The aim of this study was a comparative retrospective assessment of radiocarbon (14C) as a tracer, caused by operational emissions of Rivne and Chornobyl nuclear power plants (NPPs), which are equipped with different types of nuclear reactors. For this purpose, 14C was studied in annual tree rings of pine taken at a distance of 1.5 km southwest of the Rivne NPP and at a distance of 3.5 km west-northwest of the Chornobyl NPP, near the Yaniv railway station. As a background, we use the 14C in air data (Hua et al. 2013), which we continue for time interval 2009–2020 with our experimental data for pine tree rings. Tree rings were also collected in a rural area 60 km west of Kyiv, where industrial impact, in our opinion, is absent. 14C in wood samples was determined using the conventional method based on liquid scintillation counting. It was found that the 14C excess in the annual tree-ring samples of pine near the Chornobyl NPP during the observed operation period (1984–2000) was 3.0–13.0 pMC, except for the 1986, the year of the Chornobyl accident, when the 14C value rose sharply to 182.7 pMC (14C excess 62 pMC). After 2000, the content of 14C in the air near the Chornobyl nuclear power plant did not exceed the background values within the uncertainty of the measured data. The concentration of 14C in the samples of annual tree rings of pine near the Rivne NPP for the observation period (1986–2019) corresponded to the background levels within the uncertainty of the measured data. The study of environmental traces of 14C emissions from two NPPs equipped with different types of reactors showed significantly lower emissions of Rivne NPP with VVER compared with emissions from Chornobyl NPP with RBMK reactors.

Radiocarbon (14C) is the one of the most important radionuclides released from the nuclear facilities to the environment. Currently, inorganic 14C is checked during regular environmental monitoring as part of the groundwater monitoring program of the Paks Nuclear Power Plant. Several studies have shown that organic 14C can be also an important and sensitive tool for detection of possible leakage of nuclear technological systems. For this reason, a wet oxidation method was developed for the accelerator mass spectrometry (AMS) 14C measurement technique to determine the 14C activity concentration of the total dissolved carbon content of water samples, coming from environmental monitoring wells. The overall efficiency of the oxidation was around 94 ± 5% for different types of tested organic compounds. The typical 14C background (1–2 pMC) is obtained by preparation of blank samples, which allows a detection level of around 5·10–5 Bq L–1. The activity of the organic fraction can be calculated using the formula presented in the study. The method was applied for water samples deriving from environmental monitoring wells of a pressurized-water reactor (PWR) type of NPP. The results of our investigations over the 14 different water samples around the Paks NPP show that DO14C contribution to the total 14C activity concentration was between 5–25%.

Radiocarbon (14C) is a radionuclide generated mainly through neutron-induced reactions in all types of nuclear reactors. Since most of the 14C released into the environment is in the form of gaseous emissions (CO2 and hydrocarbons), terrestrial plants are the primary indicators of increased 14C levels near nuclear power plants (NPPs). In 2013–2014, we collected samples of silver grasses (including common reed) and pine needles within 3 km of four South Korean NPP centers and measured 14C activities using accelerator mass spectrometry (AMS) at Seoul National University. The highest 14C activities were observed, respectively, in Wolsong>Hanul>Kori>Hanbit [220, 143, 127, and 123% modern carbon (pMC)].

Dans une centrale nucléaire (CNPE), la localisation despoints chauds est une préoccupation importante, car ils participentà la dose que reçoivent les intervenants, en particulier lors desopérations de maintenance. Depuis 2010, EDF et le CEA ont entreprisd’adapter une nouvelle génération de caméra gamma, GAMPIX, pourdisposer d’un instrument portable dédié à cet usage. Ce systèmepermet de superposer une image gamma à une image visible, afin delocaliser les sources radioactives présentes dans un environnement.Des essais sur site au CNPE de Tricastin ont été associés aux développements spécifiquesréalisés par le CEA, afin d’appréhender les conditions particulièresrencontrées en CNPE, à la fois environnementales et radiologiques :l’énergie relativement élevée des gamma du cobalt 60 (1,17 et 1,33MeV) et la présence d’un bruit de fond ambiant permanent. Cet article présenteles principaux axes du cahier des charges initial, les développementsréalisés pour y répondre, et les résultats obtenus lors des campagnesd’essais. Même s’ils étaient uniquement dédiés à la qualificationde la caméra gamma, les tests réalisés ont montré des résultatstrès prometteurs, par exemple la mise en évidence de lignes de fuitele long d’une protection biologique ou le mouvement d’un point chauddans une tuyauterie (par rapport à sa position identifiée). En dernier lieu,les développements futurs sont évoqués.

Background: In 2009, the Michigan Department of Community Health (MDCH) made potassium iodide (KI), a nonprescription radio-protective drug, available by mailing vouchers redeemable at local pharmacies for KI tablets, at no cost to residents living within 10 miles of Michigan's 3 nuclear power plants (NPPs). MDCH conducted an evaluation of this program to determine Michigan's KI coverage and to assess general emergency preparedness among residents living near the NPPs.

Methods: KI coverage was estimated based on redeemed voucher counts and the 2010 Census. Telephone surveys were administered to a random sample (N = 153) of residents living near Michigan's NPPs to evaluate general emergency preparedness, reasons for voucher use or nonuse, and KI knowledge.

Results: Only 5.3% of eligible residences redeemed KI vouchers. Most surveyed residents (76.5%) were aware of living near an NPP, yet 42.5% reported doing “nothing” to plan for an emergency. Almost half of surveyed voucher users did not know when to take KI or which body part KI protects. Among voucher nonusers, 48.0% were either unaware of the program or did not remember receiving a voucher.

Conclusions: Additional efforts are needed to ensure that all residents are aware of the availability of KI and that recipients of the drug understand when and why it should be taken. Minimal emergency planning among residents living near Michigan's NPPs emphasizes the need for increased emergency preparedness and awareness. Findings are particularly salient given the March 2011 Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant emergency in Japan.

(Disaster Med Public Health Preparedness. 2012;6:263–269)

Resilience after a nuclear power plant or other radiation emergency requires response and recovery activities that are appropriately safe, timely, effective, and well organized. Timely informed decisions must be made, and the logic behind them communicated during the evolution of the incident before the final outcome is known. Based on our experiences in Tokyo responding to the Fukushima Daiichi nuclear power plant crisis, we propose a real-time, medical decision model by which to make key health-related decisions that are central drivers to the overall incident management. Using this approach, on-site decision makers empowered to make interim decisions can act without undue delay using readily available and high-level scientific, medical, communication, and policy expertise. Ongoing assessment, consultation, and adaption to the changing conditions and additional information are additional key features. Given the central role of health and medical issues in all disasters, we propose that this medical decision model, which is compatible with the existing US National Response Framework structure, be considered for effective management of complex, large-scale, and large-consequence incidents. (Disaster Med Public Health Preparedness. 2012;0:1-10)

The accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant (FDNPP) in March 2011 led toan unprecedented direct input of artificial radioactivity into the marine environment. TheInstitute for Radioprotection and Nuclear Safety was requested by the French authoritiesto investigate the radioecological impact of this input, in particular the potentialcontamination of products of marine origin used for human consumption. This articledescribes the close link between the responses provided and the availability of the data,as well as their nature and ability to meet the requirements of expert investigation.These responses were needed: (i) to evaluate the inputs of radionuclides into the marineenvironment, (ii) to understand their dispersion in seawater, and (iii) to estimate theirtransfer to the biota and sediments. Three phases can be distinguished which characterisethese processes during the accident and post-accident periods. The first phase correspondsto an emergency phase during which no measurements were available on samples from themarine environment. It involved the formulation of hypotheses based solely on theexpertise of the Institute for Radioprotection and Nuclear Safety. The second phasestarted when the Japanese authorities provided measurements of the concentrations ofradionuclides in seawater. Although these data were not yet adapted to addressing theproblems of radioecology, the scenarios could then be refined and the estimates developedin more detail. During the third phase, the accumulation of data over the course of timemade it possible to study the phenomena in an appropriate way. The chronology of theevents shows that it is essential to have (i) significant measurements of concentrationfrom samples collected in the various matrices of the marine environment, regularlyupdated and sufficiently well-documented, (ii) samples of seawater collected at theearliest opportunity as close as possible to the damaged site to characterise the sourceterm, and (iii) a numerical tool allowing rapid modelling of the dispersion ofradionuclides in seawater, as well as their transfer to sediments and the biota,ultimately for the purpose of estimating the dose to humans.

The assessment of the radiological impact of a decommissionednuclear power plant is presented here through the results of anenvironmental monitoring survey carried out in the area surroundingthe Garigliano Power Plant. The levels of radioactivity in soil,water, air and other environmental matrices are shown, in whichα, β and γ activity and the γ equivalent dose rate are measured.Radioactivity levels of the samples from the Garigliano area areanalyzed and then compared with those from a control zone situatedmore than 100 km away. Moreover, a comparison is made with a previous surveycarried out in 2001. The analyses and comparisons show no significantalteration in the radiological characteristics of the area surroundingthe plant, with the overall radioactivity depending mainly on theglobal fallout and natural sources.

Cette publication présente les actions en matière de chimie pour maîtriser le terme source dans les centrales nucléaires d’EDF en exploitation, terme constitué par l’ensemble des espèces chimiques activées, véhiculées par le fluide du circuit primaire ou susceptibles de s’activer sous le flux neutronique du cœur (combustible), en complément des actions curatives d’assainissement des centrales. Les leviers principaux qui sont utilisés en exploitation sont les suivants : matériaux (conception et fabrication, traitements de passivation), chimie (pH du circuit primaire, injection de zinc), épuration (filtres et résines), mode de transfert des activités (mise à l’arrêt du réacteur et démarrage), maîtrise des pollutions (mise en œuvre d’un spectromètre portable pour la surveillance, la prévention et la mise en œuvre de remèdes). En ce qui concerne la chimie, l’optimisation du pH, en milieu basique par ajout de lithine, permet à la fois de réduire la production de produits de corrosion, et de diminuer le temps de séjour sous flux de ces espèces. Il est admis que le pH visé actuellement est proche de l’optimum recherché. Toutefois, les études en cours visent à obtenir les conditions chimiques permettant de l’atteindre, notamment en début de cycle. L’injection de zinc vise à réduire la contamination en cobalt (58Co et 60Co) des circuits hors flux. Une expérimentation d’injection de zinc, à titre expérimental sur deux tranches et sur 3 cycles, a été lancée pour réduire les doses intégrées et montrent qu’une réduction de la contamination surfacique de certaines zones a pu être mise en évidence. Le déploiement de l’injection de zinc sur 12 autres sites a été décidé. En matière d’épuration, la mise en place des marchés spécifiques dans l’entreprise a permis une meilleure caractérisation des filtres et des résines, ainsi qu’une réduction significative de leurs coûts d’achat. Par ailleurs, la qualification de ces filtres selon les normes AFNOR en vigueur permet de comparer les filtres des différents fournisseurs et d’assurer leur qualité. Des notes de recommandations pour l’exploitation des résines et des filtres ont été rédigées pour permettre de définir leurs caractéristiques optimales en fonction de leur rôle et de leurs conditions d’exploitation et de préciser les critères de remplacement (filtres). Les transitoires d’arrêt et de redémarrage d’un réacteur s’accompagnent de modifications importantes des conditions physico-chimiques du fluide primaire qui entraînent des transferts significatifs d’activité et un risque de recontamination. Des logigrammes de mise en arrêt à froid ont été établis pour définir les conditions chimiques optimales pour minimiser ce risque, en prenant en compte la durée de fonctionnement depuis la dernière oxygénation et le matériau constituant les tubes GV, sur la base de l’analyse du retour d’expérience et des calculs de solubilité des différents types d’oxydes.

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.


Ce travail entre dans le cadre du dossier “maîtrise du risque alpha sur des installations nucléaires” qui est issu du projet propreté radiologique d'EDF. Une validation du facteur réaliste de mise en suspension de contamination est nécessaire afin de s'assurer que les dispositions prises par EDF dans le cadre de la radioprotection des travailleurs lors des interventions sur des chantiers à risque alpha sont adaptées. Une expérimentation du facteur de mise en suspension sur l'arrêt de tranche 3 de la centrale nucléaire Cattenom, qui a subit une dissémination de matière fissile pendant l'arrêt de tranche en janvier 2001 a été réalisée. Le bilan des activités surfaciques et atmosphériques sur trois types de chantiers (pressuriseur, générateur de vapeur et piscine du bâtiment réacteur) est analysé. L'ensemble des valeurs obtenues permet de fixer et d'adopter en radioprotection opérationnelle la valeur la plus probable du facteur de mise en suspension des particules émettrices α F$_{\rm MES} = 1 \times 10^{-6}$ m-1.

La maîtrise du risque d'exposition interne à des radionucléides émetteurs alpha, pour les travailleurs des chantiers de maintenance des centrales PWR d'EDF, repose sur l'identification et la quantification de la contamination des circuits primaires. Les moyens de protection sont adaptés en fonction de l'analyse de risque préalable. En 2001, une expérimentation réalisée sur le site de Cattenom lors d'un arrêt de tranche présentant des défauts d'étanchéité du combustible, basée sur des mesures de radionucléides émetteurs α, a permis de définir un facteur réaliste de mise en suspension des particules de 10-6 m-1. Pour cet arrêt de tranche, une surveillance adaptée des travailleurs a été mise en place en collaboration avec les services de médecine du travail et de radioprotection. Elle était basée sur une estimation préalable du niveau de contamination alpha, confirmée par des mesures sur frottis, une surveillance atmosphérique par balise, la mise en place de protections individuelles et collectives, et le suivi collectif par l'analyse de mouchages sur des agents sélectionnés en fonction de leur poste de travail et des mesures individuelles complémentaires (surveillance de l'excrétion fécale). Cette surveillance a permis de valider un suivi de chantier approprié, les protections collectives et individuelles mises en œuvre, et de vérifier lors cet arrêt de tranche l'absence de contamination des agents surveillés.

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.

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.

En cas d'accidents nucléaires, les iodes radioactifs, dont l'iode 131, peuvent être rejetés dans l'atmosphère. Par mesure de sécurité, une instruction du Premier ministre de 1997 ordonne la distribution préventive des comprimés d'iode stable (KI) aux populations voisines des installations nucléaires afin que celle-ci soit déjà effective en situation accidentelle. Auparavant, les comprimés étaient stockés par Électricité de France (EDF) et mis à disposition des pouvoirs publics. Les comprimés distribués en 1997 arrivant à leur date de péremption, EDF a dû mettre en place cette année une nouvelle campagne de distribution dans un rayon de dix kilomètres autour de ses 20 sites en fonctionnement correspondant à 58 réacteurs nucléaires. Lors des réunions d'information, les questions sur l'efficacité de cette mesure de protection, la nature et la fréquence des éventuels effets secondaires tout en mesurant sa durée d'action selon les conditions d'administration, ont été abordés. Une étude bibliographique sur la cinétique de l'iode dans l'organisme humain a permis d'établir indications et mode d'emploi. L'efficacité du blocage de l'incorporation d'iode radioactif dans la thyroïde et la survenue d'un dysfonctionnement thyroïdien dépendent de facteurs externes (apports alimentaires d'iode) et individuels (état fonctionnel de la thyroïde, âge du sujet...). Si l'exposition à l'iode radioactif devait durer plusieurs jours, et dans l'objectif d'une protection maximale, l'éventualité d'une deuxième prise d'iode stable pourrait se poser. Ce travail présente l'impact des campagnes d'information (1997 et 2000) et de mise à disposition des populations des comprimés d'iode stable, l'implication des populations, et les réactions des professionnels de santé.

An efficient but little known tool for the application of the ALARA principle: ISOE (Information System on Occupational Exposure).The Information System on Occupational Exposure to ionizing radiation (ISOE) is a program launched by the Nuclear Energy Agency (NEA) in 1992. It was developed to address the needs of nuclear power plants and safety authorities as a comparison and information tool on practices in terms of optimization (ALARA principle), in NEA member countries. To date, more than 90% of the operating nuclear power plants in the world are participating in this program, which is organized in a decentralized form, with a steering group and four technical centers (Europe, Asia, north America and IAEA). The ISOE program includes an occupational exposure database and an information exchange and communication network. The databases permit the preparation of studies and comparisons of practices, either in a factual or analytical way. Thus, the ISOE program favors exchanges to the benefit of all participants and helps to bring operational radiation protection ever closer towards the "achievable" of ALARA.

1999 occupational dosimetry in EDF's nuclear power plants: comments and analyse.The year 1999 ended with rather positive results concerning worker dosimetry, which is constantly decreasing. The targeted objective for the year 2000 (1.2 man.Sv per reactor) was already attained in 1999(1.17 man.Sv). However, even though the 1 300 MWe level still continues to progress, the 900 MWe level seems to marking time. In the case ofindividual dosimetry, even though it remained stable on the whole, nonetheless the number of workers themost strongly exposed decreased very much. These advancements should be considered as a part of theactions committed not only within the scope of optimization, but also in the reduction of shutdown periodsfor refueling, the extension of the fuel cycle (loading 1/4 of a core) and the revision of the maintenancepolicy (implementation of the optimization of reliability oriented maintenance). 1999 was the year whenthe initial effects of the "cleanliness"plan launched in 1998 were noted. This plan has already allowedimproving notably the situation in terms of contamination in the transport of spent fuel. However, theexposure incident which occurred at Tricastin, as well as other minor malfunctions, incite in us prudenceand more rigor in the performance of operations related to radiation protection.

Après avoir rappelé les enjeux liés à la future gestion des déchets de très faible activité pour EDF en terme de tonnages, on décrit à quoi conduit l'application des principes liés à cette gestion :zonage des installations, mise en place de filières, traçabilité des déchets et contrôles associés. L'origine des déchets est ensuite décrite de manière qualitative et quantitative, notammentl'étalement de leur production dans le temps. La gestion des TFA envisagée à EDF est abordée : stockage dans un centre de stockage dédié et filières de traitement/élimination dont l'impactradiologique et le coût seraient jugés acceptables. L'exemple d'étude de filières de traitement des huiles TFA est alors développé : notamment les hypothèses retenues et les principaux résultatsen matière d'impact radiologique. On justifie le choix de l'incinération et l'on décrit les difficultés pressenties pour sa mise en oeuvre industrielle. Les autres études en cours sont citées et lesprincipales conclusions sont tirées : période charnière, pour le sujet, entre réflexion et action ; adaptation des démantèlements engagés aux principes en cours d'émergence et forte communicationassociée.

Sur les 20 à 30 ans que nos INB actuelles ont encore à vivre il est illusoire de prétendre connaître ce que seront les besoins futurs de la mesure. L'évolution des règlements et des exigences desûreté, les problèmes issus du vieillissement des installations, les conditions d'exploitation, peuvent contraindre à aller bien au-delà de ce qui est fait aujourd'hui. Le développement de tout nouveau système doit intégrer ces évolutions possibles tout en permettant la compatibilité avec tout système existant. RAMSYS répond à l'intégralité de ces exigences.