The detection of ionizing radiation is a little over 100 years old, dating from the first observation of natural radioactivity. Today, radiation detection plays a key role in diverse fields from medicine to defense to basic science. For homeland security, countries around the world are deploying passive radiation detection instrumentation to interdict the illegal shipment of radioactive material crossing international borders at ports of entry. These efforts include deployments in the United States and several European and Asian countries by governments and international agencies. This talk discusses our experience with radiation detection interdiction at international borders and other applications to national security.

Les nombreuses décennies d’exploitation des sites nucléaires (et leur prolongation) ainsi que les différents accidents majeurs qui sont intervenus doivent contribuer de façon continue à l’amélioration de la sûreté des installations depuis la conception, l’exploitation, le démantèlement et l’assainissement. Cette intervention est un condensé des thèmes liés à la sûreté nucléaire développés dans les enseignements de la Licence professionnelle en Radioprotection et Sûreté Nucléaire de l’IUT d’Aix Marseille. La présentation des différents outils et procédures techniques utilisés par les exploitants afin de démontrer la sûreté et la sécurité de leurs installations auprès des autorités compétentes, sera complétée par la démonstration de l’importance de la prise en compte des facteurs organisationnels et humains tout au long de la vie d’une installation nucléaire de base.

The Moroccan TRIGA Mark II nuclear research reactor is a General Atomics (GA) pool type reactor cooled by natural circulation with a maximum thermal power of 2000 kW. The reactor reached its first criticality on 2 May 2007 at Maamora Center of Nuclear Studies (CENM). The Instrumentation and Control (I&C) system of the Moroccan TRIGA Mark II research reactor is the shell between the operator and the facility. The main functions of the I&C shell are to provide to the operation staff information about the facility, to run open-loop and close-loop control systems and to process commands from the operation staff. These functions enable the operation staff of a research reactor to perform the following two activities:
- To operate the plant safely and efficiently in all its operational states,
- To take measures to maintain the plant in a safe state or to bring it back into such a state after the onset of either accident conditions or design basis events.
- To supervise specific tasks
This Instrumentation and control system was built in conformity with the American electrical and nuclear technical norms adopted on the 80ies (eighties’). However, with the progress made from that time up to now in term of safety regulations and norms, it is necessary to keep this I&C up to date in order to fulfil the new safety requirements. This paper presents the development works and projects made by the operation staff of the Moroccan TRIGA MARK II research reactor to enhance the safety, safety assessments as well as the utilization of the TRIGA research reactor.

L’approche de sûreté développée pour le RJH coté réacteur, en regard de la régulation française a été appliquée aux dispositifs expérimentaux d’irradiation qui constituent la flotte des outils expérimentaux du RJH. La présentation après une définition des différents termes, s’attachera à développer l’approche de sûreté retenus. On déclinera par la suite cette approche en classification de sûreté des éléments importants pour la sûreté. Ceci conduira naturellement à faire une revue des exigences et pré requis de la démonstration de sûreté. Les différentes phases de la définition du besoin à l’exploitation d’un dispositif seront abordées en regard des dossiers de sûreté attendus. Les aspects conception et réalisation des dispositifs en respect des exigences de sûreté seront traités à travers des codes et guides permettant leur design et leur fabrication dans le contexte des réacteurs de recherche. Enfin la présentation abordera la notion de surveillance des différentes actions et de leur réalisation tant du point de vue étude que fabrication et essais.

Le réacteur de recherche CABRI appartient à la catégorie des réacteurs d’essais en sûreté. Il permet d’étudier le comportement des combustibles des centrales nucléaires dans certaines situations accidentelles. Le CEA y réalise des programmes de R&D définis et pilotés par l’IRSN dans le cadre de collaborations nationale et internationale. La modification de l’installation CABRI engagée en 2003 permettra de fonctionner avec une boucle à eau pressurisée, dans les conditions thermohydrauliques représentatives des Réacteurs à Eau sous Pression (155 bar et 300°C) et d’apporter des connaissances complémentaires sur le comportement des crayons combustibles lors d’un des accidents de type RIA (Reactivity Injection Accident) pour les études de sûreté des réacteurs industriels. Suite à l’important programme de rénovation mis en œuvre pour modifier l’installation CABRI au profit de l’IRSN, une centaine d’essais intégrant plus de 300 mesures (plus particulièrement neutroniques et thermohydrauliques) ont été réalisés. Ces essais nommés « de commission » étaient une étape obligatoire pour qualifier les modifications réalisées dont notamment la boucle à eau pressurisée, qui permettra de tester, avec une meilleure représentativité, les éléments combustibles des réacteurs à eau pressurisée du parc actuel en situation accidentelle. Les essais de commission ont tout d’abord consisté à qualifier l’ensemble des équipements, systèmes, instrumentations et circuits de Cabri. Puis d’octobre 2015, date à laquelle le réacteur a divergé avec la boucle à eau pressurisée opérationnelle, des essais de caractérisation neutronique du cœur à basse puissance (< 100 kW) ont été menés jusqu’à juin 2016. Enfin, les essais de fonctionnement général et de montée en puissance ont été réalisés de septembre 2016 à mars 2017, ils ont permis de qualifier le fonctionnement du réacteur à puissance stable (jusqu’à 23 MW) et lors de transitoires de puissance (jusqu’à 20 GW). Ce papier présente les principales mesures physiques réalisées au cours de ces essais de commission, ainsi que les instrumentations et techniques de mesures associées.

La recherche sur les accidents graves nécessite la réalisation d’expériences à très hautes températures (3000 K) et avec des matières nucléaires. On présentera les différents types d’instruments de mesure utilisés pour ces essais, les contraintes qu’ils doivent supporter et les moyens mis en œuvre pour ce faire. Dans une deuxième partie, il sera question de l’instrumentation des centrales nucléaires vis-à-vis des accidents graves : D’une part, l’instrumentation non qualifiée pour les accidents graves peut servir, moyennant des corrections éventuelles ; d’autre part une instrumentation dédiée est étudiée pour permettre un meilleur suivi de ces accidents.

Le Laboratoire de Mesures Nucléaire (LMN) du CEA Cadarache est spécialisé dans le développement et la mise en œuvre de méthodes et systèmes de mesure pour le cycle du combustible (de la prospection minière jusqu’au retraitement des combustibles usés, la caractérisation des déchets et l’A-D), les réacteurs nucléaires (mesure des transferts de contamination dans le circuit primaire, examens non destructifs pour le futur RJH, accidents graves), le contrôle des matières nucléaires et la sécurité. C’est sur ce dernier aspect que se focalisera cet exposé, avec un panorama des mesures non intrusives pour la détection des menaces NRBCE (Nucléaires, Radiologiques, Bactériologiques, Chimiques et les Explosifs) : portiques radiologiques passives, balises gamma, caméras et imageurs spectroscopiques, scanners à rayons X, photofission et enfin un focus sur l’interrogation neutronique qui est l’une des grandes spécialités du LMN. Dans ce domaine, l’activation neutronique est utilisée pour la caractérisation élémentaire, permettant notamment de différencier les matières organiques entre elles (explosifs vs. drogues vs. matières bénignes comme les plastiques, tissus, bois, nourriture, etc.), d’identifier la présence d’éléments entrant dans la composition d’armes chimiques, mais aussi de mettre en évidence du trafic illicite de contrebande. L’interrogation neutronique permet aussi de détecter les matières nucléaires en y induisant des fissions, en complément à l’interrogation photonique par photofission. L’exposé décrira les avancées réalisées dans le cadre de divers projets européens et du programme interministériel français de R&D contre les menaces NRBCE.

Le CNESTEN en tant qu’exploitant d’installations détenant des sources radioactives a mis en place une politique, une organisation et des programmes de sécurité pour répondre aux exigences réglementaires, gérer les risques inhérents à ses activités et répondre à sa mission d’appui technique à l’état en matière de sûreté radiologique et nucléaire. L’exploitation des installations des CENM est réalisée sur la base d’un programme de radioprotection énonçant l’organisation du travail, les responsabilités de différents acteurs, les moyens de surveillance radiologique, les consignes de radioprotection, les contrôles associés, etc. L’objectif de ce travail est de présenter les contrôles des matériaux radioactifs effectués depuis leur entrée au CENM jusqu’à leur élimination ainsi que les types d’instruments utilisés pour avoir des résultats de fiables.

Depuis 1980, dans le domaine de la sécurité nucléaire, la France s’est doté d’un arsenal juridique qui s’est renforcé en 2009 de façon à rendre plus efficace la protection et le contrôle des matières nucléaires chez tout exploitant qui en est détenteur. En ligne de mire : la lutte contre le vol, le détournement, la perte et tout acte de malveillance à l’égard de la matière nucléaire. A ce titre, l’exploitant doit mettre en place une organisation spécifique pour répondre à l’enjeu de sécurité demandé. Le dispositif réglementaire mis en place est fondé sur une obligation de résultats des exploitants avec un mécanisme d’inspection qui vient le compléter en permettant l’exercice du contrôle. Celui-ci est réalisé par des personnes habilitées par l’autorité de sécurité. L’inspection concerne tous les aspects de la sécurité nucléaire : organisation de la protection physique, des forces de réponse, du système de suivi physique et comptabilité, de la sécurité informatique… Un point particulier est le contrôle des matières nucléaires par des mesures non destructives mises en œuvre par des spécialistes de la mesure lors d’inspection sur site. A ce titre, l’instrumentation développée et mise en œuvre dans ce cadre doit s’adapter à certaines contraintes. Les équipements doivent être robustes, modulaires et transportables sans que cela ne soit au détriment de leurs performances. Pour garantir la crédibilité et l’efficacité du contrôle, ces performances doivent rester au plus proches des valeurs cibles établies par les instances normatives. Les matériels développés pour cet objectif par le laboratoire de l’IRSN sont ainsi le résultat d’un juste compromis entre leur précision, leur justesse et la quantité d’objets mesurés pendant l’inspection. Une autre contrainte concerne le respect de l’intégrité du conteneur contenant la matière nucléaire qui conduit à développer et mettre en oeuvre des mesures non intrusives et non destructives. Les dispositifs doivent répondre à des objectifs de détection et d’interprétation des émissions gamma et neutrons émis spontanément par la matière nucléaire au travers de son conditionnement. L’IRSN via son laboratoire de métrologie des matières nucléaires a développé un éventail de dispositifs permettant de répondre à la majorité des situations de conditionnement (fût, conteneur, plaque, etc.) et aux différentes thématiques d’investigation demandée par l’autorité de sécurité (mesures d’identification et/ou caractérisation isotopique et/ou quantification). Les méthodes mises en œuvre par les inspecteurs sont celles décrites dans la présente conférence.

Les risques dans le milieu hospitalier sont multiples, ils concernent aussi bien les patients, que le personnel intervenant dans leur prise en charge. De façon indirecte, ces risques concernent aussi le public, entourage direct des patients ou non, mais également l'environnement. Parmi les risques, ceux dus aux rayonnements ionisants prennent une place non négligeable. Ces risques sont inhérents à l'utilisation des rayonnements ionisants qui ont fait la preuve de leur utilité en médecine. Il est donc important de les connaitre, de mettre en place des indicateurs permettant une surveillance sérieuse du niveau de risque et surtout déclencher une démarche de qualité, aboutissant à une réactivité et une meilleure gestion des risques. Lors de la conférence, après un passage en revue des risques dans le milieu médical, je m'arrêterai sur les risques liés aux rayonnements ionisants, en précisant les catégories de personnes exposées à ces risques. La surveillance de cette exposition passe par le suivi des indicateurs : la dosimétrie active et passive pour le personnel, les niveaux de référence diagnostique pour les patients. Je mettrai en lumière l'importance de la démarche d'assurance qualité, ainsi qu'une actualisation du parc du matériel, pour garder des appareils adaptés aux besoins cliniques. En dernier, je développerai la démarche de la certification, pilotée en France par la Haute Autorité de Santé. Cette démarche permet d'intégrer la qualité au cœur de l'activité médicale pour optimiser la gestion des risques.
Gestion des risques liés aux rayonnements ionisants dans le milieu médical

La radiothérapie est l’une des armes thérapeutiques les plus efficaces pour le traitement des cancers. Elle consiste à délivrer une forte dose au volume tumoral tout en protégeant les tissus sains et les organes radiosensibles. La dose nécessaire pour stériliser la tumeur est prescrite par le médecin radiothérapeute et un bon compromis est recherché pour minimiser la dose aux tissus sains et aux organes à risques sans pour autant affecter la dose au volume tumoral qui est l’objectif principal. Compte tenu de la nécessité pour les médecins radiothérapeutes de contrôler précisément la quantité de rayonnement permettant d’obtenir le résultat recherché en faisant courir un minimum de risque au patient (principe d’optimisation), une profession s’est développée au niveau international, qui est celle de physicien médical ou pharmacien des rayons. Les physiciens médicaux qui ont acquis des compétences spécifiques, jouent un rôle important dans la qualité et la sécurité des soins et seront chargés de traduire la dose prescrite en dose déposée avec le maximum de précision compte tenu du niveau de technicité offerte par le plateau technique. Les physiciens médicaux ont une position «centrale» entre la clinique et le développement technologique. Afin de s’acquitter de cette tâche, le physicien médical devrait être outillé par des instruments de mesure et des protocoles qui sont prédéfinis par la communauté savante. Le travail consiste à une configuration complète de tout le plateau technique qui comprend : le scanner simulateur et moyens de contentions, le système de planification de traitement, le système d’enregistrement et de vérification et l’appareil de traitement. En effet et pour la calibration des différents faisceaux de rayonnements, supportés par l’appareil de traitement, nous aurons besoin de chaines de mesures calibrées dans des laboratoires de références.Pour la configuration des paramètres géométriques et physiques des appareils de traitement nous aurons besoin d’un explorateur informatisé de faisceaux de radiothérapie externe pour la mesure de la distribution des isodoses, permettant une définition exacte des caractéristiques des faisceaux en radiothérapie. La radiothérapie est en constante évolution depuis plus d’un siècle. Elle a connu, le développement et l'introduction de nouveaux équipements et de nouvelles procédures de traitement tels que : la radiothérapie avec modulation d’intensité (IMRT) et la radiothérapie guidée par l’image surtout pour le gating ou le tracking respiratoires et la radiothérapie volumique par modulation d’intensité. Bien que complexes, ces nouvelles techniques visent à obtenir une irradiation de très haute précision et intègrent dans la procédure de traitement les nouveaux développements technologiques en matière d’informatique, d’imagerie médicale, de contention, de dosimétrie et d’appareils de radiothérapie. Ces technologies et techniques de traitement sophistiqués nécessitent des procédures et instruments de mesure pour l'assurance qualité et la dosimétrie pour la mise en service de l'équipement et la technique de traitement associés et la réalisation des tests de validation de traitement. Parallèlement au coût de ces différentes technologies, l’investissement humain en termes de formation et l’investissement en terme d’instrument de mesure, d’adaptation et d’organisation des structures de soins nécessaires à la mise en œuvre de ces techniques innovantes ont permis d’améliorer le ratio efficacité/sécurité à un niveau jamais atteint jusqu’alors.

Utilisant mon expérience durant les 47 années de ma carrière en tant que physicien expérimentateur travaillant sur les détecteurs de radiation, j’essaierai de présenter l’évolution des technologies et des outils innovants en Physique des Particules avec comme exemple l’application dans le traitement du cancer par Hadron-thérapie.

La médecine nucléaire est une spécialité de la médecine qui repose sur l’utilisation des produits radioactifs à des fins diagnostics ou thérapeutiques. La particularité de cette spécialité réside dans le fait que le patient devient une source mobile d’exposition externe et interne. Cette caractéristique, ainsi que l’utilisation des sources non scellées en médecine nucléaire, sont soumises à des normes, prescriptions et guides adressés à la fois au médecin et au physicien, et ce, afin d’assurer la protection du patient, de l’opérateur, du public et de l’environnement. Dans le but de diminuer les risques d’irradiation et de contamination du personnel et de l’entourage du patient etafin d’éviter toute possibilité de contamination radioactive (air, surface, …), l’exploitation de plusieurs types de détecteurs est essentielle pour le contrôle des différentes étapes de la manipulation des produits radioactifs, de la préparation jusqu’à l’élimination des déchets radioactifs (liquides et solides). Ainsi le service de médecine nucléaire est censé disposer de plusieurs types de détecteurs afin de contrôler la radioactivité d’ambiance, les déchets radioactifs, la contamination et le suivi dosimétrique du personnel, ainsi que les patients hospitalisés avant leur sortie du service. D’autre part, la détermination des zones radiologiques permet de maitriser les règles d’accès aux différents espaces de ce service, et l’étude de poste est primordiale afin d’optimiser les conditions du personnel directement affecté à travailler sous rayonnements ionisants. Dans ce cadre, la bonne utilisation des détecteurs, leur étalonnage et contrôles de qualité périodiques permettentd'assurer le respect des normes de sureté et sécurité en médecine nucléaire. Mots-clés : Médecine nucléaire, sûreté, sécurité, détecteur, radioprotection.

Ces dernières années ont vu se multiplier, au niveau international en générale et national en particulier, les appareillages d’imagerie interventionnelle dans le but d’améliorer le diagnostic et la thérapeutique. La radiologie interventionnelle, est un volet de l’imagerie médicale qui met en œuvre des techniques d’imagerie destinées à la réalisation d’actes guidés conduits par voie percutanée (fémorale, radiale), sous anesthésie locale, au moyen de dispositifs générant des rayons X qui permettent de visualiser l’intervention sur écran en temps réel. Il s’agit d’appareillages utilisés lors des procédures invasives réalisées sous scopie lors d’embolisations ou de reconstructions de vaisseaux et pour lesquelles les temps de scopie peuvent être très prolongés et l’apparition d’effets déterministes dus à l’irradiation sont possibles. Les principales interventions en radiologie interventionnelle sont très courantes dans les domaines cliniques suivants:
cardiologie invasive;
radiologie d’intervention;
neuroradiologie d’intervention.
Les normes de sécurité requises pour les appareillages de radiologie interventionnelle sont détaillées dans les documents de l’IEC (International Electrotechnical Commission) édité dans les années 2000. Dans ce travail, je présenterai les résultats qui émanent de nombreuses études et observations de beaucoup de documents qui ont tous fait état d'une série d'indicateurs et déterminants susceptibles d'approcher le concept de sécurité attribuable à la pratique de la radiologie interventionnelle et dont l’objet est :
de mettre l’accent sur les exigences particulières de sécurité de base et de performances essentielles pour la conception et la fabrication des appareils à rayonnement X dédiés à des interventions guidées par radioscopie;
de spécifier les informations qui doivent être fournies avec de tels appareils d’interventions pour aider les organismes responsables et les opérateurs à gérer le risque de rayonnement et le risque de défaillance des équipements découlant de ces interventions et qui pourrait affecter les patients ou le personnel.

La radiochirurgie Gamma Knife est une technique d'irradiation intracrânienne caractérisée par sa haute précision. Le principe du Gamma Knife est une irradiation multifaisceaux à partir de sources radioactives de cobalt. Cette technique permet de traiter un grand nombre de pathologies intracrâniennes selon le principe d'une " chirurgie a crane fermé minimally invasive" Les aspects relatifs à la radioprotection au sein de l'unité aussi bien du patient que du personnel soignant seront discutés.
* : Centre National de réhabilitation des Neurosciences

La radioprotection présente l'ensemble des mesures prises par les pouvoirs publics pour assurer la protection de l'homme et de son environnement contre les effets néfastes des rayonnements ionisants. La dosimétrie occupe une place importante dans ce domaine, car elle permet de quantifier et d’estimer le risque lié à l’utilisation des rayonnements en adéquation avec les limites réglementaires. Dans cette conférence, allons-nous présenter les résultats de nouveaux travaux réalisés au laboratoire en relation avec le milieu médical. Le premier concerne le développement d’un système dosimétrique pour la radiologie interventionnelle. En effet, la prévention des effets biologiques radio-induits en radiologie interventionnelle nécessite une estimation complète de l’exposition à la peau et aux organes du patient. Dans ce contexte, un logiciel permettant une reconstruction post-opératoire précise et rapide de la dosimétrie du patient par méthode Monte Carlo, a été développé. L’utilisation de techniques de réduction de variance et de navigation voxélisée avancées permet une amélioration significative du temps de calcul. Des fantômes anthropomorphes de dernière génération, couplés à la lecture des paramètres d’irradiation, permettent une prise en compte réaliste de l’anatomie du patient et de la géométrie de la machine. L’application à plusieurs cas cliniques a montré que la reconstruction dosimétrique s’effectue en une heure en moyenne sur un ordinateur personnel, pour une incertitude statistique de la dose aux organes inférieure à 2 % dans le champ primaire et inférieure à 20 % hors champ. La précision de la modélisation Monte Carlo associée à un temps d’exécution réduit ainsi qu’à une complète automatisation rend cet outil particulièrement adapté à un calcul systématique en radiologie interventionnelle. Le deuxième travail concerne une étude expérimentale et développement d’un outil personnalisé de calcul de dose neutron en radiothérapie. L’optimisation des traitements en radiothérapie vise à améliorer la précision de l’irradiation des cellules cancéreuses pour épargner le plus possible les organes environnants. Or la dose périphérique déposée dans les tissus les plus éloignés de la tumeur n’est actuellement pas calculée par les logiciels de planification de traitement, alors qu’elle peut être responsable de l’induction de cancers secondaires radio-induits. Parmi les différentes composantes, les neutrons produits par processus photo-nucléaires sont les particules secondaires pour lesquelles il y a un manque important de données dosimétriques. Dans ce contexete, nous avons développé un algorithme qui utilise la précision du calcul Monte Carlo pour l’estimation de la distribution 3D de la dose neutron délivrée au patient. Un tel outil permettra la création de bases de données dosimétrique pouvant être utilisées pour l’amélioration des modèles mathématiques « dose-risque » spécifiques à l’irradiation des organes périphériques à de faibles doses en radiothérapie.