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.

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'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.

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.

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.

The photofission process has been recently considered for the production of neutron rich isotopes and the development of radioactive beams. The radioprotection hazard should be studied accordingly. A survey of the radiative electron energy loss theory is reported in order to estimate numerically the bremsstrahlung production of thick targets. The resulted bremsstrahlung angular and energy theoretical distributions delivered from W and UCx thick converters are presented and compared with previous results. This study is focused on initial kinetic energies of the electron beam included in the range 30-60 MeV, suitable for the production of large photon yields able to induce the 238U fission. The source term for 50 MeV incident electrons is reported for radioprotection purposes.