Bien que le tritium soit un radionucléide existant à l’état naturel, sa présence dans l’environnement est souvent associée à la production d’électricité d’origine nucléaire. À l’occasion de la construction du nouveau réacteur EPR à Flamanville et de renouvellement d’autorisations de rejets pour des sites existants, cette publication a pour objectif de résumer la connaissance scientifique, les mesures réalisées autour des sites et les études d’impact dans l'environnement et chez l'homme pour ces deux radionucléides.

Dust particles generated in the ITER Tokamak may include some tritium. The coefficients derived to evaluate the doses resulting from the inhalation of the usual forms of tritium (gaseous, tritiated water, organic form) are not adequate for tritiated dust. This paper is a short literature study about the assessment of tritiated dust dose coefficients and their significance in worker, population and environmental protection for ITER

Two incidents involving internal exposure by inhalation of transuranic compounds are presented herein. The results of the measurements of urinary and faecal excretions of the two individuals involved do not concur with the values predicted by the ICRP models that should be applied by default, according to the circumstances of the incidents and the chemical form of the products involved: oxide in the first case and nitrate in the second. These cases are remarkable in the similarity of their biokinetic behaviour even though they occurred in different situations and involved different chemical compounds. Both situations provide an illustration of the management of internal contamination events. The precautions to be taken and the questions that the physician should ask himself in the estimation of the internal dose are listed as follows: What type of examinations should be prescribed and at what frequency? What analysis results should be used in assessing the dose? How can the effect of the Ca-DTPA treatment be assessed? How long is it necessary to perform radiotoxicological exams before assessing the dose? What should be done if the ICRP model corresponding to the initial circumstances does not fit the measurement data? Finally, our selected hypotheses, used to explain specific biokinetic behaviour and to estimate its intake in both cases, are detailed. These incidental contaminations suggest that further studies should be carried out to develop a new model for inhalation of transuranic compounds that would follow neither the S nor the M absorption type of the respiratory tract model of ICRP publication 66.

Born in the fifties together with the emergence of the nuclear technologies, radioecology is a scientific discipline that primarily addresses environmental issues relevant to radioprotection. With a current membership of nearly 600 worldwide, the International Union of Radioecology was founded in the seventies as a non-governmental knowing society dedicated to the development and the promotion of this discipline. The scientific directions taken in Radioecology have been drastically influenced in the past by the Chernobyl accident, which forced a focus on environmental transfers through the environment to feed human radioprotection needs. Currently, a profound evolution is underway towards more ecological effects research and studies, under the driving pressure of the raise of society’s concern on environmental issues and the concomitant re-boost of nuclear industry to face global warming and the future energetic demands. The IUR plays a central role within this evolution which is described here in more details along a description of its four major tools of action: dedicated task groups; workshops, seminars and conferences; training courses; web site tool for information and communication. Finally, together with the recent election of a new Board of Council to manage the Union, the main lines of the new strategic plan for the coming years are given.

Les distributions de la dose de rayonnement diffusé autour du patient et la dose efficace au personnel lors d’examens radiologiques complexes sont calculées. La propagation du rayonnement et le dépôt d’énergie sont simulés au moyen du code Monte Carlo MCNP4B. Le champ de rayonnement, l’appareil à rayons X, le patient et le radiologue (portant un tablier de plomb) sont modélisés mathématiquement. Un grand nombre de géométries d’irradiation sont simulées et les courbes d’isodoses sont déterminées dans les plans horizontal et vertical. L’influence des divers paramètres (tels que l’énergie et la dimension du faisceau, la taille du patient, la région irradiée, la position et l’orientation du travailleur) sur les doses du personnel est analysée. Des algorithmes publiés combinant les valeurs d’un dosimètre blindé et d’un dosimètre non blindé sont utilisés pour estimer la dose efficace ; un nouvel algorithme fournissant des estimations plus précises de dose est proposé pour plusieurs situations.

Le tritium est un radionucléide dont l’utilisation et la production vont croitre du fait du développement des nouveaux réacteurs à fusion et de la relance des programmes nucléaires dans le monde. La toxicité du tritium est bien connue mais ses effets sanitaires restent délicats à appréhender du fait d’une dosimétrie difficile et du faible nombre de cas de contamination survenus depuis son utilisation. L’estimation des risques liés à son utilisation repose sur les modèles de la CIPR qui permettent de calculer les doses délivrées dans les tissus grâce à un facteur de pondération WR qui tient compte de l’efficacité biologique relative des différents rayonnements. Quelques voix s’élèvent pour réclamer une révision du facteur de pondération utilisé pour les rayonnements bêta du tritium, arguant que celui-ci peut s’incorporer dans l’ADN et donc être plus toxique que les autres radionucléides émetteurs bêta. Une revue des différents travaux menés sur le sujet et publiés dans la littérature montre en réalité que l’efficacité biologique relative du tritium n’est pas très différente de celle des rayonnements gamma, pris comme rayonnements de référence. Ceci plaide pour un maintien du facteur de pondération unitaire actuel, initialement proposé puis réaffirmé récemment par la CIPR.

The radionuclide contents of sediment samples collected from 20 surface-water dams in southwestern Nigeria have been determined by low-level gamma-spectroscopy. The average concentration of 40K in each of the dams varied between 110.9 ± 11.9 Bq kg-1 and 1025.9 ± 36.8 Bq kg-1 with an overall mean (± SD) of 549.3 ± 247.6 Bq kg-1 while that of 238U varied from 17.1 ± 3.6 to 51.9 ± 8.7 Bq kg-1 with an overall mean (± SD) of 27.6 ± 8.5 Bq kg-1 and that of 232Th varied from 26.2 ± 3.6 Bq kg-1 to 130.1 ± 23.7 Bq kg-1 with overall mean (± SD) of 62.0 ± 26.1 Bq kg-1. The variability of the values shows the wide disparity in the measured activity concentrations. The mean radium equivalent of 158.9 Bq kg-1 was calculated for the sediments in the dams. No artificial gamma emitting radionuclide was detected in the samples.

Cette étude a pour objectif principal de répondre à la question de savoir qui de l’approche de Smoluchowski (loi de diffusion et loi de probabilité) ou de l’équation de diffusion (∂Ci/∂t = Di∇2Ci + S) est plus appropriée, en termes de facilité de mise en œuvre et de réduction de temps de calcul machine, lorsqu’il s’agit de traiter la phase chimique de diffusion et de réaction des radicaux libres crées 10-12 seconde après l’irradiation d’un fragment d’ADN linéaire hydraté, par des électrons incidents d’énergie comprise entre 100 eV et 10 keV. Il est tout à fait clair, que cette comparaison repose sur les résultats de la simulation des étapes physique et physico-chimique par la méthode de Monte Carlo du type « au coup par coup ». En effet, deux logiciels relatifs à chaque approche sont mis au point, et nous permettent de déterminer les rendements des principales espèces radiolytiques (e-aq, H, OH), les rendements des cassures simple et double brin de la molécule d’ADN. Le temps étant la principale variable, l’énergie des électrons incidents, le degré d’hydratation µ des sous unités de la molécule d’ADN sont utilisés comme paramètres pour accentuer le degré de comparaison des deux méthodes.

The individual monitoring of the occupational exposure in interventional radiology is problematic, owing primarily to the fact that the personnel has to wear a lead rubber protective apron. Indeed the dosimeter readings are not, in principle, accurately representative for the effective dose in all working conditions, irrespective of the over or under-apron dosimeter location. Therefore different simulations for this kind of exposure have been performed, which assess the effective dose from the doses to tissues and derive its relationship with the monitor readings. After briefly enquiring into the general approach to the effective dose estimate in the actual practice, the present paper firstly describes in this connection the characteristics of the radiation striking the staff in interventional radiology. Then it provides, within a unified framework and through a uniform notation, a review of the literature on the effective dose assessment from the doses to tissues relatively to this type of exposure. Specific results of a certain operative relevance are examined in some detail and particular attention is devoted to identify the most appropriate method for the effective dose estimate from the dosimeter readings. Which method is finally properly modified to conform it to the forthcoming update of the effective dose definition.

Une meilleure connaissance du débit de dose absorbée à l’échelle de la molécule d’ADN passe par l’étude de l’évolution spatio-temporelle de la distribution de radicaux libres créés 10-12 secondes après irradiation d’un fragment d’ADN linéaire. Le présent travail consiste en l’étude des processus de diffusion et de réaction de ces radicaux avec les bases principales de l’ADN : la cytosine, la thymine, l’adénine et la guanine. Dans cet objectif, nous appliquons l’équation de diffusion (∂Ci/∂t = Di∇2Ci + F) pour simuler les processus chimiques menant à la détermination des concentrations et des rendements radiochimiques des espèces e-aq, H, OH, des cassures simple et double brin de l’ADN, et nous tenons compte de l’effet radio protecteur des molécules telles que : DMSO (diméthyle sulfoxyde -CH3SOCH3-), Tris ((HOCH2)3CNH2), Formiate de sodium (HCOO-).

The radionuclide contents in waste products and physico-chemical characterization of effluent samples from some selected industries in the city of Lagos were carried out. The radioactivity concentration levels due to 40K, 226Ra and 228Th in the solid wastes were determined using gamma-ray spectrometry while physico-chemical determination of parameters were based on standard methods of measurements. The average radioactivity levels obtained was between 104 ± 14 Bq kg-1 and 1276 ± 31 Bq kg-1 for 40K, 86 ± 18 Bq kg-1 and 122 ± 23 Bq kg-1 for 226Ra and while for 228Th it ranged between 14 ± 2 Bq kg-1 and 73 ± 10 Bq kg-1. No artificial radioactive elements were detected in any of the samples. The average outdoor effective dose rate due to gamma exposure from these waste materials in the city was calculated as 0.12 mSv y-1. This is far less than 1 mSv y-1 recommended limit for the member of the public by United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR). The pH of the effluent samples was slightly alkaline, while the electrical conductivity ranged between 275 and 455 µS cm-1 and total suspended solids ranged from 104 to 5616 mg l-1. All these ranges and those of biochemical and chemical oxygen demand values were all higher than the prescribed limits. Presence of heavy metals in the effluent samples was however lower than prescribed with the exception of iron.

Dans le cadre d’une réflexion sur l’impact environnemental et sanitaire du tritium, un séminaire a été organisé par les experts de l’article 31 du traité Euratom en novembre 2007 à Luxembourg. Son objectif était de préciser les axes de recherches et développement et de déterminer des points réglementaires qui devaient être revus compte tenu de l’évolution des connaissances. Cet article présente les informations relatives aux sources et stocks actuels de tritium, rappelle succinctement les différentes techniques de mesure utilisables en considérant l’ensemble des besoins d’analyses, et présente à grand traits les connaissances principales et les incertitudes associées sur les transferts entre compartiments de la biosphère en conditions normales et accidentelles.