L’étude de la décontamination surfacique des colis de déchets radioactifs est un projet important pour EDF, dans le cadre du démantèlement. Cette étude a deux objectifs : tout d’abord de réduire la dosimétrie due au contrôle de la non-contamination surfacique des colis de déchets radioactifs et ensuite garantir la non contamination surfacique des colis jusqu’à sa destination finale (site de traitement et/ou entreposage) en évitant la mise en suspension et le dépôt d’activité labile lors du transport des colis qui pourrait entraîner localement le dépassement du seuil de contamination surfacique réglementaire. Pour cela, une étude bibliographique des méthodes de décontamination proposées dans la littérature a été effectuée. Cette étude a permis de voir si des techniques pouvaient répondre aux critères choisis. Les techniques susceptibles de répondre aux exigences ont été testées afin d’évaluer leur efficacité. L’étude bibliographique et les essais de qualification ont montré qu’une méthode semblait plus adaptée que les autres à notre problématique.

Les CLI ont un rôle important pour suivre l’impact des centres nucléaires et communiquer les informations aux populations. L’ANCLI regroupe des CLI pour permettre une mise en commun des travaux et une bonne représentation des CLI. Les publications, l’organisation d’un colloque et des sessions de formation sont des actions de l’ANCLI. Ces ensembles CLI et ANCLI sont soumis à des textes législatifs ou réglementaires qui imposent des évolutions.

Depuis 1984 de nombreuses études épidémiologiques ont analysé le risque de leucémie chez les jeunes de 0-24 ans à proximité de sites nucléaires, principalement en Grande-Bretagne, maiségalement aux États-Unis, au Canada, en France, en Allemagne, en Suède, en Israël et au Japon. Des études locales ont mis en évidence des concentrations de cas de leucémie anormalementélevées à proximité de sites nucléaires, en particulier en Grande-Bretagne à proximité des usines de retraitement de Sellafield et de Dounreay. Plus récemment, un excès de cas de leucémies aété observé chez des 0-14 ans en Allemagne à proximité de la centrale de Krümmel. Toutes ces études reposent sur de très faibles nombres de cas. Parallèlement, des études de grande ampleuront été effectuées autour de plusieurs sites simultanément. Leurs conclusions ne vont pas dans le sens d'une fréquence des leucémies plus élevée chez les jeunes à proximité des sitesnucléaires qu'ailleurs. D'autre part, des agrégats de cas de leucémie ont aussi été observés dans des zones éloignées de tout site nucléaire. En France, plusieurs études ont été conduites àproximité des sites nucléaires de La Hague et de Marcoule et deux études multi-sites de mortalité ont été effectuées. Ces études ne permettent pas de conclure à l'existence dun excès deleucémie chez les jeunes à proximité d'un site nucléaire en France. 


Dans le cadre de l'instruction des demandes d'autorisation de rejet, ainsi que pour l'étude de l'impact dosimétrique sur le public des rejets d'effluents atmosphériques radioactifs en fonctionnement normal des installations nucléaires, l'Institut de protection et de sûreté nucléaire a développé le logiciel FOCON96. FOCON96 calcule la dispersion des gaz et des aérosols dans l'environnement (contamination de l'air et dépôt au sol), leur transfert dans la biosphère (sols, végétaux et animaux) et leur impact sur l'homme (doses individuelles efficaces et aux organes, exposition externe au panache et au dépôt, exposition interne par inhalation et ingestion). Doté d'une interface homme-machine ergonomique et conviviale, FOCON96 propose de nombreuses fonctionnalités (modularité, valeurs par défaut, choix de bibliothèques, accès à tous les paramètres des modèles, imposition de résultats, gestion de dossiers de calcul, calculs effectués en ligne,etc.). Dans le contexte européen, une intercomparaison avec le logiciel PC-CREAM, développé par le National Radiological Protection Board, a mis en évidence la cohérence des résultats des deux logiciels. Une même démarche comparative en ce qui concerne l'interface homme-machine et les fonctionnalités a mis en évidence une plus grande simplicité d'utilisation de FOCON96. àce jour, FOCON96 n'est pas adapté pour effectuer une reconstitution des doses reçues une année donnée consécutivement à un fonctionnement de longue durée dune installation. Une évolution du logiciel sera envisagée si ce type de calcul est amené à se généraliser.

Les évaluations de doses aux populations riveraines des installations nucléaires nécessitent la meilleure connaissance possible des modes de vie locaux. Cependant, les enquêtes de mode de vieréalisées aux alentours de ces installations sont relativement rares. Cet article recense les valeurs disponibles pour renseigner différents paramètres de mode de vie associés aux voiesd'expositions des installations nucléaires situées en bord de mer ou de rivière. Les budgets temps, les facteurs de protection de l'habitat, les débits respiratoires et l'ingestion accidentelle deaude mer ou de rivière, de sable ou de sol sont traités. Les valeurs présentées peuvent être utilisées en première approche à défaut de valeurs spécifiques du site étudié. Les valeurs recenséesproviennent de deux origines différentes. Soit-elles ont été utilisées dans des études de sites publié es, les références bibliographiques britanniques ont plus particulièrement été étudiées, soit cesont des valeurs d'usage utilisées arbitrairement par les experts et figurant par défaut dans les logiciels de calcul de doses de l'Institut de protection et de sûreté nucléaire. Des valeurs sontproposées pour l'individu moyen et pour des groupes de populations particulièrement exposés de par leurs habitudes de vie.

125Sb est représentatif de la fraction soluble des rejets liquides de l'usine COGEMA La Hague spécialisée dans le retraitement des combustibles irradiés. Son élimination des effluents a étéentreprise à partir de 1976, d'abord par voie chimique d'extraction au moyen de l'hydroxyde de titane, depuis 1990, par évaporation et vitrification des concentrats. Par rapport à l'année 1975,l'efficacité du procédé a été multipliée par 1500. Le comportement de 125Sb dans le milieu marin s'interprète en fonction de l'hydrolyse de Sb à l'état d'oxydation V. Ses capacités de transfert àpartir de l'eau de mer vers les constituants du milieu sont faibles ; les valeurs des facteurs de transfert évalués in situ (en L kg-1 référencées par rapport à la matière fraîche) ne dépassent pas50 pour les espèces végétales et animales, elles varient de 60 à 900 pour les sédiments (en fonction de leur teneur en argiles fines). Ainsi, 125Sb constitue un excellent marqueur des massesd'eau qui a permis l'adaptation des modèles océanographiques de la Manche et de la mer du Nord aux conditions réelles du milieu naturel. Depuis la mise en service de l'usine en 1966 le maximumdes rejets de 125Sb se situe entre 1983 et 1987 au niveau de 150 à 180 TBq an-1. Ensuite, une nette diminution des rejets est constatée. Ils ne dépassent pas 0,5 TBq en 1995 et 1996.

Dans le cadre de ses activités de déclassement d'installations nucléaires, Belgoprocess met en oeuvre la libération pour optimiser les volumes des déchets radioactifs. La méthodologie delibération retenue est discutée ici ; on porte une attention spéciale aux différents types de matériaux et aux mesures associées. Trois exemples concrets sont abordés : ils traitent le déclassementet la décontamination de deux petits bâtiments, et ce jusqu'au stade du "green field" ; la fusion et la libération d'acier inoxydable constituant des dispositifs de stockage de combustible ("rack") ;l'aluminium issu d'échangeurs de chaleur. Une attention particulière est portée aux problèmes pratiques associés, aux stratégies d'échantillonnages et de mesures, ce en relation avec les limitesbasses proposées pour la libération inconditionnelle.

La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), dans ses nouvelles recommandations, propose l'utilisation de paramètres déterminés expérimentalement pour effectuer uncalcul de dose efficace par unité d'incorporation (DPUI) spécifique pour chaque composé. Le but de cette étude est de définir une méthodologie (techniques d'analyse, test in vitro de dissolutionet test in vivo sur rats) permettant d'accéder à ces données et de présenter les méthodes de calcul utilisées, comme le logiciel GIGAFIT pour l'interprétation des données de transfert sanguin, etle logiciel LUDEP pour le calcul de dose. 
Ce travail a permis de déterminer pour un composé UO2 (uranium appauvri), utilisé dans la fabrication du combustible MOX, les principaux paramètres physico-chimiques et biologiques quientrent dans le calcul de dose : le Diamètre Aérodynamique Médian en Activité ou DAMA de 6,5 μm; la Surface Spécifique SS= 2,68 m2.g-1; et les fraction et taux de transfert sanguinrespectivement fr, entre 2,5% et 44,4%, Sr, entre 0,09 et 1,7 j-1 , et Ss, entre 6,4 10-4 et 1,5 10-3 j-1. Ces résultats intégrés dans LUDEP conduisent à une DPUI spécifique par inhalation pour ce composé UO2 égale à 2,84 10-6 Sv.Bq-1.