Les effets radio-induits sur le pancréas, communément décrits chez les mammifères, concernent essentiellement des modifications structurales observées à long terme. En revanche, peu d'études traitent des conséquences fonctionnelles d'une irradiation sur le pancréas exocrine. Le but de ce travail est de suivre les effets aigus d'une irradiation corps entier sur le volume et l'activité enzymatique du suc pancréatique. Une irradiation gamma corps entier à la dose de 6 Gy a été réalisée chez des porcs. Une collecte de suc pancréatique, par cathétérisme permanent du canal pancréatique, a été réalisée avant et après exposition avec mesure en continu du volume sécrété. Sur chaque échantillon de suc pancréatique, la concentration protéique ainsi que l'activité enzymatique de la trypsine, chymotrypsine, élastase, lipase et amylase ont été déterminées. Le volume de suc pancréatique sécrété quotidiennement diminue dès le lendemain de l'irradiation et le niveau sécrétoire ne revient jamais à des valeurs enregistrées avant irradiation. La quantité de protéines et les activités totales des enzymes sécrétées dans le suc pancréatique sont réduites de manière parallèle. Enfin, seules les activités spécifiques de l'élastase et de la lipase sont modifiées après l'irradiation. Ainsi, les conséquences d'une irradiation corps entier chez le porc se traduisent par une diminution importante et rapide de la sécrétion pancréatique exocrine, affectant à la fois les composantes hydro-bicarbonatée et enzymatique. Ce phénomène pourrait contribuer aux perturbations de la sphère intestinale lors du syndrome aigu d'irradiation mais également générer des effets à plus long terme.

La dosimétrie individuelle présente plusieurs difficultés dues aux différences des réponses en énergie des dosimètres. Dans ce travail, nous proposons un dosimètre individuel réglementaire pour la surveillance radiologique des personnes soumises à l'exposition neutronique, autour du futur réacteur de recherche de type TRIGA Mark II du Maroc. L'exposition aux neutrons n'aura lieu qu'épisodiquement et les doses reçues devraient rester faibles. Afin de choisir convenablement un dosimètre individuel de neutrons, nous avons étudié deux systèmes : le détecteur à bulles et le détecteur solide de traces nucléaires PADC2 (CR-39$^{\mbox{\tiny\textregistered}}$). Vu les limitations imputées aux propriétés dosimétriques des différents dosimètres actuellement employés, une étude comparative approfondie est nécessaire en vue de disposer d'un dosimètre individuel convenable. Cette étude s'inscrit dans le contexte marocain : absence d'installations pour réaliser des tests, un nombre restreint de travailleurs opérant dans des zones spécifiques pourrait être soumis à l'exposition neutronique, contraintes économiques, champ neutronique souvent mixte et la réglementation qui impose le port d'un dosimètre individuel dans une zone contrôlée. En raison de ses caractéristiques dosimétriques et de son prix, le dosimètre de type CR-39 peut être une bonne solution comme dosimètre individuel passif de neutrons autour du réacteur TRIGA. Le dosimètre à bulles, permettant d'instaurer la démarche ALARA, serait utilisé comme dosimètre individuel complémentaire bien adapté à la dosimétrie opérationnelle.

L'évaluation et la surveillance des rejets radioactifs des installations nucléaires visent à garantir la protection de la population et de l'environnement vis-à-vis des rayonnements ionisants. Répondre à cette préoccupation à la fois d'ordre réglementaire, scientifique et d'information du public nécessite la mise en œuvre d'un programme de contrôle fiable des rejets, d'une surveillance radiologique vigilante dans l'environnement et d'un système d'information compréhensible du public. L'acceptation des résultats et de leur interprétation par l'opinion requiert que la surveillance des rejets et l'évaluation de leur impact soient confiées à des organismes accrédités et indépendants des exploitants d'installations nucléaires. C'est le cas en Suisse, où la loi et l'ordonnance de radioprotection stipulent que l'Office fédéral de la santé publique (OFSP) est responsable de ces tâches en collaboration avec les laboratoires cantonaux et les instituts universitaires. Cette publication présente un aperçu des modalités actuelles d'évaluation de l'impact des rejets des installations nucléaires suisses sur l'environnement et la population avoisinante ainsi que du rôle et de l'organisation de la surveillance. Certains enseignements et perspectives dans ce domaine sont également présentés.

L'exposition aux rayonnements ionisants de la population française est due en majeure partie à la radioactivité naturelle (radon, irradiations externes d'origine tellurique et cosmique, ingestion d'eau et d'aliments). Dans un contexte épidémiologique, il est nécessaire d'estimer au mieux l'exposition de la population afin de pouvoir l'étudier conjointement à des indicateurs sanitaires. Dans cet objectif, des indicateurs d'exposition doivent être créés en prenant en compte les mesures environnementales et en contrôlant les facteurs de variabilité (caractéristiques de l'habitat, variations saisonnières, densité de population). La distribution des expositions doit également pouvoir être étudiée à différents niveaux géographiques (département, zone d'emploi). Le présent travail constitue une mise à jour de l'estimation de l'exposition de la population française à la radioactivité naturelle. Les indicateurs d'exposition au radon domestique reposent sur les concentrations mesurées, corrigées pour la saison et les caractéristiques d'habitat (variation départementale : 19–297 Bq/m3). Les indicateurs d'exposition au rayonnement gamma d'origine tellurique reposent sur les débits de dose mesurés, redressés sur le type d'habitat (22–95 nSv/h). L'exposition aux rayonnements cosmiques est évaluée à partir de l'altitude et pondérée sur la densité de population (0,27–0,38 mSv/an). La dose efficace annuelle due à ces trois composantes est estimée à 2,2 mSv.

Depuis 1991, l'IRSN réalise un suivi radioécologique annuel de l'environnement des installations électronucléaires françaises. Plus de 5 000 échantillons, prélevés dans le milieu terrestre et aquatique autour des 20 sites étudiés, ont ainsi été analysés par spectrométrie gamma à bas niveau. Cette synthèse permet d'établir un bilan de 11 ans d'études, en présentant les objectifs et méthodes mises en œuvre, et en énonçant les principales observations et conclusions qui peuvent ressortir de l'analyse des résultats de mesures obtenus. Il apparaît que les rejets atmosphériques chroniques de radionucléides émetteurs gamma effectués par les CNPE ne conduisent le plus souvent pas à des apports décelables dans l'environnement des sites. Ces observations ont conduit l'IRSN à réduire le nombre d'analyses portant sur des échantillons du milieu terrestre à partir de 2000. Les rejets liquides sont, quant à eux, responsables d'un marquage de l'environnement aquatique, mis en évidence par la détection de faibles activités de 60Co, 58Co, $^{110{\rm m}}$Ag ou 54Mn, et des différences significatives des valeurs des rapports d'activités 137Cs/134Cs mesurés en aval des installations. Les apports de radioactivité gamma artificielle en Manche sont également décelables dans les échantillons marins prélevés à proximité des CNPE. Toutefois, ce marquage peut être difficile à mettre en évidence du fait de la présence des radionucléides artificiels rejetés par les installations de COGEMA-La Hague. Au-delà des informations importantes que ces études apportent quant au marquage de l'environnement par les rejets des CNPE, les résultats acquis depuis 1991 constituent une source importante de données qui nous informent sur le devenir et la répartition des radionucléides dans l'environnement.

L'Association internationale de protection radiologique (IRPA) a invité, en 1999, les sociétés nationales à participer au débat sur l'évolution du système de protection radiologique proposé par la CIPR. Répondant à cette invitation, le conseil d'administration de la Société française de radioprotection (SFRP) a créé un groupe de travail spécifique. Ce groupe s'est réuni d'avril 1999 à juillet 2000, et les résultats de ses travaux ont été présentés lors du congrès IRPA-10 en mai 2000. Pour continuer cette réflexion, le conseil d'administration de la SFRP a décidé de créer un deuxième GT qui a débuté ses travaux en septembre 2001. Ce GT est composé d'une trentaine de membres représentant les parties prenantes de la radioprotection en France : autorités, experts et professionnels des domaines nucléaire, médical et de la recherche, ainsi qu'une personne issue du mouvement associatif. L'objectif de ce GT est de formuler des propositions sur des questions clés qui pourraient être abordées, en particulier par la CIPR, dans le développement de nouvelles recommandations de radioprotection. Le choix des sujets prioritaires résulte de l'expérience des membres du GT ainsi que de l'analyse des propositions de la CIPR. Cet article présente les principales conclusions du GT dans une formulation cherchant à refléter les diverses opinions qui ont pu être exprimées lors des séances de travail.

Après rappel de l'histoire et de l'économie du système classique français d'indemnisation des maladies professionnelles, les conditions d'insertion de celles de ces maladies qui peuvent être provoquées par les rayonnements ionisants sont examinées. L'évolution de la législation et de la jurisprudence les concernant est étudiée, pour conclure par l'examen des solutions que le nouveau système institué par la loi du 27 janvier 1993 pourrait apporter dans certains cas.