Le standard CEI 62471 décrit les limites d’exposition aux sources de rayonnements optiques incohérentes à large spectre, depuis l’UV jusqu’à l’IR en passant par le visible. Son application apparaît particulièrement justifiée pour l’évaluation de sources à LEDs blanches à luminophore, qui combinent une luminance élevée et un spectre riche en ondes courtes (bleu), ce qui expose potentiellement l’œil humain à un risque de lésions rétiniennes (Blue Light Hazard). En théorie, il s’agit simplement de mesurer la luminance énergétique spectrique de la source lumineuse à l’intérieur du champ visuel de l’œil en mouvement puis de la pondérer par la fonction décrivant le risque rétinien en lumière bleue. En pratique cependant, la mesure est assez faiblement répétable lorsque les sources en question n’offrent que des surfaces relativement inhomogènes du point de vue de la luminance. Des protocoles de mesures basés sur l’imagerie CCD permettraient probablement d’améliorer la répétabilité de la mesure. Cet article propose une première approche d’une méthode simple d’évaluation du risque par imagerie monospectrale.

The observations made in Japan in 2011 after the Fukushima-Daiichi accident and those made in France, Italy, Greece and Austria in 1986 after the Chernobyl fallout, show that the development stage of orchard trees at the time of atmospheric deposition is a major factor determining the level of caesium contamination in fruits at harvest. Both data sets are shown to be consistent and enable one to estimate, for mobile elements in plants such as caesium, an aggregated transfer factor (expressed in Bq.kg-1 of fresh fruit per Bq.m-2 deposited on the ground surface) whose value strongly depends on the time elapsed between fallout and harvest. The Fukushima data set also enables one to estimate effective half-lives (expressed in days), which are helpful for predicting the decrease in fruit contamination with time. We found an average value of 200 days for the one-year period after radioactive fallout, which is quite consistent with values estimated from post-Chernobyl surveys.

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.

Le code de la santé publique et notamment l’arrêté du 11 janvier 2007, relatif aux limites et références de qualité des eaux brutes et des eaux destinées à la consommation humaine, fixe quatre indicateurs de la qualité radiologique des eaux du robinet (l’activité α globale, l’activité β globale, l’activité du tritium et la dose totale indicative), ainsi que des valeurs guides et des références de qualité. Les chroniques issues de la surveillance des eaux filtrées du Rhône aval montrent que, si la radioactivité d’origine naturelle demeure bien évidemment constante au cours du temps, les niveaux de contamination radioactive d’origine artificielle ont fortement diminué à partir du début des années 90, de 10 à 100 fois suivant les radionucléides. Les données soulignent également qu’aucune des limites d’activités α globale, β globale et en tritium n’a été dépassée dans l’eau filtrée du Rhône aval au cours de l’ère industrielle nucléaire. Les doses totales indicatives (DTI) calculées à partir des prélèvements d’eau filtrée du Rhône aval (canal Philippe Lamour – Réseau hydraulique régional propriété de la région Languedoc Roussillon géré par BRL), de l’Orb et de l’Hérault effectués en 2011 sont très inférieures à la valeur de référence de 100 μSv/an. La contribution à la DTI des radionucléides artificiels détectés dans ces hydrosystèmes est en outre négligeable (<0,01 %).

Le cristallin est un organe radiosensible. En avril 2011, la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) fixait à 500 mGy la nouvelle dose seuil d’apparition d’effets déterministes au cristallin. Les patients qui présentent un anévrysme intracérébral rompu bénéficient d’examens scanographiques de l’encéphale (CT) justifiés, pour le diagnostic et le suivi post traitement, réalisé le plus souvent par embolisation radioguidée. Ces examens itératifs exposent le cristallin aux rayons X. Cet article chiffre l’exposition des cristallins de 18 patients ayant bénéficié en 2011 d’examens scanographiques encéphaliques suite à une rupture d’anévrysme intracérébral, et propose un moyen de diminuer cette exposition. Dans notre étude, 44 % des patients étudiés ont reçu une dose supérieure à 500 mGy au niveau des yeux, générée par les examens scanographiques et en particulier les CT de perfusion, indispensables pour évaluer le risque d’ischémie retardée par vasospasme. Nous avons observé qu’en positionnant les patients en hyper flexion cervicale lors de la réalisation des scanners de perfusion, la dose aux cristallins pouvait être diminuée de près de 50 %.

Radon (222Rn) is a radioactive gas that occurs naturally when uranium in soil and rock breaks down. Long-term exposure to 222Rn increases the risk of lung cancer. The principal objective of this work was to determine the 222Rn activity concentration in an indoor air environment at the El-Dabaa site proposed for a nuclear power plant project in Egypt using the track etch technique with LR115 detectors. The annual average indoor 222Rn activity concentration in apartment buildings varies from 24 to 77 Bq.m-3, with a mean value of 54 Bq.m-3. The annual effective dose received by residents of the studied area was estimated to be 0.41 mSv. The annual estimated effective dose is less than the recommended action level by ICRP (3−10 mSv.y-1). The results from this work provide a radiological assessment program and update the background of the natural radioactivity map at the El-Dabaa site.

Modern radiotherapy has increased demand for dose delivery verification. In this paper transmission portal dosimetry was considered. Portal detectors are a promising tool for 2D dosimetric verification and they are nowadays one of the most widely investigated topics. In this study an Electronic Portal Imaging Device (EPID) was positioned below the patient and the transmission images were captured during the irradiation. The principle of this verification consists of comparison of the acquired images with images predicted on the basis of the entrance fluence map and the tissue distribution in the patient. Such verification is not performed at any radiotherapy department in the Czech Republic. There is no system available for the prediction of transmission portal images. Even worldwide, there is still a lack of commercially available solutions. The aim of this paper is to present a new method of prediction of transmission portal images by means of the Monte Carlo (MC) method and the mathematical programming language MATLAB. The MC code EGSnrc (Electron Gamma Shower) was used. The validity of the presented method was verified by comparison of the predicted images with the acquired ones. The acquisition of EPID images was performed at the Hospital Na Bulovce. Three different validation tests were performed. In the first case, the EPID was irradiated by regular and irregular fields while there was nothing present in the beam path. In the second case, a water-equivalent phantom was added to the EPID and was irradiated by a number of irregular fields. In the third case, a real patient was present in the beam path and the EPID images were acquired during the patient’s treatment. The patient was irradiated by 8 treatment fields and the portal images were acquired during 5 treatment fractions. All of the acquired images were compared with the MC predicted ones by gamma analysis with gamma criteria of 3%, 3 mm. The average gamma values were 0.31−0.4, 0.34−0.4 and 0.35−0.61 in the first, second and third case, respectively. The results validate the developed method and demonstrate that MC is an effective tool for portal dose image prediction. MC may be favourably used for in vivo transmission dosimetry.

The present work describes the technical information on issues associated with the management of disused Ra-226 radioactive sources. The different settings needed to condition these sources in stainless steel capsules, working area setup, packaging preparation, Ra-226 source characterization, capsule welding, leakage test and data information are completely described. The radium sources addressed in the present work are mainly those which have been used in medicine and for industrial applications, in the form of sealed radiation sources. In Egypt hospitals are among the largest users of sealed radium radioactive sources which are mostly used for brachytherapy. The inventory of radium sources in large hospitals could be in the hundreds. There is a real risk that sources may be lost or mishandled, if very restricted procedures are not followed. An additional problem with these sources is that they are often leaking, due to internal overpressure. The small size of the sources, portability and high apparent value (due to the materials of encapsulation) increase the risk of theft.