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

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.

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.

Depuis le début des années 90, EDF a fait des efforts importants en matière d’optimisation de la radioprotection des travailleurs dans les centres nucléaires de production d’électricité (CNPE) ce qui s’est traduit par une forte réduction de la dose individuelle (581 intervenants au dessus de 20 mSv en 1996 ; aucun au dessus de 20 mSv et seulement 17 au dessus de 16 mSv en 2006) et de la dose collective moyenne par tranche (réduction de plus d’un facteur deux en dix ans). EDF souhaite poursuivre ses efforts pour améliorer la radioprotection dans les centrales françaises. Une des voies d’amélioration est l’analyse du retour d’expérience de la pratique des centrales étrangères ayant de très bons résultats dosimétriques ou ayant connu une amélioration récente significative de la dosimétrie. Dans cette perspective, entre 2003 et 2006, le CEPN a organisé pour EDF huit visites d’intercomparaison de l’organisation et des pratiques de radioprotection dans des centrales nucléaires à l’étranger. Lors de chaque visite, une équipe de quatre personnes, composée de deux représentants d’EDF et de deux représentants du CEPN, se rend sur place pendant une semaine et rencontre des représentants de la plupart des services impliqués dans la mise en œuvre des thèmes retenus. Plusieurs bonnes pratiques de radioprotection ont été mises en avant lors de ces visites : une bonne intégration de la radioprotection dans le management de la centrale ; les efforts de réduction du terme source ; l’impact fondamental de la réduction des volumes de travail exposé par l’optimisation des programmes de maintenance et par des modifications entraînant une réduction de la nécessité de maintenance ; une radioprotection de proximité expérimentée ; de nouveaux outils au service de la radioprotection du 21e siècle, en particulier la télésurveillance et la télédosimétrie.

Les valeurs limites annuelles d’exposition de l’organisme entier des travailleurs et du public sont définies à l’aide de la dose efficace E. Les dosimètres individuels portés par les travailleurs évaluent un estimateur de cette grandeur de protection : l’équivalent de dose individuel. Cet article présente les deux méthodes de calcul des équivalents de dose et de la dose efficace ainsi que les résultats obtenus dans un champ mixte neutronique-photonique auprès d’une boîte à gants. Les équivalents de dose calculés pour ce poste de travail dépendent des hypothèses de calcul. Estimer la dose efficace à partir de ces résultats se révèle de ce fait délicat. Cette étude démontre ainsi l’intérêt de disposer d’un moyen de mesure de la dose efficace.

Les déchets radioactifs introduisent une dimension temporelle sans précédent dans le domaine de la gestion des risques. C’est pourquoi, depuis plus de dix ans, des réflexions ont été initiées sur les dispositifs sociétaux et organisationnels permettant d’assurer une prise en charge responsable du risque associé aux déchets radioactifs sur le long terme. Ces réflexions conduisent à s’interroger sur les interactions entre les enjeux sociétaux et les critères de radioprotection, faisant ainsi appel à une approche multidisciplinaire. Dans le cadre du projet européen COWAM 2, dédié à l’amélioration de la gouvernance de la gestion des déchets radioactifs en Europe, un groupe de travail impliquant des experts, des autorités de sûreté et de radioprotection, des gestionnaires de déchets, des élus locaux et des associatifs, a discuté des enjeux associés à la prise en compte du long terme. Cet article présente les principaux résultats de ce groupe de travail, organisés autour de quatre thèmes : la signification et les enjeux du long terme, les enjeux éthiques associés à la dimension du long terme, la continuité et la durabilité de la surveillance et du contrôle des installations recevant des déchets radioactifs, l’efficacité des dispositifs de financement de la gestion des déchets radioactifs sur le long terme.

En 2000, des flux de rayonnement anormalement élevés ont été détectés sur certaines plages du littoral camarguais. Les sables du littoral camarguais ont alors fait l’objet d’une caractérisation radiologique montrant des activités moyennes de quelques dizaines de Bq kg-1 en uranium-238 et thorium-232 d’une part, et l’existence de points chauds à plus de 1000 Bq kg-1 d’autre part ; voire plus sur deux plages : l’une située à l’Est du phare de Beauduc, l’autre située à l’Est du phare de l’Espiguette. Cette radioactivité, d’origine naturelle, est responsable de l’exposition des personnes fréquentant ces deux dernières plages relativement isolées, mais néanmoins accessibles à tout public. L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire a réalisé une évaluation des doses susceptibles d’être reçues par des personnes fréquentant ces deux dernières plages, en se basant sur des mesures et des prélèvements effectués in situ, en établissant expérimentalement la solubilité des sables dans les fluides gastrique et intestinal, et en formulant des hypothèses sur la fréquentation des lieux (scénarios). La dose annuelle maximale ainsi évaluée est de l’ordre de 0,8 mSv pour des adultes et 0,5 mSv pour les enfants ; valeurs vraisemblablement très prudentes dans lesquelles la dose par exposition externe prédomine largement.

Pour des raisons d'efficacité opérationnelle, la CIPR a bâti un système dosimétrique s'appuyant sur l'additivité des effets sur la santé quelle que soit la nature du rayonnement et que l'exposition soit d'origine externe ou interne à l'individu exposé. Ce système a rempli son rôle, le bilan de la radioprotection est aujourd’hui jugé bon. Aujourd'hui, le challenge posé à l'énergie nucléaire est de faire la démonstration que la gestion de ses déchets éventuellement stockés en profondeur sera sans danger pour les générations futures. Le scénario envisagé est lié au retour vers la biosphère avec pour conséquence une contamination interne par ingestion de radionucléides à vie longue. Le système de protection radiologique actuel est-il adapté à ce scénario d’ingestion chronique ? Que signifie une irradiation alpha ? Que sait-on vraiment en terme dosimétriques et de risques de la chronicité des expositions ? Autant de questions pour lesquelles nous n'avons pas toujours la réponse et qu'il faut donc poser au moment où l'on préconise un dialogue avec les parties prenantes, d’autant plus que de récentes observation scientifiques remettent en cause bien des certitudes. De nouveaux programmes de recherche en radiotoxicologie sont absolument nécessaires pour répondre à ces questions légitimes, l'exemple de la démarche de l'industrie pharmaceutique pour l'obtention des autorisations de mise sur le marché des médicaments est à méditer.