de la radioactivité de l’environnement, exploité aujourd’hui par l’IRSN, est le fruit d’un développement historique et graduel, démarré à la fin des années 50. Au départ, la mise en place d’une surveillance radiologique du territoire visait à mesurer les retombées radioactives des essais nucléaires atmosphériques réalisés dans l’hémisphère nord. Cette surveillance s’est renforcée à partir des années 70, avec le développement du parc électronucléaire français, pour aboutir à un ensemble de réseaux permanents qui fournissent de nombreux résultats de mesure, en temps réel dans le cas de la télésurveillance, ou dans des délais aussi courts que possible dans le cas des analyses d’échantillons en laboratoires. L’IRSN estime aujourd’hui que les dispositifs de surveillance et leur déploiement doivent s’adapter aux évolutions des techniques, des connaissances de l’état radiologique de l’environnement et des besoins nouveaux exprimés par la société.

L’objectif de cette étude est de faire le point sur l’irradiation du patient dans le domaine de la radiologie dentaire. Les avancées technologiques en imagerie médicale amènent des perspectives intéressantes quant aux possibilités de réduction des doses. Dans ce travail, les doses délivrées aux patients lors d’examens intra-oraux, panoramiques et tomographiques, ont été évaluées sur quelques installations. La dose au patient est généralement estimée en utilisant des indicateurs dosimétriques, tels que le kerma dans l’air à la surface d’entrée du patient (KASE) et le produit kerma surface (PKS). Ces valeurs sont facilement mesurables et permettent d'évaluer la dose efficace pour un patient standard. Le PKS a été mesuré pour un système intra-oral analogique muni de films de sensibilité D et E/F, ainsi que pour une installation munie d’un détecteur numérique. Afin d’évaluer les doses en radiographie panoramique, le PKS a également été déterminé pour des orthopantomogrammes (OPGs) de différentes générations. Finalement, les doses délivrées aux patients lors d’examens tomographiques en implantologie ont été évaluées à l’aide des mesures du produit kerma longueur (PKL) et de l'indice dedose en tomodensitométrie (CTDIw) pour deux types d’installation : un tomodensitomètre muni des fonctions Dentascan et un système dédié basé sur la technique DVT (Digital Volume Tomography). L'utilisation d’un film E/F au lieu d’un film D permet de réduire le PKS d’un facteur 2 avec une légère augmentation du bruit de l’image. Les systèmes numériques permettent une réduction additionnelle de la dose d’un facteur 6 mais avec une dégradation importante de la résolution spatiale (passage de la FTM à 50 % de 13 mm–1 à 5 mm–1). Le PKS mesuré sur les OPGs a démontré que l’ancien système génère une dose trois fois plus élevée qu'un système plus récent. Le système de tomographie dédié permet de réduire la dose au patient d’un facteur 18 en comparaison avec un système CT Dentascan.

The two-chamber (water and bottom sediments) model was used to analyze factors influencing magnitude of 137Cs accumulation factor in bottom sediments of rivers and lakes with concentration of the radionuclide close to background levels. The most probable values of the factor are given. It is proposed to use the factor for assessments of 137Cs activity in water on the base of its observed activity in bottom sediments.

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 faiblesensibilité 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 totalesous 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).

Récemment encore, les méthodes d'imagerie proposées dans le diagnostic précoce des lésions d'irradiation localisée semblaient faire défaut. La tomodensitométrie et la scintigraphie augallium-67, examens de pratique courante, ont été étudiées dans un modèle expérimental d'irradiation localisée, développé après plusieurs accidents de surexposition. Douze lapins ont étéirradiés 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 modificationsprécoces 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 jouraprès 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 undiagnostic 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, classiquementcaractérisés par des délabrements musculaires et le développement d'une sclérose atrophique.

The management of high level radioactive waste is nowadays recognised as a complex decision-making where no solution can be reached solely on the basis of technical considerations. While this issue is acknowledged as a problem for the community as a whole, waste management remains a global problem looking for a local solution. Starting from this view, COWAM network (Community Waste Management), developed under the Fifth Framework Programme of the European Commission, addressed the following objectives: 1) To empower local actors through a networking process; 2) To gather and discuss the available experiences of decision-making processes at the local level within their national context in Europe; 3) To set up an arena for balanced exchanges between local actors, NGOs, regulators and implementers; 4) To promote new approaches to decision-making in national contexts in Europe. COWAM network comprises 230 delegates from 10 European countries, involving in priority local communities and NGOs. The emphasis put on the local participation enabled members of COWAM network to overcome distrust and to build common lessons and views beyond usual stakeholder positions. Through the analysis of case studies different issues were identified, among them two relate more specifically to expertise and environmental quality in the long term and sustainable development.

The data on assessment of the irradiation doses of the Chernobyl 239,240Pu to the Black Sea hydrobionts of different trophic levels are presented. The rates of adsorbed doses of internal irradiation from the alpha-radiation of incorporated 239,240Pu to the Black Sea hydrobionts varied from 0.01 to 0.354 µGy ⋅ years-1 Comparative analysis of dose levels formed with 239,240Pu to studied hydrobionts of the Black Sea in this work and doses formed with natural alpha-emitting radionuclide of 210Po showed that 239,240Pu irradiation doses are 103–104 times lower, than irradiation doses with 210Po. Hence, doses created with 239,240Pu to the Black Sea hydrobionts were in n ⋅ 106–107 times less than the dose level offered by International Atomic Energy Agency (IAEA), at which there are no negative consequences in populations of aquatic organisms.

Les investigations du rayonnement cosmique font partie à la fois de la physique des particules élémentaires, de l'astrophysique, de l'environnement, de la radioprotection et des techniques instrumentales liées à toutes ces disciplines. L'évolution technique et scientifique actuelle met de plus en plus souvent l'homme et le matériel dans des conditions d'exposition radiative quasipermanente (espace - énergétique - milieu médical - applications industrielles). Le développement des techniques de détection et la bonne connaissance des champs de rayonnement représentent en général une base essentielle pour une radioprotection efficace et préventive. Les études effectuées au cours de ce travail ont mis en évidence de nombreux phénomènes tels que les cascades électromagnétiques ou l'effet Tcherenkov. Les variations du rayonnement cosmique peuvent être évaluées avec un télescope muonique et des détecteurs Tcherenkov à base d'eau. De plus, la détection des particules les plus énergétiques du rayonnement cosmique peut être basée sur l'enregistrement des photons Tcherenkov créés dans l'atmosphère. Ainsi, ces nouvelles techniques jouent un rôle déterminant dans la recherche du spectre et la composition du rayonnement cosmique primaire. Ce travail a permis l'utilisation de différents codes Monte-Carlo pour simuler des cascades électromagnétiques et hadroniques dans différents milieux (EGS4 et CORSIKA 5.62). La partie “ utilisateur ” du code EGS4 a été complétée par l'effet Tcherenkov pour modéliser cet effet dans l'eau et simuler la réponse d'un détecteur concret. Les résultats obtenus ont permis d'estimer l'efficacité du télescope muonique développé à l'université de Blagoevgrad en Bulgarie et des études expérimentales liées à ce modèle ont servi à optimiser le fonctionnement du télescope muonique et donc à améliorer ses performances. Différentes caractéristiques des grandes gerbes de l'air, plus précisément la fonction de la distribution latérale du rayonnement Tcherenkov ont été obtenues par le code CORSIKA 5.62. Une approximation analytique a été trouvée. Une méthode basée à la fois sur la solution d'un problème inverse et sur l'enregistrement des photons Tcherenkov a été proposée pour déterminer la composition du rayonnement cosmique et pour estimer son spectre.

A multi-step project has been developed by eni r&m to define a TENORM (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material) management system in refinery plants, compliant with Italian regulations and international guidelines.

The project involves a preliminary survey on refineries to detect, on the basis of the production process, the sections at risk of TENORM accumulation; this analysis is followed by the consequent formation/information to the workers, dose assessment for workers and the public, introduction of radiometric characterization before release of potentially contaminated waste.

Le Service de protection radiologique des Armées (SPRA) a mené une étude afin d’évaluerl’exposition des personnels en charge de la maintenance d'un radar de type Palmier sur unebase aérienne. Le but de cette étude est d’estimer les doses reçues, de mesurer lesdifférents débits d’équivalents de dose ambiant et de définir un zonage radiologique. Auterme de deux campagnes de mesures, les doses efficaces enregistrées par des dosimètrespassifs OSL Inlight® corps entier ont permis de conforter les résultats obtenuspar les mesures radiamétriques. Par ailleurs, les débits d’équivalents de dose varient defaçon importante en fonction de la position de l’opérateur dans la zone des émetteurs. Àpartir de ces résultats, les auteurs préconisent des recommandations concernant le zonageradiologique, la catégorisation et les modalités de surveillance dosimétrique despersonnels.

In freshwater, radionuclide transfers depend both on exchanges between liquid and solid phases and on mass transfers between suspended and bottom sediment. Whereas the former ones depend on chemical processes (sorption/desorption, complexation ...), the latter ones are regulated by hydrological and sedimentary considerations (dispersion, erosion, deposit ...) closely related to the interactions between flow, suspended matter and bed sediment. Previous studies highlight the need to consider the matter heterogeneity and its specific sediment dynamics to correctly report the in homogeneity of fluxes in time and in space. These considerations lead us to develop an experimental method to distinguish the different particle groups present in natural water, mainly according to their settling kinetics. In this context, this paper presents the experimental protocol TALISMEN to characterize a natural bulk suspension according to its main settling kinetics groups. In a first step, this identification is achieved by the use of a settling tank that allows the monitoring of the suspended solid concentrations at various depths, combined to a settling model applying a multi-class approach. In a second step, the particle groups are isolated and characterized. The sorption property of each group toward 137Cs is determined by estimation of its distribution coefficients (kd) and sorption kinetics.

For dose assessment following chronic or accidental inhalation of radioactive aerosols, the dosimetric models of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) provide dose coefficients, retention and excretion functions. Unknown date or dates of intake is the major source of uncertainty in dose assessment during routine monitoring of nuclear workers. The two assumptions commonly made in dose assessment from an unknown time pattern of intake have been tested experimentally with a model of repeated inhalation by rats. The hypothetical intake derived from lung measurement was relatively reliable under the two hypotheses. The hypothetical intake derived from excreta measurement depended on the choice of hypothesis and on the real time pattern of intake.