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.

Fin 2008, une contamination au cobalt-60 a été découverte dans des colis contenant des boutons d’ascenseur de la société française MAFELEC, fournisseur de la compagnie d’ascenseurs OTIS. Les inspections et enquêtes menées par l’ASN (Autorité de sûreté nucléaire) ont permis d’identifier que cette contamination était due à du métal importé d’Inde. L’ASN a alors saisi l’IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) pour évaluer les impacts dosimétriques potentiels de cette contamination. Bien que les impacts évalués pour les travailleurs des deux entreprises et pour le public soient très faibles, cet événement a eu un impact médiatique important en France. En outre, MAFELEC fournissant la société OTIS à travers le monde, des boutons contaminés avaient potentiellement été envoyés dans d’autres pays. Dans ce contexte, le réseau ALARA européen (EAN), regroupant des organismes et des institutions de radioprotection de 20 pays en Europe qui partagent l’objectif de favoriser l’échange et la diffusion d’informations sur les expériences pratiques en matière de mise en œuvre de la démarche d’optimisation, a lancé une requête via son Forum sur les moyens mis en œuvre pour gérer cet événement. Cet article présente la synthèse des informations concernant les 13 pays qui ont répondu à cette requête entre janvier et juillet 2009.

The research activities under the work package CAT2 – improvement of decision support systems, focused on the one hand to improve the operability of the RODOS system but on the other hand to enhance RODOS and ARGOS with simulation models still missing in the portfolio of these two decision support systems. For RODOS, the work focused on the improvement of the atmospheric dispersion modelling in complex terrain and the improvement of the data assimilation functionalities. For both systems, the later phase models dealing with countermeasures in inhabited areas and food production systems have been considerably enhanced.

Precise and accurate estimation of natural radioactivity is essential in order to appraise the radiation dose to the member of public due to various intakes. In the present study, an attempt has been made to estimate the uranium content in packaged drinking water by laser induced fluorimetry and then to calculate the committed effective dose. Sixty packaged drinking water samples of different brands were analysed for uranium content. The total uranium content in these samples was found to be in the range of 0.04–3.88 µg l-1. The concentration of uranium is comparable with other reported worldwide values except a few high values such as 0.5–6000 µg l-1 in Finland, 0.1–28 µg l-1 in China, 0.1–40 µg l-1 in Switzerland and 0.04–1400 µg l-1 in Jordan and much lower than the drinking water limit of 15 µg l-1 (WHO, 2004) and 30 µg l-1 (USEPA, 2000a). The radiation dose due to uranium ingestion through packaged drinking water was found to vary from 0.08–3.19 µSv y-1, with an average dose of 1.21 µSv y-1.

The activity concentrations of 226Ra, 232Th and 40K in fifty granite samples collected from five different quarry industries in Ondo State, Nigeria, were determined using gamma-ray spectrometry. The mean activity concentrations for each industry ranged from 16.7(6.4) to 85.4(23.0), 62.4(10.1) to 113.6(7.6), and 1315(136) to 1551(84) Bq.kg-1 for 226Ra, 232Th and 40K, respectively. The values in parenthesis are the standard deviations. When compared with results from some parts of the world, the 226Ra and 232Th contents were lower, whereas the 40K content was similar. Using different approaches to estimate the potential radiological hazard of the samples, the results obtained were below the recommended maximum limits. This shows that the radiological hazards associated with the use of the granites examined in this study as building material are within the acceptable limit.

In case of accidental exposure to radiation, it is necessary to establish as soon as possible a dosimetry report for each victim. In most cases, this report is based on medical images of the victim, enabling the construction of a personalized realistic numerical model, also called a voxel phantom. Unfortunately it is not always possible to perform the medical imaging of the victim since the technology may be unavailable or to avoid additional exposure to radiation. In such cases, the commonly used method is to represent the victim with a numerical model like the “Reference Man”, a voxelized phantom representative of the average male individual. The treatment accuracy depends on the diagnosis precision and, consequently, on the similarity of the phantom and/to the victim. A precise dosimetry evaluation requires a personalised and realistic phantom whose biometric characteristics match the victim; such model is often unavailable. The Case-Based Reasoning (CBR) is a problem solving method for the conception of intelligent systems. It imitates the analysis, understanding and reconstruction of the human intelligence. The ReEPh project (Research of Equivalent Phantom) proposes to use the CBR principles to retrieve from a set of phantoms, the most adapted one to the irradiated victim. For this study, the ReEPh platform retrieves, stores and compares existing phantoms to a victim. A graphic interface enables the user to compare victim’s characteristics to the ones of the most similar phantoms available in the database. This defines a similarity index presenting the equivalence between the victim and the suggested phantom. Moreover, a confidence index is also assessed to define the uncertainty implied by the RaPC choice procedure.

Indoor radon measurements were carried out in 30 elementary schools in Tunis, the capital city of Tunisia, during the winter months of December 2008 to early March 2009. Two classrooms, one each from ground floor and first floor were chosen from each school making a total of 60 classrooms. In some of the classrooms, two detectors (open and closed) were used to measure the concentrations of radon as well as radon and its progeny to allow the calculations of the equilibrium factors. Nuclear track detectors type LR-115 (Kodalpha) were used for the measurements. The results show that the radon concentration levels are low in the range of 6–169 Bq m-3 with a mean value of 26.9 Bq m-3. The annual effective dose was found to vary between 0.025–0.715 mSv y-1 for teachers while the range for pupils was from 0.019–0.525 mSv y-1. These values are within the ICPR recommended values.

The sedimentary sandstone and clay sequence of the Miocene Kamlial and Murree Formations is exposed in the sub-Himalayas of the Dhirkot area, State of Azad Jammu and Kashmir, Pakistan. The indoor radon and outdoor gamma dose rates were measured from dwellings and basement sandstone and clay rocks, respectively. The radon concentration in dwellings was 36 ± 14 Bq.m-3 to 195 ± 27 Bq.m-3, with an average of 121 ± 26 Bq.m-3. The average radon concentration in pucka, semi-kucha and kucha houses was 124 ± 25 Bq.m-3, 143 ± 25 Bq.m-3 and 136 ± 26 Bq.m-3, respectively. The outdoor gamma dose rates for the basement sandstones and clays of the Murree Formation and Kamlial Formation were 74.0 ± 1.4–113.1 ± 2.4 nGy/h and 69.6 ± 2.2–108.8 ± 1.4 nGy/h, respectively. The average gamma dose rates for the Murree and Kamlial Formations were 91.3 ± 14.3 nGy/h. The gamma dose rate is maximum (113.1 ± 2.4 nGy/h) and minimum (69.6 ± 2.2 nGy/h) at higher (5 539 feet) and lower (4 493 feet) altitudes, respectively. The overall causes for the increase in average radon concentration in dwellings of the Dhirkot area were poor ventilation, old houses, humidity and temperature, cracks in houses, geology, and aggregates. The gamma dose rate variation depends on sandstone and clay lithologies, altitude and radionuclide contributions. This study shows that the average radon (121 ± 26 Bq.m-3) concentration for the inhabitants of the Dhirkot area was within the accepted safe health limit (200 Bq.m-3, ICRP, 1993; UNSCEAR, 1993).

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.

The European Model for Inhabited Areas (ERMIN) was developed to explore recovery options following the contamination of an urban environment with radioactive material. This paper discusses the user experience of ERMIN and in particular it concentrates on the development of a description of the urban environment and how that description affects the output. The user interacts with ERMIN by defining different regions on a map. A region may be an area in which a particular combination of recovery countermeasures is applied, or where a particular level of contamination is found, or where there is a particular type of urban environment. Most of the output from ERMIN is also presented as maps with summary information that allows the user to compare different countermeasure strategies. ERMIN has been implemented within two international nuclear accident Decision Support Systems; RODOS and ARGOS. Both systems have user interfaces that exploit geographic information system (GIS) technology which complement the ERMIN map based approach.

L'objectif principal de cette étude est de comparer les rendements radiochimiques des cassures simple et double brin (CSB et CDB) générées au niveau des hélices de la molécule d'ADN, suite à la prise en compte de deux spectres électroniques de désintégration de l'iode-125. En effet, l'emploi combiné de la méthode de Monte Carlo du type au coup par coup et de l'équation de diffusion $(\frac{\partial C_i}{\partial t}=D_i\nable^2C_i+S)$ permet de simuler le transport des électrons, et les réactions chimiques dues à la diffusion des entités crées tout au long des processus physico-chimique et chimique considérés (e-aq, H, OH, H2, H2O2, et H3O+). Nous tenons compte dans cette étude d'un modèle d'ADN complexe (nucléosome) et de son enveloppe d'hydratation, tout comme nous tenons compte également de l'effet radio-protecteur des inhibiteurs tels que le formiate (formiate de sodium, HCOO-). En outre, la comparaison de nos résultats à ceux obtenus par d'autres modèles, met en évidence d'une part une concordance certaine et d'autre part le pouvoir d'adaptation des codes élaborés à différents modèles d'ADN.

Le présent exposé aborde en première partie le schéma général d’intervention mis en place en Suisse pour faire face à une urgence radiologique. Seules les lignes générales sont présentées, sans entrer dans les détails qui sont trop spécifiques et par là de peu d’intérêt dans le cadre de cet article. Sont évoqués ensuite quelques problèmes particuliers associés à l’intervention et qui ont donné lieu à des discussions lors de la mise en place du plan d’intervention.

Predictions of the effects of agricultural countermeasures are an important part of the decision-making process following an accidental release of radioactive material into the environment. A new model has been developed for this purpose and integrated into the EU decision support systems RODOS and ARGOS. The model is based on the existing food chain model of RODOS and the previous model for simulating agricultural countermeasures in RODOS. The characteristics of the countermeasures and the supporting databases have been derived from the compendia and handbooks developed within the EURANOS project. A wide range of potentially practicable countermeasures is considered on timescales from a day to many years, and endpoints related to their imposition are calculated such that the economic and health impacts can be evaluated. This paper outlines the countermeasures methodology adopted and the databases used and discusses their applicability.

Natural radionuclide concentrations in soil samples collected within and around crude oil flow and gas compression stations in the Niger Delta, Nigeria, were determined using gamma-ray spectroscopy. The mean activity concentrations of 40K, 238U and 232Th varied from 30.1 ± 3.0 to 59.0 ± 17.1, BDL to 8.8 ± 2.3 and 7.9 ± 3.7 to 10.9 ± 1.9 Bq.kg-1, respectively. The 40K, 238U and 232Th contents of the soil samples are very low compared with the world average for natural background area. The absorbed dose rate and effective dose ranged from 6.9 to 11.1 nGy.h-1 and 8.5 to 13.6 μSv.y-1, respectively. The annual gonadal dose equivalent rate ranged from 48.9 to 77.5 μSv.y-1, which is lower than the world average of 0.30 mSv.y-1. The radium equivalent activity and the external hazard index of the soil samples were below the recommended limits of 370 Bq.kg-1 and unity, respectively. The results obtained reveal that there is no significant radiation hazard due to natural radionuclides of the soil samples in the studied areas.

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.

En cas d’accident radiologique impactant un grand nombre d’individus, il est primordial de différencier rapidement les individus exposés des individus non exposés. Le laboratoire de dosimétrie biologique de l’IRSN développe des méthodes pour répondre à ce type de situation. La méthode de référence est basée sur une estimation rapide de la dose après comptage des dicentriques et des anneaux dans 50 métaphases. À l’issue de cette étape de tri de la population exposée, une estimation plus précise de la dose reçue peut être nécessaire. Cette étape est longue car elle nécessite l’observation des aberrations chromosomiques dans au moins 500 métaphases. Pour améliorer cette méthodologie en deux étapes, nous avons étudié l’utilisation d’un logiciel de détection automatique des dicentriques dans un cas réel d’accident radiologique impliquant 63 victimes. Cette méthode a été comparée aux méthodes manuelles de références. La comparaison des doses obtenues montre que la méthode automatique peut remplacer les deux étapes du comptage manuel (50 et 500 métaphases), car elle cumule les avantages de chacune d’elles : rapidité et précision.

The Meteorological Pre-Processor (MPP) of the Decision Support System RODOS acts as interface between the incoming meteorological data from stations and/or prognostic models and the Atmospheric Dispersion Models (ADMs) used for predicting the spread of the accidentally emitted radionuclides. The MPP includes a diagnostic Wind Field Model (WFM) to ensure mass conservation of the calculated wind field. Its output is usable by simple and complex ADMs and it is applicable for highly complex topography and from micro- to meso-scales. The MPP has been tested for both real and artificial flow fields and it has been optimized to function with very short execution times and to give the most reasonable results under all terrain complexity and atmospheric stability conditions. DIPCOT (DIsPersion over COmplex Terrain) is a Lagrangian Puff / Particle model that has been implemented in RODOS to simulate radionuclides atmospheric dispersion over complicated terrain. For this purpose, it uses a certain number of fictitious puffs/particles which are assumed to move with the mean wind flow plus a random velocity component to simulate turbulent diffusion. The calculation of the gamma radiation dose rates in air due to the radioactive plume is calculated by a very fast method that takes into account the inhomogeneous 3-dimensional cloud shape. DIPCOT has been evaluated by comparisons to widely used real-scale experimental data sets: Copenhagen, Prairie Grass, Indianapolis and Mol. The integration of the above models greatly enhances the applicability of the RODOS system.

Si le risque de cancer du poumon lié à l’inhalation de radon est aujourd’hui largement reconnu, les possibles conséquences sanitaires de l’ingestion d’eau contenant du radon apparaissent moins bien documentées. Cet article synthétise les connaissances actuelles sur la dosimétrie correspondant à l’ingestion de radon. Les résultats des études épidémiologiques sur les effets sanitaires du radon dans l’eau de boisson sont également présentés et discutés.

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.