Evidence has emerged over the past decade for the existence of two cellular phenomenons which challenge the standard paradigms for the induction of biological effects by ionizing radiation. In both cases, important genetic changes arise in cells that in themselves receive no radiation exposure. In the first, radiation induces a type of transmissible genomic instability in cells that leads to a persistent enhancement in the rate at which genetic alterations including mutations and chromosomal aberrations arise in the descendents of the original irradiated cell after many generations of replication. In the bystander effect, damage signals are transmitted from irradiated to non-irradiated cells in the population, leading to the occurrence of biologic effects in these “bystander” cells. In this review, our current knowledge concerning these two phenomena is described and their potential impact on the estimation of risks of low level radiation exposure discussed.

Low level radioactive liquid discharges have been carried out in the Loire river since 1963. Since then, the number of power plants located on the Loire river and its tributaries has been steadily increasing to reach, in the year 2000, 14 reactors operating on 5 different sites. The question arose to evaluate to what extent the addition of several nuclear power plants on the same river system could increase the concentrations in radionuclides in the environment and affect the dose to the public. To address this issue, EDF initiated in 1998 the “Loire river and estuary radioecology” program with the focus on assessing possible accumulation of radionuclide in river bottom sediments or on river shores. The following radionuclides were considered because of their importance in power plant liquid discharges: tritium, 14C, 58Co, 60Co, $^{110{\rm m}}$Ag, 134Cs, 137Cs, 54Mn, 124Sb, and 131I. Radionuclide concentrations in the dissolved, particulate and sedimentary forms were evaluated using the CRESCENDO model. The development and validation of this model required a multi-step process. The first step was to design a 350-km long 1D hydraulic and water transport based on currently available tools and data. Next, daily tritium concentrations measured in Angers, at the downstream limit of the river, were compared with computed values. The following step was to calibrate the sediment transport model. Areas where fine particles settled (dams and river shores) were monitored to improve our understanding of sediment dynamics. Then equations representing radionuclide exchange between water and particles were derived from laboratory experiments and included in the model. After each step the computed values were compared to measure data sets to ensure the model adequately described the processes involved. In the final step, the CALVADOS model was used to calculate dose to the public at different locations along the Loire river.

Après une brûlure grave, le blessé est fragilisé par le risque infectieux et une réaction inflammatoire générale. les tissus nécrosés doivent être enlevés car ils sont toxiques pour l'organisme. il faut donc restituer au malade une enveloppe cutanée, ce qui est le rôle d'un centre de traitement des brûlés. les différentes techniques possibles sont décrites :- autogreffes conventionnelles sur les brûlures peu étendues ;- substituts cutanés pour recouvrir temporairement les brûlures étendues. parmi ceux-ci on distingue :les substituts naturels : xénogreffes (peau de porc...) ou allogreffes (peau humaine),les substituts naturels transformés qui ne conservent que la trame de la matrice extra cellulaire. les peaux artificielles appartiennent à cette catégorie et permettent d'obtenir des cicatrices de grande qualité,les cultures cellulaires qui consistent en la multiplication en laboratoire des cellules d'un individu qui lui seront greffées ensuite. ce n'est pas encore une technique de routine mais elle peut permettre la survie de malades très graves.Les brûlures radiologiques soulèvent beaucoup de questions. leurs caractéristiques sont analysées : douleur intense, permanente, résistante aux antalgiques, parallélisme difficile à établir avec les brûlures thermiques...Malgré le peu de cas rencontrés, quelques réflexions et orientations sur la prise en charge des radionécroses peuvent être données : importance du confort du malade, de la sédation des douleurs, de la prévention de l'infection et de l'équilibre nutritionnel. Au stade de l'épidermite et des phlyctènes, le traitement peut être complété par l'utilisation de facteurs de croissance. Au stade de nécrose, après couverture temporaire, l'autogreffe ne doit intervenir que si on est sûr de la non-évolutivité du socle receveur. L'indication des cultures cellulaires pour apporter harmonieusement des facteurs de croissance peut être discutée.

A new method was developed based on calculating the absorption coefficients, self-absorption coefficients and transmission coefficients of the gamma-photons emitted by different radioisotopes for evaluating gamma dose equivalent rates, at 1 meter from various cylindrical radioactive solution sources utilized in medicine, in a biological tissue. Results obtained were compared with data given in literature. The influence of the radioisotope half-life and gamma-photon energy and number of photons per disintegration on the gamma dose equivalent rate, effective dose and threshold initial activity of the considered solution sources was studied.

Quelles sont les valeurs qui caractérisent sur le territoire français les rayonnements ionisants et les radionucléides d'origine naturelle ? Comment distinguer dans le résultat d'une mesure la part qui résulte éventuellement d'une activité humaine ? Afin d'essayer de répondre à ces questions, un questionnaire a été adressé aux différents organismes qui effectuent en France des mesures de radioactivité dans l'environnement. Les informations mentionnées dans cette étude se rapportent exclusivement à des observations faites dans l'environnement à l'extérieur des bâtiments et du périmètre des installations nucléaires de base (INB). En outre, elles ne concernent, sauf cas particuliers signalés, que des mesures de rayonnements ou de radioéléments d'origine naturelle dont les résultats n'ont pas été perturbés par l'action de l'homme. L'enquête montre la difficulté actuelle de dresser en France un bilan exhaustif des connaissances acquises concernant les caractéristiques du bruit de fond radioactif d'origine naturelle dans l'environnement. Aujourd'hui en France, dans le domaine de la radioactivité naturelle, les efforts consentis manquent de coordination et d'orientation vers certaines priorités. À ce titre, les mesures des 238U et 232Th précurseurs des 226Ra et 228Ra, des descendants solides émetteurs alpha du radon (par la mesure des EAP du 222Rn et 220Rn), des émetteurs gamma post émanation (214Pb, 214Bi, 212Pb), du 210Pb, 210Po et du 14C doivent être privilégiées.

Les conséquences d'un traitement par l'Interleukine-4 (IL-4) de souris irradiées ont été évaluées sur la survie des animaux, sur la reprise hématopoïétique ainsi que sur la limitation de la réponse inflammatoire radio-induite aiguë. L'IL-4 a été injectée à des souris 30 minutes ou 2 heures après une irradiation γ létale corps entier de 7 à 10 Gy. Les résultats montrent une amélioration de la survie à 30 jours des animaux. Soixante quinze pour cent des animaux irradiés à la dose de 8 Gy survivent lorsqu'ils sont traités par l'IL-4 alors que cette dose entraîne la mort de 80 % des animaux traités avec le placebo. La cause de décès dans cette gamme de dose est classiquement attribuée au syndrome hématopoïétique. L'efficacité de l'IL-4 a donc été évaluée sur la numération-formule sanguine des animaux irradiés à 8 Gy ainsi que sur les progéniteurs hématopoïétiques de la moelle osseuse. Les données obtenues montrent que les animaux traités par l'IL-4 ont un statut de leur hématopoïèse similaire à celle des animaux traités par le placebo. Par ailleurs, l'IL-4 ayant des propriétés anti-inflammatoires reconnues, nous avons étudié les conséquences d'un traitement par l'IL-4 sur la réponse inflammatoire dans les 24 h qui ont suivi une irradiation à 8 Gy. Nous avons montré que l'IL-4 limitait la libération radio-induite de différents médiateurs de l'inflammation, comme l'IL-1β ou le KC, au niveau plasmatique ou tissulaire. Enfin, les conséquences d'un traitement par l'IL-4 ont été évaluées sur la restauration des altérations radio-induites au niveau métabolique et fonctionnel du système nerveux central. Nos résultats démontrent que l'IL-4 entraîne une amélioration de la survie de souris irradiées à doses létales sans accélération de la reprise hématopoïétique. Le potentiel thérapeutique de l'IL-4 pourrait s'expliquer par une amélioration de l'état général des animaux, et notamment par la limitation de la réponse inflammatoire.

L'exposition aux rayonnements ionisants à des doses moyennes ou fortes entraîne une pathologie mixte. Dans plusieurs accidents d'irradiation, il a été constaté que les dysfonctionnements intestinaux étaient fortement impliqués dans le décès des patients. Cependant, l'apparition du syndrome gastro-intestinal, classiquement défini comme étant la perte de la muqueuse intestinale, n'est jamais très évidente. Néanmoins, il est admis que l'atteinte du système gastro-intestinal, plus particulièrement sa fonction de barrière, joue un rôle important dans l'évolution du syndrome de défaillance multiviscérale (Multiple Organ Failure) observée dans les derniers accidents (TokaïMura). Une exposition aux rayonnements ionisants provoque des modifications de la motricité intestinale qui peuvent conduire à la diarrhée. La diarrhée peut provenir également des altérations des processus d'absorption et/ou de sécrétion. En effet, une perte des cellules de la barrière intestinale et des modifications concomitantes de la fonction des systèmes de transport des nutriments et/ou des électrolytes sont observés. Ces fonctions intestinales sont sous le contrôle des multiples agents (tels que des contenus intestinaux, des neurotransmetteurs, des agents paracrines et des hormones) qui sont aussi modifiés. À l'heure actuelle, les traitements contre les atteintes digestives restent symptomatiques mais l'utilisation des facteurs de croissance et/ou l'apport de nouvelles cellules semblent prometteur pour l'avenir.

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.

Les préoccupations concernant la présence de substances radioactives dans l'environnement conduisent régulièrement à des expertises sur les niveaux d'activité des radionucléides dans l'environnement et à des évaluations de leurs impacts radiologiques sur les populations humaines. La crédibilité de ces expertises repose en partie sur la qualité et la fiabilité des mesurages. Ce document présente les systèmes d'organisations de la normalisation, nationale et internationale, ainsi que les documents normatifs publiés et les travaux de normalisation en cours relatifs à la métrologie des radionucléides présents dans les matrices environnementales.

L'estimation qui est faite actuellement des risques sanitaires liés à la gestion des déchets nucléaires à vie longue est incomplète si elle ne tient compte que des aspects radiotoxiques. Bien que cette approche soit justifiée à l'égard d'un grand nombre de radionucléides inventoriés, elle ne peut cependant être exclusive et généralisée : la toxicité chimique doit être considérée notamment lorsque la période radioactive d'un radionucléide excède 105 ans. Pour évaluer la toxicité chimique ou radiologique d'un radionucléide, on peut confronter une dose de référence appliquée à la consommation d'eau de boisson (0,1 mSv/an) avec les informations toxicologiques existantes. L'organisation mondiale de la Santé l'a fait pour l'uranium naturel et recommande une valeur guide pour l'eau de boisson, fondée sur sa toxicité chimique (2 μg/l). La démarche adoptée par l'OMS est reprise ici en vue de montrer que la toxicité chimique potentielle d'un élément est une donnée à intégrer dans l'estimation du risque sanitaire des radionucléides à vie longue.

Entre 1999 et 2001, l'Institut de protection et de sûreté nucléaire (IPSN) a réalisé des mesures de dosimétrie pour l'Institut français pour la recherche et la technologie polaire (IFRTP) afin d'évaluer la dose reçue par le personnel présent au dôme C (Antarctique), sur la future base CONCORDIA. À cet endroit, la dose est essentiellement due aux rayonnements cosmiques. Des dosimètres thermoluminescents ont été utilisés pour mesurer la contribution des rayonnements à faible transfert linéique d'énergie (TLE). La contribution à la dose des rayonnements à fort TLE a été à la fois mesurée par des détecteurs à traces et estimée par extrapolation des mesures à faible TLE, en connaissant l'altitude du dôme C et les proportions respectives des rayonnements à faible TLE et à fort TLE. Les résultats globaux sont donnés en terme de dose efficace. Pour une année complète passée au dôme C, la dose efficace est estimée à 2,1 mSv.

Dans le cadre de la mise en application des recommandations décrites dans la publication 60 de la CIPR, des mesures de spectrométrie neutron ont été réalisées à plusieurs postes de travail au CEA de Valduc. Le but de ces mesures était la détermination de nouveaux coefficients d'étalonnage à affecter aux dosimètres individuels neutron PGP-DIN afin de restituer correctement les doses reçues par les opérateurs séjournant à ces postes. Ces mesures ont été effectuées au cours de deux campagnes successives. La fluence neutronique et le débit d'équivalent de dose ambiant $\dot{H}^*$(10) ont été mesurés en fonction de l'énergie avec le spectromètre ROSPEC et un système de sphères de BONNER. Les champs de radiations étant toutefois mixtes, c'est-à-dire présentant une composante neutronique et photonique, des mesures de débits d'équivalent de dose ambiant photon aux postes de travail considérés ont également été réalisées à l'aide de débitmètres d'ambiance. Les dosimètres individuels PGP-DIN ont été positionnés sur un fantôme (ISO) d'eau. Des calculs effectués à l'aide du code MCNP ont été comparés aux résultats expérimentaux.

Sur demande du ministre chargé de la Santé, l'OPRI et l'ANDRA lancent le 1er décembre 1999 une campagne de collecte d'objets au radium autrefois utilisés en curiethérapie. Cette campagne répond à un souci de santé publique, compte tenu de réels risques pour des personnes pouvant manipuler ces objets sans précaution. En outre, son bien fondé s'est renforcé, ces dernières années, par de nombreuses affaires de découvertes d'objets au radium en déshérence. Cette collecte est basée sur le volontariat des détenteurs qui signalent la présence d'objets au radium dans leurs locaux auprès d'une cellule opérationnelle OPRI-ANDRA, au moyen d'un numéro vert. Cette cellule analyse chaque demande et apprécie le degré d'urgence de la situation. La priorité est accordée aux particuliers qui ne disposent pas de conditions d'entreposage satisfaisantes sur le plan de la radioprotection. Les équipes de l'OPRI effectuent les collectes suivant un protocole strict garantissant leur sécurité, le bon déroulement des opérations et le respect des règles du transport de matières radioactives. Les 90 interventions réalisées ont permis de collecter 517 objets représentant une activité de $1,32 \times 10^{11}$ Bq. Une fois conditionnés, ces objets ont été acheminés au CEA de Saclay, pour un entreposage en toute sécurité en attendant le stockage définitif par l'ANDRA.

Depuis l'identification, en 1983, d'un nombre anormalement élevé de leucémies chez les enfants vivant à proximité de l'usine de retraitement de déchets nucléaires de Sellafield, au Royaume-Uni, de nombreuses études épidémiologiques ont porté sur le risque de cancer ou de leucémie dans les populations voisines des installations nucléaires. Un excès de leucémies de l'enfant a été confirmé au voisinage de Sellafield et mis en évidence autour de quelques autres sites, en particulier Dounreay en Écosse et Krümmel en Allemagne, alors que de nombreuses autres études locales sont restées négatives. Parallèlement, des études portant sur plusieurs sites (au Royaume-Uni, en France, aux États-Unis, en Allemagne, au Canada, au Japon, en Suède, en Espagne) n'ont pas détecté d'excès global de leucémie ou de cancer de l'enfant à proximité des installations nucléaires. De plus, des agrégats de leucémie ont été observés dans des zones éloignées de tout site nucléaire. Des études analytiques ont recherché une cause aux excès de leucémies localisés autour de certains sites. Elles ont permis de rejeter l'hypothèse d'une exposition radioactive de la population. L'hypothèse génétique d'un rôle de l'irradiation des pères avant la conception de leur enfant a été évoquée pour expliquer les excès de leucémies constatés à Sellafield, mais elle n'a pas été confirmée par des études concernant d'autres régions ou d'autres pays. Il semble plus probable que ces excès de leucémies soient en rapport avec des brassages de populations.

Cet article présente les premières réflexions du Groupe de travail, créé en septembre 2001 par la Société française de radioprotection (SFRP) sur des questions clés qui seront abordées par la Commission internationale de radioprotection (CIPR) lors de l'élaboration de nouvelles recommandations sur la radioprotection. Le choix des sujets considérés résulte de l'analyse du memorandum de la CIPR, publié dans le Journal of Radiological Protection en juin 2001 et de l'expérience des membres du Groupe de travail. Ce sont :
- des réflexions générales sur le nouveau système de protection proposé par la CIPR,- les dimensions individuelle et collective du risque radiologique,- la comparaison avec la gestion des risques chimiques,- la protection radiologique de l'environnement,- les unités dosimétriques.


Dans le cadre d'une étude concernant l'impact sur l'environnement des usines de phosphates implantées dans la région du golfe de Gabès dans le sud tunisien, une série de mesures préliminaires a été récemment conduite. Douze échantillons de sol ont été prélevés le long du golf de Gabès au voisinage d'une usine de traitement des minerais de phosphates. L'analyse de ces échantillons de sol par spectrométrie gamma haute résolution a révélé la présence d'une activité gamma de plus de 1 700 Bq/kg due à la présence des radio-isotopes : 212Pb, 226Ra, 214Pb, 214Bi, et 235U. Cette activité reste pratiquement constante même à une distance de plus d'un kilomètre du site industriel que ce soit dans le milieu terrestre que dans le milieu marin.