In this paper, the effect of additional adipose and muscle layers was investigated on the effective dose and the organ absorbed dose. Calculations were performed using the Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP) and the ORNL mathematical phantom for external photon and neutron beams. Variations in adipose and muscle tissue thickness were modeled by adding layers of adipose and soft tissues around the torso of the phantom. The effective dose decreased by about 7%–40% when the thickness of the extra layer increased from 0.5 to 5 cm considering all photon energies (10 keV–10 MeV) and neutron energies (10–9–20 MeV) for anterior-posterior, posterior-anterior, left-lateral, right-lateral, rotation and isotropic irradiation geometries. The results calculated here were compared with those reported in previous studies such as those of the VIPMAN, NORMAN05, MASH-3 and ICRP reference voxel phantoms. Our data shows that adding proper adipose or muscle layers to two very different phantoms can cause similar effective dose values, and also more than half of the organ absorbed doses have satisfactory agreement.

Gamma-ray energy absorption buildup factors of gaseous mixtures; neon (95%) + argon (5%), argon (95%) + acetylene (5%), argon (95%) + methane (5%), argon (95%) + carbon dioxide (5%), methane (70%) + pentane (30%) and argon (90%) + methane (10%) were studied by Geometrical Progression (G-P) fitting for the photon energy range 0.015-15 MeV. It was found that the equivalent atomic number, Zeq of the gaseous mixtures sharply reduces after 1 MeV photon energy. The Zeq for the mixture of methane (70%) + pentane (30%) is the minimum, whereas the maximum is for argon (95%) + carbon dioxide (5%) for the photon energies under investigation. The Energy Absorption Buildup Factor (EABF) for methane (70%) + pentane (30%) was found to be the highest among all the selected gaseous mixtures. The chemical composition of the gaseous mixtures has an impact on the EABF values for photon energy and penetration depth. The investigation of the EABF is useful for selection of gaseous mixtures in design consideration of gaseous radiation detectors for gamma radiation.

The uranium isotopes 238U, 235U and 234U are found naturally in the environment. 238U and 235U are parent nuclides of two independent decay series of isotopes, while 234U is a member of the 238U decay chain. When decay series occur in a closed system the series tends to reach, with time, the state of secular equilibrium in which the activities of all series members are equal to the activity of its first nuclide. The activity ratio 234U/238U in natural uranium may vary as a consequence of decay chain disequilibrium due to alpha recoil and biogeochemical processes. A study based on measurement of uranium concentration and 234U/238U activity ratios in soil samples collected from Nalgonda district, Andhra Pradesh, India, a proposed mining site, was carried out to find the spatial distribution of uranium and the state of secular equilibrium of 234U/238U to examine the possibility of applying uranium concentration and uranium isotopic activity ratios to detect any hydrogeochemical changes in the environment during/post-operation. Soil samples were collected and analyzed for uranium concentration using the conventional UV fluorimetric method, showing a uranium concentration in the range of 0.7 ± 0.2 ppm to 7.9 ± 0.4 ppm with an average of 3.4 ppm, and 234U/238U activity ratios were estimated using the alpha spectrometry technique, showing an activity ratio in the range of 0.92 ± 0.11 to 1.02 ± 0.11. The 234U/ 238U activity ratio obtained indicated that these two uranium isotopes are in the state of secular radioactive equilibrium. The percent activity ratio of 238U/total U and 234U /total U is observed to vary from 47.94 ± 4.83 to 50.76 ± 4.87 and 45.80 ± 3.83 to 49.14 ± 3.99, respectively.

Expert Group on Implementation of New International Recommendations for Emergency Exposure Situations (EGIRES) of the Working Party on Nuclear Emergency Matter (WPNEM) has been mandated by the Committee of Radiation Protection and Public Health (CRPPH) of the OECD Nuclear Energy Agency to investigate issues in, and approaches to, the implementation of the new ICRP recommendations and revised Basic Safety Standards of the IAEA for emergency exposure situations, specifically nuclear/radiological emergencies including accidents and consequence management for malicious acts. This also includes the application of optimisation of protection strategies, setting of reference levels and the inclusion of stakeholder input in this process. The expected output of the expert group is to prepare a report on issues covering mentioned topics. Emergency exposure situations, as defined by the ICRP, are unexpected situations that may require urgent protective actions, and perhaps longer-term protective actions to be implemented. The Commission continues to recommend optimisation and the use of reference levels to ensure an adequate degree of protection with respect to exposure to ionising radiation in emergency exposure situations. Setting reference levels is a responsibility of national authorities and reference levels represent the level of dose or risk, above which it is judged to be inappropriate to plan to allow exposures to occur and for which therefore protective actions should be planned and optimized. EGIRES decided to analyze the established processes for optimization of the protection strategy for emergency exposure situations and practical implementation of reference levels concept in several member states of the NEA by performing a survey. It is planned to collect information on the definition of optimization strategy in different countries, optimization of protection for different protective actions and also optimization of urgent protective actions. In addition, national criteria in setting reference levels, its use, relevant processes including specific triggers and dosimetric quantities in setting reference levels are focus points that will be evaluated. Benefits expected from the work of the expert group will be useful to find a path and even common understanding of surrounding issues in emergency exposure situations with the inclusion of national perspectives and also to discuss stakeholder involvement.

L’objectif de ce document est de décrire le comportement du tritium dans l’environnement à partir des données de surveillance d’un centre de recherche français. Depuis la fin des années 60, le centre de Valduc a rejeté du tritium gaz et de l’eau tritiée dans l’atmosphère. Ces rejets ont conduit à des transferts aux nappes phréatiques et rivières voisines. Un bilan de la migration de l’eau tritiée à travers le système hydrogéologique est présenté sur la période 1969-2009. Les données de surveillance de l’environnement de surface apportent également de nombreuses informations sur les transferts pour la voie atmosphérique. Ceci concerne les différents compartiments : l’air, la pluie, les sols, les végétaux et les animaux. Les rapports entre les différentes concentrations des différents compartiments montrent que le transfert air-feuilles est important, que la pluie et le dépôt atmosphérique sont du même ordre de grandeur, et qu’il existe un certain équilibre entre l’eau libre et l’eau de combustion des végétaux. À l’extérieur du centre, les eaux sont toujours restées en deçà des limites actuelles de l’OMS pour la qualité des eaux de boisson. L’impact radiologique a été évalué et est actuellement inférieur à 1 µSv.an-1 pour un individu de la population voisine.

Over the last few decades, the steady progress achieved in reducing planned exposures of both workers and the public has been admirable in the nuclear sector. However, the disproportionate focus on tiny public exposures and radioactive discharges associated with normal operations came at a high price, and the quasi-denial of a risk of major accident and related weaknesses in emergency preparedness and response came at even higher price. Fukushima has unfortunately taught us that radiological protection (RP) for emergency and post-emergency can be much more than a simple evacuation that lasts 24 to 48 hours with people safely returning to their homes shortly afterward. On optimization of emergency and post-emergency exposures, the only “show in town” in terms of international RP policies improvements has been the issuance of the ICRP’s new general recommendations. However, no matter how genuine these improvements were, they have not been “road tested” to the practical reality of severe accidents. Post-Fukushima, there is a compelling case to review the practical adequacy of key RP notions such as optimization, evacuation, sheltering, reference levels for workers and the public, and to amend these notions with a view to make the international RP system more useful in the event of a severe accident. In pursuing further improvements to the international RP system, it should be clearly borne in mind that the system is generally based on protection against the risk of cancer and hereditary diseases. The system also protects against deterministic non-cancer effects on tissues and organs. In seeking refinements of such protection notions, we invite ICRP to pay increased attention to the fact that a continued balance must be struck between beneficial activities which cause exposures, and protection. The global nuclear industry is committed to help overcoming the above key RP issues as part of the RP community’s upcoming international deliberations towards a more efficient international RP system.

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

La directive européenne 2006/25/CE, relative à l'exposition des travailleurs aux rayonnements optiques, prévoit l'évaluation des risques des situations de travail. Elle est particulièrement importante dans l’industrie des arts du spectacle où des expositions intentionnelles à des projecteurs peuvent être exigées pendant des périodes de l’ordre de 8 heures par jour. L'objectif de la présente étude était de fournir aux éclairagistes des informations, relatives aux risques associés aux projecteurs, afin de les aider à évaluer les risques a priori d’un plan lumière. Elle a consisté à déterminer les risques de 63 projecteurs différents puis à les répartir dans les 4 groupes de risques définis par la norme EN 62471, à calculer leur distance minimale d’exposition admissible, correspondant à l’utilisation de 1 et de 5 projecteurs pour une durée d’exposition journalière de 8 heures. Cette étude a mis en évidence que les projecteurs sont susceptibles de poser des problèmes sanitaires pour les salariés des arts du spectacle. Le schéma de classification proposé par la norme EN 62471 n'est pas suffisant pour évaluer les risques d'un plan lumière. De plus, la distance d'exposition et la durée d'exposition ne constituent pas des paramètres pertinents pour réduire les risques à des valeurs admissibles.

In the present paper, we estimated backscattering factors for the TLD and active personal dosimeters using 662 keV gamma-ray photons on a PMMA surface, which are, for the TLD, 1.12; Dosicard, 1.116; DRD, 0.99; and Saphydose, 1.073, and on a water slab phantom surface; for the TLD, 1.115; Dosicard, 1.112; DRD, 1; and Saphydose, 1.059. The backscattering factor contribution for the Saphydose is nearly half that of the TLD and Dosicard, whereas it is zero for the DRD. The DRD underestimates Hp(10) by 10.3–11.6%, whereas for the Saphydose it is 3.4–5% compared with the TLD or Dosicard. The response of the DRD to Hp(10) is nearly independent of the phantom, whereas the TLD, Dosicard and Saphydose require phantoms for calibration for personal monitoring. It is observed that the PMMA phantom contributes slightly higher backscattering compared with the water slab phantom. The backscattering factor of the selected dosimeters is comparable with ICRU tissue already reported.

Dans le but d’obtenir le déclassement de l’installation nucléaire de base 106 (INB 106), trois de ses accélérateurs ont été arrêtés puis démantelés et un autre modifié pour passer sous le seuil de classement INB. Le démantèlement a été mené sur la base d’une stratégie de démontage mécanique sans découpe. Les éléments de génie civil peu activés ont pour la très grande majorité été laissés en place sans traitement avec des mesures compensatoires de protection du public et de l’environnement. Le résultat global de ces opérations est un gain en termes de coût et de délais et une importante diminution des risques notamment radiologiques, l’impact du site à l’état final restant acceptable.

Compte tenu de la radiosensibilité accrue des enfants aux rayonnements ionisants, notre objectif est d’évaluer les risques de cancers solides et de leucémies à long terme associés aux expositions médicales reçues pendant l’enfance. Deux études de cohorte sont réalisées par le Laboratoire d’épidémiologie de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). L’une, la « Cohorte Enfant Scanner » porte sur les enfants nés après le 01/01/1995 et exposés aux rayonnements ionisants lors de scanners réalisés entre 2000 et 2013. L’autre porte sur les enfants exposés lors de procédures de cardiologie interventionnelle avant l’âge de 10 ans entre 2000 et 2013. Pour chacune des cohortes, une évaluation rétrospective individuelle de l’exposition sera réalisée par l’Unité d’expertise en radioprotection médicale de l’IRSN. Un suivi passif en termes de cancers solides et de leucémies sera réalisé grâce aux données des registres de cancers pédiatriques et aux données de mortalité. La « Cohorte Enfant Scanner » est constituée de plus 80 000 enfants et s’inscrit dans le projet européen EPI-CT, qui regroupe 9 cohortes nationales. À terme, la cohorte des enfants en cardiologie interventionnelle regroupera plus de 8 000 enfants. Ces études de cohortes, avec un suivi prolongé, permettront d’étudier l’impact sur la santé des expositions radiologiques reçues pendant l’enfance.

Nous avons évalué l’intérêt des gants de radioprotection de radiologie interventionnelle pour de la manipulation de radionucléides dans un service de médecine nucléaire. Des mesures d’atténuation faites par des dosimètres thermo-luminescents placés à l’intérieur de gants au contact des flacons ont montré une augmentation significative de la dose aux extrémités dans le cas d’un émetteur γ, et une réduction de dose pour un émetteur β. Des mesures complémentaires faites au moyen d’un irradiateur X (150 kV) ont montré qu’il existe une production d’électrons secondaires dans le gant, dont le parcours dans l’air est estimé à 6 cm. Étant donné que l’utilisation d’un gant radio-atténuateur dans une boîte à gants de médecine nucléaire doit être compatible avec l’ensemble des radionucléides utilisés, notre équipe n’utilisera pas de tels gants dans la pratique quotidienne.

L’uranium est naturellement présent dans l’alimentation, à un niveau très variable, conduisant à des activités détectables dans les excréta, indépendamment d’une éventuelle exposition professionnelle. L’interprétation des résultats de surveillance radiotoxicologique individuelle des travailleurs exposés professionnellement au dioxyde d’uranium doit donc prendre en compte l’apport alimentaire pour établir une estimation dosimétrique. Pour ce faire, les auteurs ont testé différentes approches dans le suivi d’un travailleur et proposent une méthode originale d’interprétation des données radiotoxicologiques par comparaison des résultats obtenus dans un groupe de travailleurs exposés à ceux collectés dans une population de référence. Cette méthode a permis d’estimer une dose efficace engagée annuelle pour un groupe de travailleurs exposés au dioxyde d’uranium.

Beach Sand Mining (BSM) is a profitable industry earning a sizable income for the country by way of foreign exchange. The Indian coast is rich in rare earths such as ilmenite, rutile, leucoxene, zircon, garnet and sillimanite, and is invariably associated with radioactive monazite. Due to the nature of the separation processes involved and the manual handling, workers in these factories are continuously being exposed to suspended particles containing naturally occurring radioactive materials. An attempt was made to estimate DNA damage using a chromosome aberration assay to monitor radiation effects in workers of BSM industries in India. The study group comprised 27 BSM workers and 20 controls. Percentage yields of dicentrics, acentric fragments and chromatid breaks observed in the control group were 0.058 ± 0.017, 0.073 ± 0.03 and 0.22 ± 0.112, respectively. Percentage yields of dicentrics + centric rings, acentric fragments and chromatid breaks observed in the BSM group were 0.029 ± 0.01 (P value 0.19), 0.24 ± 0.06 (P value 0.006) and 0.455 ± 0.06 (P value 0.0004), respectively. Elevated levels of fragments and chromatid aberrations are suggestive of low-dose radiation effects and also chemically-induced DNA damage.

With the ICRP recommendations Publications 103, 109 and 111 (ICRP, 2007; ICRP 2009a, 2009b), new concepts and quantities have been introduced into emergency management and rehabilitation. Two of them will possibly influence national procedures, but for sure they will influence countermeasure simulation approaches: 1. The concept of a “reference level” for emergency and existing controllable exposure situations that represents the level of dose or risk, above which it is judged to be inappropriate to plan to allow exposures to occur, and for which therefore protective actions should be planned in advance. 2. When deciding on the optimum course of protective actions, all exposure pathways and all relevant actions have to be taken into account. The major changes for the simulation models result from the second recommendation that all exposure pathways must be considered when deciding on protective actions. So far all countermeasure simulations in the early phase of an emergency are carried out by considering individual countermeasures such as sheltering or evacuation, if some dose limit for the respective action is exceeded. This approach has to be changed and strategies of several countermeasures analysed and simulated with the ultimate goal not to exceed the reference level over a given time period, typically one year.

The activity concentrations of soil, water and fertilizer samples were determined by using high-resolution gamma spectrometry (HPGe detector: 40% relative efficiency) with a PC-based MCA system. The samples were collected from the area of a urea fertilizer factory, lagoon and Shitalakhya river in Narsingdi, Bangladesh. The activity concentrations of 226Ra ranged from 3.16 ± 0.32 to 10.28 ± 0.55 Bq.kg-1, 1.22 ± 0.41 to 7.36 ± 0.42 Bq.L-1 and 3.55 ± 0.33 to 90.65 ± 3.17 Bq.kg-1 for soil, water and fertilizer samples, respectively. The 232Th activity concentrations ranged from 4.89 ± 0.45 to 15.82 ± 0.45 Bq.kg-1, 1.21 ± 0.06 to 8.59 ± 0.37 Bq. L-1 and 4.76 ± 0.25 to 26.38 ± 1.40 Bq.kg-1 for soil, water and fertilizer samples, respectively. The 40K activity concentrations ranged from 24.96 ± 0.23 to 60.49 ± 0.56 Bq.kg-1, 7.48 ± 0.53 to 35.48 ± 0.24 Bq.L-1 and 3.55 ± 0.05 to 3051.71 ± 19.53 Bq.kg-1 for these samples, respectively. The radium equivalent activity, the hazard indices, the gamma activity concentration index, the indoor absorbed dose rate and the corresponding annual effective dose were estimated for the potential radiological hazard of the collected samples. The calculated values of the representative level index values (Igr) for all samples of the study area are lower than unity except the MOP sample. The activity ratios were also measured. These values are compared with reported values for other countries of the world. The results of the comparison studies show that the radioactivity concentrations and other radioactive indices of the samples of the study area are below the internationally accepted maximum permissible values. Therefore, this region is safe from any radiation hazard and no significant radiological threat was observed to the population of the study area.

In April 2011 the European Platform on Preparedness for Nuclear and Radiological Emergency Response and Recovery (NERIS-TP) decided to expand the two European Decision Support Systems JRodos and ARGOS with respect to the new ICRP-103 recommendations. The extension should be applicable for nuclear accidents and radiological emergencies and comprise a new screening model, the possibility to optimise dose reducing actions with the models ERMIN (European Model for Inhabited Areas) and AGRICP (Agricultural Countermeasure Program), respectively, and scenario preparation tools to support the user in defining countermeasure strategies. This paper describes the screening model that was developed by the authors and is foreseen for realisation and inclusion in JRodos and ARGOS in 2012/2013.

La directive 97/43/EURATOM du 30 juin 1997 pointe la radiologie interventionnelle comme une des pratiques spéciales (Article 9) susceptibles de délivrer des doses élevées, et pour lesquelles il est demandé de veiller à ce que les équipements, les procédures, les programmes d’assurance qualité et la formation des opérateurs soient particulièrement appropriées. En effet, l’utilisation d’un rayonnement X de faible énergie lors de procédures allant de quelques secondes à plusieurs heures pour les examens complexes, renvoie inévitablement à des risques stochastiques et déterministes. L’évaluation de la dose maximum à la peau est donc une donnée appréciable dans l’objectif d’un suivi dermatologique du patient. Dans cette étude nous avons choisi d’utiliser comme détecteur les films radiochromiques XR-RV3-Gafchromic® afin d’obtenir une cartographie de la dose à la peau reçue par le patient lors d’une procédure. Les films radiochromiques sont intéressants car ils permettent à la fois de visualiser et de quantifier la région de dose maximale. Nous présentons ici les étapes préliminaires à une utilisation sur patient des films, à savoir l’étude des caractéristiques physiques, l’étalonnage en dose, la lecture par scanner plat et l’exploitation des films avec le logiciel de traitement d’images ImageJ. Les résultats obtenus montrent que l’utilisation des films radiochromiques est pertinente pour une évaluation dosimétrique sur patient. Plus particulièrement, la réponse des films diffère de moins de 3,6 % entre l’étalonnage à 80 kV et 120 kV et l’incertitude globale reste inférieure à 20 % jusqu’à une dose de 12 Gy. L’évolution de la réponse du film dans le temps étant négligeable, la lecture peut être faite immédiatement et l’exploitation du film nécessite moins de 15 minutes pour obtenir la cartographie de la dose. L’application de cette technique de mesure in-vivo pour 58 procédures a permis de mettre en évidence une dose maximale à la peau supérieure à 3 Gy pour 12 patients. Ces patients ont alors été orientés vers un suivi dermatologique. Parmi ces patients, l’évaluation de la dose peau à partir des indicateurs dosimétriques fournis par l’installation aurait mené au suivi de seulement 4 patients.

The mass attenuation coefficient (µ/ρ), effective atomic number (ZPleff) and effective electron density (Neff) of carbon steel and stainless steels were computed by using the WinXcom program. The µ/ρ values are higher in the photo-electric absorption and pair production region and approximately constant in the Compton scattering region. The variation in µ/ρ values is explained by partial interaction processes. The effective atomic numbers of the steels were also calculated by the Auto-Zeff program. The ZPleff values of the steels were compared with experimental results for available energies and were found to be in good agreement. SS304L shows equal values of effective atomic number by both the methods in the region of interest. The electron densities of the selected steels are observed to be equal and approximately constant in the Compton scattering region.

During an accidental release of tritium, mechanisms of hydrogen transfer from air to man are very numerous, dependent on multiple climate, physiological and biological parameters, and the kinetic is highly variable from one environmental compartment to another. To evaluate the impact of an acute tritium release requires either an overall assessment of the state of the environment during the release and the following hours from a number of restricted data, or the establishment of a significant data bank, a complex model and a system of data acquisition in real time whose potential for daily purposes is very hypothetical. To facilitate the first approach, this paper discusses the key elements of the mechanisms to guide the choice of parameters for a rapid assessment of the situation, and to clarify the types of measurements to carry out and their interpretation.