In 2011 the IRSN conducted several assessments of atmosphericradioactive releases due to the Fukushima Daiichi NPP accident (March11, 2011) and of their impact on Japan’s terrestrial environment.They were based on the IRSN’s emergency management tools and onthe abundant information and technical data gradually publishedin Japan. According to these assessments, the main release phaselasted from March 12 to 25, 2011 and impacted Japanese land in twoevents, the first on 15 and 16 March, in which the main radioactivedeposits were formed, and the second from March 20 to 23, whichwas less significant. The highest amounts of radioactive deposits werefound in an area extending upwards of several tens of kilometersnorthwest of the plant. Lower amounts were discontinuously scatteredin an area extending up to over 250 km away. Initially composedmainly of short-lived radionuclides, the deposits’ activity sharplydecreased in the subsequent weeks. Since the summer of 2011, cesium-134and cesium-137 have become the residual deposits’ main components.According to IRSN estimates, in the absence of protection, the dosesdue to exposure to the radioactive plume during the atmosphericrelease phase may have been potentially higher for people who remainedin coastal areas up to several tens of kilometers north and southof the damaged plant. Thereafter, people living up to 50 km northwestof the plant, outside the 20-km emergency evacuation zone, were potentiallymost vulnerable to residual radioactive deposits over time.

L’utilisation médicale des rayonnements ionisants estdevenue la source d’irradiation la plus importante à l’échelle mondiale.Les connaissances et aptitudes des professionnels utilisateurs deces rayonnements déterminent la mise en œuvre des mesures de radioprotectionrecommandées par les organismes internationaux et nationaux. Lasituation de la radioprotection dans les pays africains est préoccupanteen raison de la faiblesse des lois, règlements et organismes de radioprotection.Nous rapportons les résultats d’une enquête effectuée dans des serviceshospitaliers détenteurs de sources de rayonnements ionisants à Yaoundé,capitale du Cameroun. Plus de la moitié des professionnels enquêtés ontun niveau moyen de connaissances des principes et normes de radioprotectionet plus de 80 % n’ont jamais bénéficié d’une formation continueen matière de radioprotection.

In France, the activities carried out by the “small-scaleholders” of nuclear materials are organized by a specific regulatorysystem which defines in a detailed way their obligations and themeans of control of the government. The first part of the articlepresents the legal framework relating to the use of nuclear materialsby small-scale holders in civilian fields. The importance of thedeclaration of the nuclear material inventory is clearly emphasizedand must be prepared and transmitted to the Institute for RadiologicalProtection and Nuclear Safety (IRSN) every year. The second partdescribes how this declaration is used to provide basic informationfor the competent Ministry and the inspectors to check the correct applicationof the regulatory requirements relating to physical protection andto the control of nuclear materials. Finally, the last part presentsthe on-site inspections carried out by sworn and accredited inspectorsunder the authority of the competent Authority, which provide anoverall picture and allow an evaluation of the risks of theft, lossor diversion of these materials.

Gamma-ray energy absorption buildup factors of gaseousmixtures; 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 studiedby Geometrical Progression (G-P) fitting for the photon energy range0.015-15 MeV. It was found that the equivalent atomic number, Zeq ofthe gaseous mixtures sharply reduces after 1 MeV photon energy. TheZeq for the mixture of methane (70%) + pentane (30%)is the minimum, whereas the maximum is for argon (95%) + carbondioxide (5%) for the photon energies under investigation. The EnergyAbsorption 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 onthe EABF values for photon energy and penetration depth. The investigationof the EABF is useful for selection of gaseous mixtures in designconsideration of gaseous radiation detectors for gamma radiation.

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

Compte tenu de la radiosensibilité accrue des enfantsaux rayonnements ionisants, notre objectif est d’évaluer les risquesde cancers solides et de leucémies à long terme associés aux expositionsmédicales reçues pendant l’enfance. Deux études de cohorte sontréalisées par le Laboratoire d’épidémiologie de l’Institut de radioprotectionet de sûreté nucléaire (IRSN). L’une, la « Cohorte Enfant Scanner »porte sur les enfants nés après le 01/01/1995 et exposés aux rayonnementsionisants lors de scanners réalisés entre 2000 et 2013. L’autreporte sur les enfants exposés lors de procédures de cardiologie interventionnelleavant l’âge de 10 ans entre 2000 et 2013. Pour chacune des cohortes,une évaluation rétrospective individuelle de l’exposition sera réaliséepar l’Unité d’expertise en radioprotection médicale de l’IRSN. Unsuivi passif en termes de cancers solides et de leucémies sera réaliségrâce aux données des registres de cancers pédiatriques et aux donnéesde mortalité. La « Cohorte Enfant Scanner » est constituée de plus80 000 enfants et s’inscrit dans le projet européen EPI-CT, quiregroupe 9 cohortes nationales. À terme, la cohorte des enfantsen cardiologie interventionnelle regroupera plus de 8 000 enfants.Ces études de cohortes, avec un suivi prolongé, permettront d’étudierl’impact sur la santé des expositions radiologiques reçues pendantl’enfance.

La directive 97/43/EURATOM du 30 juin 1997 pointe laradiologie interventionnelle comme une des pratiques spéciales (Article9) susceptibles de délivrer des doses élevées, et pour lesquellesil est demandé de veiller à ce que les équipements, les procédures,les programmes d’assurance qualité et la formation des opérateurssoient particulièrement appropriées. En effet, l’utilisation d’unrayonnement X de faible énergie lors de procédures allant de quelquessecondes à plusieurs heures pour les examens complexes, renvoie inévitablementà des risques stochastiques et déterministes. L’évaluation de ladose maximum à la peau est donc une donnée appréciable dans l’objectifd’un suivi dermatologique du patient. Dans cette étude nous avonschoisi d’utiliser comme détecteur les films radiochromiques XR-RV3-Gafchromic®afin d’obtenir une cartographie de la dose à la peaureçue par le patient lors d’une procédure. Les films radiochromiquessont intéressants car ils permettent à la fois de visualiser etde quantifier la région de dose maximale. Nous présentons ici les étapespréliminaires à une utilisation sur patient des films, à savoirl’étude des caractéristiques physiques, l’étalonnage en dose, lalecture par scanner plat et l’exploitation des films avec le logicielde traitement d’images ImageJ. Les résultats obtenus montrent quel’utilisation des films radiochromiques est pertinente pour uneévaluation dosimétrique sur patient. Plus particulièrement, la réponsedes films diffère de moins de 3,6 % entre l’étalonnage à 80 kV et120 kV et l’incertitude globale reste inférieure à 20 % jusqu’àune dose de 12 Gy. L’évolution de la réponse du film dans le tempsétant négligeable, la lecture peut être faite immédiatement et l’exploitationdu film nécessite moins de 15 minutes pour obtenir la cartographiede la dose. L’application de cette technique de mesure in-vivo pour 58procédures a permis de mettre en évidence une dose maximale à lapeau supérieure à 3 Gy pour 12 patients. Ces patients ont alorsété orientés vers un suivi dermatologique. Parmi ces patients, l’évaluationde la dose peau à partir des indicateurs dosimétriques fournis parl’installation aurait mené au suivi de seulement 4 patients.

Within the last ten years there has been increasinginterest in tritium behaviour and distribution in the environment.This is based partly on empirical findings that tritium dischargedmostly as HTO can become transformed into organic forms in environmentalsamples. An international workshop was convened in France in 2012 togather the scientific community interested in organically boundtritium to share their experience and to establish a current stateof knowledge. This paper summarises the outcome of the workshop,which aimed to improve skills concerning OBT (OrganicallyBound Tritium) determination, transfer and behaviour in the environment.In order to improve OBT measurement credibility,it was decided to conduct and promote OBT analysisthrough inter-laboratory exercises. This practice will reduce uncertaintyin OBT analysis results, providing better OBT modelvalidation data and public dose assessments.