L'utilisation des techniques numeriques en radioprotection est en cours de generalisation; une application recente, presentee ici, en est la realisation du tableau de controle des rayonnements (TCR) du batiment 49 au Centre d'Etudes Nucleaires de Saclay. Ce batiment, exploite par le Departement des Rayonnements Ionisants, assure la production des radioelements utilises dans la recherche, la medecine et l'industrie. Le TCR ainsi realise comporte 120 voies de mesure; son centralisateur comprend 2 calculateurs, 3 ecrans de visualisation, 2 imprimantes rapides, une table pour tracer les courbes et un disque enregistreur. Apres quelques mois d'exploitation, cette installation se revele tres efficace dans sa fonction de surveillance en fournissant des indications nouvelles dont la plus importante est la connaissance pratiquement immediate du niveau de contamination de l'air par les aerosols radioactifs dans les locaux de travail et dans les effluents gazeux. Le traitement de l'information par deux calculateurs et les organes peripheriques surdimensionnes paraissent devoir assurer, en outre, une excellente fiabilite de l'ensemble. En definitive, relativement aux TCR classiques, cette nouvelle installation presente d'excellentes caracteristiques d'exploitation et de fiabilite malgre un cout tres sensiblement inferieur

 Materiau plastique moulable comportant une matrice thermoplastique constituee par une resine olefine, une charge organique thermodurcie apportant de l'azote, une charge organique cellulosique et une charge minerale, les charges etant choisies pour ne pas modifier les proprietes rheologiques de la resine olefine et la proportion des differents composants du materiau etant determinee pour faire correspondre la composition elementaire du materiau et sa masse atomique moyenne a celles des tissus humains. Le materiau est caracterise par le fait que sa composition ponderale comporte environ 60 a 65% de carbone, 9 a 11% d'hydrogene, 2 a 3% d'azote, 7 a 11% d'oxygene organique, 12 a 17% d'alumine et 0 a 3% d'oxyde de titane

 La nouvelle terminologie presente l'avantage d'etre plus simple que la precedente et exprime plus exactement les grandeurs en cause. Bien que traitant separement les effets aleatoires et les effets non aleatoires, les nouvelles limites de dose sont en plus petit nombre que les precedentes. La limite moyenne 5(N-18) et les limites trois mois ont ete supprimees; de plus, les limites de dose pour l'irradiation partielle ont la meme valeur pour tous les tissus (50 rem), excepte le cristallin (30 rem). La notion de dose effective correspond a une necessite logique; elle permet une interpretation rationnelle de l'irradiation inhomogene de l'organisme, en particulier dans le cas de l'irradiation interne. En effet, l'addition pure et simple des precedentes CMA ou des CMA.m³ concernant plusieurs radionucleides presents dans l'air ou dans l'eau n'etait une operation logique que si l'organe le plus expose etait le meme pour tous les radionucleides en cause. Les limites d'irradiation globale sont maintenues. Par contre, les limites d'irradiation partielle sont dans l'ensemble moins severes pour l'irradiation externe et aussi, bien qu'a un moindre degre, pour l'irradiation interne ainsi que le montre la comparaison des anciennes CMA et des nouvelles limites de concentration dans l'air ou dans l'eau. Les changements apportes par la Commission dans les valeurs des limites de dose sont dans l'ensemble assez restreints. Par contre, les fondements biologiques de limitation des doses ont ete completement remanies; ils sont mieux definis, en particulier par la distinction des effets biologiques aleatoires et des effets non aleatoires. La mise en lumiere de l'importance des effets aleatoires et les dispositions de prudence adoptees par la Commission devant les difficultes qui demeurent montrent que les nouvelles recommandations representent une limite superieure de l'evaluation des risques associes a l'utilisation des rayonnements ionisants, ces dispositions de prudence pouvant constituer un important facteur de securite dans le cas des rayonnements a TEL faible

 Apres avoir rappele d'une maniere simplifiee les risques de contamination interne de l'organisme par absorption continue d'activite presente a niveau confiant dans l'air ou dans l'eau (risques etablis par la Commission Internationale de Protection Radiologique), l'auteur etablit des relations simples permettant de determiner tres rapidement le risque d'irradiation interne de l'organisme a la suite d'une absorption accidentelle. (auteur)

 Apres avoir precise l'etat de nos connaissances generales actuelles concernant la determination des doses absorbees par irradiation externe pour les divers rayonnements, l'auteur indique la sensibilite comparee des detecteurs usuels. Il definit ensuite les criteres qui doivent etre pris en consideration pour le choix du milieu sensible, de la nature et de l'epaisseur de la paroi des detecteurs. D'une maniere tres generale, l'ensemble de detection destine a mesurer une dose absorbee en un point donne de l'organisme doit etre concu en vue de presenter les memes interactions globales avec le rayonnement etudie que celles mises en jeu dans l'organisme. (auteur)

 Les dangers d'irradiation aupres des piles a uranium sont a classer essentiellement en deux groupes. Les dangers existant aupres d'une pile exploitee normalement: irradiation γ par l'uranium irradie ou contamination de l'air par des gaz de fission, irradiation γ ou contamination par les fluides de refroidissement (air, azote, eau lourde), irradiation γ par les radioelements fabriques. Les dangers en cas d'accident survenant a un reacteur en fonctionnement, ayant pour consequence : la presence dans l'air d'uranium irradie, la contamination du sol. (auteur)

 Dans ce rapport, sont donnes les elements permettant de determiner les valeurs des coefficients d'attenuation massique et d'absorption massique en energie pour certains elements et melanges necessaires a l'etude des materiaux equivalents aux tissus pour les photons dans le domaine d'energie allant de 10 keV a 10 MeV. Apres un bref rappel des definitions des deux coefficients, suit, sous forme de tableaux, un recueil de ces coefficients, en fonction de l'energie, pour les elements simples, certains composes mineraux, composes organiques, gaz, et, particulierement, pour les tissus mous. (auteur)

 Les auteurs presentent, tout d'abord, quelques accidents typiques rapportes dans la bibliographie ou survenus dans les Centres de Recherches du CEA. Ces accidents sont analyses pour en preciser la cause principale et en degager les enseignements. Enfin les auteurs etudient l'interet d'un controle centralise des dispositifs de securite, de detection et de signalisation mis en oeuvre aupres de tout accelerateur important. (auteur)

 Apres un bref rappel des definitions des grandeurs utilisees en dosimetrie et leur presentation en vue d'une adaptation simple aux problemes de radioprotection, les auteurs etablissent des relations mathematiques simples pour exprimer, dans le cas des electrons et des photons, la dose absorbee, le kerma et l'exposition ainsi que des relations entre ces diverses grandeurs considerees dans l'air. Les auteurs etudient ensuite les variations de ces grandeurs a l'interface de separation air-tissus mous de l'organisme et en profondeur dans les tissus. Ils donnent les valeurs numeriques des discontinuites susceptibles d'apparaitre a l'interface et les valeurs obtenues, relativement a l'air, apres etablissement de l'equilibre electronique en profondeur dans les tissus. Un exemple d'application a la dosimetrie est egalement donne dans le cas d'une chambre d'ionisation a paroi d'aluminium. En conclusion, les conditions a remplir en vue d'une mesure directe de la dose absorbee dans les tissus sont presentees et discutees. (auteurs)