In 2011 the IRSN conducted several assessments of atmospheric radioactive releases due to the Fukushima Daiichi NPP accident (March 11, 2011) and of their impact on Japan’s terrestrial environment. They were based on the IRSN’s emergency management tools and on the abundant information and technical data gradually published in Japan. According to these assessments, the main release phase lasted from March 12 to 25, 2011 and impacted Japanese land in two events, the first on 15 and 16 March, in which the main radioactive deposits were formed, and the second from March 20 to 23, which was less significant. The highest amounts of radioactive deposits were found in an area extending upwards of several tens of kilometers northwest of the plant. Lower amounts were discontinuously scattered in an area extending up to over 250 km away. Initially composed mainly of short-lived radionuclides, the deposits’ activity sharply decreased in the subsequent weeks. Since the summer of 2011, cesium-134 and cesium-137 have become the residual deposits’ main components. According to IRSN estimates, in the absence of protection, the doses due to exposure to the radioactive plume during the atmospheric release phase may have been potentially higher for people who remained in coastal areas up to several tens of kilometers north and south of the damaged plant. Thereafter, people living up to 50 km northwest of the plant, outside the 20-km emergency evacuation zone, were potentially most vulnerable to residual radioactive deposits over time.

L’utilisation médicale des rayonnements ionisants est devenue la source d’irradiation la plus importante à l’échelle mondiale. Les connaissances et aptitudes des professionnels utilisateurs de ces rayonnements déterminent la mise en œuvre des mesures de radioprotection recommandées par les organismes internationaux et nationaux. La situation de la radioprotection dans les pays africains est préoccupante en raison de la faiblesse des lois, règlements et organismes de radioprotection. Nous rapportons les résultats d’une enquête effectuée dans des services hospitaliers détenteurs de sources de rayonnements ionisants à Yaoundé, capitale du Cameroun. Plus de la moitié des professionnels enquêtés ont un niveau moyen de connaissances des principes et normes de radioprotection et plus de 80 % n’ont jamais bénéficié d’une formation continue en matière de radioprotection.

In France, the activities carried out by the “small-scale holders” of nuclear materials are organized by a specific regulatory system which defines in a detailed way their obligations and the means of control of the government. The first part of the article presents the legal framework relating to the use of nuclear materials by small-scale holders in civilian fields. The importance of the declaration of the nuclear material inventory is clearly emphasized and must be prepared and transmitted to the Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN) every year. The second part describes how this declaration is used to provide basic information for the competent Ministry and the inspectors to check the correct application of the regulatory requirements relating to physical protection and to the control of nuclear materials. Finally, the last part presents the on-site inspections carried out by sworn and accredited inspectors under the authority of the competent Authority, which provide an overall picture and allow an evaluation of the risks of theft, loss or diversion of these materials.

Gamma-ray energy absorption buildup factors of gaseous mixtures; neon (95%) + argon (5%), argon (95%) + acetylene (5%), argon (95%) + methane (5%), argon (95%) + carbon dioxide (5%), methane (70%) + pentane (30%) and argon (90%) + methane (10%) were studied by Geometrical Progression (G-P) fitting for the photon energy range 0.015-15 MeV. It was found that the equivalent atomic number, Zeq of the gaseous mixtures sharply reduces after 1 MeV photon energy. The Zeq for the mixture of methane (70%) + pentane (30%) is the minimum, whereas the maximum is for argon (95%) + carbon dioxide (5%) for the photon energies under investigation. The Energy Absorption Buildup Factor (EABF) for methane (70%) + pentane (30%) was found to be the highest among all the selected gaseous mixtures. The chemical composition of the gaseous mixtures has an impact on the EABF values for photon energy and penetration depth. The investigation of the EABF is useful for selection of gaseous mixtures in design consideration of gaseous radiation detectors for gamma radiation.

Le Service de protection radiologique des Armées (SPRA) a mené une étude afin d’évaluer l’exposition des personnels en charge de la maintenance d'un radar de type Palmier sur une base aérienne. Le but de cette étude est d’estimer les doses reçues, de mesurer les différents débits d’équivalents de dose ambiant et de définir un zonage radiologique. Au terme de deux campagnes de mesures, les doses efficaces enregistrées par des dosimètres passifs OSL Inlight® corps entier ont permis de conforter les résultats obtenus par les mesures radiamétriques. Par ailleurs, les débits d’équivalents de dose varient de façon importante en fonction de la position de l’opérateur dans la zone des émetteurs. À partir de ces résultats, les auteurs préconisent des recommandations concernant le zonage radiologique, la catégorisation et les modalités de surveillance dosimétrique des personnels.

Compte tenu de la radiosensibilité accrue des enfants aux rayonnements ionisants, notre objectif est d’évaluer les risques de cancers solides et de leucémies à long terme associés aux expositions médicales reçues pendant l’enfance. Deux études de cohorte sont réalisées par le Laboratoire d’épidémiologie de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). L’une, la « Cohorte Enfant Scanner » porte sur les enfants nés après le 01/01/1995 et exposés aux rayonnements ionisants lors de scanners réalisés entre 2000 et 2013. L’autre porte sur les enfants exposés lors de procédures de cardiologie interventionnelle avant l’âge de 10 ans entre 2000 et 2013. Pour chacune des cohortes, une évaluation rétrospective individuelle de l’exposition sera réalisée par l’Unité d’expertise en radioprotection médicale de l’IRSN. Un suivi passif en termes de cancers solides et de leucémies sera réalisé grâce aux données des registres de cancers pédiatriques et aux données de mortalité. La « Cohorte Enfant Scanner » est constituée de plus 80 000 enfants et s’inscrit dans le projet européen EPI-CT, qui regroupe 9 cohortes nationales. À terme, la cohorte des enfants en cardiologie interventionnelle regroupera plus de 8 000 enfants. Ces études de cohortes, avec un suivi prolongé, permettront d’étudier l’impact sur la santé des expositions radiologiques reçues pendant l’enfance.

La directive 97/43/EURATOM du 30 juin 1997 pointe la radiologie interventionnelle comme une des pratiques spéciales (Article 9) susceptibles de délivrer des doses élevées, et pour lesquelles il est demandé de veiller à ce que les équipements, les procédures, les programmes d’assurance qualité et la formation des opérateurs soient particulièrement appropriées. En effet, l’utilisation d’un rayonnement X de faible énergie lors de procédures allant de quelques secondes à plusieurs heures pour les examens complexes, renvoie inévitablement à des risques stochastiques et déterministes. L’évaluation de la dose maximum à la peau est donc une donnée appréciable dans l’objectif d’un suivi dermatologique du patient. Dans cette étude nous avons choisi d’utiliser comme détecteur les films radiochromiques XR-RV3-Gafchromic® afin d’obtenir une cartographie de la dose à la peau reçue par le patient lors d’une procédure. Les films radiochromiques sont intéressants car ils permettent à la fois de visualiser et de quantifier la région de dose maximale. Nous présentons ici les étapes préliminaires à une utilisation sur patient des films, à savoir l’étude des caractéristiques physiques, l’étalonnage en dose, la lecture par scanner plat et l’exploitation des films avec le logiciel de traitement d’images ImageJ. Les résultats obtenus montrent que l’utilisation des films radiochromiques est pertinente pour une évaluation dosimétrique sur patient. Plus particulièrement, la réponse des films diffère de moins de 3,6 % entre l’étalonnage à 80 kV et 120 kV et l’incertitude globale reste inférieure à 20 % jusqu’à une dose de 12 Gy. L’évolution de la réponse du film dans le temps étant négligeable, la lecture peut être faite immédiatement et l’exploitation du film nécessite moins de 15 minutes pour obtenir la cartographie de la dose. L’application de cette technique de mesure in-vivo pour 58 procédures a permis de mettre en évidence une dose maximale à la peau supérieure à 3 Gy pour 12 patients. Ces patients ont alors été orientés vers un suivi dermatologique. Parmi ces patients, l’évaluation de la dose peau à partir des indicateurs dosimétriques fournis par l’installation aurait mené au suivi de seulement 4 patients.

Within the last ten years there has been increasing interest in tritium behaviour and distribution in the environment. This is based partly on empirical findings that tritium discharged mostly as HTO can become transformed into organic forms in environmental samples. An international workshop was convened in France in 2012 to gather the scientific community interested in organically bound tritium to share their experience and to establish a current state of knowledge. This paper summarises the outcome of the workshop, which aimed to improve skills concerning OBT (Organically Bound Tritium) determination, transfer and behaviour in the environment. In order to improve OBT measurement credibility, it was decided to conduct and promote OBT analysis through inter-laboratory exercises. This practice will reduce uncertainty in OBT analysis results, providing better OBT model validation data and public dose assessments.