The assessment of the radiological impact of a decommissionednuclear power plant is presented here through the results of anenvironmental monitoring survey carried out in the area surroundingthe Garigliano Power Plant. The levels of radioactivity in soil,water, air and other environmental matrices are shown, in whichα, β and γ activity and the γ equivalent dose rate are measured.Radioactivity levels of the samples from the Garigliano area areanalyzed and then compared with those from a control zone situatedmore than 100 km away. Moreover, a comparison is made with a previous surveycarried out in 2001. The analyses and comparisons show no significantalteration in the radiological characteristics of the area surroundingthe plant, with the overall radioactivity depending mainly on theglobal fallout and natural sources.

The radioactivity concentrations of 226Ra, 232Th and 40Kwere measured using gamma-ray spectroscopy with NaI (Tl) detectors in four tantalitemining sites in the Oke-Ogun area, South-Western Nigeria. The measured values of theactivities of 40K, 226Ra and 232Th in the soil sampleswere found to lie in the ranges 123.7 ± 3.8 – 1372.3 ± 8.6, 16.8 ± 1.6 – 71.1 ± 2.53 and3.0 ± 0.7 – 31.9 ± 1.0 Bq kg–1, respectively. These samples were also found to have radiumequivalent activity in the range 74.2–121.0 Bq kg-1. Values of 0.2–0.3 for the externaland 0.3–0.4 for the internal hazard indices were estimated for the samples and the annualeffective dose varied from 70.3 ± 13.5 to 100.8 ± 42.8 µSv with a mean of 87.5 ± 18.6 µSvy–1. The annual effective dose is higher than the world average.

The natural (226Ra, 228Th, 232Th and 40K) and anthropogenic (137Cs) radionuclides concentrations in three crustaceans species (Penaeus monodon, Metapenaeus monoceros and Panulirus versicolor), collected from the bay of Bengal, were determined with an aim of assessing any internal radiation hazard due to consumption of the shell fishes and establishing a database for radioactivity levels of the species. Very low level of radioactivity was observed in all the species. The average activity of 226Ra observed in P. monodon was 1.21 ± 0.27 Bq kg–1 fw; in M. monoceros was 0.70 ± 0.08 Bq kg–1 fw, and in Panulirus versicolor was 1.04 ± 0.09 Bq kg–1 fw. The activity of 232Th observed in these species was 1.30 ± 0.37, 0.76 ± 0.34 and 1.32 ± 0.70 Bq kg–1 fw, and 228Th was 0.55 ± 0.26, 0.31 ± 0.14 and 0.74 ± 0.22 Bq kg–1 fw, respectively. The average activity of 40K observed in these species was 12.56 ± 1.18, 6.38 ± 1.02 and 10.07 ± 1.52 Bq kg–1 fw, respectively. The activity of radiocaesium (137Cs) was below detection limit. The results indicate that the natural and artificial radionuclides observed in three crustaceans species are safe for human health. A significant relationship was observed between 226Ra and 232Th in both the P. monodon (r = 0.839, p ≤  0.05, df = 4) and the Panulirus versicolor (r = 0.906, p ≤  0.05, df = 4).

Les études de spéciation correspondent à la détermination des espèces chimiques d'un élément et à l'analyse de leur distribution dans un échantillon ou un milieu donné. Ces études sont nécessaires pour mieux décrire, comprendre et prédire les biocinétiques des éléments traces. Dans le cas d'une contamination interne par des radionucléides, les études de spéciation permettent de mieux comprendre certains mécanismes d'absorption et de transfert. Elles contribuent de fait à améliorer les modèles biocinétiques et dosimétriques des radionucléides. Différentes approches peuvent être utilisées pour l'étude de la spéciation des radionucléides, en fonction du niveau d'étude demandé et du degré d'incertitude toléré. Parmi celles-ci, on distingue une approche théorique par modélisation et une approche expérimentale qui sont toutes deux complémentaires. Cet article résume et décrit ce qui est actuellement connu sur la spéciation des actinides dans le sang, le tractus gastro-intestinal (TGI), le foie et les os mais aussi sur les conséquences induites en radiotoxicologie. Dans le futur, les recherches devront être focalisées sur certains tissus spécifiques afin de répondre aux principales questions de la dosimétrie interne.

Les blessures contaminées présentent une grande variabilité pour ce qui concerne le type de plaie. L'évaluation de la dose locale est un des facteurs d'aide à la décision pour l'intervention chirurgicale. Un modèle simple a été utilisé pour calculer les doses dans un volume typique, celui d'une phalange par exemple. Les débits de dose sont donnés pour des radionucléides courants. La méthode de calcul est suffisamment simple pour pouvoir être utilisée par les praticiens dans les cas impliquant d'autres radionucléides. La dose engagée dépend de la période biologique qu'il est possible d'évaluer à partir des mesures locales. Quelques exemples de calcul de dose engagée sont donnés en considérant des périodes spécifiques du composé. La transposition de la dose au risque local est simple pour ce qui concerne le risque non stochastique. Il n'en va pas de même pour le risque d'inflammation chronique ou de cancer. Cette dernière question ne peut être résolue que par le retour d'expérience fondé sur l'analyse des cas réels observés jusqu'à présent, en sachant toutefois que les données disponibles ne sont en général pas facilement exploitables pour établir une corrélation dose – effet indiscutable. Une question importante reste ouverte quant à l'utilisation de ces doses pour la comparaison aux limites réglementaires et pour les décisions en cas de dépassement. L'impact réel d'une irradiation, par des particules alpha notamment, n'est pas lié d'une manière directe et simple à la dose locale calculée. Ce sujet mériterait une réflexion et peut être un guide sur la conduite à tenir. Les conséquences anatomiques (séquelles chirurgicales), psychologiques et professionnelles doivent peser largement face aux doses, hormis bien sûr les cas de contaminations indiscutablement importantes.

Dans son rapport remis aux ministres en 1999, le GRNC a indiqué la nécessité de mener des compléments d'études afin de combler certaines lacunes dans la connaissance de paramètres radiologiques. Le GRNC a également recommandé de prendre en compte des aspects autres que radiologiques. Suite à ces recommandations, les ministres de la Santé et de l'Environnement ont confié au GRNC une deuxième mission portant sur l'étude des incertitudes associées aux résultats de la première mission, et la prise en compte des rejets chimiques. De plus, à la faveur de diverses études publiées récemment par l'IRSN, des informations sur des concentrations de radionucléides peu étudiés jusqu'alors ont été obtenues et des paramètres ont été précisés. Des informations totalement nouvelles ont été acquises comme celles sur le chlore-36. Dans le présent texte les apports scientifiques obtenus depuis la publication du rapport GRNC sont résumés.

The activity concentration of natural and anthropogenic radionuclides in soil and rock, and in benthic algae, corals and oysters across the St. Martin's island of Bangladesh were investigated together with physicochemical parameters and texture of soil with an aim of evaluating the radioecology of the island. Soil and rock samples from the twenty-two locations of the island, eleven species of benthic algae, six species of corals and two species of oysters were analyzed. The activity of 226Ra in soil was found in the range of 7.22–103.8, in benthic algae 2.5–9.7, in coral 5.5–10 and in oyster 4.2–11.5 Bq kg-1. The activity of 232Th in soil was found in the range of 14.56–216, in benthic algae 1.3–12.6, in coral 4.4–15.6 and in oyster 3.2–8.4 Bq kg-1; and the activity of 40K in soil was in the range of 322–732, in benthic algae 17.1–45.5, in coral 21–146 and in oyster 24–32 Bq kg-1. The external radiation dose rate due to activity concentration of natural radionuclides in soil was assessed. The activity of anthropogenic 137Cs was found below detection limit.


Dans le cadre d'une étude concernant l'impact sur l'environnement des usines de phosphates implantées dans la région du golfe de Gabès dans le sud tunisien, une série de mesures préliminaires a été récemment conduite. Douze échantillons de sol ont été prélevés le long du golf de Gabès au voisinage d'une usine de traitement des minerais de phosphates. L'analyse de ces échantillons de sol par spectrométrie gamma haute résolution a révélé la présence d'une activité gamma de plus de 1 700 Bq/kg due à la présence des radio-isotopes : 212Pb, 226Ra, 214Pb, 214Bi, et 235U. Cette activité reste pratiquement constante même à une distance de plus d'un kilomètre du site industriel que ce soit dans le milieu terrestre que dans le milieu marin.

L'estimation qui est faite actuellement des risques sanitaires liés à la gestion des déchets nucléaires à vie longue est incomplète si elle ne tient compte que des aspects radiotoxiques. Bien que cette approche soit justifiée à l'égard d'un grand nombre de radionucléides inventoriés, elle ne peut cependant être exclusive et généralisée : la toxicité chimique doit être considérée notamment lorsque la période radioactive d'un radionucléide excède 105 ans. Pour évaluer la toxicité chimique ou radiologique d'un radionucléide, on peut confronter une dose de référence appliquée à la consommation d'eau de boisson (0,1 mSv/an) avec les informations toxicologiques existantes. L'organisation mondiale de la Santé l'a fait pour l'uranium naturel et recommande une valeur guide pour l'eau de boisson, fondée sur sa toxicité chimique (2 μg/l). La démarche adoptée par l'OMS est reprise ici en vue de montrer que la toxicité chimique potentielle d'un élément est une donnée à intégrer dans l'estimation du risque sanitaire des radionucléides à vie longue.

Quelles sont les valeurs qui caractérisent sur le territoire français les rayonnements ionisants et les radionucléides d'origine naturelle ? Comment distinguer dans le résultat d'une mesure la part qui résulte éventuellement d'une activité humaine ? Afin d'essayer de répondre à ces questions, un questionnaire a été adressé aux différents organismes qui effectuent en France des mesures de radioactivité dans l'environnement. Les informations mentionnées dans cette étude se rapportent exclusivement à des observations faites dans l'environnement à l'extérieur des bâtiments et du périmètre des installations nucléaires de base (INB). En outre, elles ne concernent, sauf cas particuliers signalés, que des mesures de rayonnements ou de radioéléments d'origine naturelle dont les résultats n'ont pas été perturbés par l'action de l'homme. L'enquête montre la difficulté actuelle de dresser en France un bilan exhaustif des connaissances acquises concernant les caractéristiques du bruit de fond radioactif d'origine naturelle dans l'environnement. Aujourd'hui en France, dans le domaine de la radioactivité naturelle, les efforts consentis manquent de coordination et d'orientation vers certaines priorités. À ce titre, les mesures des 238U et 232Th précurseurs des 226Ra et 228Ra, des descendants solides émetteurs alpha du radon (par la mesure des EAP du 222Rn et 220Rn), des émetteurs gamma post émanation (214Pb, 214Bi, 212Pb), du 210Pb, 210Po et du 14C doivent être privilégiées.

Les préoccupations concernant la présence de substances radioactives dans l'environnement conduisent régulièrement à des expertises sur les niveaux d'activité des radionucléides dans l'environnement et à des évaluations de leurs impacts radiologiques sur les populations humaines. La crédibilité de ces expertises repose en partie sur la qualité et la fiabilité des mesurages. Ce document présente les systèmes d'organisations de la normalisation, nationale et internationale, ainsi que les documents normatifs publiés et les travaux de normalisation en cours relatifs à la métrologie des radionucléides présents dans les matrices environnementales.

In the present work, external annual radiation doses in human body due to presence of 226Ra, 232Th, 238U and 40K in conventional building materials and by-products from coal power plants which are being used or have the potential for use in buildings and soil in India were calculated in the human body by using GENII radiation dose calculation computer programme (Napier et al., 1988). In the calculations, human beings receive the most radiation dose from building materials from 1.0 × 10-6 Sv from 40K and the least from 2.3 × 10-11 Sv from 232Th. It has been calculated that human beings receive total 6.3 × 10$^{-7} \pm$ 2 × 10-7 Sv radiation dose exposure from soil. Data obtained are acceptable in comparison with radiation doses attributable to building materials in OECD countries.

The consequences of a severe nuclear accident on the agricultural environment, releasing 137Cs and 90Sr-enriched aerosols, have been studied within an original lysimetric facility driven in controlled conditions. Focal point of a research scope widely open to European collaborations, this facility has hosted several scientific programmes spread over about a decade (RESSAC and PEACE, notably), the principal achievements of which are provided in the form of a synthetic overview. After a brief reminder of the historical context strongly challenged by the Chernobyl accident within which this project has evolved, the originality of the instrumental set up used for simulating a nuclear accident at a small scale is presented. The addressed scientific aspects concern the clarification of radioecological mechanisms governing the behaviour of these two radionuclides in the soil-plant system. A particular focus is placed on foliar transfers and the resulting translocation, soil in-depth migration, chemical composition of the soil interstitial water, the influence of the later on root absorption which determines the soil-to-plant transfer, all aspects being stressed over a representative spectrum of plants, soil and climates. Based on a strategy of synergy between experiments and modelling developments, the achievements obtained are used to improve the predictive radioprotection tools.

People in France drink commonly mineral spring waters from those regions where concentrations of natural radionuclides are high. Using the recently updated age dependent dose coefficientsrecommended by the International Commission on Radiological Protection, (Publications 56, 67, 69, and 72), it is shown that the largely consumed natural waters can be separated into twocategories: non gaseous waters for which a constant exclusive consumption would result into an annual committed effective dose around than 0.03 mSv; and the saline and gaseous ones forwhich, in same conditions, the dose would be 10 to 40 times higher. For the infant, the diet of whom is often including largely the first category, the annual effective dose committed over 70 yearsof lifetime would be around than 0.3 mSv.