Le développement en France d'un nouveau procédé d'enrichissement par laser de l'uranium nous a conduits à étudier en situation industrielle les risques radiotoxiques liés à la formation d'un aérosol de type UO2+Umétal. Le but de ce travail est de déterminer pour ce mélange d'oxydes d'uranium les paramètres physico-chimiques et biocinétiques spécifiques à ce composé et nécessaires ultérieurement pour le calcul de dose, ceci en fonction du nouveau modèle pulmonaire décrit par la CIPR 66. Les résultats concernant les mesures de diamètre aérodynamique médian en activité (DAMA) donnent des valeurs comprises entre 5,2 et 10 µm avec jusqu'à 20 % de particules inférieures à 1 µm, tandis que les concentrations au poste de travail varient de 1,8 à 125 Bq m-3 et le calcul des périodes biologiques conduit à 48 j pour les tests de dissolution in vitro et à 77 j pour les expériences d'inhalation in vivo, les valeurs de taux de dissolution obtenues permettent d'affirmer que ce composé est de type W suivant la classification de la CIPR 30 et de type M suivant la CIPR 66.

Après un accident nucléaire entraînant un dépôt important de radionucléides, les autorités responsables de la gestion des territoires contaminés sont confrontées à la question du respect des niveaux d'intervention. Ces niveaux sont exprimés de deux manières : soit sous forme d'activités massiques dans les produits alimentaires, soit sous forme de doses individuelles pour les populations. Un exercice de crise franco-russe a permis en 1993 de simuler une situation semblable pour un dépôt fictif de césium 137. Répondant aux questions de l'administration, les experts ont examiné à quelles conditions l'agriculture était possible dans le respect des niveaux d'intervention, selon d'abord le critère de concentration massique dans les produits alimentaires, puis selon une recommandation relative à une dose annuelle admissible pour les populations concernées de 1 mSv/a, bien que cette limite ne soit actuellement applicable qu'aux situations normales et non post-accidentelles.

La diminution de radioactivité de 134Cs, 85sr, 106Ru, 57Co, 110mAg au cours de traitements alimentaires de légumes et de céréales a été mesurée. Les opérations de lavage et de blanchiment de légumes contaminés directement par un dépôt unique d'aérosols induisent une réduction de l'activité massique (variable selon le végétal, le radionucléide et le stade végétatif du végétal au moment du dépôt), qui peut atteindre 90 % pour le césium. L'efficacité de ces traitements est moindre sur des légumes contaminés par voie racinaire, à l'exception du parage des légumes racines. La mise en conserve après parage et blanchiment de légumes contaminés en césium, strontium, cobalt et ruthénium par transfert indirect s'avère être assez efficace, avec une radioactivité résiduelle allant de 30 à 50 % pour le haricot vert et de 5 à 20 % pour la carotte. Des mesures d'isotopes stables du césium et du strontium effectuées sur des céréales avant et après traitements industriels mettent en évidence une diminution importante de l'activité massique des produits transformés ; les facteurs de transformation sont de 0,1 à 0,2 pour la transformation du blé en farine et de 0,1 à 0,4 pour le blanchiment du riz.

The results of an investigation on the spatial variations of neutron flux using neutron-charged particle converter materials and solid state nuclear track detectors in a thermal neutron irradiation site are reported. In this context, three neutron beam maps have been established and analyzed. Neutron flux cartographies performed with the BN1 converter, which has been found to be more sensitive to neutron flux variations than the lithium tetraborate converter, have allowed location of neutron concentration areas. The results of average neutron flux measurements obtained by means of the SSNTD technique are in good agreement with those obtained using the conventional technique of neutron flux measurement by activation of foils.

En 1993, plus de 10 000 travailleurs, soit près du quart des travailleurs exposés de façon significative, travaillent dans les domaines médical, de la recherche et des industries non électronucléaires en France. La dose moyenne annuelle par travailleur signifîcativement exposé est de 2 mSv pour les vétérinaires, 3 mSv pour les travailleurs du secteur médical, 5,5 mSv pour les travailleurs de l'industrie non électronucléaire. Dans le secteur industriel, plus de 8 % des travailleurs exposés ont une exposition annuelle supérieure à 15 mSv. Ces expositions ne sont ni négligeables, ni véritablement plus faibles que celles observées dans l'électronucléaire où l'optimisation de la radioprotection est couramment appliquée. A ce jour, aucune publication ne fait état d'expériences en matière d'optimisation dans les autres secteurs. La réalisation d'études d'optimisation dans des centres de référence, pour des examens radiologiques ou des pratiques industrielles spécifiques, en particulier pour toutes les nouvelles pratiques telles que la radiologie interventionnelle, permettrait de fournir aux autres entreprises, services ou cabinets, des informations sur ce que pourrait être une pratique optimisée, dans des conditions de référence, en matière de radioprotection. Les vraies difficultés pour la mise en œuvre de l'optimisation dans les secteurs industriel et médical ne sont pas celles le plus souvent mises en avant (faibles niveaux d'exposition, ressources insuffisantes, complexité...), mais plutôt un manque de données appropriées et surtout une absence de culture du risque résiduel.

Le relief cutané évolue sous l'action de nombreux paramètres physiologiques et physico-chimiques comme le sexe, l'âge, l'hydratation et les rayonnements. Composée de plateaux traversés de vallées, la surface cutanée peut être étudiée par une analyse 3D de sa topographie et par une analyse profilométrique 2D. Cette étude préliminaire de la topographie de la peau irradiée met en évidence une diminution relative des paramètres décrivant l'amplitude verticale (~ 15%) du relief cutané 24 h après irradiation et quelle que soit la dose, chez 3 porcs ayant reçu une dose unique de β du 90Sr-90 Y, (32, 64 et 96 Gy sous 7 mg/cm2 ; distance source - peau : 2,6 cm) et un porc ayant reçu une dose unique de γ du 192Ir (160 Gy ; distance source - peau : 1,7 cm). Ce résultat préliminaire sera complété par une étude sur une série chronologique portant sur plusieurs individus afin de définir le seuil de dose d'irradiation induisant des modifications du relief cutané, avant d'être validé chez l'homme.

En 1992, Électricité de France (EDF) a décidé de mieux intégrer la radioprotection dans la gestion globale de l'entreprise et s'est fixé pour objectif d'assurer la même protection pour les travailleurs des entreprises extérieures que pour ceux d'EDF. Cette décision est intervenue dans un contexte marqué par la dégradation des résultats dosimétriques sur les sites français et par la publication des nouvelles recommandations de la CIPR. Cet exposé décrit la politique retenue par EDF, tant au niveau national qu'au niveau local, pour atteindre ces objectifs. Elle consiste à mettre en place des organisations légères et incitatives, à motiver tous les acteurs, à développer et à faire utiliser des outils appropriés. Les premiers résultats positifs de la politique ALARA sont ensuite exposés avec des exemples concrets et une analyse de l'évolution des indicateurs globaux.

Une enquête épidémiologique, initiée en 1989, a été réalisée dans les centrales nucléaires de la vallée de la Loire et du Blayais. Elle porte sur les conditions de travail, l'organisation du travail et leurs liens avec la santé lors des arrêts de maintenance annuels dits arrêts de tranche programmés (ATP). Dans cette étude, transversale, la santé a été essentiellement examinée sous ses aspects psychologiques : anxiété et symptômes dépressifs (échelles de Spielberger et CES-D). Des comparaisons ont été effectuées en et hors arrêt, sur quatre groupes professionnels différemment sollicités, chaque sujet étant pris pour son propre témoin. Le test du khi-deux a été utilisé pour les variables qualitatives et le test sur la différence pour les variables quantitatives. On observe en ATP des heures supplémentaires et des horaires atypiques déclarés plus fréquents (p < 0,01), un rythme de travail et des règles de sécurité jugés plus contraignants, une exposition à l'irradiation jugée plus importante (p < 0,01). Des modifications de l'état psychologique en ATP ont été objectivées pour les agents de conduite alors qu'elles étaient attendues pour les agents de maintenance. Des résultats analogues ont été obtenus en tenant compte de la fréquence des arrêts. Des interprétations sont données en faisant référence à des études qualitatives sur le sujet. Ceci invite à prolonger la réflexion selon les deux axes d'approches, quantitatif et qualitatif.

L'organisation du travail, que l'on peut définir comme l'organisation, le contrôle et le suivi des travaux sous rayonnements ionisants mis en œuvre pour s'assurer que les expositions sont "ALARA", relève de la responsabilité des managers. L'application de la démarche d'optimisation de la radioprotection (ou démarche ALARA), tout en assurant une réduction du niveau des expositions, permet également d'améliorer la qualité des interventions et par conséquent la sûreté, la fiabilité ainsi que la situation économique des installations. La radioprotection doit donc faire partie intégrante de la gestion des installations nucléaires. Il importe que les responsables de tous les niveaux hiérarchiques s'engagent dans la démarche ALARA et adoptent une organisation visant à créer un véritable "système de gestion des expositions" basé sur le mode de gestion financière des installations. Dans cet article, les auteurs introduisent les concepts d'organisation du travail et d'ALARA. Ils présentent quelques expériences récentes en ce qui concerne l'application de ces concepts dans les installations nucléaires.

Cet article constitue une revue bibliographique sur les phases colloïdales et particulaires présentes dans les eaux marines (nature, importance pondérale, caractéristiques, et techniques analytiques associées) et sur leur effet sur la distribution de radionucléides (ou analogues) dans l'environnement marin. La première partie fait le point sur les techniques utilisées (essentiellement la microscopie électronique à transmission) pour la caractérisation de ces phases dans le milieu marin. De cette étude, il ressort d'autres axes d'études à privilégier. La seconde partie montre l'importance de ces phases colloïdales et particulaires (même si leur importance pondérale est faible) dans la répartition des éléments en trace dans les environnements marins. Notamment, les travaux soulignent, outre l'importance des phénomènes de sorption aux interfaces des colloïdes/particules, le rôle non négligeable des phénomènes tels que les interactions particules-particules (ou colloïdes-colloïdes) conduisant aux processus de coagulation/sédimentation. La compréhension de l'ensemble des phénomènes est basée sur des approches expérimentales complémentaires : étude de systèmes modèles, étude de systèmes naturels (eaux de mer, eaux côtières).

Après avoir rappelé les missions du Centre technique d'homologation de l'instrumentation de radioprotection (CTHIR) et le rôle du groupe de travail "Dosimetric individuelle des neutrons", l'article décrit la procédure d'évaluation des performances en prenant pour exemple les dosimètres neutrons à bulles, type BD 100 R-PND et BDT. Ces appareils portés sur le tronc assurent une dosimetric individuelle. Les grandeurs de référence auxquelles ces dosimètres sont soumis sont celles des rapports ICRU 39 et 47. Les conditions et les résultats des essais sont donnés. Il en ressort que ces appareils ont des performances suffisantes et conformes aux données du constructeur. Cependant, leur exploitation requiert des recommandations d'emploi.

La protection radiologique est basée sur l'hypothèse linéaire attribuant aussi aux faibles doses la capacité potentielle d'induire un détriment sanitaire. La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) a publié en 1990 ses dernières estimations du risque radiologique et les recommandations correspondantes. Pour en déduire son coefficient de risque, la CIPR se base surtout sur les observations épidémiologiques des survivants d'Hiroshima et de Nagasaki. En outre, la CIPR a dû prendre en considération le fait que les faibles débits de dose sont, par unité de dose, moins préjudiciables que les hauts débits de dose tels que ceux d'Hiroshima et de Nagasaki. Cette différenciation conduisit à l'introduction du facteur correctif FEDDD (facteur d'efficacité de la dose et du débit de dose) très controversé. La recherche en radiobiologie pendant les 5 dernières années a mis en évidence quelques aspects nouveaux qui modifient légèrement la situation mais qui, globalement, n'invalident pas la base scientifique des recommandations "CIPR 60". Les auteurs estiment donc que la limite principale de dose pour les travailleurs (20 mSv/an) repose sur des bases robustes, et va rester en vigueur pendant de nombreuses années. D'autre part, les auteurs expriment quelques doutes sur une étape du raisonnement conduisant à la limite de dose pour le public qu'ils estiment inutilement basse.

La tolérance humaine précoce d'une irradiation corporelle totale (ICT) en fonction de la dose reçue n'est principalement connue que par le biais d'études rétrospectives. Nous avons étudié de manière prospective la Symptomatologie clinique de 13 patients bénéficiant d'une ICT à visée thérapeutique, dans le cadre d'un conditionnement avant greffe de moelle osseuse. Tous ces patients sauf un étaient traités pour une hémopathie maligne et étaient en rémission clinique au moment de l'ICT. La moyenne d'âge était de 43 ans et on comptait 3 femmes pour 10 hommes. L'ICT débutait par une fraction de 2 Gy délivrée le matin et l'évaluation clinique portait sur les 10 premières heures suivant cette séance. Les nausées et vomissements étaient systématiquement prévenus par le granisétron intraveineux à raison de 3 mg, 1 h avant le début de l'ICT. Les principaux effets secondaires constatés sont la somnolence (69 %), les céphalées (62 %), la sécheresse buccale (62 %), les nausées et vomissements (46 %), l'anorexie (38 %), la douleur parotidienne (23 %) et les douleurs abdominales (8 %). Ces symptômes ont toujours été modérés, excepté pour 2 patients atteints de vomissements rebelles. Ces informations permettront d'évaluer plus précocement et plus précisément la dose reçue au cours d'une irradiation accidentelle. En particulier, la présence d'une fièvre supérieure à 38 °C à la 6e heure ne plaidera pas en faveur d'une dose d'irradiation inférieure ou égale à 2 Gy.

Les méthodes d'interprétation dont on dispose pour évaluer la dose individuelle à partir des résultats de mesure présentent des difficultés liées à l'adaptation des modèles métaboliques aux situations rencontrées en pratique. Ces difficultés sont essentiellement en rapport avec la définition de paramètres propres aux cas rencontrés et, bien souvent - hors incident caractérisé - à la méconnaissance de la chronologie des épisodes et des voies de contamination. Cette constatation conduit à envisager une simplification de l'interprétation des données de la surveillance, en considérant d'une part les résultats propres aux portes d'entrée et d'autre part ceux relatifs à la contamination systémique, c'est-à-dire après transfert des radionucléides vers le sang. Dans un premier temps, l'étude propose une approche pour l'interprétation des résultats de mesure relatifs à la contamination systémique. La méthode consiste à calculer, à partir de ceux-ci, les valeurs de l'activité absorbée quotidiennement depuis les portes d'entrée vers lesang, en utilisant les fonctions de rétention et d'excrétion appropriées. Un suivi de l'activité absorbée, au jour le jour, devient possible, autorisant ainsi un bilan en temps réel, facile à consulter. Quelques applications de la méthode sont proposées sur des cas de contamination aiguë au tritium et à l'uranium, et sur des contaminations chroniques au tritium, à l'uranium et à l'iode. Les conditions et contraintes pour la validité de l'approche proposée sont évoquées.

Les nausées et les vomissements constituent les symptômes les plus fréquents du syndrome précoce d'irradiation aiguë. Leur prévention est restée longtemps difficile, la majorité des antiémétiques connus étant sans grand effet ou présentant des effets secondaires non négligeables. Il a été récemment montré que des antagonistes du récepteur 5HT3 (ondansetron et granisétron) exerçaient un effet préventif sur le vomissement radioinduit, sans présenter d'effets indésirables. Nous nous sommes proposés de tester leur efficacité en administration orale, lors d'une exposition globale, à fort débit de dose, par un rayonnement mixte à forte composante neutronique. Ces travaux expérimentaux ont été réalisés chez le macaque cynomolgus. Les doses sont de 4 mg d'ondansétron ou 1 mg de granisétron, administrés soit avant irradiation, soit après, soit avant et après., L'efficacité antiémétique est complète quand l'administration est faite avant et après l'exposition ; elle est significative mais partielle quand l'administration est unique. L'administration post-irradiation, bien que ne procurant pas une efficacité totale, présente un intérêt certain. Les deux antiémétiques ont été parfaitement tolérés. Leur efficacité et leur tolérance semblent en tout point comparables, ne permettant pas de les différencier. Pour conclure, les antagonistes des récepteurs sérotoninergiques 5HT3 constituent le traitement le plus efficace du vomissement radioinduit, le prévenant complètement lorsqu'ils sont administrés avant et après l'irradiation, sans présenter les effets secondaires (sedation, effets extrapyramidaux) associés aux antagonistes dopaminergiques D2, les plus utilisés en radiothérapie.

Un logiciel ayant pour but l'évaluation rapide des conséquences d'une retombée radioactive sur la chaîne alimentaire est présenté. A partir de l'activité surfacique mesurée après 24 heures de dépôt, il calcule la dose ingérée par la population à l'issue des soixante premiers jours d'exposition ; cette durée correspond à 2 ou 4 périodes d'élimination mécanique des radionucléides de la surface des végétaux. Lors de son élaboration, il a été tenu compte de la facilité d'accès aux paramètres spécifiques locaux, de son caractère convivial et de la possibilité d'être utilisable sur tout ordinateur PC employant le système d'exploitation MS.DOS.

Les déchets radioactifs sont classés, en France, en trois catégories dénommées A, B et C. Toutefois, aucun texte réglementaire ne consacre cette classification, même si de nombreux rapports y font habituellement référence. Cette absence de dispositions réglementaires pose des problèmes aux divers utilisateurs de produits radioactifs, tout particulièrement en matière d'élimination de déchets de très faible activité massique ou surfacique. Les textes réglementaires relatifs à la radioprotection du public et des travailleurs font référence à des valeurs d'activité massiques ou totales au-dessous desquelles le législateur n'exige plus la mise en œuvre des dispositions contraignantes décrites dans les décrets spécifiques et leurs arrêtés d'application. Ces valeurs réglementaires d'exemption sont parfois confondues, à tort, avec des valeurs d'activités massiques au-dessous desquelles les déchets pourraient être éliminés sans restriction. Il est donc nécessaire de clarifier cette deuxième notion d'exemption qui fait encore défaut dans la réglementation. L'analyse des textes législatifs et réglementaires portantsur les déchets en général et les déchets radioactifs en particulier montre qu'il est nécessaire de compléter cette panoplie par quelques textes réglementaires. Une analyse des difficultés rencontrées pour produire ces nouvelles références est faite ainsi que sont présentées les propositions formulées, en septembre 1993, par le Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires.

Ce rapport fait la synthèse des calculs de radioprotection effectués pour l'ensemble du bâtiment abritant le cyclotron biomédical de Nice et les salles de traitement en proton et neutron, n n'a pas, bien entendu, la prétention d'évoquer tous les aspects de la sécurité et de la radioprotection autour des cyclotrons. Nous justifierons les épaisseurs des protections autour de la machine et des salles de traitement en indiquant les formules utilisées parmi les différentes méthodes décrites dans la littérature. Nous donnerons les caractéristiques des labyrinthes d'accès aux salles de traitement qui remplacent les lourdes portes trop traumatisantes pour les malades et délicates d'utilisation en fonctionnement médical. Nous discuterons de l'activation de l'air due essentiellement aux réactions des neutrons avec les différents éléments qui le constituent et de la nécessité d'une ventilation dans les salles de traitement, la voie de faisceau et le hall du cyclotron.