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Radioprotection et ingénierie nucléaire
Par précaution, la CIPR a d’emblée choisi le modèle multiplicatif, plus conservateur,
l’histoire lui a donné raison, bien qu’aujourd’hui, il semble majorer sensiblement le risque.
1.6.4. Un cas particulier qui mériterait plus ample
réflexion, la gestion des déchets nucléaires à vie
longue, la notion de radiotoxicité
La radiotoxicité d’un radionucléide se définit actuellement en termes de dose efficace
engagée que recevra un individu, suite à l’incorporation d’un radionucléide. La dose par
unité d’incorporation (DPUI) est exprimée en Sv par Bq. Plus la DPUI sera élevée, plus le
radionucléide sera considéré comme radiotoxique. Son calcul, nous l’avons vu, tient
compte de la période radioactive du radionucléide, de l’énergie de son émission, et de sa
période biologique (Tableau 1.3).
Les normes de radioprotection sont actuellement fondées, par précaution, sur le principe
que, quelle que soit la dose de rayonnement reçue par un organisme, un effet stochastique
sera possible, seule sa fréquence d’apparition sera fonction de la dose reçue. La relation
entre la dose et l’effet est supposée linéaire et sans seuil. La radiotoxicité, basée sur la seule
approche dosimétrique, sous-tend cette relation dose-effet linéaire sans seuil, quels que
soient les effets biologiques réellement observés.
Le système de la dose équivalente et la dose efficace qui permet de comparer les effets de
tous les rayonnements est un système qui permet de manière relativement simple, et
malgré ses incertitudes, de gérer dans les laboratoires et usines la radioprotection. Il paraît
difficile de le remettre en cause, tout particulièrement dans les installations où le risque
potentiel est mixte. Les résultats des cinquante dernières années montrent qu’il est opérationnellement fiable.
À l’inverse, pour les situations où le problème n’est pas de légiférer des activités humaines,
mais de prévoir le risque potentiel de telle ou telle activité, ou d’estimer les conséquences
d’un accident, il devient tout à fait envisageable, voire nécessaire de ne plus adopter une
telle attitude mais le risque réel, si des connaissances scientifiques nous l’autorisent. C’est
Tableau 1.3. Activités spécifiques et radiotoxicité de certains radionucléides
Radionucléide
Demi-vie
(années)
Activité spécifique
(Bq>g –1 )
Dose efficace engagée après
ingestion (Sv>Bq –1 )
129 I
15,7 × 10 6
6,53 × 10 6
1,1 × 10 –7
135 Cs
2,3 × 10 6
4,25 × 10 7
2,0 × 10 –9
137 Cs
30,2
3,2 × 10 12
1,3 × 10 –8
238 U
4,47 × 10 9
1,24 × 10 4
4,5 × 10 –8
235 U
7,04 × 10 8
7,11 × 10 4
4,7 × 10 –8
237 Np
2,14 × 10 6
2,6 × 10 7
1,1 × 10 –7
238 Pu
87,7
6,34 × 10 11
2,3 × 10 –7
239 Pu
2,41 × 10 4
2,3 × 10 9
2,5 × 10 –7
241 Am
432
1,27 × 10 11
2,0 × 10 –7
Radioprotection et ingénierie nucléaire
Par précaution, la CIPR a d’emblée choisi le modèle multiplicatif, plus conservateur,
l’histoire lui a donné raison, bien qu’aujourd’hui, il semble majorer sensiblement le risque.
1.6.4. Un cas particulier qui mériterait plus ample
réflexion, la gestion des déchets nucléaires à vie
longue, la notion de radiotoxicité
La radiotoxicité d’un radionucléide se définit actuellement en termes de dose efficace
engagée que recevra un individu, suite à l’incorporation d’un radionucléide. La dose par
unité d’incorporation (DPUI) est exprimée en Sv par Bq. Plus la DPUI sera élevée, plus le
radionucléide sera considéré comme radiotoxique. Son calcul, nous l’avons vu, tient
compte de la période radioactive du radionucléide, de l’énergie de son émission, et de sa
période biologique (Tableau 1.3).
Les normes de radioprotection sont actuellement fondées, par précaution, sur le principe
que, quelle que soit la dose de rayonnement reçue par un organisme, un effet stochastique
sera possible, seule sa fréquence d’apparition sera fonction de la dose reçue. La relation
entre la dose et l’effet est supposée linéaire et sans seuil. La radiotoxicité, basée sur la seule
approche dosimétrique, sous-tend cette relation dose-effet linéaire sans seuil, quels que
soient les effets biologiques réellement observés.
Le système de la dose équivalente et la dose efficace qui permet de comparer les effets de
tous les rayonnements est un système qui permet de manière relativement simple, et
malgré ses incertitudes, de gérer dans les laboratoires et usines la radioprotection. Il paraît
difficile de le remettre en cause, tout particulièrement dans les installations où le risque
potentiel est mixte. Les résultats des cinquante dernières années montrent qu’il est opérationnellement fiable.
À l’inverse, pour les situations où le problème n’est pas de légiférer des activités humaines,
mais de prévoir le risque potentiel de telle ou telle activité, ou d’estimer les conséquences
d’un accident, il devient tout à fait envisageable, voire nécessaire de ne plus adopter une
telle attitude mais le risque réel, si des connaissances scientifiques nous l’autorisent. C’est
Tableau 1.3. Activités spécifiques et radiotoxicité de certains radionucléides
Radionucléide
Demi-vie
(années)
Activité spécifique
(Bq>g –1 )
Dose efficace engagée après
ingestion (Sv>Bq –1 )
129 I
15,7 × 10 6
6,53 × 10 6
1,1 × 10 –7
135 Cs
2,3 × 10 6
4,25 × 10 7
2,0 × 10 –9
137 Cs
30,2
3,2 × 10 12
1,3 × 10 –8
238 U
4,47 × 10 9
1,24 × 10 4
4,5 × 10 –8
235 U
7,04 × 10 8
7,11 × 10 4
4,7 × 10 –8
237 Np
2,14 × 10 6
2,6 × 10 7
1,1 × 10 –7
238 Pu
87,7
6,34 × 10 11
2,3 × 10 –7
239 Pu
2,41 × 10 4
2,3 × 10 9
2,5 × 10 –7
241 Am
432
1,27 × 10 11
2,0 × 10 –7