Ebro River extends over almost 930 km and is the main Spanish river entering the Mediterranean Sea. There are several industries located along this river course including a dicalcium phosphate factory (DCP) and two nuclear power reactors. These installations, together with other factors such as the geology, can contribute to the radiological content of the river. Therefore, this study was performed to determine some natural and also some anthropogenic radionuclide concentrations in the Ebro River ecosystem. We analysed water samples, solid samples (rice field sludge and surface marine sediment samples), and also biota samples (Cladophora glomerata and Cynodon dactylon). For water samples, gross alpha, gross beta, tritium, uranium, thorium and also a group of gamma-emitting isotopes’ activities were determined. The main contribution to radioactivity for these samples was due to some isotopes from the uranium and thorium chain. For the solid samples, we quantified some natural and artificial gamma radioisotopes, which may be related to the geological and/or industrial activities located in this zone. In the case of biota, the results indicate that the presence of the DCP has a significant influence, since the highest activity was observed in the surroundings of this industry (Flix), where isotopes such as 214Bi and 214Pb presented activity values of 105  ±  43 Bq/kg and 100  ±  58 Bq/kg, respectively.

À l’occasion de l’évaluation du rapport préliminaire de sûreté du réacteur EPR de Flamanville 3 (France), l’IRSN a souhaité dresser un bilan de l’historique de l’EPR, depuis les années 1990 jusqu’à l’autorisation de construction d’un réacteur EPR en Finlande puis en France ainsi que des instructions menées sur les aspects liés à la prise en compte de la radioprotection des travailleurs. Ce bilan présente les objectifs de dose retenus par les exploitants à la conception, la démarche globale d’optimisation mise en œuvre ainsi qu’une comparaison des démarches d’analyse française et finlandaise. En France, par exemple, EDF a réalisé des études approfondies d’optimisation sur les activités à fort enjeu « radioprotection » (calorifuge, logistique de chantier, robinetterie, ouverture/fermeture de la cuve, générateur de vapeur, évacuation du combustible et conditionnement des déchets). Cette démarche repose (en France) sur un processus itératif d’optimisation. Une comparaison des objectifs de dose collective des EPR français et finlandais par rapport aux doses reçues sur d’autres réacteurs à eau sous pression (Konvoi allemands, tranches du parc français, ...) est également présentée. Cette synthèse, élaborée par l’IRSN en collaboration avec EDF et l’autorité de sûreté nucléaire finlandaise STUK, reflète plus de 15 ans d’études et de partenariat en matière de radioprotection, dans le cadre du projet EPR.

Pour répondre à leur obligation de reprises de sources scellées devenues sans emploi ou périmées, le CEA et CISBIO international ont, en 2009, créé le groupement d’intérêt public (GIP) sources HA qui a pour objet d’assurer la récupération, le conditionnement, ainsi que l’élimination des sources radioactives scellées de haute activité (SSHA), notamment de césium-137 et de cobalt-60, qu’ils ont fabriquées et distribuées en France. Le GIP peut également reprendre les sources orphelines de même nature, ce qui inclut les sources sans détenteur autorisé et les sources sans filière de reprise ou d’élimination. Afin de récupérer l’ensemble de ces sources d’ici 2016, le GIP souhaite entrer en contact avec les utilisateurs afin d’identifier leurs besoins et leurs intentions et de planifier le retour des sources. Parallèlement, CISBIO et le CEA continuent à assurer les mêmes missions pour les autres sources dont ils ont été fournisseurs ou fabricants. Seul, ou en partenariat, le GIP, CISBIO et le CEA souhaitent optimiser cette mission de service public : (1) en développant les services connexes rendus aux utilisateurs ou aux fournisseurs actuels, et (2) en déployant une stratégie d’élimination des sources destinée à écarter le risque de saturation des capacités d’entreposage.

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.

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).

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.

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.

Les spectres d’anthroporadiamétrie des sous-mariniers français embarqués sur sous-marins nucléaires lanceurs d’engins (SNLE) mettent en évidence une activité corporelle globale plus faible au retour de patrouille que lorsqu’ils sont à terre. Cette différence s’explique par l’absence de radon à bord des sous-marins après plusieurs jours de patrouille. Cette absence de radon conduit à une diminution de l’exposition des sous-mariniers à la principale source de rayonnement naturel. Par ailleurs, les conditions de plongée conduisent à une très forte atténuation des rayonnements tellurique et cosmique. En somme, les sous-mariniers embarqués sur SNLE présentent une moindre exposition aux principales sources d’exposition naturelle. Cette moindre exposition est globalement non compensée par un accroissement de l’exposition artificielle.