La fabrication de verre plombé n’a pas encore été développée en Colombie, ce qui entraîne des lacunes dans la recherche d’améliorations des composants pour la protection radiologique. Le Groupe de Physique Médicale de l’Université Nationale de Colombie a donc initié une étude en vue de développer différents échantillons de verre plombé qui soient adaptés à une utilisation comme blindage contre les rayonnements ionisants. Les caractéristiques optimales ont été trouvées pour une concentration de 50 % d’oxyde de plomb (PbO) dans un verre de plomb-silicate. Un pourcentage de PbO supérieur entraîne des difficultés techniques et une diminution de la clarté du verre. Pour cette fraction molaire nous avons trouvé un coefficient d’absorption linéaire de 0,35 cm-1, c’est-à-dire que pour une énergie de 662 keV un centimètre de ce verre correspond à 3,0 mm de plomb pur; avec cette même énergie la couche de demi-atténuation (CDA) de l’échantillon est égale à celle du ciment ferreux utilisé couramment dans les blindages radiologiques. Enfin il a également été observé que l’application d’une couche d’air de 1 cm entre les lames de verre diminue la transmission des photons jusqu’à 20 % pour le verre contenant 40 % de plomb.

Questions relating to the transport of radioactive materials are very much an issue ofcurrent interest due to the increasing mobility of the materials involved in the nuclearfuel cycle, commitment to the environment, the safety and protection of persons and thecorresponding regulatory legal framework. The radiological impact associated with thistype of transport was assessed by means of a new data-processing tool that may be of useand serve as complementary documentation to that included in transport regulations. Thus,by determining the level of radiation at a distance of one metre from the transportvehicle and by selecting a route, the associated impacts will be obtained, such as theaffected populations, the dose received by the most highly exposed individual, the overallradiological impact, the doses received by the population along the route and the possibledetriment to their health. The most important conclusion is that the emissions of ionisingradiation from the transport of radioactive material by road in Spain are not significantas regards the generation of adverse effects on human health, and that their radiologicalimpact may be considered negligible.

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

ITER will be the first fusion reactor producing much more energy than that necessary to establish and heat the plasma. This nuclear energy is mainly exported from the plasma by neutrons and deposited in the plasma facing components, generating nuclear activation. One of the elements used in the fusion reaction is tritium, a radioactive isotope of hydrogen. Although some feedback may be used from in service fusion machines, such as JET in England, the ITER radiological protection issues need to be assessed as early as possible. The protection against radiological hazards is, as usual shielding, waiting for radioactive decay, limitation of airborne contaminants, reduction of exposure time, etc. This has been done in the present design and has followed a first step of ALARA studies. Radiation fields have been calculated and work effort estimated leading to the evaluation of a collective yearly dose of 356 p mSv, below the project dose target which is 500 p mSv. A second step of occupational radiological exposure studies should allow refining further the dose estimate as well as the ALARA optimization.

Les dispositions du code de la santé publique concernant les rayonnements ionisants seront prochainement mises à jour pour achever la transposition de la directive 2003/122/Euratom du Conseil du 22 décembre 2003 relative au contrôle des sources radioactives scellées de haute activité et des sources orphelines et prendre en compte les nouvelles prérogatives accordées à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN). À cette occasion, des mesures de simplification administrative seront introduites dans le régime d’autorisation et de déclaration des sources de rayonnements ionisants et les contrôles réalisés par les organismes agréés par l’ASN seront renforcées.

Comme tous les deux ans, la SFRP a tenu en 2007, son congrès national à Reims. L’objectif était rappelé dans les annonces du congrès : la protection radiologique au quotidien, challenges et enjeux. L’objectif visé par la SFRP semble atteint au terme de ce congrès, nous noterons ici quelques points forts à nos yeux. Nul doute qu’un autre regard aurait pu conduire à des conclusions quelques peu différentes.

Dans le cadre de la préparation de ses nouvelles recommandations, la CIPR a développé un texte entièrement consacré au principe d’optimisation de la protection. Ce texte, qui s’inscrit dans la lignée des publications antérieures de la Commission sur le sujet (Publications 37 et 45) rappelle la nécessité d’adopter une approche pragmatique en faisant appel aux techniques quantitatives quand elles sont pertinentes tout en gardantà l’esprit que le savoir-faire et l’expérience sont souvent suffisants pour assurer une protection de qualité. Enfin, il vise essentiellement à adapter la démarche de l’optimisation aux évolutions récentes en matière de gestion du risque, qui mettent l’accent de plus en plus sur l’implication directe des acteurs concernés dans les processus de préparation des décisions.

Depuis sa création en 1928, la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) produit régulièrement des recommandations sur la protection contre les rayonnements ionisants ; ces recommandations sont habituellement reprises par les organisations internationales et par les États. Depuis 1990, date des recommandations les plus récentes (Publication 60), la progression des connaissances scientifiques, les développements techniques, le retour d’expérience et le souci d’adhérer à l’évolution de la société, ont incité la CIPR à modifier son système de protection. Le tout dernier projet de recommandations, récemment rendu public pour consultation et appel de propositions, est décrit et discuté.