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.

Les connaissances sur le 237Np, dont l'utilisation est croissante dans l'industrie nucléaire, sont très diverses et disparates. Ce radioélément possède une toxicité radiologique et chimique,cependant les thérapies classiques par DTPA ou diurétiques sont inefficaces, voire dangereuses, lors d'une contamination par le neptunium et il n'existe pas encore de traitement efficace. Unerevue de la littérature sur les principales caractéristiques du 237Np (physico-chimie, biocinétique, toxicité, traitements actuels) est proposée.

Pour connaître la quantité de substances toxiques inhalées, on fait appel à des valeurs standard du volume d'air respiré quotidiennement par les personnes exposées aux gaz et aux aérosols. A l'occasion de la révision du modèle dosimétrique des voies respiratoires de la Commission Internationale de protection radiologique (CIPR), ces valeurs ont été actualisées pour l'adulte et complétées pour l'enfant, grâce à des données récentes sur la ventilation au repos et à l'exercice et à l'aide d'enquêtes sur l'emploi du temps des individus types de la population publiées par l'Institut national de la statistique et des études économiques (INSEE). Les résultats sont donnés sous forme de tableaux pour les adultes et les enfants de 3 mois, 1, 5, 10 et 15 ans ; ils sont légèrement différents de ceux publiés auparavant par la CIPR et par le Comité scientifique des Nations unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR).

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.

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.

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.

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.

La radiothérapie interne ou vectorisée consiste à injecter aux patients des radiopharmaceutiques afin de délivrer des doses de rayonnements aux tumeurs ou organes ciblés. La réalisation d’études dosimétriques est nécessaire pour chaque patient traité par radiothérapie vectorisée ainsi que pour les sujets contaminés par inhalation, blessure ou ingestion. Afin d’atteindre la précision requise dans de tels cas, nous avons développé une méthode dosimétrique, basée sur le code Monte-Carlo de transport des particules MCNPX. L’anatomie de chaque patient ou sujet contaminé est prise en compte sous forme d’une géométrie voxélisée créée à partir d’images tomodensitométriques (CT) ou de résonance magnétique (IRM). Cet outil baptisé ŒDIPE (acronyme d’outil d’évaluation de la dose interne personnalisée) permet de réaliser des études dosimétriques à l’échelle des organes et du voxel. La validation d’un tel outil est complexe car les sources de variations du calcul dosimétrique sont multiples : méthodes de calcul, définitions et représentativité de la géométrie. L’étude présentée ici a pour but de valider l’outil ŒDIPE par comparaison de ses résultats avec des mesures expérimentales obtenues à l’aide de fils thermoluminescents. La comparaison des doses moyennes calculées et mesurées est satisfaisante. Cependant, la mesure et le calcul des distributions spatiales de dose le long des fils thermoluminescents, bien qu’ayant des allures comparables, présentent des écarts significatifs. Cela est dû au fait qu’il est impossible de faire correspondre exactement une portion de fil à un voxel donné.

Lors d'une suspicion d'exposition accidentelle aux rayonnements ionisants, la détermination de la dose reçue au moyen de paramètres biologiques est une part importante de la stratégie thérapeutique, en complément des signes cliniques et de la dosimétrie physique. Le dénombrement des aberrations chromosomiques instables dans les lymphocytes du sang périphérique est aujourd'hui la méthode de référence. La préparation des échantillons biologiques dépend cependant du but à atteindre, de l'expertise précise de suspicions d'irradiations ou du tri rapide en cas d'accident de grande envergure. Une adaptation peut être nécessaire s'il s'agit d'irradiation hétérogène ou ancienne. Malgré cette robustesse et ces adaptations, la cytogénétique conventionnelle reste une technique lourde, longue, réservée à du personnel spécialisé. Le dénombrement des micronoyaux dans les lymphocytes binucléés peut constituer une alternative, apparemment plus facile et plus simple que le test des dicentriques. À partir de l'expérience acquise par l'IPSN ces dernières années sur l'expertise des suspicions d'irradiation, ce papier a pour but de dresser un bilan technique quoique succinct de ces différentes approches telles que nous les avons adaptées aux suspicions d'irradiation récente.

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.

The French Decree of 25 May 2005 [4] relative to activities using naturally occurring radioactive materials (NORM) not used because of their radioactive properties imposes that the operators assess effective doses received by workers and populations. To date, about sixty studies have been submitted to the French public authorities. Within this context, the French public authorities asked IRSN to develop a tool for evaluating the quality and the comprehensiveness of these studies and for identifying industrial plants with radiological protection problems. This tool is aimed at helping the regional representatives of French public authorities in their duty to analyse these studies. The aim of this presentation is to illustrate the application of the tool developed by IRSN and to present the French feedback.

Le standard CEI 62471 décrit les limites d’exposition aux sources de rayonnements optiques incohérentes à large spectre, depuis l’UV jusqu’à l’IR en passant par le visible. Son application apparaît particulièrement justifiée pour l’évaluation de sources à LEDs blanches à luminophore, qui combinent une luminance élevée et un spectre riche en ondes courtes (bleu), ce qui expose potentiellement l’œil humain à un risque de lésions rétiniennes (Blue Light Hazard). En théorie, il s’agit simplement de mesurer la luminance énergétique spectrique de la source lumineuse à l’intérieur du champ visuel de l’œil en mouvement puis de la pondérer par la fonction décrivant le risque rétinien en lumière bleue. En pratique cependant, la mesure est assez faiblement répétable lorsque les sources en question n’offrent que des surfaces relativement inhomogènes du point de vue de la luminance. Des protocoles de mesures basés sur l’imagerie CCD permettraient probablement d’améliorer la répétabilité de la mesure. Cet article propose une première approche d’une méthode simple d’évaluation du risque par imagerie monospectrale.

In order to perform radiological impact assessments of radioactive waste disposals, a compartmental model taking into account generic data for biosphere transfer parameters values is usually used. To improve its performance assessments calculations, Andra (French national radioactive waste management agency) decided to adapt this type of biosphere model to its sites conditions. On one hand, specific models have been developed such as model for 36Cl based on isotopic dilution and on local stable chlorine contents. On the other hand, biosphere transfer factors values are issued from experimental studies adapted to Andra context: soil characteristics, climate, agricultural habits and species. These specific data are useful only if main factors controlling mobility have been determined previously for each radionuclide, which implicates good knowledge of environmental radionuclides behaviour. This site-specific approach allows to reduce uncertainty and range of variation of impact calculations and ensure a consistent model. It helps also to achieve scientific community approval by showing mastery of radionuclides environmental processes and public understanding by focusing demonstration on real local conditions. The methodology is fully presented. Two examples for uranium and chlorine and the limits of this approach are given.

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.

Le champ de rayonnement à bord des avions subsoniques a été étudié au moyen d'un ensemble complexe de dosimètres (compteur proportionnel équivalent au tissu (CPET), "remmeter" pour les neutrons, détecteurs thermoluminescents(DTL), détecteurs solides de traces (DST), et détecteurs à bulles). Les mesures ont été réalisées à bord d'un airbus A310-300 pendant des vols Prague-Montréal et Montréal-Prague au cours du mois de février 1995. Les résultats obtenus sont présentés, analysés et discutés tant du point de vue des réponses des différentsdosimètres que du niveau d'irradiation générale.

The Angra dos Reis nuclear power plant site is located 130 km south from Rio de Janeiro city. Seawater is used as cooling water for both units; the cooling water is pumped from Itaorna Bay and discharged into Piraquara de Fora Bay, together with the liquid effluents from the two NPPs. Piraquara de Fora Bay belongs to a large bay system, Ilha Grande Bay and, therefore, conservative radionuclides in seawater will reach this bay with the tidal movement and, at the end, exported to open sea. Radium isotopes behave conservatively in seawater and can be applied as natural tracers to carry out dispersion studies. Two transets involving eight sampling points each were performed in Ilha Grande bay and 228Ra, 226Ra, 224Ra and 223Ra determination realized. The results have shown that the conservative radionuclide dispersion is controlled by eddy diffusion with negligible net offshore advection. The calculated eddy diffusion coefficient was 26 km2 ⋅ d-1 and 25 km2 ⋅ d-1, based on 223Ra and 224Ra respectively.

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.

En 1988, à l'initiative de la Commission des Communautés européennes, ungroupe d'experts européens a réalisé une étude visant à optimiser l'informationdiagnostique contenue dans un cliché radiographique ainsi que l'irradiation despatients soumis aux examens de radiodiagnostic. Dans ce cadre, une enquête aété effectuée auprès de 900 patients examinés dans 24 services de radiologieen Europe et des données ont été recueillies pour les examens radiologiquessuivants : thorax, crâne, colonne lombaire, bassin, appareil urinaire et sein. Lesprincipaux résultats de cette enquête sont présentés. Les techniques radiologiquesutilisées au cours de ces examens ainsi que les doses à l'entrée mesuréesdirectement sur les patients sont analysées. Sur la base d'une "note médicale"définie par un groupe de radiologues, chaque incidence radiologique a été évaluéeen vue de rechercher la technique d'examen "optimale". Une telleapproche a nécessité la prise en compte des différents paramètres physiquesqui influencent les doses reçues par les patients et la qualité des imagesradiologiques (kVp, exposemètre automatique, classe de sensibilité des couplesfilm-écran...).

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.