L’uranium est naturellement présent dans l’alimentation,à un niveau très variable, conduisant à des activités détectablesdans les excréta, indépendamment d’une éventuelle exposition professionnelle.L’interprétation des résultats de surveillance radiotoxicologiqueindividuelle des travailleurs exposés professionnellement au dioxyded’uranium doit donc prendre en compte l’apport alimentaire pourétablir une estimation dosimétrique. Pour ce faire, les auteursont testé différentes approches dans le suivi d’un travailleur et proposentune méthode originale d’interprétation des données radiotoxicologiquespar comparaison des résultats obtenus dans un groupe de travailleursexposés à ceux collectés dans une population de référence. Cetteméthode a permis d’estimer une dose efficace engagée annuelle pourun groupe de travailleurs exposés au dioxyde d’uranium.

En vue d’optimiser la protection des travailleurs vis-à-vis des rayonnements ionisants, la réglementation française impose des limites de dose et une démarche de réduction progressive de l’exposition, dans la continuité des recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR). Afin de vérifier le respect des limites et contraintes de dose lorsqu’un risque significatif de contamination interne existe, des programmes de surveillance sont mis en place, comprenant des mesures radiotoxicologiques périodiques. Cependant, des incertitudes dans l’interprétation dosimétrique de ces mesures sont introduites par leurs variabilités propres et par la connaissance incomplète des circonstances de l’exposition. Ces incertitudes ont été prises en compte par des techniques statistiques bayésiennes. La méthodologie développée a été appliquée à l’analyse du programme de surveillance des travailleurs des ateliers de purification du plutonium du site AREVA NC de La Hague. À partir du seuil de décision du comptage nucléaire, une dose minimale détectable (DMD) par ce programme de routine avec un niveau de confiance donné peut être calculée à l’aide du logiciel « Optimisation des programmes de surveillance de la contamination interne » (OPSCI). Cette méthodologie s’avère un support utile à l’optimisation des programmes de surveillance systématique par la recherche du meilleur compromis entre leur sensibilité et leur coût

L’estimation des doses absorbée, équivalente et efficace résultant d’une contamination interne se base sur la mesure de l’activité par anthroporadiamétrie (in vivo) ou par analyse radiotoxicologique in vitro. La valeur d’activité mesurée est interprétée en termes de dose à l’aide de modèles biocinétiques et dosimétriques qui décrivent le devenir des radionucléides dans le corps d’un individu de référence et permettent de calculer l’énergie qu’ils y déposent. Pour s’assurer du respect des limites réglementaires de dose, des programmes de surveillance sont mis en place. Les mesures d’activité peuvent être interprétées suivant une procédure standard comme celle proposée par le groupe IDEAS. Cependant, une incertitude significative est introduite dans le calcul de la dose par les incertitudes de mesure, par la méconnaissance partielle des conditions d’exposition et par le réalisme imparfait des modèles. En plus de cette incertitude, l’extrapolation aux faibles doses d’effets biologiques observés après une irradiation plus intense, la toxicité chimique des radionucléides et l’hétérogénéité du dépôt d’énergie rendent difficile l’estimation du risque résultant d’une contamination interne. En conclusion, il convient de garder à l’esprit que la dose efficace est un outil de gestion de la radioprotection mais pas un indicateur quantitatif du risque individuel.

Un important programme de recherches, appelé « Generation IV », est actuellement développé au niveau international pour préparer les réacteurs du futur et leurs « cycle de combustible ». Son objectif est de satisfaire les besoins croissants en énergie électrique dans le cadre d'un développement durable. L'un des aspects majeurs de ce programme est la recherche et le développement de nouveaux matériaux nucléaires fissiles/fertiles. Malheureusement, on s'aperçoit aujourd'hui que, pour de nombreux composés candidats pour développer ces matériaux, il n'existe pas de données radiotoxicologiques permettant au médecin du travail d'évaluer le risque réel en cas de contamination et de prescrire un traitement de décontamination adapté. Il conviendrait donc de relancer d'urgence les études de poste où sont, ou bien seront, mis en œuvre ces composés ou matériaux. L'expérience passée a montré que la prévision en matière de radioprotection était difficile et qu'une validation expérimentale du comportement des éléments lourds radiotoxiques ou toxiques in vitro et in vivo était nécessaire.