Advisability of using risks as indicators for estimating radiation impacts on environmental objects and humans has been justified. Results are presented from identification of dose burdens distribution to various cohorts of the population living within the Semipalatinsk Test Site (STS) and consuming contaminated farm products. Parameters of dose burden distributions are estimated for areas of livestock grazing and the most contaminated sectors within these areas. Dose distributions to meadow plants for the above areas have been found. Regulatory radiation risks for the STS population and meadow ecosystem components have been calculated. Based on the parameters estimated, levels of radiation exposure of the population and herbaceous plants have been compared.

NCRP report No.160 states medical exposures constituted nearly half of the total radiation exposure of the US population from all sources in 2006 [1]. Part of this increase in exposure is due to the rise in nuclear medicine procedures. With this observed growth in medical radionuclide usage there is an increase in the activity being released into wastewater after medical procedures. Often medical radionuclides are not 100% radionuclide pure, but meet a certain standard of purity. Of particular interest are the longer lived impurities associated with these medical radionuclides. The longer lived impurities have a higher chance of reaching the environment. The goal of this study is to identify radionuclide impurities associated with some of the more common radiopharmaceuticals Tc-99m and I-131, locate and quantify the levels of these impurities in municipal wastewater, and make a determination as to the potential long-term impact.

In this study it is shown how the behaviour of radionuclides in agricultural soils can be quantitatively estimated. The sorption of those nuclides onto soil particle surfaces is a key process which every predictive model has to take into account. This has been accomplished by implementing a component additivity (CA-) model into the well known geochemical code PHREEQC that includes the most important sorbents clay, amorphous iron oxide and organic matter. For uranium and cesium it is shown that model calculations are in excellent agreement with experimental data.

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.

Plasma Flt3-ligand as a prognostic bio-indicator of radiation-induced bone marrow damage.Following an accidental irradiation, the choice between different therapeutic strategies mainly depends upon the estimated radiation-induced bone marrow damage. It was shown recently that the serum concentration of Flt3-ligand (FL), a cytokine mainly acting on immature haemopoietic cells, is highly elevated in either acquired or induced bone marrow aplasia. This suggested to us that FL measurement could be used as a bio-indicator of radiation-induced bone marrow damage. In order to verify this hypothesis, studies were conducted in a non human primate model as well as in humans undergoing radio and/or chemotherapy. Results showed that the increase in FL concentration on day 5 after irradiation is predictive of the evolution of the haemopoietic syndrome. Similar results were obtained in humans. Overall these results suggested that FL measurement could be used as a reliable bio-indicator of radiation-induced bone marrow damage in accidental irradiation situations.

Pour le transport des matières radioactives, c'est sous l'égide de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) qu'ont été définies, il y a déjà plus de trente ans, les premières règles adoptées par l'ensemble des pays de la communauté internationale. Ces règles, revues à plusieurs reprises, ont démontré leur efficacité puisque le transport de plusieurs dizaines de millions de colis n'a conduit, tout au long de cette période, à aucun événement ayant des conséquences radiologiques. Malgré ce résultat remarquable, le souci de l'industrienucléaire de garantir un niveau de sécurité le plus élevé possible se traduit par une remise en cause permanente de ces règles. Ainsi, à peine la dernière révision de 1985 parue, des réflexions étaient engagées pour préparer la prochainerévision qui n'aura lieu qu'en 1996. Ces réflexions concernent des domaines très variés dont le transport en masse des déchets et nouveaux matériaux, une meilleure prise en compte d'autres risques pour certaines matières (UF6), laréévaluation technique de certains concepts de base à propos des transports aérien et maritime, l'impact des nouvelles recommandations de la CIPR.Compte tenu du niveau de sûreté élevé atteint, il y a lieu d'être extrêmement prudent avant de proposer toute modification qui, l'histoire le montre, va inévitablement dans le sens d'une plus grande sévérité. Cela exige une concertation de plus en plus étroite de l'ensemble des acteurs du transport, tant au niveau national qu'international, permettant de garantir le rôle de leader de l'AIEA, à défaut de quoi le risque est une disparition, à terme, du règlement basé sur un consensusinternational.

Une étude radioécologique a été menée sur les canaux rhodaniens du réseau hydraulique régional propriété de la région Languedoc Roussillon, gérés par BRL. Ces canaux transfèrent de l’eau du fleuve Rhône vers les territoires des départements du Gard et de l’Hérault à des fins d’irrigation et de production d’eau potable. Nos résultats montrent que les caractéristiques hydrauliques intrinsèques des canaux de transport d’eau influent sur la distribution solide/solution des éléments traces en transit et par conséquent sur leur transfert vers les milieux récepteurs. Si les concentrations en phase dissoute (eau filtrée) sont conservées, les concentrations en phase particulaire (matières en suspension et sédiments) sont significativement modifiées au cours du transit. Outre la ségrégation granulométrique des particules entre l’amont et l’aval du système, ces résultats sont très probablement liés à la production biologique autochtone (phyto et zooplancton). Ces résultats originaux soulignent le caractère atypique des canaux de transport d’eau quant au transfert des éléments potentiellement contaminants.

La Commission internationale de protection radiologique a récemment approuvé un nouveau modèle pour la dosimétrie des voies aériennes. Ce modèle a été conçu pour décrire le plus fidèlement possible l'incorporation, le dépôt etle devenir biocinétique des radionucléides inhalés, et pour calculer les doses délivrées à l'appareil respiratoire. Un logiciel, basé sur le nouveau modèle, a été développé pour faciliter l'application pratique des nouvelles recommandations,et permettre d'en évaluer les conséquences radiologiques pour le poumon et lesautres organes. LUDEP 1.0 (LUng Dose Evaluation Program) est un programme convivial pour ordinateur PC compatible IBM qui permet à son utilisateur de calculer les doses délivrées à l'appareil respiratoire et, secondairement,aux autres organes.

L'expérience acquise à Comurhex Narbonne dans la surveillance de l'expositiondes travailleurs à des composés industriels de l'uranium nous a permis de développerune méthode d'évaluation des risques au poste de travail. Cette méthodeappliquée à l'UF4 comporte 4 étapes :1. la connaissance des caractéristiques physico-chimiques du composé (densité,surface spécifique, spectrométrie X et enrichissement) ;2. l'évaluation des concentrations au poste de travail ainsi que la granulométrie ;3. la solubilité in vitro dans des solutions biologiques synthétiques de type Gambleavec l'étude des effets de certains éléments comme l'oxygène ou les ionssuperoxydes O[math] ; ceci permettra de définir la solubilité du composé en terme dedissolution suivant la classification CIPR (D, W, Y) ;4. la surveillance radiotoxicologique à l'aide d'examens de routine dans les urineset de compléments de mesures par le dosage des selles et par des anthropogammamétries.Les résultats et données actuelles sont présentés.

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.

The UK Government has said that energy companies can invest in new nuclear power stations. As part of this, the safety, security and environmental regulators (the Nuclear Directorate of the Health and Safety Executive and the Environment Agency in England and Wales) are engaged in a process known as generic design assessment (GDA) that was proposed by UK Government to improve the process of consulting on and approving new nuclear power stations. The GDA process is expected to take about 3½ years to complete. From an environmental perspective, the Environment Agency is interested in assessing whether the proposed reactor designs represent the 'best available techniques' (BAT) with regard to environmental discharges. This paper describes a project that has been assessing BAT for radioactive discharges for analogues (i.e. the previous generation) of four reactor designs on which assessment work started in 2007. Where possible data on environmental discharges has been collated for individual radionuclides for a number of reactor analogues and the discharge performance has been normalized with respect to thermal and electrical outputs to allow trends in the data to be determined. Where possible, explanations for any trends have been identified.

À l'heure actuelle, dans notre service de médecine nucléaire, la surveillance dosimétrique du personnel est passive. Cette surveillance rend compte de la dose reçue sur un mois ou un trimestre mais ne permet pas une étude en temps réel de l'exposition d'un agent. Nous avons réalisé des mesures de dose à l'aide d'un détecteur opérationnel pour deux catégories de personne travaillant à la mise en place d'un nouveau protocole de traitement par un analogue de la somatostatine marqué par l'yttrium-90 (OctreoTher$^{{\rm TM}}$ - Novartis). Le but de cette étude est d'identifier les étapes les plus irradiantes et de limiter l'exposition des personnes. Ainsi, nous avons mis en évidence que, pour le personnel du laboratoire chaud, l'étape la plus irradiante était la récupération des déchets pour stockage avant élimination. L'utilisation de boîte en Plexiglas lors de cette étape a permis de réduire l'équivalent de dose à la peau de 240 μSv à 15 μSv. Pour le personnel infirmier, les étapes les plus irradiantes étaient les manipulations de la perfusion lors du traitement par l'OctreoTher$^{{\rm TM}}$ et de la déperfusion. L'utilisation systématique de paravents plombés lors de toute approche du patient, l'utilisation de boîtes en Plexiglas pour stocker les déchets (tubulures et flacons) et pour se protéger de la rampe de perfusion ont permis de réduire l'équivalent de dose à la peau de 1 300 μSv à 150 μSv. L'utilisation du dosimètre opérationnel nous a donc permis d'identifier les étapes les plus irradiantes pour les personnels du laboratoire chaud et infirmier, et de mettre en place des mesures optimales de radioprotection adaptées à chaque étape, de la préparation à la fin des traitements.

Les accidents de radiothérapie d’Épinal et de Toulouse, identifiés respectivement en 2006 et 2007, ont concernés un très grand nombre de patients. La sur-irradiation des organes cibles lors de la radiothérapie a entrainé des effets déterministes graves. Un retour d’expérience a été effectué et a indiqué que les erreurs qui conduisent aux événements graves résultent de défaillances humains et organisationnelles. C’est dans ce domaine du facteur organisationnel et humain que doivent porter les efforts pour prévenir la survenue de nouveaux accidents.

At present at coasts of Northwest region of Russian Federation there are sites of storage and decommissioning of retired nuclear submarines, their nuclear reactors, spent nuclear fuel and radioactive waste. Some of those sites are not isolated. There is a hazard of release of radioactivity from those sites that can lead to contamination of vast neighborhood areas. The Nuclear Safety Institute of Russian Academy of Sciences has developed the computer model of dispersion of radioactivity in the seas gulfs and bays.

Since the Goiânia Accident in 1987, the Environmental Impact Assessment Service of the Institute of Radioprotection and Dosimetry started developing studies aiming to improve response for nuclear and radiological accidents. In 1993 radioecological studies for determining transfer factors adequate to main types of agricultural soils and crops cultivated in Brazil. While the studies proceeded, it was felt that mechanisms involved in soil-plant processes should be better understood. Sequential extraction was seen as an important tool to understand radionuclide behavior in the soil-plant system. After 15 years studying different types of tropical soils and several radionuclides, such as 137Cs, 90Sr and 60Co, it could be seen the relevance of site specific data to be used for environmental impact assessments and to the decision making process after an accidental contamination, and that these assessments need to be based on the knowledge of environmental processes governing the long term behavior of radionuclides at a specific type of environment.

FAZO est un programme informatique de déconvolution des spectres de thermoluminescence, fondé sur l'algorithme de minimisation de fonctions de Levenberg-Marquardt avec les modificationsapportées par Fletcher. Elaboré et contrôlé au sein du laboratoire de dosimétrie externe du Centre de radioprotection et de s&ucric;reté (CRS, Alger, Algérie), le programme FAZO estactuellement utilisé pour la surveillance radiologique des personnels et de l'environnement à l'aide de détecteurs thermoluminescents. Dans ce travail, sont présentées les performances de FAZOvalidées à l'aide de spectres de thermoluminescence simulés obtenus à partir des équations cinétiques de Randall et Wilkins ainsi que par une confrontation avec les résultats d'autresprogrammes élaborés dans des laboratoires ayant participé à une campagne d'intercomparaison des programmes d'analyse des spectres de thermoluminescence. Il est aussi présenté desexemples de déconvolution des spectres expérimentaux du détecteur LiF:Mg,Ti (TLD 100 et TLD 700) irradié à 10 mGy et 20 Gy et du détecteur CaF2:Dy (TLD 200) exposé . 10 mGy. Enfin, lesrésulats obtenus par FAZO pour l'évaluation des paramètres cinétiques, l'énergie d'activation E et le facteur de fréquence s, du matériau LiF:Mg,Ti sont en bon accord avec les valeurs les plusrépandues dans la littérature consacrée à ce sujet.

Le dépôt de résidus des fabrications d'uranium et de thorium qui ont eu lieu sur le site du Bouchet (Essonne) de 1949 à 1970 est une des composantes du système de traitement et de rejet des déchets de l'usine. Au cours des opérationsde démantèlement et d'assainissement de cette ancienne usine de la Direction des productions du CEA1 , la majeure partie des matières et matériels contaminés par des uranium et thorium ont été évacués (période de 1970-1979). Il subsistedeux zones occupant 1 ha : un bassin de décantation et une zone de dépôt pour les résidus solides. Les niveaux de flux d'émission radon avant la réhabilitation du site étaient 10 à 100 fois supérieurs à la moyenne des flux de radon àla surface de la terre (104 atome m-2 s-1) et les concentrations en descendants à vie courte du radon 222 étaient, dans l'environnement immédiat du site, supérieursd'environ 20 % aux niveaux prescrits en 1991 par un arrêté du préfet de l'Essonne. Les différentes mesures de radioactivité réalisées sur le site, ou dans son environnement proche, mettent en évidence l'efficacité de la réhabilitationréalisée en 1992-1993, les niveaux en concentration des descendants à vie courte du radon étant du même ordre de grandeur que ceux rencontrés dans le Bassin parisien.

Potential accidents with modern operative nuclear submarine and with transport of spent nuclear fuel along the Norwegian coastal line have been under evaluation. Hypothetical release scenarios which include immediate discharge of release fraction and constant release of fuel corrosion products, were developed. Modelling work has been done using a compartment model developed at NRPA which includes the dispersion of radioactivity in marine regions, processes of water-sediment interactions and dose assessment modules. Collective dose-rates to man, concentration of radionuclides in biota/sea-foods and doses to marine organisms were calculated. Results from the calculation of concentrations of radionuclides in marine organisms as well as doses to man and biota are discussed.