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International audience; Nowadays, protection standards against ionizing radiation health effects are mainly derived from the results of the epidemiological study of atomic bomb survivors in Hiroshima and Nagasaki, who were exposed externally to radiation, at high dose rate. However, exposure to ionizing radiation in the general population and in workers generally occurs as a cumulation of low doses over years (therefore, at low dose rates), and as a result of external, but also internal, exposure. Epidemiological studies in radiation workers allow studying the long-term health effects of such exposures, and are precious to assess the adequacy of current radiation protection standards against cancer. In addition, they also allow for the study of new priority research questions in radiation protection, such as potential non-cancer effects of low dose radiation. Finally, they also provide a general picture of health in populations of radiation workers, which is useful for occupational and public health expertise. This article provides an overview of epidemiological research conducted in workers of the nuclear cycle by the French Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN), and discusses perspectives for its future developments. © EDP Sciences 2018; À ce jour, les normes internationales de radioprotection sont essentiellement basées sur les connaissances des effets sanitaires des rayonnements ionisants issues des études de cohortes de survivants des bombardements atomiques d’Hiroshima et de Nagasaki, qui ont subi des irradiations par voie externe à forts débits de doses. Or, les expositions aux rayonnements ionisants survenant en population générale et chez certains travailleurs correspondent généralement à de faibles doses, cumulées de manière prolongée dans le temps. Ces expositions peuvent avoir lieu par irradiation externe mais aussi par contamination interne. Les études épidémiologiques chez les travailleurs du nucléaire permettent notamment de mieux caractériser les effets de ces conditions d’expositions. Elles permettent ainsi d’évaluer l’adéquation des normes de radioprotection pour protéger les travailleurs, mais également la population générale adulte, contre les risques de cancer. Par ailleurs, elles permettent d’aborder de nouveaux questionnements de recherche en radioprotection, comme les potentiels effets non cancéreux. Enfin, ces études fournissent un bilan de santé général des populations de travailleurs du nucléaire. Cet article propose une vue d’ensemble des recherches épidémiologiques menées par l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) chez les travailleurs du cycle électronucléaire en France. Il dresse également quelques perspectives de développements possibles de ces recherches.

National audience; Uranium is a radioactive heavy metal naturally present in the environment. Its recent use in various civilian and military applications sometimes result in its release into the environment. After chronic ingestion, uranium accumulates in various organs, preferentially in bones. Several studies have shown that exposure to high concentrations of uranium affects bone growth. Little is known, however, about the effects of chronic exposure to low doses of uranium on bone, especially when ingested via drinking water, the main route by which the public is exposed to this radionuclide. This study examined the effects of chronic exposure to natural uranium through drinking water on bone integrity and bone turnover. Rats were contaminated with different concentrations of natural uranium (15, 10, and 40 mg / l) for 9 months. A high-resolution three-dimensional microtomography scanner was used for the first time to study uranium's impact on bone metabolism and thus on bone tissue integrity. After nine months of uranium exposure, microarchitecture analysis revealed that the cortical bone diameter of the femoral diaphysis of rats contaminated at a concentration of 40 mg/L of uranium had decreased significantly. In conclusion, our findings that chronic ingestion of uranium at low concentrations affects growth of cortical bone width suggests that it may affect bone strength. These results thus suggest the need to pay special attention to children during chronic low-dose exposure to this radionuclide. © 2018 John Libbey Eurotext. All Rights Reserved.; L’uranium naturel est un radionucléide (un métal lourd radioactif) présent naturellement dans l’environnement depuis l’origine de la terre. À cet uranium d’origine naturelle viennent s’ajouter des apports plus récents résultant des activités industrielles et militaires de l’homme, traduisant une dissémination de cette radionucléide dans l’environnement. Après ingestion chronique (alimentation, eau potable), l’uranium est accumulé dans divers organes, et plus particulièrement dans l’os, qui constitue un site préférentiel d’accumulation à long terme et d’une potentielle toxicité due essentiellement à ses propriétés chimio-toxiques. Plusieurs études ont montré que l’exposition à des concentrations élevées d’uranium affecte la croissance osseuse. Néanmoins, on connaît peu les effets de l’exposition chronique à de faibles doses d’uranium sur l’os, en particulier lorsqu’il est ingéré via l’eau de boisson, une des principales voies d’exposition pour le public après contamination de l’environnement. Dans cette étude, les effets d’une exposition chronique à l’uranium naturel via l’eau de boisson sur l’intégrité de l’os et le remodelage osseux ont été analysés. Pour cela des rats ont été contaminés dès la naissance avec différentes concentrations d’uranium naturel (1,5, 10 et 40 mg/L) pendant neuf mois. Afin d’étudier l’impact des modifications du métabolisme osseux susceptibles d’être engendrées par l’uranium sur l’intégrité du tissu osseux, nous avons utilisé pour la première fois la microtomographie tridimensionnelle qui correspond à un microscanner de haute résolution. Après neuf mois de contamination, l’étude des paramètres de micro-architecture a permis de mettre en évidence une diminution significative du diamètre de l’os cortical du fémur chez les rats contaminés dès la naissance, seulement avec la dose de 40 mg/L.En conclusion, l’ingestion chronique d’uranium à de faibles concentrations est susceptible d’affecter la croissance en largeur de l’os cortical, suggérant un éventuel effet sur la robustesse de l’os. Ces résultats expérimentaux suggèrent ainsi qu’il est important d’apporter une attention particulière aux individus en croissance lors d’une exposition chronique à de faibles doses de ce radionucléide.

National audience; L'uranium est naturellement present dans l'alimentation, a un niveau tres variable, conduisant a des activites detectables dans les excreta, independamment d'une eventuelle exposition professionnelle. L'interpretation des resultats de surveillance radiotoxicologique individuelle des travailleurs exposes professionnellement a l'UO2 doit donc prendre en compte l'apport alimentaire pour etablir une estimation dosimetrique. Pour ce faire, les auteurs ont teste differentesapproches dans le suivi d'un travailleur et proposent une methode originale d'interpretation des donnees radiotoxicologiques par comparaison des resultats obtenus dans un groupe de travailleurs exposes a ceux collectes dans une population de reference. Cette methode a permis d'estimer une dose efficace engagee annuellepour un groupe de travailleurs exposes a l'UO2.

National audience; Uranium is naturally present in the diet, at highly variable levels, leading to detectable activity in excreta, independently of occupational exposure to uranium. The interpretation of bioassay data from individual routine monitoring of workers occupationally exposed to uranium dioxide must therefore take this dietary intake into account to estimate doses. In order to do this, the authors tested different approaches on a group with occupational exposure and propose an original method to compare the bioassay results of an exposed group of workers with those obtained from a control population. This method allows the determination of an annual collective committed effective dose from exposure to uranium dioxide. © EDP Sciences, 2013.; L’uranium est naturellement présent dans l’alimentation, à un niveau très variable, conduisant à des activités détectables dans les excréta, indépendamment d’une éventuelle exposition professionnelle. L’interprétation des résultats de surveillance radiotoxicologique individuelle des travailleurs exposés professionnellement au dioxyde d’uranium doit donc prendre en compte l’apport alimentaire pour établir une estimation dosimétrique. Pour ce faire, les auteurs ont testé différentes approches dans le suivi d’un travailleur et proposent une méthode originale d’interprétation des données radiotoxicologiques par comparaison des résultats obtenus dans un groupe de travailleurs exposés à ceux collectés dans une population de référence. Cette méthode a permis d’estimer une dose efficace engagée annuelle pour un groupe de travailleurs exposés au dioxyde d’uranium.

Doses from intakes of radionuclides cannot be measured but must be assessed from monitoringdata, such as whole body, urine or faecaldata. Such assessments require applicationofbiokinetic and dosimetric models, and the assessor may well have to make assumptions about factors such as the pattern of intake and properties of the material. Intercomparison exercises (Doerfel 2000) have shown a wide range in doses that can be obtained from the same data set as a result of such factors and hence the need for guidance on harmonising evaluations. As a result a European project in the EC 5th Framework programme was established to give guidance on internal dose assessments from monitoring data (Project IDEAS). In 2006, a document giving such guidance was published (Doerfel 2006) and is commonly referred to as the IDEAS Guidelines. Following its publication, a working group within European network CONRAD and EURADOS was established to improve and update the IDEAS Guidelines, and to take account of recent developments in the field of internal dosimetry. This document is the result of such work. The IDEAS Guidelines are based on a general philosophy of: - Harmonisation: by following the Guidelines any two assessors should obtain the same estimate of dose from a given data set. - Accuracy: the "best" estimate of dose should be obtained from the available data. - Proportionality: the effort applied to the evaluation should be proportionate to the dose -the lower the dose, the simpler the process should be. Following these principles, the Guidelines use the following "Levels of task" to structure the approach to an evaluation: Level 0: Annual dose 6 mSv). In this new version the following revisions have been made: - Additional information and literature review on values of excretion of U, Th, Ra, Poin different bioassay types (urine and faeces) and placesdue to alimentaryintroduction. - Collection of typical and achievable values for detection limits for different bioassay measurement techniques. - New default measurement uncertainties (i.e. scattering values, SF) for different types of monitoring data. - Additional information on the minimum number and type of data required for dose assessment. - Additional information on the calculation of the effective AMAD. - Additional information on data fitting and autocorrelation test statistics. - Introduction of aspecial procedure for wound cases, following the publication of the NCRP 156 wound model. - Introduction of the description of thedirect dose assessment method (tritium case). - Example evaluations showing the correct application of the guidelines taken from the recent EURADOS/IAEA advanced training course on internal dose assessment. - Typical uranium and plutonium isotopic compositions encountered in the nuclear industry. This version takes account of the forthcoming ICRP Occupational Intakes of Radionuclides (OIR) document series, so that these Guidelines can still be applied following their publication. A brief description of the ISO standard on dose assessment for monitoring of workers for internal radiation exposure is also included and compared with the IDEAS Guidelines.

National audience; To optimise the protection of workers against ionising radiation, French regulation imposes the use of limits and dose constraints and the progressive decrease of exposition, in line with the recommendations of the International Commission on Radiological Protection. To verify the compliance of the means of protection with these values when a risk of internal contamination exists, monitoring programmes based on periodic bioassay measurements are performed. However, uncertainties in the dose evaluation arise from the variability of the activity measurements and from incomplete knowledge of the exposure conditions. These uncertainties were taken into account by means of Bayesian statistics. The developed methodology was applied to the analysis of the monitoring programme of workers purifying plutonium in the AREVA NC La Hague reprocessing plant. From the decision threshold of the measurement, the minimum dose detectable (MDD) by the programme with a given confidence level can be calculated through the software OPSCI. It is shown to be a useful support for the optimisation of monitoring programmes by seeking a compromise between their sensitivity and their cost. © 2011 EDP Sciences.; En vue d’optimiser la protection des travailleurs vis-à-vis des rayonnements ionisants, la réglementation française impose des limites de dose et une démarche de réduction progressive de l’exposition, dans la continuité des recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR). Afin de vérifier le respect des limites et contraintes de dose lorsqu’un risque significatif de contamination interne existe, des programmes de surveillance sont mis en place, comprenant des mesures radiotoxicologiques périodiques. Cependant, des incertitudes dans l’interprétation dosimétrique de ces mesures sont introduites par leurs variabilités propres et par la connaissance incomplète des circonstances de l’exposition. Ces incertitudes ont été prises en compte par des techniques statistiques bayésiennes. La méthodologie développée a été appliquée à l’analyse du programme de surveillance des travailleurs des ateliers de purification du plutonium du site AREVA NC de La Hague. À partir du seuil de décision du comptage nucléaire, une dose minimale détectable (DMD) par ce programme de routine avec un niveau de confiance donné peut être calculée à l’aide du logiciel « Optimisation des programmes de surveillance de la contamination interne » (OPSCI). Cette méthodologie s’avère un support utile à l’optimisation des programmes de surveillance systématique par la recherche du meilleur compromis entre leur sensibilité et leur coût

cited By 3; Lung cancer risk following radon inhalation is strongly established. On the contrary, much less is known about the possible health effects of radon ingestion via drinking water. This article summarizes the current knowledge of dosimetry following radon ingestion. Results from epidemiological studies of radon in drinking water are also presented and discussed. © 2010 EDP Sciences.; Si le risque de cancer du poumon lié à l’inhalation de radon est aujourd’hui largement reconnu, les possibles conséquences sanitaires de l’ingestion d’eau contenant du radon apparaissent moins bien documentées. Cet article synthétise les connaissances actuelles sur la dosimétrie correspondant à l’ingestion de radon. Les résultats des études épidémiologiques sur les effets sanitaires du radon dans l’eau de boisson sont également présentés et discutés.

A new tool has been developed to optimize DTPA efficacy as concerns reduction of effective dose after 239Pu wound. For example, the simulations show, for moderately soluble compounds (type M), a 1/3 decrease of effective dose is obtained after repeated early treatment (24 i.v. for 4 months), whereas a decrease by a factor 5 can be reached if treatments continue for 5 years at 2 week interval. By contrast, for poorly soluble compounds (type S), negligible efficacy is observed after early treatments, and a 3 time decrease of dose is obtained for treatments performed at 2 week interval for 50 years. Some of the hypotheses retained for modelling DTPA decorporation are validated from new experimental data published recently, and structure of a new model which can be applied both to Pu and Am is reported, taking into account urinary and faecal excretion, structure being suitable for different doses of DTPA and using various galenic forms. © 2009 EDP Sciences.; Un nouvel outil a été développé pour optimiser l’efficacité des traitements par le DTPA après blessure, sur la base d’une réduction de la dose efficace engagée. Les simulations montrent, notamment, que pour du 239Pu modérément soluble (type M), des traitements précoces (24 i.v.) étalées sur 4 mois permettent une réduction d’un tiers de la dose, alors que leur prolongement sur 5 ans, avec un intervalle de 2 semaines, peut diminuer la dose d’un facteur 5. En revanche, pour des composés peu solubles (type S), l’efficacité des traitements précoces est négligeable et un gain dosimétrique d’un facteur 3 n’est atteint que pour des traitements effectués 2 fois par mois durant 50 ans. Certaines des hypothèses retenues pour la modélisation ont été validées par les résultats d’expérimentations animales récemment publiés. Enfin, la structure d’un nouveau modèle applicable à la fois au Pu et à l’Am est rapportée, structure tenant compte de la décorporation urinaire et fécale de ces actinides et qui pourrait être adapté à différentes posologies et formes galéniques de DTPA.

The conversion of radon exposure into dose is being debated. The UNSCEAR defined a coefficient for conversion of radon concentration into effective dose from dosimetric models and epidemiological studies. The ICRP recommends evaluating the risk associated with radon exposure from epidemiological studies. To account for possible combined exposure to other sources of ionizing radiation, the ICRP adopted, on the basis of the epidemiological follow-up of uranium miners, effective dose conversion conventions which are 10 to 30% lower than the UNSCEAR coefficient. As a consequence, different reference levels for radon concentration can be derived from a single level of effective dose by applying either conversion factor. Still, it should be stressed that these differences are negligible when compared with the uncertainty associated with both dosimetric and epidemiological studies, and that the reference levels are mainly tools to help in reducing radon exposure and the associated risk as low as reasonably achievable. © 2009 EDP Sciences.; La conversion en dose d’une exposition au radon fait l’objet de débats. L’UNSCEAR a défini un coefficient de conversion de la concentration en radon vers la dose efficace à partir de modèles dosimétriques et d’informations épidémiologiques. La CIPR recommande d’évaluer le risque lié au radon à partir des études épidémiologiques. Pour permettre la prise en compte d’une exposition combinée à d’autres sources de rayonnements ionisants, elle a adopté des conventions de conversion en dose efficace inférieures de 10 à 30 % au coefficient de l’UNSCEAR, sur la base du suivi épidémiologique des mineurs d’uranium. Ainsi, des niveaux de référence différents pour la concentration en radon peuvent être déduits d’un même niveau de dose efficace suivant que l’on applique l’un ou l’autre facteur de conversion. Cependant, il convient de rappeler que ces différences sont négligeables par rapport aux incertitudes associées aux études tant dosimétriques qu’épidémiologiques et que les niveaux de référence ne sont que des outils pour aider à réduire aussi bas que raisonnablement possible l’exposition au radon et le risque qui en résulte.

As part of the improvement of calibration techniques of in vivo counting, the Laboratory of Internal Dose Assessment of IRSN has developed a computer tool, "OEDIPE", to model internal contamination, to simulate in vivo counting and to calculate internal dose. The previous version of this software enabled to easily model sources made of a single radionuclide and located in a single organ but could not represent a mixture of radionuclides which distribution evolves from the time of intake according to the biokinetics of the radionuclides. The purpose of this article is to describe a new facility developed in the software to allow the modelling of sources heterogeneous in composition and in distribution and optionally to automatically integrate the distribution of the activity in different tissues estimated by biokinetic calculation at any time since the intake. These new developments give the opportunity to study much more complex contamination cases and the influence of the biokinetics on the in vivo counting, leading to a better assessment of the calibration coefficients and of the corresponding uncertainties. © 2008 EDP Sciences.

In 2000, abnormally high ray fluxes have been detected on some beaches of Camargue. Then, sands of these beaches have been studied from a radiological point of view, showing on the one hand mean levels of uranium-238 and thorium-232 activity about some tens of Bq kg-1, and on the other hand some hot spots with more of 1000 Bq kg-1; and even more on two beaches: one to the east of the Beauduc lighthouse, the other to the east of Espiguette lighthouse. This radioactivity, of natural origin, is responsible of exposure of the public frequenting these two secluded beaches, but nevertheless open to everybody. The Institute for radiological protection and nuclear safety has carried out a dose assessment for people likely to frequent these beaches, taking into account local measurements and samples, in establishing the solubility of sands in the gastric and intestinal fluids, and with assumptions for site frequentation (scenarios). The maximal annual effective dose is about 0.8 mSv for adults and about 0.5 mSv for children; very wise values, in which external exposure widely predominates. © 2008 EDP Sciences.; En 2000, des flux de rayonnement anormalement élevés ont été détectés sur certaines plages du littoral camarguais. Les sables du littoral camarguais ont alors fait l’objet d’une caractérisation radiologique montrant des activités moyennes de quelques dizaines de Bq kg-1 en uranium-238 et thorium-232 d’une part, et l’existence de points chauds à plus de 1000 Bq kg-1 d’autre part ; voire plus sur deux plages : l’une située à l’Est du phare de Beauduc, l’autre située à l’Est du phare de l’Espiguette. Cette radioactivité, d’origine naturelle, est responsable de l’exposition des personnes fréquentant ces deux dernières plages relativement isolées, mais néanmoins accessibles à tout public. L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire a réalisé une évaluation des doses susceptibles d’être reçues par des personnes fréquentant ces deux dernières plages, en se basant sur des mesures et des prélèvements effectués in situ, en établissant expérimentalement la solubilité des sables dans les fluides gastrique et intestinal, et en formulant des hypothèses sur la fréquentation des lieux (scénarios). La dose annuelle maximale ainsi évaluée est de l’ordre de 0,8 mSv pour des adultes et 0,5 mSv pour les enfants ; valeurs vraisemblablement très prudentes dans lesquelles la dose par exposition externe prédomine largement.

The assessment of absorbed, equivalent and effective doses after internal exposure is based on activity measurement by in vivo counting or bioassay. A dose value is derived from this measurement by means of biokinetic and dosimetric models which describe the behaviour of radionuclides in the body of a reference man and the subsequent deposition of energy. To enforce regulatory dose limits, monitoring programs are designed. The doses can be estimated from the measurement data according to a standard procedure as proposed by the IDEAS group. However, a significant uncertainty is associated with the dose estimate, due to the uncertainties of measurement, to the incomplete knowledge of the conditions of exposure and to the imperfect realism of the models. In addition to this uncertainty, the extrapolation to low dose of biological effects observed at higher dose, the chemical toxicity of radionuclides and the heterogeneous energy deposition make the estimation of the risk following an internal exposure very difficult. As a conclusion, it should be reminded that the effective dose is a tool for the management of radiological protection but not a quantitative indicator of the individual risk. © 2007 EDP Sciences.; Protéger l’environnement est aujourd’hui une problématique globale qui concerne toutes les activités de l’homme. Il s’agit donc d’être capable de démontrer la compatibilité de ces activités avec la protection des milieux naturels, mais aussi si nécessaire d’agir pour pallier à un risque potentiel ou avéré, et ce généralement dans le cadre d’une réglementation de plus en plus stricte. Dans le domaine chimique, la prise en compte de cette problématique se traduit par l’existence de méthodes dédiées à l’évaluation du risque environnemental. Dans le domaine radiologique, la nécessité de disposer de tels outils s’est accentuée récemment, afin de pouvoir justifier aux yeux du public et en toute transparence le rejet de substances radioactives dans l’environnement, de répondre aux exigences des nouvelles réglementations en matière de protection de l’environnement et enfin d’harmoniser les approches entre radioprotection humaine et radioprotection de l’environnement, mais aussi entre polluants chimiques et radioactifs, simultanément présents par exemple dans les rejets de routine des centres nucléaires de production d’électricité. Dans cette optique d’harmonisation, les démarches d’évaluation du risque à l’environnement lié à la présence de radionucléides ou de substances chimiques sont présentées depuis les concepts théoriques jusqu’à leur mise en œuvre comparative, approche nouvelle en cours de développement dont les premiers résultats sont présentés.

In recent major international intercomparison exercises on intake and internal dose assessments from monitoring data, the results calculated by different participants varied significantly. This was mainly due to the broad variety of methods and assumptions applied in the assessment procedure. Based on these experiences the need for harmonisation of the procedures has been formulated within an EU research project under the 5th Framework Programme. The aim of the project, IDEAS, is to develop general guidelines for standardising assessments of intakes and internal doses. The IDEAS project started in October 2001 and will end in March 2005. Eight institutions from seven European countries are participating. Inputs from internal dosimetry professionals from across Europe are also being used to ensure a broad consensus in the outcome of the project. The IDEAS project is closely related to some goals of the work of committee 2 of the ICRP and since 2003 there has been close cooperation between the two groups. To ensure that the guidelines are applicable to a wide range of practical situations, the first step has been to compile a database of well-documented cases of internal contamination. In parallel, an improved version of an existing software package has been developed and distributed to the partners for further use. A large number of cases from the database have been evaluated independently by partners in the project using the same software and the results have been reviewed. Based on these evaluations, guidelines are being drafted and will be discussed with dosimetry professionals from around the world by means of a virtual workshop on the Internet early in 2004. The guidelines will be revised and refined on the basis of the experiences and discussions of this virtual workshop and the outcome of an intercomparison exercise organised as part of the project. This will be open to all internal dosimetry professionals. © 2005 EDP Sciences.