L’IRE (Institut national des radioéléments) produit des radionucléides pour la médecine nucléaire à partir de cibles irradiées d’uranium hautement enrichi. Le 22/08/2008, lors du transfert de résidus de production frais dans un réservoir de décroissance pratiquement vide, le mélange des liquides a conduit au dégagement d’environ 47 GBq d’iode-131, sous forme moléculaire, dans l’atmosphère. Les premières évaluations conservatives des conséquences radiologiques n’exigeaient pas la mise en place d’actions de protection directe de la population comme la mise à l’abri ou l’ingestion de comprimés d’iode stable. Toutefois, les dépôts estimés d’iode-131 pouvaient localement atteindre et dépasser les niveaux de référence dérivés pour la contamination du lait (4 kBq/m2) et des légumes-feuilles (10 kBq/m2). Pour cette raison, et parce qu’il subsistait une menace de rejet ultérieur, le plan d’urgence fédéral a été activé le 28/08 et la population potentiellement concernée s’est vu recommander d’éviter la consommation de fruits, de légumes et de lait frais produits localement. Les actions de protection sont levées le 7/09 et le plan d’urgence est levé le 12/09. La principale leçon tirée de cet événement est l’importance primordiale de l’échange rapide d’informations, aussi précises et complètes que possible, entre les différents niveaux, de l’exploitant à la population, en passant par les autorités fédérales et locales

Lors de la manipulation de radionucléides émetteurs β, les mesures en termes d’équivalents de doses individuels sous 0,07 mm Hp (0,07) sont utilisées pour les comparer à la valeur limite en dose équivalente à la peau ou aux extrémités donnée par la réglementation. Dans un premier temps, des expressions analytiques pour les équivalents de doses individuels sous 0,07 mm Hp (0,07) et les doses équivalentes aux extrémités Hpeau, dues au rayonnement β, sont données pour une source ponctuelle et une contamination surfacique sur la peau. Dans un second temps, les grandeurs opérationnelles et les grandeurs de protection sont comparées. Il est alors montré que dans le cas d’une source β, la grandeur opérationnelle surestime de façon trop importante la grandeur de protection. En effet, pour une contamination surfacique sur la peau le rapport entre la grandeur opérationnelle et la grandeur de protection est de 2 pour une énergie maximale d’un spectre β de 3 MeV et de 90 pour une énergie maximale d’un spectre β de 150 keV.

Le Service de protection radiologique des armées (SPRA) et l’Institut national de recherche et de sécurité (INRS) ont mené conjointement une étude afin d’évaluer l’exposition radiologique de l’équipe opératoire au cours de curiethérapies de prostate par implants permanents d’iode-125 à l’Hôpital d’instruction des armées du Val-de-Grâce. Le but de cette étude est d’estimer les doses reçues par une équipe nouvellement formée à cette technique, de mesurer les différents débits d’équivalent de dose ambiant et de définir le zonage radiologique. Au cours des six séances de curiethérapie étudiées, les doses efficaces enregistrées par des dosimètres passifs OSL InLight® corps entier et les doses équivalentes aux extrémités et au cristallin mesurées par des dosimètres nanoDot® sont restées inférieures au seuil de détection pour l’ensemble des personnels. Le débit d’équivalent de dose ambiant mesuré en fin d’implantation par un radiamètre AT1123® est en moyenne de 170 μSv/h au niveau du périnée du patient. La limite théorique de la zone contrôlée est estimée à environ 20 cm du périnée du patient. À partir de ces résultats, les auteurs proposent des recommandations concernant la catégorisation, le zonage radiologique et les modalités de surveillance dosimétrique des personnels. La curiethérapie de prostate par voie transpérinéale échoguidée en temps réel est une technique peu irradiante pour le personnel du fait des caractéristiques de la source radioactive et des moyens techniques utilisés qui assurent une radioprotection efficace de l’équipe opératoire

Les mesures spectrométriques par anthroporadiamétrie, utilisées pour la surveillance des travailleurs exposés à des risques de contamination interne, permettent une estimation rapide et fiable de la nature des radionucléides incorporés ainsi que de leur activité. Les étalonnages typiques des systèmes de comptage dédiés aux mesures in vivo reposent sur l’utilisation de fantômes physiques d’un réalisme anatomique limité. Ce travail met en évidence l’intérêt des nouvelles technologies de l’infographie, en proposant de nouvelles représentations 3D graphiques afin d’optimiser la dosimétrie interne et de la surveillance des travailleuses du nucléaire par anthroporadiamétrie. Une librairie de modèles thoraciques féminins aux formats Mesh et NURBS (non uniform rational B-splines) a ainsi été développée et a permis la correction des coefficients d’étalonnages expérimentalement obtenus à l’aide du mannequin masculin Livermore. La variation de l’efficacité de comptage avec la morphologie du fantôme a ensuite été mise en équation. Cette équation permet d’éviter la création laborieuse d’un fantôme équivalent travailleuse et de s’affranchir des simulations Monte Carlo très coûteuses en temps. Après validation à l’aide de données simulées, cette équation a été utilisée pour déduire, à partir des mesures expérimentales Livermore, les efficacités de comptage pour toute travailleuse surveillée par anthroporadiamétrie

Cette étude a eu pour but de déterminer la durée du port de la tenue ventilée TIVA au cours d’un exercice physique à la chaleur en fonction de l’atteinte de seuils physiologiques de sécurité. Cinq sujets volontaires équipés de la tenue ventilée TIVA ont effectué un exercice sur tapis roulant (3,5 km/h, 3 % de pente) en chambre thermoclimatique à 25, 35 et 45 °C d’une durée maximale de 2 h. La fréquence cardiaque, la température rectale (Tre) et la température cutanée moyenne (Tsk) ont été mesurées en continu. La déshydratation a été calculée par la perte de poids au cours de l’exercice. À 25 °C, il n’y a pas d’atteinte des seuils thermiques ou cardio-vasculaires mais il y a un risque de déshydratation si l’exercice se prolonge. Par contre pour les tests à 35 et 45 °C, la durée limite d’exposition (DLE) est limitée, pour le seuil de Tre à 39 °C, à 97  ±  29 et 69  ±  28 min, respectivement. Pour l’atteinte du seuil d’augmentation de la Tre de +1,5 °C, les DLE sont de 84  ±  38 min à 35 °C et de 57  ±  21 min à 45 °C. Les conditions à 35 °C et 45 °C conduisent à un stockage thermique (42,2  ±  22,9 W/m2 et 63,7  ±  29,4 W/m2, respectivement) exposant le sujet à un risque d’accident hyperthermique auquel s’ajoute une déshydratation (2 % du poids corporel) ce qui sollicite particulièrement le système cardio-vasculaire. Ceci conduit à préconiser des durées limites d’utilisation de la tenue TIVA pour un exercice physique type dans des conditions climatiques connues (entre 25 et 45 °C)

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