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.

Peu d’études sur le thème des recommandations de radioprotection que doivent suivre les patients hors du secteur d’hospitalisation après traitement du cancer différencié de la thyroïde par de l’iode-131, sont basées sur une détermination expérimentale de la période effective. Le but de ce travail a été de calculer des valeurs de durées pendant lesquelles le patient doit respecter des recommandations à l’aide d’une mesure du débit de dose à 30 cm le dernier jour avant qu’il quitte le secteur d’hospitalisation. Les mesures du débit de dose ont été réalisées tous les jours au niveau de l’abdomen et du cou pendant la durée d’hospitalisation. Ces points sont ajustés par un modèle mono-exponentiel ou bi-exponentiel pour déterminer la période effective. Nous modélisons 7 situations d’exposition des personnes proches. Nous montrons que dans les conditions réalistes de diffusion le rapport des débits de dose en fonction de la distance suit une loi en l’inverse de la distance de mesure. La période effective est de 16 ± 6 h quelle que soit la localisation de la mesure. Cela nous conduit à un calcul de respect de recommandations n’excédant pas 2 jours après 3 jours d’hospitalisation. Un abaque simple est donné pour permettre le calcul des durées de recommandations en fonction du débit de dose mesuré à la sortie. Ce protocole de mesure est mise en oeuvre dans notre institution et donne entière satisfaction tant du point de vue de l’information au patient que du respect de l’irradiation minimale des proches suivant le principe ALARA.

Dans le cadre des travaux de transposition en droit français de la directive 97/43 Euratom relative à la radioprotection des patients, une campagne nationale de dosimétrie en radiodiagnostic s’est déroulée entre avril 2001 et février 2003, à l’initiative conjointe des sociétés savantes et professionnelles, de la Direction générale de la Sûreté nucléaire et de la radioprotection (DGSNR) et de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). Son objectif était d’associer des niveaux de doses aux procédures radiologiques standardisées, élaborées dans une étape précédente par la Société française de radiologie, et d’engager une première étude pour la détermination de niveaux de référence diagnostiques (NRD) français. Sur la base de protocoles de mesures et de fiches d’informations établis par l’IRSN et la Société française de physique médicale, la campagne a reposé sur des équipes pluridisciplinaires (radiologue, physicien, technicien), dans 24 services de radiologie volontaires. Son organisation pratique, la centralisation des données et le traitement des résultats ont été assurés par l’IRSN. Pour les 8 examens sélectionnés (4 en radiologie classique et 4 en scanographie), dans chaque service, 20 sujets d’âge adulte et de morphologie moyenne devaient faire l’objet d’une dosimétrie. En radiologie classique, la dose à l’entrée a été mesurée par dosimètres thermoluminescents placés à la peau, pour 1231 patients. En scanographie l’indice de dose de scanographie pondéré et le produit dose × longueur ont été déterminés pour 667 patients à partir des paramètres de l’examen et des données de base du scanner. Pour chaque type d’examen les valeurs moyennes de chacune de ces grandeurs ainsi que celles du 75e percentile ont été calculées. Pour la grande majorité des examens et des centres ayant participé à l’étude, il apparaît que ces valeurs se situent en dessous des NRD proposés par la Commission européenne en 1996. Ces résultats, analysés en fonction des facteurs d’influence sur la dose et des limites méthodologiques de l’étude (volontariat des services participant), prouvent la faisabilité et le grand intérêt d’une campagne nationale de mesures de doses en radiologie, à plus grande échelle, qui permettrait d’établir des NRD spécifiques à la pratique française, de prévoir leur révision périodique et de définir les démarches d’optimisation appropriées.

Le curium-242 est un isotope particulièrement important dans les combustibles nucléaires irradiés en raison de sa contribution à la puissance résiduelle et également de sa chaîne de décroissance radioactive. La détermination de sa teneur est donc essentielle pour améliorer la connaissance des données nucléaires de base. Selon la nature et le temps de refroidissement du combustible irradié, la teneur en 242Cm peut être inférieure à la limite de détection des techniques de spectrométrie de masse classiquement utilisées. La spectrométrie alpha peut alors prendre le relais pour ce radionucléide de courte période (T = 162,9 jours). À partir de solutions diluées de deux combustibles MOX (OXyde Mixte d’uranium et de plutonium) irradiés de faible temps de refroidissement et dont la teneur en 242Cm est de quelques dizaines de pg, la mise au point de différentes séparations chimiques successives a permis d’obtenir des fractions de curium suffisamment pures pour effectuer l’analyse isotopique du curium par spectrométrie de masse à thermo-ionisation mais également la détermination du rapport 242Cm/244Cm par spectrométrie alpha. L’accord obtenu sur les rapports déterminés par les deux techniques a permis d’étendre la mesure par spectrométrie alpha à un combustible UOX (OXyde d’Uranium) de teneur en 242Cm encore plus faible. L’association de la mesure du rapport 242Cm/244Cm avec le rapport 244Cm/238U déterminé par spectrométrie de masse à thermo-ionisation et dilution isotopique, à l’aide d’un traceur 248Cm/233U, permet ainsi de connaître la teneur en curium-242 par rapport à l’uranium-238, utilisé comme référence, dans le combustible.

A twenty-year follow-up study was carried out at Baiyun Obo Rare-earth Iron Mine in China, This mine has been mined since 1958. Its ore contains 0.04% of ThO2 and 10% of SiO2. The purpose of this study is to investigate possible health effects in dust-exposed miners following long-term exposure to thorium-containing dusts and thoron progeny. By using the negative high voltage exhaled thoron progeny measurement system to estimate the miner’s thorium lung burden. The highest thorium lung burden among 1 158 measurements of 638 miners was 11.11 Bq. The incidence of stage 0+ pneumoconiosis was increased among dust-exposed miners. An epidemiological study showed that the lung cancer mortality of the dust-exposed miners was significantly (p < 0.005) higher than that of the non-exposed group. It is suggested that the difference results in the long-term exposure to thorium-containing dusts (carcinogens are ThO2 and SiO2) and thoron progeny. This is the first evidence in humans of the carcinogenicity after long-term inhalation of thorium-containing dusts and thoron progeny. The total person-years of observation for the dust-exposed miners and the controls were 62 712 and 34 672 respectively.

Les performances remarquables des détecteurs fonctionnant à très basse température ont franchi les limites inhérentes aux détecteurs conventionnels à semi-conducteur ou à scintillateur. Ceci s’explique par les principes physiques de détection exploités par les différentes technologies développées aujourd’hui. L’élégance de ces technologies est de mettre en jeu la création de quanta d’énergie inférieure de trois à quatre ordres de grandeur par rapport à celle des détecteurs classiques. Les très faibles fluctuations statistiques du nombre de quanta créés pour une interaction donnent ainsi accès à des seuils de détection et des résolutions en énergie meilleurs de un à deux ordres de grandeur. De plus le rendement de détection n’est pas limité à basse énergie comme dans le cas des semi-conducteurs en germanium ou en silicium. Les détecteurs cryogéniques sont aujourd’hui développés et utilisés dans des applications multiples (caméras pour télescopes, spectromètres imageurs, analyse de matériaux par fluorescence X, mesure d’activité, ...), qui recouvrent la détection des rayonnements sub-millimétriques, infrarouges, UV, X, gamma, bêta et des particules alpha. L’apparition très récente sur le marché de réfrigérateurs sans liquide cryogénique et très simples d’utilisation ouvre de nouvelles perspectives d’applications industrielles de ces détecteurs.