Un bilan résumé des connaissances sur le radiocobalt dans le milieu terrestre est présenté. La chimie du cobalt dans les sols est étroitement liée à celle du fer et du manganèse. Il présente une meilleure solubilité en milieu acide. On estime que 5 à 10 % du cobalt total du sol sont hydrosolubles ou facilement extractibles, et que la majeure partie du cobalt est, soit faiblement adsorbée sur les argiles, soit complexée avec les acides humiques. L'intensité de l'absorption racinaire du cobalt par les végétaux est conditionnée principalement par le pH du sol, par la présence d'éléments tels le fer, l'aluminium ou le calcium et, dans une moindre mesure, par la texture du sol et sa teneur en matière organique. Les résultats concernant le transfert foliaire sont peu nombreux. Pour une contamination foliaire unique, l'intensité du transfert varie en fonction du stade végétatif de la plante au moment de la contamination. Comme pour d'autres radioéléments, le transfert résultant d'un apport sur les organes aériens est plus pénalisant que le transfert d'origine racinaire, pour un dépôt équivalent. Les transformations alimentaires permettent d'abaisser de près de 50 % l'activité résiduelle des aliments, par comparaison avec les végétaux récoltés bruts.

Les enquêtes épidémiologiques, même celles portant sur plusieurs dizaines de milliers de sujets (comme chez les survivants d'Hiroshima et Nagasaki) ne décèlent pas d'effet cancérogène chez l'enfant ou l'homme adulte pour des doses inférieures à 200 mSv en irradiation aiguë ou 500 mSv en irradiation à faible débit. Alors que la dose due au rayonnement naturel varie entre 1,5 et 6 mSv et même parfois davantage, les enquêtes n'ont pas pu déceler de variation dans la fréquence des cancers en fonction de cette irradiation naturelle. Ces résultats ne permettent pas d'exclure l'hypothèse d'un effet cancérogène des faibles doses mais permettent de fixer la limite supérieure de l'effet éventuel dans cette gamme de dose. Pour estimer celui-ci on se fonde donc généralement sur les effets observés à dose élevée en effectuant une extrapolation vers les doses faibles. En 1990 le CIPR a révisé à la hausse l'évaluation de l'effet cancérogène à dose élevée, principalement à cause de l'introduction d'un modèle mathématique destiné à estimer l'effet cancérogène jusqu'à la fin de l'existence des personnes irradiées. Le modèle utilisé admet que l'irradiation introduit un facteur multiplicatif constant jusqu'au décès. Des résultats récents montrent qu'en réalité cet effet diminue avec le temps donc que cette hypothèse entraîne une surestimation du risque. Pour estimer les effets à dose faible le CIPR procède à une extrapolation linéaire assortie d'un facteur de réduction égal à deux. L'intérêt de cette méthode est d'indiquer la limite supérieure du risque mais elle peut surestimer notablement celui-ci à faible dose. En effet cette proportionnalité de l'effet avec la dose même pour les doses et les débits de dose les plus faibles implique deux postulats : 1) l'efficacité de la réparation des lésions de l'ADN dans les cellules ne varie pas avec la dose et le débit de dose. 2) la traversée d'une seule cellule par une seule particule entraîne un risque de transformation cancérogène. Si ces hypothèses étaient exactes le débit de dose ne devrait pas avoir d'influence pour les doses faibles mais ce n'est pas ce que montrent les données expérimentales. De plus les récents progrès faits dans l'étude des systèmes de réparation de l'ADN montrent qu'après de fortes doses ceux-ci peuvent être saturés et des systèmes de réparation moins fidèles être mis en œuvre. D'autre part la cancérogenèse est un phénomène très complexe qui requiert plusieurs lésions indépendantes du génome qu'une seule particule est incapable de provoquer. D'ailleurs pour les particules déterminant la plus forte densité d'ionisation le long de la trajectoire de la particule (particules alpha) qui sont celles pour lesquelles il serait concevable qu'une seule particule détermine plusieurs lésions, aucun effet cancérogène n'est observé pour des doses faibles en opposition avec les conclusions de ce modèle. Ainsi l'effet cancérogène des faibles doses pourrait être notablement inférieur à celui qui avait été estimé en 1991. L'avancée rapide des connaissances tant pour les mécanismes fondamentaux que pour les enquêtes épidémiologiques fait espérer que l'estimation du risque des faibles doses pourra dans les prochaines années être de plus en plus précise. Il est d'autant plus légitime de ne pas se hâter pour modifier les normes que moins de 1 % des travailleurs reçoivent actuellement une dose supérieure à la limite de dose annuelle actuellement proposée et que dans l'enquête du CIRC moins de 1 pour 1 000 des 90 000 travailleurs de l'industrie nucléaire étudiés n'avaient reçu au cours de leur vie professionnelle une dose avoisinant 1 Sv, dose limite-vie proposée à la fois dans les rapports de l'Académie des Sciences et du CIPR.

Les isotopes 58 et 60 du cobalt présents dans les effluents liquides des centrales électronucléaires et de l'usine de retraitement du combustible de Marcoule se fixent dans les différents compartiments des cours d'eau français. Les niveaux d'activité en radiocobalt varient en fonction de la nature des compartiments considérés selon l'ordre suivant: bryophytes > phanérogames immergées > sédiments > poissons. Par ailleurs, à partir d'expérimentations réalisées en laboratoire, il apparaît que la contamination des poissons s'effectue essentiellement à partir de l'eau plutôt qu'à partir de la nourriture. Le cobalt est retenu préférentiellement au niveau des reins ; la masse musculaire ne renferme pas plus de 30 % de l'activité totale présente dans l'animal.

Les problèmes de la dosimétrie dans les champs de rayonnements ionisants diffusés autour des accélérateurs de haute énergie sont présentés. Après une courte introduction sur l'historique des grandeurs physiques utilisées pour l'acquisition de l'équivalent de dose, les techniques diverses pour la dosimétrie dans des champs mixtes à haute énergie sont décrites, en commençant par des mesures spectrales compliquées, puis par la présentation des moyens en multidétecteurs et en instruments sur la base des détecteurs proportionnels. Enfin l'utilisation de méthodes simples est mise en évidence pour le cas où l'on dispose d'une connaissance initiale et supplémentaire sur la composition des rayonnements ionisants. Il est montré que les résultats des mesures correspondent bien à ceux obtenus à l'aide des programmes de calcul modernes.

Les accidents de Three Mile Island (TMI) aux USA et Tchernobyl en Ukraine ont mis en évidence les risques importants d'irradiation de la peau par de petites particules radioactives, appelées particules chaudes (hot particles, en anglais) constituées de fragments de combustibles ou de matériaux irradiés qui ont été activés dans le réacteur en passant près du cœur. Ces risques d'irradiation sont dus essentiellement aux rayonnements β émis par ces particules. Différents organismes ou groupes de travail ont examiné ces risques (AIEA, ICRP, NCRP) et ont déterminé des doses seuils qui devraient éviter l'ulcération de la peau. Dans le cadre d'un contrat de recherche de la Commission des communautés européennes, plusieurs laboratoires travaillent en collaboration pour valider des méthodes expérimentales et des codes de calcul permettant de déterminer les doses délivrées à la peau par ces particules chaudes. Ce document présente la comparaison des résultats obtenus au moyen d'une chambre à extrapolation et de deux codes de calcul (Code Varskin Mod 2 et Code Monte-Carlo HOT 25 S2) pour l'évaluation de la dose délivrée à proximité d'une source de 60Co de 200 µm de diamètre. Les deux codes de calcul donnent des résultats comparables, mais environ deux fois plus faibles que ceux de la chambre à extrapolation. La mesure du débit de dose [β + γ] sous 7 mg cm- 2, délivré par une source de 60Co de 200 µm de diamètre, au contact de la peau, donne 6,1 10-2 nGy s-1 Bq-1 pour une surface irradiée égale à 1 cm2.

En mai 1993 a eu lieu un atelier international sur l'impact des publications récentes de la CIPR et de la CIUR ; y furent débattues les conséquences de ces recommandations, tout particulièrement l'introduction des nouvelles quantités : dose équivalente à l'organe, dose efficace et équivalent de dose individuel. Un point central a été le fait que la relation "facteur de qualité-TLE" utilisée pour les quantités opérationnelles et que le facteur de pondération radiologique employé pour les quantités limites n'étaient plus corrects dans le cas des neutrons ; de plus, les nouvelles quantités opérationnelles n'étaient pas, dans tous les cas, conservatoires pour ce qui est des nouvelles quantités limites. Néanmoins, la conclusion fut que les implications immédiates des recommandations de la CIPR et de la CIUR semblent avoir été assimilées, et que l'on peut trouver une solution à la plupart des problèmes conceptuels qui demeurent. Dans le cas de la dosimétrie des photons, les procédés et les techniques actuels répondent à ces nouvelles conditions ; par contre, la dosimétrie des neutrons n'est pas encore satisfaisante, et reste un challenge difficile. Au niveau européen, l'harmonisation des étalons nécessite de tenir beaucoup plus compte des contrôles de performance, de l'assurance de qualité et de la tenue des dossiers.

En dosimétrie des neutrons, les situations pratiques rencontrées couvrent un large domaine d'énergie s'étendant sur plus de 10 décades. En outre, les grandeurs dosimétriques utilisées en radioprotection ne sont pas directement accessibles à la mesure. Ce dernier point est principalement dû à la variation de la "qualité" du rayonnement neutronique, exprimé au moyen des facteurs de pondération radiologiques (pour le calcul de la dose efficace) et des facteurs de qualité (pour le calcul de l'équivalent de dose). En dépit des progrès considérables réalisés dans le domaine de la dosimétrie des neutrons, il n'y a pas encore aujourd'hui de dosimètre susceptible de mesurer la dose due aux neutrons avec une précision acceptable quel que soit le spectre en énergie. Cet article présente les grandeurs dosimétriques utilisées en radioprotection. Il traite également des méthodes et des procédures d'étalonnages adaptées à la détermination de la dose aux postes de travail avec les appareils actuels dont les performances sont limitées. Les propriétés de ces instruments, incluant les dosimètres de zone, les dosimètres individuels et les ensembles de spectrométrie, sont décrites et les améliorations nécessaires exposées. En conclusion, la situation actuelle requiert des recherches complémentaires pour le développement des techniques de dosimétrie et l'étude des postes de travail.

Après l'accident de Tchernobyl et les préoccupations en découlant quant aux conséquences du déversement de radionucléides dans l'environnement, on a pris conscience du besoin d'établir les doses de rayonnement pour des groupes de population de tous les âges. En 1987, la CIPR a créé un groupe de travail relevant de son comité 2, chargé de la dosimétrie selon les âges. Ce groupe est responsable du calcul des coefficients de dose – au niveau international – pour les membres du public. Son travail comporte le calcul des doses reçues par les individus de divers âges, à la suite de la prise de radionucléides par inhalation et par ingestion ; il comporte aussi le calcul des doses à l'embryon et au fœtus, lorsque la mère a absorbé des radionucléides. Cet article passe en revue le programme de travail du groupe.

Pour l'homme, le radon est la source permanente principale d'exposition naturelle aux rayonnements ionisants. Ce document synthétise les connaissances générales sur l'origine du radon 222 et son évolution dans différents milieux atmosphériques. Il présente diverses méthodes de mesure de l'activité volumique radon et de la concentration, en énergie alpha potentielle de ses descendants à vie courte. Il a été élaboré dans le cadre de la commission M60-3 du Bureau de Normalisation d'Équipements Nucléaires (BNEN) qui dépend de l'Association Française de Normalisation (AFNOR).

Cette étude se rapporte à une démarche de réhabilitation des forêts contaminées par les retombées dues à l'accident de la centrale nucléaire de Tchernobyl. La démarche de réhabilitation et d'assainissement radiologique préconise et implique à la fois l'incinération des parties de l'arbre contaminé et des branchages, et la transformation en pâte à papier de la partie faiblement contaminée du tronc. En utilisant des moyens industriels existants, l'action de réhabilitation peut se justifier et s'amortir grâce à la vente de sous-produits tels que la production d'électricité et de cartons. Le retour sur investissement des moyens industriels nécessaires à la réhabilitation radiologique est estimé à 5 ans.

Dans le souci de favoriser un haut degré de protection radiologique des travailleurs et des membres du public, les autorités compétentes et les exploitants de l'industrie nucléaire se doivent d'inciter les acteurs de la radioprotection à faire mieux que ne l'exigerait la mise en œuvre pure et simple de la réglementation relative à la limitation des doses. Le respect des normes et spécifications techniques est une condition nécessaire mais non suffisante pour une radioprotection de qualité. Atteindre cet objectif de qualité, ce n'est pas forcer les améliorations par une politique réglementaire de réduction des limites de doses, mais promouvoir une véritable culture de radioprotection fondée sur une démarche d'optimisation de la radioprotection formalisée au plus haut niveau de la hiérarchie de l'entreprise ainsi que sur le professionnalisme, la responsabilité personnelle, la motivation et l'engagement librement consenti et bien compris de tous les acteurs à mettre en œuvre cette politique. La diffusion de la culture de radioprotection encourage l'adoption délibérée dans la pratique quotidienne d'un comportement de nature à diminuer aussi bas que raisonnablement possible les expositions aux rayonnements ionisants et à donner ainsi vie à “l'esprit” de la réglementation dans des conditions optimales. Cet article a pour objectif de montrer que la nécessité de la diffusion d'une culture de radioprotection, fondée notamment sur le principe d'optimisation, s'inspire de la philosophie même du système que recommande la Commission internationale de protection radiologique dans sa publication 60 pour la gestion du risque radiologique résiduel ainsi que de l'approche comportementale et incitative que suppose le principe d'optimisation. Un accent particulier sera porté sur les éléments fondamentaux susceptibles de contribuer à une définition de la culture de radioprotection.

Dans le cadre de la surveillance radiotoxicologique du personnel après suspicion de contamination interne par les radioémetteurs alpha, il est essentiel de rechercher et de doser les actinides de manière spécifique dans les milieux biologiques. La technique proposée permet, sur un même échantillon, de mesurer l'activité des isotopes de l'uranium et du plutonium, de l'américium et du curium, en s'affranchissant de l'activité due au thorium et à ses descendants. Cette technique utilise d'une part le pouvoir extractant de nouveaux composés organiques fixés sur des résines inertes et d'autre part les potentiels de fixation et d'élution des divers actinides en fonction de la composition ionique et du pH des solutions utilisées.

Une chambre d'ionisation (mesure du débit de dose) et une chaîne d'analyse de spectrométrie gamma (identification de la radioactivité) ont été adaptées à la mesure in situ en milieu immergé, le tout commandé à partir d'une embarcation légère. A chaque station, une mesure du débit de dose et un spectre gamma sont réalisés simultanément. Un traitement en temps réel des données permet d'optimiser le prélèvement d'échantillons de sédiments. L'analyse de ces derniers en laboratoire permet de valider la méthode. Les données géoréférencées, directement exploitables informatiquement, sont corrélées à différentes cartographies existantes au moyen d'un logiciel de Système d'Information Géographique. Une interrogation par critères croisés permet d'identifier les zones susceptibles de fixer le plus de radionucléides, qui seront celles à surveiller préférentiellement. En outre, il est possible d'intégrer ultérieurement des informations supplémentaires en fonction de nouveaux besoins.

Le dépôt de résidus des fabrications d'uranium et de thorium qui ont eu lieu sur le site du Bouchet (Essonne) de 1949 à 1970 est une des composantes du système de traitement et de rejet des déchets de l'usine. Au cours des opérations de démantèlement et d'assainissement de cette ancienne usine de la Direction des productions du CEA1 , la majeure partie des matières et matériels contaminés par des uranium et thorium ont été évacués (période de 1970-1979). Il subsiste deux zones occupant 1 ha : un bassin de décantation et une zone de dépôt pour les résidus solides. Les niveaux de flux d'émission radon avant la réhabilitation du site étaient 10 à 100 fois supérieurs à la moyenne des flux de radon à la surface de la terre (104 atome m-2 s-1) et les concentrations en descendants à vie courte du radon 222 étaient, dans l'environnement immédiat du site, supérieurs d'environ 20 % aux niveaux prescrits en 1991 par un arrêté du préfet de l'Essonne. Les différentes mesures de radioactivité réalisées sur le site, ou dans son environnement proche, mettent en évidence l'efficacité de la réhabilitation réalisée en 1992-1993, les niveaux en concentration des descendants à vie courte du radon étant du même ordre de grandeur que ceux rencontrés dans le Bassin parisien.