La prévention d’une contamination interne chronique des populations par des radionucléides présents dans l’eau de boisson nécessite la mise en place d’une surveillance du niveau de radioactivité de l’eau. Le code de la santé publique introduit quatre paramètres pour la surveillance de la qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine. Dans le cas particulier des émetteurs de particules alpha, compte tenu des caractéristiques de ces rayonnements, l’expression de l’activité alpha globale dans une eau nécessite au préalable de déterminer expérimentalement le facteur de correction de l’auto absorption de ces particules par le résidu sec de l’échantillon à analyser, au risque de sous estimer le résultat. Cet article décrit le protocole appliqué par le laboratoire du Service de protection radiologique des armées pour exprimer ce facteur f en fonction de la masse m de résidus, pour valider statistiquement cette relation et évaluer l’incertitude qui lui est associée. La relation obtenue dans l’exemple présenté est linéaire et s’exprime par f = 0,0253 m + 1,2813. Cette formule est valable pour des eaux de caractéristiques similaires au site pour lequel elle a été établie et pour des masses de résidus comprises entre 0 et 100 mg. L’incertitude relative sur f quelle que soit la masse de résidu est de 11 % (k = 2). Dans un deuxième temps sont présentés à titre d’illustration les sites de la défense qui nécessitent une surveillance de l’activité alpha dans l’eau, comme les sites d’expérimentation des obus flèches à l’uranium appauvri de Bourges et de Gramat.

In freshwater, radionuclide transfers depend both on exchanges between liquid and solid phases and on mass transfers between suspended and bottom sediment. Whereas the former ones depend on chemical processes (sorption/desorption, complexation ...), the latter ones are regulated by hydrological and sedimentary considerations (dispersion, erosion, deposit ...) closely related to the interactions between flow, suspended matter and bed sediment. Previous studies highlight the need to consider the matter heterogeneity and its specific sediment dynamics to correctly report the in homogeneity of fluxes in time and in space. These considerations lead us to develop an experimental method to distinguish the different particle groups present in natural water, mainly according to their settling kinetics. In this context, this paper presents the experimental protocol TALISMEN to characterize a natural bulk suspension according to its main settling kinetics groups. In a first step, this identification is achieved by the use of a settling tank that allows the monitoring of the suspended solid concentrations at various depths, combined to a settling model applying a multi-class approach. In a second step, the particle groups are isolated and characterized. The sorption property of each group toward 137Cs is determined by estimation of its distribution coefficients (kd) and sorption kinetics.

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.

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.

Résumés des communications présentées lors de la table ronde qui s'est déroulée le 27 novembre 1991, à Fontenay-aux-Roses, avec le soutien du Commissariat à l'énergie atomique et de la Société française du tissu conjonctif.

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.

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.

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).

Les CLI ont un rôle important pour suivre l’impact des centres nucléaires et communiquer les informations aux populations. L’ANCLI regroupe des CLI pour permettre une mise en commun des travaux et une bonne représentation des CLI. Les publications, l’organisation d’un colloque et des sessions de formation sont des actions de l’ANCLI. Ces ensembles CLI et ANCLI sont soumis à des textes législatifs ou réglementaires qui imposent des évolutions.

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.

An interim edition of the IAEA Safety Requirements document: “Radiation Protection andSafety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards” (BSS) was published inNovember 2011. The revision of the BSS was coordinated by a BSS Secretariat consisting ofrepresentatives of the IAEA, FAO, EC, ILO, UNEP, PAHO, WHO and NEA/OECD. The BSS takesinto account the Fundamental Safety Principles, the findings of the United NationsScientific Committee on the Effects of Atomic Radiation and the 2007 recommendations ofthe International Commission of Radiological Protection (ICRP) and other applicable ICRPstatements and publications. This paper provides an overview of the revised BSS, includingrequirements on preparedness for a nuclear or radiological emergency and to remediation ofareas contaminated by residual radioactive material following a nuclear or radiologicalemergency.

During the next few years the Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co. (SKB) performs site investigations at two sites in Sweden for a future repository of spent nuclear fuel. Parallel an encapsulation plant is planned to encapsulate the spent fuel in copper canister according to the KBS-3 method. The purpose of the SR-Can safety assessment is to show the performance of the canister isolation at different sites for a repository at 500 meters depth in crystalline rock. Moreover SR-Can provides an example how the site specific safety assessment of a deep repository will be made in year 2006-2008. To able to calculate dose and risk for humans and the environment new assessment method were developed for the biosphere. These methods were based on a systems ecological modelling approach and used knowledge from landscape ecology to provide an integrated approach with hydrology and geology considering the discharges in a watershed and calculating consequences in terrestrial and aquatic ecosystems. A range of methods and tools were developed with the aid of GIS and the softwares Matlab/Simulink which facilitated the modelling and increased the understanding of the important processes in the landscape today and the next few thousands of years. In this paper an overview of the program and the novel methods are presented as well as some examples from performance calculations from a watershed in the Forsmark area considering effects on humans and ecosystems.

To go further in the optimization of treatment planning in selective internal radiationtherapy (SIRT), radiobiological aspects can be accounted for with the OEDIPE software andused to design fractionation protocols. Dosimetry was performed using data from99mTc-MAAevaluations of 10 patients treated for hepatic metastases with SIRT. The maximalinjectable activity (MIA) was calculated, using a tolerance criterion onBEDmean,healthyliver equal to 54 Gy2.5, for different fractionationprotocols, varying the number of fractions, the repartition of activity and the time delaybetween fractions. OEDIPE was also used to calculate BEDmean and the EUD to the tumoralliver (TL) that would be delivered with those MIAs. Compared with a single-injectionprotocol, the MIA is increased on average by 23% ± 3%, 36% ± 5% and 45% ± 7% for fractionation protocols with 2, 3and 4 equal fractions, respectively, while BEDmean,TL is increased by 15% ± 2%, 23% ± 4% and 29% ± 5%. EUDTL, calculated for oneevaluation, is increased by 51%, 115% and 159% using 2, 3 and 4 equal fractions,respectively. For this evaluation, the optimal activity repartition for two-fractionprotocols is (3/4 − 1/4) fortime delays of less than 4 days, (2/3 − 1/3) for time delays between 4 and 6 days and (1/2 − 1/2) for time delays superior to 6 days.Finally, this study confirmed that OEDIPE can be regarded as a tool for treatment planningoptimization and fractionation protocol design in SIRT.

The classic ERA method is today recognised as relevant for both chemicals and radionuclides. As uranium presents the double ecotoxicity, a unique method may then now be applied to evaluate in tandem the associated ecological risks, following the classic four steps methodology (problem formulation, effect and exposure analysis, risk characterisation [1]). The approach is developed for freshwater ecosystems receiving ore mining releases, exposed to uranium as a chemical element and as the radioactive families of its isotopes 234, 235 and 238. The structure and the function of the ecosystem are described by a conceptual model on which both the exposure and the effect analysis are based. Species Sensitivity Distributions are applied (1) to the chemotoxicity data, to estimate a Predicted-No-Effect-Concentration for uranium in water (in µg/L); (2) to radiotoxicity effect data, to estimate a Predicted No-Effect-Dose-Rate (in µGy/h). The risk is assessed at first through the risk quotient approach, a screening method involving for the radiological aspect back calculation of the water limiting concentration from the PNEDR for each isotope taken into account. When significant, the assessment is refined applying probabilistic techniques. The whole approach applicability was tested on a real case-study related to a former uranium mining site.

La dosimétrie des expositions internes aux radionucléides incorporés repose sur une connaissance aussi complète que possible du comportement des substances radioactives dans l'organisme.Ceci est essentiel pour interpréter les mesures d'activité faites dans le corps et ses émonctoires et les exprimer sous forme de quantités incorporées et de doses engagées. On décrit ici entermes généraux les voies d'incorporation, les transferts au sang, la distribution et la rétention dans les organes puis l'excrétion des radionucléides. L'ensemble de ces processus biocinétiquescomplexes est schématisé de façon à pouvoir être représenté par des modèles mathématiques accessibles au calcul. Depuis une dizaine d'années, la Commission internationale de protectionradiologique a entrepris la révision systématique de toutes ses recommandations pour tenir compte de l'évolution des connaissances : révision des facteurs de pondération du risque stochastique,révision complète du modèle respiratoire, révision de nombreux facteurs d'absorption digestive, élaboration de modèles spécifiques de certains organes et de certains éléments. Cette démarche aconduit à réactualiser la plupart des coefficients de dose pour les travailleurs.

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.

Cette étude de poste repose, dans un premier temps, sur l’analyse d’une expérimentation consacrée aux mesures des débits d’équivalent de dose ambiante à bord des aéronefs de type E-3F. Ces résultats partiels sont complétés dans un second temps par une campagne de mesures de l’exposition individuelle à l’aide de dosimètres passifs et opérationnels gamma et neutrons. Les équipages de l’Armée de l’air navigant à bord des E-3F sont susceptibles de recevoir annuellement, à partir du niveau 300 et de 200 heures de vol, une dose efficace supérieure à 1 mSv. Il est donc impératif d’organiser une surveillance radiologique et médicale spécifique des équipages correspondant à ces critères de vol.

À l’occasion de l’évaluation du rapport préliminaire de sûreté du réacteur EPR deFlamanville 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 enFinlande puis en France ainsi que des instructions menées sur les aspects liés à la priseen compte de la radioprotection des travailleurs. Ce bilan présente les objectifs de doseretenus par les exploitants à la conception, la démarche globale d’optimisation mise enœuvre ainsi qu’une comparaison des démarches d’analyse française et finlandaise. EnFrance, par exemple, EDF a réalisé des études approfondies d’optimisation sur lesactivités à fort enjeu « radioprotection » (calorifuge, logistique de chantier,robinetterie, ouverture/fermeture de la cuve, générateur de vapeur, évacuation ducombustible et conditionnement des déchets). Cette démarche repose (en France) sur unprocessus itératif d’optimisation. Une comparaison des objectifs de dose collective desEPR français et finlandais par rapport aux doses reçues sur d’autres réacteurs à eau souspression (Konvoi allemands, tranches du parc français, ...) est également présentée. Cettesynthèse, élaborée par l’IRSN en collaboration avec EDF et l’autorité de sûreté nucléairefinlandaise STUK, reflète plus de 15 ans d’études et de partenariat en matière deradioprotection, dans le cadre du projet EPR.