Cet article présente une analyse des enjeux sociaux et économiques de la protection radiologique dans les territoires contaminés du fait de l'accident de Tchernobyl. Il s'appuie sur les résultatsde deux enquêtes réalisées en 1994 sur les conditions de vie des habitants d'une collectivité territoriale situé en Biélorussie à 180 km au nord de Tchernobyl. Une première partie présente lesdonnées radiologiques de la situation post-accidentelle du district avec une analyse de son impact démographique depuis 1986. Une seconde partie présente les enjeux de la protectionradiologique avec une description des modalités d'exposition des habitants des territoires contaminés et une évaluation des différents programmes de contre-mesures engagés par les autorités,dans le cadre législatif de 1991. Dans une dernière partie sont présentés les aspects économiques de la gestion post-accidentelle avec une analyse du budget du district de Tchetchersk et uneévaluation des conséquences de la situation radiologique sur les activités économique et surtout agricoles de ce district. La conclusion fait ressortir les difficultés auxquelles sont aujourd'huiconfrontées les autorités biélorusses. La présence désormais définitive de populations dans un environnement durablement contaminé pose une nouvelle catégorie de problèmes. Les objectifs deradioprotection doivent être resitués dans un ensemble de contraintes de différentes natures, notamment sociales et économiques. Le développement de la sécurité radiologique est indissociabledu retour d'une qualité de vie dans ces territoires. Il passe nécessairement par le redéploiement d'un climat de confiance sociale. Le dispositif législatif initial de gestion post-accidentelle doitêtre adapté pour donner plus d'autonomie aux acteurs locaux dans la reconstruction de conditions de vie satisfaisantes.

Le tritium est présent naturellement dans l'environnement sous forme d'eau tritiée et participe au cycle normal de l'eau. Aujourd'hui, les installations nucléaires constituent laprincipale source de tritium associée aux activités humaines et la production civile de tritium est estimée à environ 2.104 TBq/an, soit approximativement un tiers de la productionnaturelle. Compte tenu de l'aspect localisé des rejets, on observe autour de ces installations des teneurs en tritium plus élevées que la concentration naturelle (comprise entre 0,1et 0,9 Bq/l pour les eaux de surface). Les mesures effectuées en France, montrent des teneurs en tritium généralement inférieures à 10 Bq/l dans les eaux souterraines etinférieures à 20 Bq/l pour les fleuves, bien que certaines nappes phréatiques et quelques fleuves présentent localement une concentration de quelques dizaines, voire plusrarement quelques centaines de Bq/l à certaines périodes. Dans l'ensemble, les mesures réalisées en France apparaissent tout à fait cohérentes avec celles disponibles pour lesautres cours d'eau européens. En ce qui concerne les impacts associés au tritium dans les eaux, en considérant un individu dont tous les apports en eau proviendraient d'unesource présentant une concentration de 100 Bq/l, valeur dans l'ensemble cohérente avec les teneurs maximales relevées dans les eaux potables, la dose individuelle annuellecorrespondante serait de l'ordre du millième de l'irradiation naturelle.

Nous avons mesuré la survie de macrophages alvéolaires de rat après une irradiation alpha réalisée in vitro à l'aide de sources électrodéposées de 239-Pu. La survie a été évaluée en mesurant,par puits de culture, le nombre de cellules adhérentes par unité de surface comparée àdes puits non irradiés. La relation dose-effet obtenue suit une fonction exponentielle de la fluence alphaémise par la source. Après mesure des surfaces projetées des cellules entières et de leurs noyaux par microscopie optique, et détermination de la forme cellulaire par microscopie confocale, uncalcul dosimétrique a été effectué. Environ 550 alpha/cellule et 150 alpha/noyau induisent une létalité de 63 % des macrophages alvéolaires, soit une Do de l'ordre de 90 Gy pour la cellule ou lenoyau. Ces résultats permettent d'évaluer la survie des macrophages in vivo après phagocytose d'oxydes d'actinides, en fonction de la taille et de l'activité alpha spécifique de la particule. Aprèsinhalation, une létalité significative des macrophages alvéolaires serait induite pour des particules d'oxydes d'actinides de diamètre aérodynamique supérieur à 1 micron et d'activité spécifiquesupérieure à celle du 239-PuO2.

ASTRAL est acronyme d'“ Assistance Technique en Radioprotection Post-accidentelle ”. Si un rejet important de radionucléides dans l'environnement se produisait, il faudrait rapidementévaluer la concentration des radionucléides dans les milieux et les produits alimentaires, en déduire l'exposition potentielle aux rayonnements des populations concernées, prévoir l'évolution de lasituation et proposer différents scénarios de gestion des zones contaminées. A ces fins, il a été décidé il y trois ans environ de créer un logiciel utilisable par un ensemble relativement larged'agents gréant les centres de crise, réalisant des études prévisionnelles, ou s'occupant habituellement du contrôle de l'impact des rejets de routine. Le point de départ des estimations est ledépôt sur le sol des radionucléides. La phase de dispersion atmosphérique et les conséquences de l'exposition au nuage et aux radionucléides à vie courte ne sont pas traitées ici. Les calculseffectués concernent à la fois l'évolution dans le temps des concentrations des radionucléides dans les sols et les éléments de la chaîne alimentaire, ainsi que l'évaluation des doses efficacesdues à l'exposition externe et interne. Ces grandeurs sont comparées aux limites et niveaux d'intervention en vigueur. Différentes simulations de la gestion des zones contaminées peuvent êtreconduites par application de contre-mesures. Ainsi, le logiciel ASTRAL peut être utilisé comme un élément d'aide à la décision.


Le code de calcul EGS 4 développé au SLAC sous l'égide de W.R. Nelson, D.W. Rogers et H.Hirayama (Nelson et al., 1985) est particulièrement performant. Nous nous intéressons dans ce travail à l'installation du logiciel sous DOS 6.2 & Windows et à l'identification de quelques erreurs.


Le logiciel PARIS (Post-Accidental Radiological Imitation System) a pour fonction de générer des situations post-accidentelles, en simulant les différents flux de données,notamment des mesures, tels qu'ils pourraient parvenir aux experts dans un cas réel. Les situations proposées sont particulièrement réali stes car établies par analogie avec celles observées après l'accident de Tchernobyl. Plusieurs fonctions témoignent de ce r éalisme : la prise en compte de la capacité de mesure, des mouvements de population,des dispositions de protection prises par les autorités...Les bases de données associées sont d'une grande richesse qui rend compte de la diversité des informations que les experts auraient à traiter en cas de crise. Le logiciel PARIS constitue ainsi une synthèse informatisée et fonctionnelle des enseignements opérationnels que l'on peut tirer del'accident de Tchernobyl. En ce sens il présente un grand intérêt pour la préparation des experts à la gestion des situations post-accidentelles. Lors d'exercices de simulation de crise, les données générées par PARIS peuvent être considérées comme une réalité virtuelle à laquelle sont confrontés les experts disposant des résultats prévisionnels d'outilsde calculs et d'aide à la décision comme ASTRAL.

La connaissance du devenir chimique de l'uranium en milieu biologique réclame des études plus approfondies pour comprendre le comportement de l'uranium dans l'organisme. La caractérisationdes différentes formes complexées de l'ion uranyle peut être améliorée en combinant deux techniques : la Spectrofluorimétrie Laser à Résolution Temporelle (SLRT) et l'Electrophorèse Capillaire(EC). En effet, l'EC, adoptant le mode de Focalisation IsoElectrique (CIEF), permet la séparation des complexes suivant leurs points Isoélectriques (pI) tandis que la SLRT est une méthode despéciation à bas niveau qui rend possible l'identification des complexes de l'ion uranyle au moyen de la résolution temporelle et de la déconvolution spectrale. Les résultats qui concernent aussibien les systèmes inorganiques (phosphate, bicarbonate) que les systèmes biologiques (citrate, transférine) sont présentés et discutés. La complexation uranium - transférine est mise enévidence par l'utilisation de l'EC en mode CIEF.

Le rendement d'extraction de l'uranium a été étudié par extraction liquide-liquide, à l'aide d'une molécule macrocyclique, le calix[6]arène, 46, fonctionnalisé par des groupements acidecarboxylique. La phase aqueuse comprenait l'uranium en présence d'ions sodium et la phase organique le calixarène dissous dans le benzène. L' étude des paramètres d'extraction a permis deproposer un mécanisme d'extraction. Le rendement d'extraction augmente avec le pH et atteint un maximum voisin de 100% pour un pH>3,7. Sur des solutions contenant en plus de l'uranium desions sodium, marquées au 22-Na et/ou du plutonium 239, l'extraction de l'uranium reste optimale. Sur des échantillons d'urine, après minéralisation, environ 100% de l'uranium sont extraits par lecalixarène. Ces premiers résultats montrent que le calixarène choisi présente une structure adéquate vis-à-vis de la structure de coordination de l'ion uranyle, permettant ainsi une extractionsélective de l'uranium.

A major component of the 1990 recommendations of ICRP was the revision of the dose limits. But other changes were introduced which necessitated a review of earlier guidance.In particular, ICRP set up a Task Group in 1993 to prepare a report on the principles for the protection of workers. The report was adopted in 1997 and has now been published asICRP Publication 75. It is for others to judge the real significance of the guidance provided; what follows are some of the main points.

Potential exposures are not normally expected to occur, but they can be anticipated, and the probability of their occurrence can be forecast. Early ICRP thoughts about this conceptwere developed in considerations about final disposal of long-lived radioactive waste, and about major accidents such as nuclear disasters. ICRP has now examined a thirdsituation: accidents affecting one or a few persons only (but sometimes with severe consequences for those affected). Protection against such potential exposures starts with astructured analysis of scenarios. Given probabilities derived from such analyses, the expected detriment from potential exposures can be computed. This risk can be compared to arisk constraint, which need not be particularly complicated.

La méthode utilisée en routine pour déterminer une éventuelle contamination par des actinides, émetteurs alpha, est la mesure de la fraction éliminée dans les excreta (urine et/ou fèces). Laprocédure actuelle se compose de deux étapes, tout d'abord une séparation radiochimique sélective de chaque élément présent puis, après préparation d'une source électrodéposée, la mesure deson activité par spectrométrie alpha. Dans un souci de simplification de cette procédure, on évalue ici les performances de l'analyse des actinides par spectrométrie de masse, pour deuxtechniques particulières l'ICP-MS et le SIMS. L'utilisation des trois outils analytiques (spectrométrie alpha, ICP-MS, SIMS) est étudiée sur la base de résultats récents provenant de lalittérature et de ceux obtenus dans le laboratoire. Sur la base de ces résultats, le présent article analyse les avantages propres à chaque technique.

L'examen anthroporadiamétrie pulmonaire est par sa rapidité de réponse un moyen utile à la surveillance médicale pour l'estimation de la contamination après inhalation de produits radiotoxiques.Les actinides (en particulier 239-Pu) sont des émetteurs X et alpha de basse énergie. Malgré les améliorations réalisées en matière de détection par l'arrivée des détecteurs germanium de grandvolume, les performances des installations montrent des sensibilités de détection encore beaucoup trop élevées comparées aux limites annuelles d'incorporation. L'amélioration de la mesure invivo exige le développement d'un système de spectrométrie X de résolution en énergie comparable à celle du germanium. Les critères de ces nouveaux détecteurs reposent sur le fonctionnementà température ambiante ainsi qu'une surface de détection adaptée au thorax. Les matériaux potentiels sont les semi-conducteurs Si et CdTe.