Nous avons étudié la possibilité d'effectuer une dosimétrie neutronique des personnels à l'aide d'un dispositif individuel à microprocesseur, travaillant en temps réel (débitmètre). La plage énergétique à laquelle nous nous intéressons s'étend des neutrons thermiques à 5 MeV environ. Le système est basé, d'une part, sur une méthode différentielle permettant de s'affranchir partiellement des grandeurs interférantes (interactions directes des photons γ et des neutrons sur le silicium) et du bruit et, d'autre part, sur un convertisseur de polyéthylène (CH2)n implanté par des atomes de bore (10B) qui effectue la conversion neutrons-particules chargées secondaires. Ce convertisseur optimisé, en utilisant des calculs de Monte-Carlo, permet d'obtenir une efficacité intrinsèque quasi indépendante de l'énergie des neutrons. La détection est effectuée par des diodes. L'utilisation de la méthode différentielle nous a amenés à l'étude de la symétrie des deux diodes. Nous avons pu montrer qu'un seuil bas d'équivalent de dose de 30 µSv peut être atteint pour les neutrons thermiques et rapides et qu'un débit d'équivalent de dose minimal d'une centaine de µSv/h peut être mesuré.

Les aspects pratiques de la surveillance de l'exposition professionnelle en milieu hospitalier et dans les laboratoires de recherche sont étroitement liés au type de sources et aux méthodes mises en oeuvre dans les différents services dans un but thérapeutique ou diagnostique. Les sources sont très diverses, émettant dans le cas le plus général des photons X et gamma, des électrons de haute énergie ou des particules bêta. On les rencontre sous forme scellée ou de générateurs électriques, dans les services de radiothérapie en vue d'irradiation externe, de curiethérapie pour des irradiations interstitielles et intracavitaires, et de radiodiagnostic. Dans les services de médecine nucléaire, avec administration généralement par injection, et dans tes laboratoires, à des fins de dosage ou de recherche, on utilise principalement des sources sous forme non scellée. Ainsi, le personnel selon son activité sera soumis au risque d'exposition externe ou aux risques d'exposition externe et interne. Dans le domaine des sources scellées et des générateurs électriques, les situations qui nécessitent une attention particulière, c'est-à-dire une surveillance complémentaire à la surveillance réglementaire, se rencontrent en radiodiagnostic et singulièrement lors d'activités pour lesquelles les rayons X sont indispensables pour le suivi de l'intervention (orthopédie, radiologie vasculaire et interventionnelle, ...) et en curiethérapie où la manipulation des sources impose une surveillance des mains. Dans le domaine des sources non scellées, certains postes de. médecine nucléaire (préparation et injection des produits radioactifs) nécessitent une surveillance complémentaire des mains. Mais, dans ce type de service, comme dans les laboratoires, le risque premier est celui d'exposition interne suite à une contamination pour laquelle la réglementation prévoit un examen radiotoxicologique et/ou anthropogammamétrique selon une périodicité à définir. En pratique, celle-ci est de 6 mois, ce qui n'est pas toujours adapté aux caractéristiques des radionucléides manipulés. En effet, l'utilisation de radionucléides de période effective courte ou la manipulation intermittente des radionucléides, ce qui est souvent le cas dans les laboratoires de recherche, nécessiterait une fréquence plus élevée.

Les installations du Centre de Valduc requièrent un contrôle radiologique de l'air des différents locaux à risque radiologique. Pour cela, les agents de radioprotection déposent quotidiennement 230 filtres sur des têtes de prélèvement à proximité des postes de travail. Pour mesurer la radioactivité éventuelle retenue sur les filtres, le Service de protection contre les rayonnements de Valduc met en œuvre un système automatisé qui permet de reconnaître l'origine des filtres, d'en effectuer les mesures et de mettre en forme les résultats obtenus. Les filtres sont identifiés par des étiquettes à codes à barres lues par un lecteur optique implanté dans chacune des deux chaînes de mesure. Ces dernières sont des ensembles de comptage de faible activité α et β de type Nu-16 (Numelec Ins.) équipés de compteurs à circulation fonctionnant en régime proportionnel. Le pilotage de l'ensemble et la centralisation des données sont assurés par un microordinateur de type IBM-PC. Différentes éditions des résultats peuvent être obtenues : résultats quotidiens, mensuels, trimestriels ou annuels. Le mode de fonctionnement d'un tel système est satisfaisant ; il a permis de dégager une charge de travail équivalente à un agent.

Une nouvelle réglementation concernant la radioprotection des travailleurs dans les mines a été récemment introduite dans le code minier français. Elle prend en compte les recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR), publication 26, et les directives européennes de 1980 et 1984. Cette nouvelle réglementation est appliquée avec succès depuis 1983 par les exploitants d'uranium français. Pour la surveillance dosimétrique des mineurs d'uranium, on utilise un dosimètre individuel permettant de mesurer les trois équivalents de dose mensuels (exposition externe, exposition interne due à l'énergie alpha potentielle des descendants du radon 222, exposition interne due aux émetteurs alpha à vie longue). La prévention des risques radiologiques est basée sur la détection rapide des défaillances de la ventilation primaire et secondaire par des contrôles réguliers des ambiances physiques.

Deux variétés de modèles sont actuellement utilisés pour les tentatives d'estimation des risques de radiocancer dans les domaines de dose intéressant la radioprotection : les modèles dits d'" extrapolation " vers les faibles doses et les modèles de projection du risque. Ces modèles avaient initialement deux objectifs : 1 ) celui de déterminer la dose seuil en-dessous de laquelle le risque peut être considéré comme nul ou négligeable, et 2) celui d'apprécier quantitativement un risque dans des domaines de dose et de débit de dose très inférieurs à ceux pour lesquels le risque est décelable. Ces objectifs très ambitieux n'ont pas été atteints. Les prédictions fournies par l'utilisation des modèles les plus récents pour déterminer ce qu'il est convenu d'appeler le niveau supérieur du risque atteignent une imprécision démesurée. En outre, les hypothèses mathématiques que l'on pensait autrefois justifiées pour l'élaboration de ces modèles sont en contradiction avec les acquis les plus solides de la biologie moderne, et il convient aujourd'hui d'y renoncer.

Une installation de production de gammas de capture a été réalisée auprès du réacteur ISIS du Centre d'études de Saclay pour l'étalonnage des instruments de radioprotection à des énergies de photons comprises entre 1 et 10 MeV. Les caractéristiques de deux faisceaux obtenus à partir de cibles de titane et de nickel sont présentées. Leur énergie moyenne pondérée sur la fluence est respectivement de 5,14 et 6,26 MeV. Les débits de dose maximaux dans un fantôme d'eau à la puissance maximale de la pile sont de l'ordre de 200 mGy/h. La réponse de deux types de dosimètres individuels, un dosimètre photographique à écrans multiples et un dosimètre thermoluminescent, est donnée à titre d'exemple. Elle montre, dans le cas présent, qu'un dosimètre parfaitement étalonné aux gammas du 60Co peut sous-estimer la dose à 5 ou 6 MeV d'un facteur 2 à 5 ou la surestimer de 50 % suivant l'écran placé devant l'élément détecteur.

Les accidents d'irradiation hors du secteur nucléaire sont responsables d'une proportion non négligeable d'irradiations, fatales ou non. Après un court rappel des statistiques en ce domaine, l'article décrit l'un des accidents radiologiques les plus graves, celui de Goiânia, au Brésil, en 1987. L'accident entraîna le décès de quatre personnes et une forte dispersion de la contamination radioactive due à la rupture d'une source de radiothérapie. Sont relatés, en particulier, le déroulement de l'accident, les mesures prises, les leçons tirées.

Un excès de leucémies de l'enfant a été constaté autour de certaines installations nucléaires anglaises, et tout particulièrement autour de l'usine de retraitement de Sellafield. Une étude plus générale regroupant un grand nombre de sites nucléaires retrouve ce même résultat. Des études analogues effectuées aux USA, au Canada et en France sont restées négatives. Par ailleurs, des études épidémiologiques effectuées en Angleterre ont localisé d'autres concentrations anormales de leucémies de l'enfant dans des régions distantes de toute installation nucléaire, en particulier autour de sites où avait été envisagée la construction d'une centrale nucléaire. Plusieurs explications sont proposées sans qu'aucune ne puisse être définitivement retenue. Les doses provenant des rejets radioactifs semblent trop minimes pour incriminer une contamination de l'environnement. Une activation virale favorisée par un afflux de population dans une région rurale isolée a été évoquée. L'hypothèse d'une mutation génétique induite par les rayonnements ionisants chez les pères d'enfants leucémiques est venue de la constatation d'un risque plus élevé de leucémie lorsque le père travaillait à Sellafield. Le faible nombre de cas observés ne peut permettre de conclure d'autant que l'on n'a pas observé d'excès de leucémie chez les descendants des survivants d'Hiroshima et Nagasaki. Parmi les autres causes, on discute le rôle d'une contamination interne, de produits chimiques et même du radon. Les études en cours permettront peut-être d'apporter des réponses au problème des leucémies autour des installations nucléaires anglaises.

Le site de Marcoule comprend une usine qui retraite le combustible irradié des réacteurs graphite-gaz et en extrait le plutonium. Une usine de fabrication du combustible MOX est en cours de construction. Ces activités sont génératrices d'effluents liquides rejetés au Rhône après traitement. Pour les émetteurs α, la réglementation en vigueur limite les concentrations de ces effluents à 150 GBq/an. Les rejets en plutonium et transplutoniens sont faibles (41 GBq en 1989). Des mesures de plutonium ont été effectuées en 1989 dans certains compartiments de l'écosystème aquatique rhodanien en aval de l'usine. Au niveau du barrage de Vallabrègues (15 km au sud de Marcoule) on trouve les concentrations en 238Pu et 239 + 240Pu respectivement égales à 2,1 et 7,8 Bq.kg-1 sec dans les sédiments, 1,1 et 3,8 Bq.kg-1 sec dans les végétaux aquatiques immergés et égales ou inférieures aux limites de détection dans l'eau et les poissons. Dans les sédiments et les végétaux, le rapport 238Pu/239 + 240 Pu est d'environ 0,3. Les concentrations en plutonium des compartiments du milieu diminuent rapidement lorsqu'on s'éloigne de l'usine et sont inférieures aux limites de étection en Carmargue.

Cette communication constitue une contribution à la mesure des doses élevées (de l'ordre de 104 Gy) au moyen de la technique de thermoluminescence des pics profonds (VIII et IX) du fluorure de lithium FLi : Mg, Ti (TLD 700). On montre que l'utilisation de lecteurs performants associés à ces matériaux fait, maintenant, de la thermoluminescence, une technique très compétitive par rapport aux autres (films spéciaux, RPE, etc.) dans cette gamme de doses, et facile d'utilisation. De plus, la précision des résultats obtenus peut être de quelques pour cent. Ses applications dans le domaine industriel, médical, agro-alimentaire sont nombreuses et d'un grand intérêt.

Dans cet article on compare l'impact de l'ensemble du cycle du combustible nucléaire correspondant aux réacteurs à eau légère avec celui de l'ensemble du cycle du combustible associé au futur réacteur de fusion, utilisant comme source d'énergie des réactions de fusion tritium-deutérium. La comparaison a été faite sur une base de production d'énergie de 1 GWe.an. Les critères de comparaison choisis ont été les inventaires de produits combustibles manipulés, les rejets radioactifs effectués sur l'ensemble des installations, les engagements d'équivalents de dose efficace délivrés à la population et le volume des déchets. Le risque accidentel n'a pas été pris en compte. Pour les réacteurs de fusion, quelques incertitudes résident encore qui ne permettent pas de connaître précisément la quantité de produits autres que le tritium rejeté au niveau du réacteur. Seuls des ordres de grandeur extrapolés du Tokamak NET sont donnés. Malgré ces incertitudes, il semblerait plus intéressant, du point de vue des rejets et des doses, de produire de l'électricité par des réacteurs de fusion, bien que cette filière ne supprime pas tous les problèmes relatifs aux rejets, à la manipulation et au stockage à plus ou moins long terme de produits radioactifs. Cette filière conduit également à des déchets de haute activité, auxquels sont associés des débits d'irradiation plus faibles à long terme que ceux des déchets de la filière des réacteurs à eau pressurisée.

Cet article est relatif à l'évolution de l'impact des retombées de Tchernobyl sur les poissons de Corse pendant trois ans : juillet 1986-juillet 1989. Les principales catégories d'eaux de surface ont été étudiées : les six principales rivières, deux retenues artificielles destinées à l'irrigation et six lacs d'altitude. On compare les réponses locales des différentes espèces constituant les peuplements dominants avec celles d'autres rivières françaises et européennes. L'impact sanitaire potentiel est calculé.

Les hémocyanines, métalloprotéines à cuivre, ont pour fonction de transporter l'oxygène dissous dans l'hémolymphe de nombreux mollusques et arthropodes. L'oxyhémocyanine de scorpion présente également des propriétés enzymatiques remarquables : peroxydasiques et catalasiques, bien qu'elle ne possède ni fer, ni noyau porphyrinique. L'aspect cinétique de la réaction catalasique est ici décrite pour la première fois. La constante de vitesse de la réaction globale de l'eau oxygénée avec l'hémocyanine a été déterminée, elle est égale à (2,25 ± 0,25).104 mol-1.l.s-1. Par ailleurs, une étude quantitative par radiolyse pulsée a permis de mettre en évidence la catalyse de la dismutation de l'anion superoxyde par l'hémocyanine à pH 9. La valeur de la constante de vitesse de cette réaction est égale à 3,5.107 mol-1.l.s-1.

L'article présente les résultats des contrôles des concentrations en radon et en énergie alpha potentielle des descendants à vie courte effectués dans les mines de charbon en Pologne. Les changements irréguliers du facteur d'équilibre entre le radon et ses descendants ne permettent pas d'utiliser les contrôles de radon pour estimer le risque radiologique des mineurs. L'existence du risque est l'effet des systèmes d'exploitations du charbon et des systèmes d'aérages appliqués.

La présence des mines de phosphate à teneur moyenne en uranium de l'ordre de 35 ppm dans le bassin de Gafsa au Sud de la Tunisie pourrait entraîner des modifications de la radioactivité gamma des régions avoisinantes. Pour vérifier cette hypothèse nous avons procédé à des mesures comparatives sur différents types d'environnements géologiques dans la région. Ensuite, nous avons essayé d'établir le niveau de la radioactivité gamma naturelle. Ainsi, nous avons remarqué que l'influence des gisements de phosphate sur la radioactivité ambiante des secteurs environnants existe mais reste faible.

L'accroissement de l'utilisation des produits radioactifs dans les laboratoires de recherche a généré de nouveaux risques pour les travailleurs de laboratoires. En milieu universitaire, l'arrivée régulière de nouveaux étudiants pose des problèmes particuliers. A l'aide de méthodes d'analyse ergonomiques, nous avons étudié les conditions d'utilisations des produits radioactifs dans quatre laboratoires de deux universités québécoises. Nous avons observé deux travailleurs ou plus par laboratoire durant 34 heures de manipulations de produits radioactifs. Nous avons également mesuré le niveau de contamination par la technique de frottis dans tous les laboratoires. Les règles et pratiques de travail varient selon le laboratoire de recherche et selon l'expérience de l'individu. Les sites contaminés étaient surtout les espaces communs et les sites occupés par de nouveaux utilisateurs. Le port du dosimètre n'était pas suffisamment constant pour assurer que la dose se mesure avec précision. Nos résultats nous permettent de classer les conditions pouvant comporter un risque d'exposition en trois catégories : 1) celles relevant de l'équipement, par exemple des écrans de dimensions insuffisantes ; 2) celles relevant des installations, par exemple un seul laboratoire maintenant un espace réservé à la manipulation des produits radioactifs ; 3) celles relevant de la formation du personnel en vue d'empêcher une contamination accrue des travailleurs ou des espaces avoisinants.

La surveillance de la radioactivité d'origine naturelle et artificielle du Tage est effectuée depuis 1975 ; en effet, bien qu'il n'y ait pas d'installations nucléaires dans le secteur portugais du fleuve, il faut tenir compte de celles qui existent en amont, en Espagne. Une étude radioécologique du fleuve a également été conduite (Contrat (CCE) n° BI6-B-198-P) entre la mi 1986 et 1989. Un bref exposé des principales caractéristiques de l'eau, des sédiments et du matériel biologique (hydrophytes et poissons) est présenté et les données sur la radioactivité artificielle concernant les années 1981 à 1989 sont analysées. Une hausse de la radioactivité artificielle a été détectée en 1987 et en 1989 dans l'eau ainsi que dans les sédiments, les hydrophytes et les poissons en 1988 ; les raisons de cette augmentation sont discutées. Les sédiments semblent constituer le compartiment préférentiel de rétention du 137Cs.