Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche: Sources non scellées 9782759808458

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Personne compétente en radioprotection Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche – Sources non scellées

Coordonné par Hugues Bruchet

17, avenue du Hoggar Parc d’activités de Courtaboeuf, BP 112 91944 Les Ulis Cedex A, France

Illustrations de couverture : Marquage radioactif d’une sonde ADN (CEA – Studio Pons).

Imprimé en France

ISBN : 978-2-86883-951-0 Tous droits de traduction, d’adaptation et de reproduction par tous procédés, réservés pour tous pays. La loi du 11 mars 1957 n’autorisant, aux termes des alinéas 2 et 3 de l’article 41, d’une part, que les « copies ou reproductions strictement réservées à l’usage privé du copiste et non destinées à une utilisation collective », et d’autre part, que les analyses et les courtes citations dans un but d’exemple et d’illustration, « toute représentation intégrale, ou partielle, faite sans le consentement de l’auteur ou de ses ayants droit ou ayants cause est illicite » (alinéa 1er de l’article 40). Cette représentation ou reproduction, par quelque procédé que ce soit, constituerait donc une contrefaçon sanctionnée par les articles 425 et suivants du code pénal. © EDP Sciences 2009

Préface Henri Métivier

Après un premier ouvrage consacré aux « Principes de radioprotection-réglementation », puis un second relatif aux installations nucléaires de base (INB) et aux installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE) soumises à autorisation, nous poursuivons notre effort pédagogique auprès des personnes compétentes en radioprotection. Cette nouvelle publication s’adresse aux PCR concernées par la problématique des sources non scellées de rayonnements ionisants dans les secteurs de l’industrie et de la recherche. Notons que cet effort n’est pas terminé puisqu’un quatrième volume consacré aux sources scellées et générateurs de rayonnements X dans ces mêmes secteurs est en préparation. Une fois de plus, je rappellerai le rôle fondamental de la PCR dans les laboratoires, usines et dans toutes les installations où sont manipulées des sources de rayonnements ionisants. En effet, les autorités fondent beaucoup d’espoir sur l’action des PCR et étudient l’opportunité de faire évoluer leurs missions en intégrant l’idée d’harmonisation au sein des pays de l’Union européenne. Par ailleurs, les PCR se montrent de plus en plus exigeantes en matière d’information, s’organisent en groupes et réseaux, échangent leurs expériences lors de congrès organisés par différentes sociétés savantes. Un tel ouvrage de référence s’intègre donc dans cette logique en faisant le lien entre les différents acteurs de la radioprotection : autorités, employeurs, PCR, opérateurs et utilisateurs de sources… Ce livre est conforme aux exigences réglementaires décrites dans l’arrêté du 26 octobre 2005 relatif aux modalités de formation de la personne compétente en radioprotection et de certification du formateur. Il se focalise sur la radioprotection pratique liée à l’utilisation de sources non scellées et de sources scellées nécessaires à leur contrôle, dans les secteurs de l’industrie et de la recherche. Le sujet n’est pas aisé car les transferts de contaminations radioactives sont potentiellement multiples. De fait, une certaine appréhension associée à cet aspect transparaît chez bon nombre de travailleurs. Cette perception négative est de plus renforcée par la difficulté d’évaluer le risque : autant il est relativement simple de procéder à la lecture ou l’analyse d’un dosimètre, autant l’estimation des doses reçues dans le cas d’une exposition interne aux rayonnements ionisants fait appel à un grand nombre de paramètres et d’outils (examens médicaux, outils de calcul, modélisation…). Outre l’objectif de formation des PCR, la lecture de cet ouvrage pourra apporter un éclaircissement aux personnes désireuses de renforcer leurs connaissances dans ce domaine.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Ce besoin d’information et de méthodologie est particulièrement manifeste quand la PCR est confrontée à la mise en œuvre des analyses de postes de travail, pivot essentiel autour duquel s’articulent toutes ses autres missions de gestion du risque radiologique. Il va sans dire que cette thématique est traitée en détail, et qu’elle constitue même un point fort de l’ouvrage, bénéficiant d’un chapitre tant étoffé dans son contenu qu’innovant dans sa façon d’appréhender cette difficile question. Support pédagogique à la formation, ce livre propose une méthode d’apprentissage interactive, en particulier pour trois chapitres traitant de l’utilisation des appareils de détection et de l’évaluation indirecte de la contamination surfacique, ainsi que de l’évaluation des doses résultant de l’exposition externe. Le lecteur endosse donc le rôle d’acteur de façon à progresser dans les situations concrètes de travail qui lui sont proposées, des corrigés détaillés étant proposés en fin de chapitre En complément à cette pédagogie, les autres chapitres de cet ouvrage sont clôturés par des parties « Faîtes le point » permettant au lecteur de réaliser son auto-évaluation et ainsi de mesurer sa progression. Par ailleurs, des parties « Pour en savoir plus » émaillent l’ouvrage de façon à approfondir certaines thématiques. Une fois de plus, on ne peut que se féliciter qu’autour de Christine Jimonet, coordonnatrice de cette série, un groupe de pédagogues compétents et dynamiques issus du monde de la radioprotection aient répondu présents à ce besoin de documents de référence. Aussi je souhaiterai conclure en félicitant l’ensemble des auteurs de cet ouvrage, et plus particulièrement Hugues Bruchet. Son implication dans l’ensemble du volume a conduit à cet excellent ouvrage marqué par la précision des informations données, la qualité de l’écriture et la clarté du texte. Gageons que ce nouveau livre sera un outil indispensable pour les PCR concernées par la problématique des sources non scellées de rayonnements et qu’il ne pourra qu’être bénéfique pour la réalisation de leurs missions quotidiennes de radioprotection. Henri METIVIER Professeur émérite à l’INSTN Ancien membre de la Commission internationale de protection radiologique

Table des matières Auteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Contributeurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 1 : Radioprotection dans les laboratoires 1.1.

1.2.

1.3.

1.4.

Utilisation des sources dans l’industrie et la recherche et risques associés . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.1.1. Sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.1.2. Sources scellées dans les laboratoires où sont manipulées des sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Aménagement des laboratoires où sont manipulées des sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.1. Dispositions administratives et techniques relatives à l’achat et à l’utilisation de sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.2. Règles techniques d’aménagement des locaux de travail . . . . . . . 1.2.3. Équipements de laboratoire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.4. Petit matériel de laboratoire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.5. Radioprotection pratique lors de la manipulation de sources . . . . Évaluation de l’exposition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.3.1. Rappels sur les grandeurs de protection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.3.2. Règles de calcul de la dose efficace résultant d’une exposition externe et interne aux rayonnements ionisants . . . . . . . . . . . . . . . 1.3.3. Estimation des doses résultant de l’exposition externe . . . . . . . . . 1.3.4. Estimation des doses résultant de l’exposition interne . . . . . . . . . Contrôles de radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.4.1. Données générales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.4.2. Contrôles techniques des sources (cas des sources non scellées) . 1.4.3. Contrôles de la gestion des sources radioactives non scellées . . . 1.4.4. Contrôle des moyens et des conditions d’évacuation des effluents, de tri, de stockage et d’élimination des déchets . . . 1.4.5. Contrôles des instruments de mesure . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.4.6. Contrôles d’ambiance . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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1.5. 1.6.

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Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Annexe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 2 : Technologies des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1. Équipements de protection collective contre la contamination atmosphérique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.1. Le rideau d'air . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.2. La hotte ventilée . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.3. La hotte ventilée à flux dirigé . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.4. La hotte ventilée à flux laminaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.5. La boîte à gants . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2. Enceintes de confinement – paramètres caractéristiques, dispositifs de contrôle et de filtration . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.1. Paramètres caractéristiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.2. Les dispositifs de contrôle et de sécurité . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.3. Propagation de la contamination atmosphérique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.3.1. La ventilation des locaux . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.3.2. Évolution du niveau de contamination atmosphérique suite à un rejet accidentel à l’intérieur d’un local . . . . . . . . . . . . 2.3.3. Modes de prélèvement des aérosols . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.4. Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 3 : Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique, détermination de la nature d’une source inconnue et calcul de rendement pratique de mesure 3.1. 3.2.

3.3.

3.4. 3.5.

3.6.

Objectifs et démarche pédagogique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Utiliser une sonde associée à un contaminamètre . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.1. Le contaminamètre . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.2. Les sondes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.3. Utilisation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Réaliser des mesures de contamination surfacique et déterminer le type de rayonnement ionisant . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.3.1. Détermination du bruit de fond . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.3.2. Réponse des différentes sondes en fonction des rayonnements . . 3.3.3. Influence des écrans . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Évaluer vos acquis : déterminer la nature des rayonnements émis par une source inconnue . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Calculer le rendement de mesure d’une sonde . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.5.1. Principe de calcul du « rendement de mesure » . . . . . . . . . . . . . 3.5.2. Exemple du calcul du rendement de mesure avec le cobalt-60, émetteur β/γ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.5.3. Estimation de l’activité surfacique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.5.4. Exercice d’application . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Table des matières

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Chapitre 4 : Évaluation indirecte de la contamination surfacique et décontamination 4.1. 4.2.

4.3.

4.4.

Objectifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Évaluation indirecte de la contamination surfacique : règles génerales . . . . 4.2.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.2. Limites de détection pour les instruments de mesure . . . . . . . . . . 4.2.3. Règles relatives au prélèvement . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.4. Évaluation de l’activité surfacique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Partie pratique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.3.1. Repérer, identifier et évaluer une contamination surfacique . . . . . 4.3.2. Décontaminer . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.3.3. Évaluer les résultats de la décontamination . . . . . . . . . . . . . . . . . Réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 5 : Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul 5.1. 5.2. 5.3. 5.4. 5.5.

5.6.

5.7.

Objectifs et démarche pédagogique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Préparation du poste de travail . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Mise en œuvre d’un contrôle de contamination . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Préparation des échantillons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Évaluer les doses d’exposition externe par la mesure . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.5.1. Cadre général . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.5.2. Interprétation des résultats . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Évaluer les doses d’exposition externe par calcul . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.6.1. Retour sur la manipulation précédente . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.6.2. Exemples d’autres manipulations . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 6 : Gestion des déchets et des effluents radioactifs Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.1. Déchets et effluents, quelques définitions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.2. Les producteurs de déchets du nucléaire diffus . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.3. Classification des déchets radioactifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4. Règles de gestion des déchets et effluents radioactifs . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.1. Mise en œuvre d’un zonage déchets . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.2. Identification, caractérisation et tri . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.3. Collecte . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.4. Gestion par décroissance radioactive . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.5. Gestion par filières autorisées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.6. Contrôle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.7. Entreposage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.8. Conditionnement, étiquetage et évacuation . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.9. Règles de gestion des effluents liquides radioactifs . . . . . . . . . . . . 6.4.10. Règles de gestion des effluents gazeux radioactifs . . . . . . . . . . . . 6.5. Encadrement réglementaire de la gestion des déchets et effluents radioactifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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6.6.

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6.5.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.5.2. Plan de gestion interne des effluents et des déchets . . . . . . . . . . . 6.5.3. Bilan annuel . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Parcours de chasse aux risques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.6.1. Situations « dégradées » . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.6.2. Réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 7 : Gestion des situations incidentelles et dégradées Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.1. Qu’est-ce qu’un incident radiologique ? . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.1.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.1.2. Accident ou incident : que dit l’échelle INES ? . . . . . . . . . . . . . . 7.2. Incident radiologique et réglementation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.2.1. Champ d’application de la déclaration des incidents radiologiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.2.2. Déclarations d’incident et ses critères . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.2.3. Délais de déclaration . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.2.4. Modalités de déclaration . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.2.5. Information au public . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.2.6. Nature des événements significatifs en radioprotection . . . . . . . . 7.3. Le comportement en cas d’incident radiologique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.2. En cas d’exposition externe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.3. En cas de contamination . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.4. Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.5. Annexes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

213 214 214 214 216 216 216 217 217 217 220 221 221 222 225 231 234

Chapitre 8 : Analyses de postes de travail Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.1. Contexte et objectifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.1.1. Objectifs d’une analyse de poste de travail . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.1.2. Cadre réglementaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2. Préparation : caractérisation des postes de travail . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.2. Caractérisation des termes sources . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.3. Tâches à réaliser . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.4. Risques radiologiques pour chaque tâche . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.5. Risques conventionnels associés . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.6. Perception des risques par les acteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3. Évaluation des doses . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3.2. Doses associées à chaque tâche . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.4. Exploitation des résultats et retour d’experience . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.4.1. Classification du personnel . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.4.2. Délimitation des zones de travail . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Table des matières

8.5.

8.6.

8.4.3. Optimisation de la radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Exemples . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.5.1. Évaluation de doses . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.5.2. Exploitation des résultats et classement des travailleurs . . . . . . . . 8.5.3. Exploitation des résultats et délimitation des zones . . . . . . . . . . . 8.5.4. Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Annexes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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262 262 262 283 283 283 301

Références bibliographiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 311 Index . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 315

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Auteurs Marc AMMERICH

Technicien supérieur en Radioprotection, ingénieur CNAM en Physique nucléaire et titulaire d’un DESS en Sciences des aérosols. Après un début de carrière au Service de protection radiologique du CEA de Saclay, il rejoint le Groupe des enseignements de radioprotection de l’INSTN en 1991 et en prend la direction en 1996. Mis à disposition de l’Autorité de sûreté nucléaire en 2001, il exerce entre autres la fonction d’inspecteur avec la spécialité « radioprotection ». Il est revenu en 2006 à la Direction de la Protection et de la Sûreté nucléaire du CEA (MR/DPSN) et vient d’être nommé inspecteur nucléaire au pôle Maîtrise des risques (MR/ IGN). Prix SFEN 1989 pour la réalisation du banc ICARE.

Séverine BALMAIN

Diplômée de l’Institut des sciences et techniques de Grenoble (Polytech’Grenoble), elle est ingénieur en prévention des risques industriels. Elle travaille depuis 2000 chez Sanofi-Aventis R&D et est actuellement responsable du Pôle Santé du Centre de recherche de Montpellier. Elle y assure notamment les fonctions de PCR et de conseiller sécurité pour le transport des marchandises dangereuses. Elle a également en charge la coordination de la radioprotection pour les centres de recherche français du groupe.

Hugues BRUCHET

Titulaire du DESS Radioprotection de l’université Joseph Fourier de Grenoble, il est ingénieur-chercheur au CEA et responsable du Groupe des enseignements de radioprotection au sein de l’unité d’enseignement en radioprotection, biologie et médecine (CEA/ INSTN Saclay). En outre, il est responsable pédagogique et formateur certifié pour les formations de la personne compétente en radioprotection sur le site de l’INSTN Saclay et siège au sein du Comité de certification des formateurs de la PCR au CEFRI.

Joël COTTON

Ingénieur CNAM en biochimie industrielle et agroalimentaire, il a commencé sa carrière en biologie médicale au service médical du travail du CEA de Fontenay-aux-Roses. En 1990, il a rejoint le monde de la recherche biomédicale dans le département

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

d’ingénierie et d’études des protéines au CEA de Saclay. Depuis 2002, il est responsable pédagogique au sein de l’unité d’enseignement de radioprotection, biologie et médecine de l’INSTN de Saclay et intervient régulièrement dans les formations de personnes compétentes en radioprotection. Christine JIMONET

Docteur ès sciences en Biochimie de l’université Paris XI. Adjointe du chef de l’unité d’enseignement en radioprotection, biologie et médecine au CEA/INSTN de Saclay. Elle est en outre responsable pédagogique et a plus spécialement en charge l’enseignement des effets biologiques des rayonnements ionisants dans différentes formations dont les formations « personne compétente en radioprotection ». Elle est également responsable pour l’INSTN de l’enseignement du diplôme d’enseignement spécialisé de Médecine nucléaire.

Sandrine LAUGLE

Technicienne supérieure en Radioprotection au CEA de Saclay. Après une expérience de 3 ans dans un centre de lutte contre le cancer en tant que technicienne supérieure en génie biomédical, elle travaille actuellement au Service de protection radiologique du CEA de Saclay (laboratoires de faibles et moyennes activités). Par ailleurs, elle enseigne pour la formation de la personne compétente en Radioprotection à l’INSTN de Saclay.

Philippe MASSIOT

Ingénieur CNAM en Sciences et Technologies Nucléaires, il a commencé sa carrière en tant que chercheur au CEA auprès des accélérateurs de particules dans le domaine des matériaux puis celui de la radiobiologie. Il s’est ensuite spécialisé dans le domaine de la radiotoxicologie des actinides. Il poursuit son parcours à l’INSTN où il est chargé de mettre en place la certification ISO de la formation continue. Après 5 ans passés à l’ASN en tant que responsable de la formation et inspecteur de la radioprotection, il est maintenant responsable pédagogique à l’INSTN et chargé d’enseignement dans le domaine de la radioprotection et des transports de matières radioactives. Impliqué dans un projet européen d’harmonisation de la formation française personne compétente en radioprotection, il est également formateur certifié PCR.

Amélie ROUE

Docteur en physique médicale de l’université de Toulouse et titulaire du diplôme de qualification en physique radiologique et médicale, elle a exercé pendant 6 ans comme radiophysicienne dans un service de radiothérapie de l’AP-HP puis dans une société de contrôle de qualité. Elle a intégré depuis 2007 le groupe des enseignements de radioprotection au sein de l’unité d’enseignement en radioprotection, biologie et médecine où elle assure la coordination du diplôme de qualification en physique radiologique et médicale. Elle est également en charge de formations de radioprotection dans le domaine médical.

Auteurs

Céline VIVARELLIPETITGAND

xiii

Titulaire du Master « Ingénierie des technologies en santé » à l’UTC de Compiègne, elle a intégré le CEA/INSTN de Saclay en qualité de responsable pédagogique de formations continues en radioprotection. Elle a rejoint l’APAVE en tant que formatrice PCR, assurant aussi la fonction d’inspectrice en radioprotection en centre de recherche, en milieu médical et industriel. Aujourd’hui responsable de groupe (Centre-Est CETE-APAVE Sud Europe), elle est également impliquée dans l’assistance technique pour la PCR et les cabinets d’étude intervenant dans le secteur médical.

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Contributeurs Ce livre a bénéficié de la contribution à des titres divers des personnes nommées cidessous. Chacun reconnaîtra son implication dans les différentes étapes de réalisation de cet ouvrage, qu’il s’agisse de conseils à la rédaction, d’iconographie ou de relecture du manuscrit. Qu’ils en soient sincèrement remerciés.

Pierre BARBEY

Université de Caen Basse-Normandie

Jean-Christophe BODINEAU Commissariat à l’énergie atomique, Institut national des sciences et techniques nucléaires Gilbert BRUHL

Commissariat à l’énergie atomique, Pôle maîtrise des risques

Pierre DUBOIS

Institut de recherche et de développement

Cécile ETARD

Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire, Direction de la radioprotection de l’homme

Laurence FUSIL

Commissariat à l’énergie atomique, Cellule de contrôle de sécurité des INB et des matières nucléaires

Bernard HOCDE

Commissariat à l’énergie atomique, Institut national des sciences et techniques nucléaires

Sandrine JOURDE

Commissariat à l’énergie atomique, Service de protection radiologique du CEA Valduc

Yann KERGADALLAN

Commissariat à l’énergie atomique, Institut national des sciences et techniques nucléaires

Thierry LAHAYE

Direction générale du travail

Sylvie LOURS

Commissariat à l’énergie atomique, Direction des Sciences du Vivant

Henri METIVIER

Professeur émérite à l’Institut national des sciences et techniques nucléaires

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Alain PIN

Commissariat à l’énergie atomique, Institut national des sciences et techniques nucléaires

Benoît QUESNE

AREVA NC

François THOMAS

Commissariat à l’énergie atomique, Service de protection radiologique du CEA Saclay

Claire TRONEL

Autorité de sûreté nucléaire

Alain VIVIER

Commissariat à l’énergie atomique, Institut national des sciences et techniques nucléaires

Radioprotection dans les laboratoires Hugues Bruchet

L’objectif de ce chapitre est de rassembler les données utiles à la personne compétente en radioprotection (PCR) pour gérer le risque radiologique dans un laboratoire utilisant des sources radioactives non scellées dans le secteur de l’industrie et la recherche. Ainsi, un grand nombre de thématiques seront présentées dans cette partie puis complétées et approfondies dans d’autres chapitres de cet ouvrage, en partie sous des aspects plus appliqués et pratiques. Nous conseillerons donc le lecteur de s’y rapporter le moment venu. Pour acquérir ces connaissances, le lecteur aura donc le choix entre une lecture intégrale de cette partie puis des chapitres pratiques suivants (conseillé lors d’une première lecture) ou bien de traiter les grandes thématiques de façon différenciée (lectures suivantes). Dans un premier temps, nous décrirons l’utilisation des sources non scellées au laboratoire, ainsi que les risques associés. Le manipulateur habitué à travailler avec ce genre de sources étant souvent confronté à d’autres types de sources de rayonnements, scellées cette fois-ci, nous présenterons également les manipulations de ces sources et les risques associés. Dans la deuxième partie, nous étudierons l’aménagement des laboratoires où sont utilisées des sources non scellées (laboratoires de faible et moyenne activités). Nous commencerons par décrire les dispositions administratives et techniques relatives à l’achat et à l’utilisation de sources non scellées (autorisations, commande, réception, gestion et entreposage), puis nous aborderons les règles techniques d’aménagement, les équipements de laboratoire en incluant le petit matériel. Nous terminerons cette partie en énonçant des conseils de radioprotection pratique relatifs à la manipulation de sources non scellées. Ensuite, nous répondrons à la question suivante : comment évaluer l’exposition des personnels aux rayonnements ionisants ? Les deux cas de l’exposition externe et de l’exposition interne seront pris en compte. Cette partie servira de base de réflexion pour la mise en œuvre des études de poste de travail. D’autre part, nous définirons les grandeurs opérationnelles relatives à l’incorporation de substances radioactives qui pourront être utilisées pour estimer la dose efficace engagée ou établir le zonage radiologique des locaux. Enfin nous terminerons ce chapitre par une partie non moins importante : les contrôles à effectuer dans le laboratoire, au sens de la réglementation en radioprotection. Nous développerons les différents aspects abordés dans l’arrêté du 26 octobre 2005 en nous limitant au cas des sources non scellées : contrôle technique des sources, contrôle de gestion des sources, contrôles d’ambiance, contrôles des conditions d’élimination des

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

effluents et déchets associés à l’utilisation des sources non scellées et contrôles des instruments de mesure et dispositifs de protection et d’alarme.

1.1. Utilisation des sources dans l’industrie et la recherche et risques associés 1.1.1. Sources non scellées « Nous saurons la physiologie, lorsque nous pourrons suivre pas à pas une molécule de carbone ou d’azote, faire son histoire, raconter son voyage dans le corps d’un chien depuis son entrée jusqu’à sa sortie… » Claude Bernard, physiologiste français, 1813-1878 L’utilisation des sources non scellées dans les domaines de l’industrie et de la recherche est très variée. Historiquement, c’est avec la découverte de la radioactivité naturelle par Henri Becquerel en 1896, puis par Pierre et Marie Curie en 1898 que le principe de base du marquage moléculaire a été établi : il devint envisageable de suivre une molécule à la trace sans perturber le système étudié. Dès 1913, Georges de Hevesy, jeune chimiste suédois d’origine hongroise, utilisa un isotope radioactif naturel du plomb pour étudier les propriétés physico-chimiques de ce métal. Une vingtaine d’année plus tard, Harold Urey réussissait à obtenir de l’eau « lourde » en enrichissant légèrement la molécule d’eau en deutérium, ce qui permit en particulier à Georges de Hevesy de mesurer précisément le volume hydrique chez l’homme. Néanmoins, il fallut attendre la découverte de la radioactivité artificielle par Irène et Frédéric Joliot-Curie en 1934 pour que de nombreuses applications se développent, en particulier dans le domaine de la recherche en biologie et en médecine. De nombreux isotopes radioactifs artificiels furent produits, et servirent d’indicateurs à la plupart des éléments chimiques constituant les organismes vivants. L’ère des « traceurs isotopiques » commençait et il n’est pas exagéré de dire que ces molécules marquées ont joué un rôle décisif dans le développement de la biologie dite moléculaire.

1.1.1.1. Applications dans la recherche biologique et médicale Les isotopes utilisés permettent de comprendre et d’analyser, à l’échelle moléculaire, le fonctionnement des systèmes biologiques. La sensibilité de détection de ces isotopes radioactifs va permettre d’apporter un certain nombre d’informations sur la molécule biologique à étudier : suivi, détermination de la durée de vie, biocinétique, localisation, répartition et mesure de la concentration dans les conditions physiologiques. Il convient néanmoins de distinguer le terme traceur du terme analogue radioactif, lequel ne désigne pas au sens strict la même chose. Obtenir un traceur consiste à remplacer un ou plusieurs atomes constitutifs d’une molécule par l’un de ses isotopes radioactifs. Le composé obtenu possède la même structure chimique et, à l’effet isotopique près, les mêmes propriétés que la molécule parentale. L’une et l’autre sont en principe indiscernables, la molécule radioactive servant à tracer le cheminement métabolique de la molécule considérée.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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En ajoutant l’isotope radioactif en sus des atomes constituants normalement la molécule parentale, on obtient un analogue radioactif de la molécule considérée, lequel se distingue par un grand nombre de propriétés (propriétés physiques, taille, masse, solubilité, résistance à la dégradation enzymatique…). Un tel analogue sera utilisable pour l’examen de processus mettant en jeu des mécanismes de fixation ou de reconnaissance entre molécules (liaison entre une hormone et son récepteur par exemple). Par contre, il sera difficilement utilisable en tant que traceur dans la plupart des investigations à caractère métabolique. Dans le domaine de la recherche biologique et médicale, les traceurs utilisés sont principalement des émetteurs bêta moins purs, bien que certains émetteurs X ou gamma puissent également être employés. À titre d’exemple, nous citerons les applications suivantes : – le marquage des glucides (carbone-14) ; – le marquage des acides aminés, des peptides et des protéines (soufre-35) ; – le marquage des acides nucléiques (phosphore-32, phosphore-33, tritium, soufre35) ; – le marquage de protéines iodées telles que les hormones thyroïdiennes (iode-125 et iode-131) ; – l’enzymologie (calcium-45) ; – les tests radioimmunologiques (tritium, carbone-14, iode-125) ; – le développement de radiopharmaceutiques (technécium-99m, fluor-18 et tous les autres isotopes utilisés en médecine nucléaire) ; – les tests d’évaluation de cytotoxicité (chrome-51), par mesure du relargage du chrome par des cellules cibles marquées ; – le marquage de globules rouges (chrome-51) ; – la microscopie électronique (sels d’uranium) ; – les études sur le transport et l’accumulation des ions dans les systèmes membranaires ou en neurobiologie (sodium-22, calcium-45, fer-59, potassium-40…) ; – la datation des objets ou des échantillons biologiques par le carbone-14 et le potassium-40. Nous avons rassemblé dans le tableau 1.1 quelques exemples de radionucléides utilisés en biologie avec leur période, leurs émissions prépondérantes ainsi que la réaction nucléaire permettant leur production.

1.1.1.2. Applications dans l’industrie Des traceurs radioactifs, sous forme liquide ou gazeuse, permettent l’étude des transferts de masse dans les milieux naturels ou industriels par des mesures spatiales et quantitatives

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 1.1. Exemples de radionucléides utilisés en recherche biologique (d’après Mini table de radionucléides, CEA/LNE/LNHB, EDP Sciences, 2007).

Radionucléide

Période

Énergie et intensité des principales émissions

3H

12,3 ans

Eβmax = 18,6 keV ; 100 %

Procédé de production 6Li

(n, α) 3H

14

N (p, α) 11C 10B (d, n) 11C 10 B (p, γ) 11C 11B (p, n) 11C

11

C

20,4 minutes

Eβmax = 960 keV ; 99,75 % Ephoton = 511 keV : 199,5 %

14

C

5730 ans

Eβmax = 156,5 keV ; 100 %

32P

14,3 jours

Eβmax = 1 710 keV ; 100 %

32

14

N (n, p) 14C

31

P (n, γ) 32P S (n, p) 32P

32

P (n, γ) 33P (n, p) 33P 34 S (γ, n) 33P

33P

25,4 jours

Eβmax = 248,5 keV ; 100 %

33S

35S

87,5 jours

Eβmax = 167 keV ; 100 %

34S

51Cr

27,7 jours

EX = 5 keV ; 13,4 % Eγ = 320,1 keV ; 9,9 %

59,4 jours

Ee1 = 27 keV ; 19,9 % Ee2 = 30,9 keV ; 10,7 % Ee3 = 35 keV ; 3,4 % EX1 = 27,2 keV ; 39,7 % EX2 = 27,5 keV ; 74 % EX3 = 31,1 keV ; 21,2 % EX4 = 31,8 keV ; 4,6 % Eγ = 35,5 keV ; 6,7 %

8,0 jours

Eβ1max = 606,3 keV ; 191,6 % Eβ2max = 333,8 keV ; 7,4 % Eγ1 = 364,5 keV ; 81,2 % Eγ2 = 637 keV ; 7,3 %

125

I

131I

50Cr

(n, γ) 35S (n, γ) 51Cr

124

Xe (n, γ) 125Xe (CE) 125I 125Te (d, 2n) 125I

Produit de fission

de la radioactivité dispersée dans le milieu étudié. Les applications sont très nombreuses et variées. Il convient de citer, à titre d’exemple : – l’hydrologie souterraine : détermination de la vitesse et de la direction de l’écoulement des eaux ;

1 – Radioprotection dans les laboratoires

5

– l’hydrologie de surface : contrôle de la dispersion des substances polluantes, recherche de fuites sur les barrages ou les canaux ; – la sédimentologie dynamique : mesures des déplacements de sédiments, suivi du charriage des fonds marins, optimisation des points de rejets des matériaux dragués ; – le traçage industriel : recherche de fuites sur des objets scellés, appréciation de l’usure d’appareillage soumis à des frottements intenses, évaluation de la consommation d’huile. De nombreux isotopes radioactifs sont utilisés, tels que le carbone-14, le chlore-36, l’azote-15, l’oxygène-18, le potassium-40 et tous ceux des chaînes radioactives naturelles. L’isotope le plus utilisé reste néanmoins le tritium : utilisé sous forme d’eau tritiée, il sert pour l’étude des écoulements hydrodynamiques (nappes souterraines, lacs).

1.1.1.3. Perception des risques associés et de leur évolution lors de la manipulation de sources non scellées L’utilisation de sources non scellées dans les domaines de l’industrie et de la recherche peut entraîner un risque d’exposition externe et d’exposition interne. Avant de présenter tout au long de cet ouvrage plusieurs conseils pratiques de protection, nous avons estimé nécessaire de faire le point sur quelques éléments importants à garder à l’esprit lors de la manipulation de sources non scellées.

a) Evolution de la nature des risques En premier lieu, il faut impérativement se rappeler que les risques d’exposition ne sont pas figés et que leur nature évolue pendant les différentes étapes de la manipulation. En effet, si la nature du radionucléide reste a priori la même, le risque associé va évoluer avec les changements éventuels des propriétés physiques et chimiques du composé radioactif. Ceci implique d’avoir une vision globale de la manipulation et des différentes actions effectuées pouvant induire ce changement. Ce « fractionnement » de la manipulation en plusieurs tâches ou étapes permet un suivi de la nature du risque et donc des moyens de protection et de contrôle à mettre en œuvre. Nous adopterons une démarche analogue lors de la réalisation d’exemples d’études de postes de travail dans le chapitre 8. Le tableau 1.2 ci-dessous présente un exemple d’une telle démarche pour une manipulation de marquage d’une protéine (γ-globuline) à l’iode-125. Cette étude est présentée à titre indicatif. Ainsi nous avons décidé de ne pas détailler l’ensemble des données utiles concernant le « terme source », telles que : volumes des solutions, activités volumiques etc. Nous développerons d’autres manipulations de façon plus systématique dans le chapitre dédié aux analyses de postes de travail.

b) Identification des étapes « à risque » Reprenons l’exemple du marquage d’une protéine à l’iode-125 (cf. tableau 1.2) : Le composé radioactif peut passer par oxydation d’une forme chimique iodure (I–) à une forme diiode I2 très volatile. L’étape de marquage produisant du diiode (iodation) sera réalisée nécessairement au moyen d’une boîte à gants ventilée (confinement statique + dynamique) car le risque d’exposition interne par inhalation est très important. Après

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 1.2. Étapes d’une manipulation de marquage de la γ-globuline à l’iode-125.

Étape de la manipulation

Activité maximale manipulée

Principales émissions 125I (nature et énergie)

1 Préparation des réactifs

2 Marquage

3 Élution

Source mère : 5.107 Bq

Source fille : 3.106 Bq

Tube eppendorf¥ : 123 000 Bq

Pipetage de 3 μL pour utilisation soit 3.106 Bq (bécher)

Pipetage de 10 μL pour utilisation (tube eppendorf¥)

Dépôt en tête de colonne de chromatographie : 1 200 Bq

Électrons de 4 keV à 31 keV (I ≈ 80 %) Rayons X de 27 keV à 31 keV (I ≈ 140 %) Rayons γ de 36 keV (I ≈ 7 %)

Forme chimique

Iodures (I-)

Iodures (I–), diiode (I2), (I+), protéine iodée

Niveau de risque - exposition externe - inhalation - ingestion

modéré faible faible

faible important faible

faible faible faible

Hotte ventilée (confinement dynamique)

Boîte à gants (confinement statique + dynamique)

Hotte ventilée (confinement dynamique)

- flacon de la source mère - écran en plexiglas plombé

- flacon source fille - porte-tube en plexiglas plombé - paroi boîte à gants

Iodures (I–), protéine iodée

Protection - confinement

- écran

Nature des déchets - solides

- liquides Système de détection

embouts pipette

- porte-tube en plexiglas plombé - écran en plexiglas plombé

embouts pipette, colonne, tube d’élution filtre boîte à gants iode inutilisé Polyradiamètre + sonde X

l’iodation, le diiode en excès est retransformé en iodure par adjonction de réducteur ; les iodures n’étant pas volatils, il devient alors possible de travailler à l’extérieur de la boîte à gants. Cet exemple montre bien la nécessité de fractionner la manipulation en plusieurs étapes afin d’identifier précisément celles qui paraissent les plus pénalisantes au niveau du

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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risque radiologique. Cette identification impose la connaissance du « terme source », c’est-à-dire de la nature du radionucléide utilisé ainsi que de son activité, mais également de la forme chimique (en cas de composé marqué) et des conditions imposées par la manipulation (par exemple, la nature du « récipient » contenant la source mère…). Si l’évolution des propriétés du composé radioactif peut induire un changement de la nature du risque, il en est de même en ce qui concerne les gestes effectués par le manipulateur. Certaines étapes peuvent par exemple demander un peu plus d’attention du fait d’un risque d’incident accru. Nous noterons par exemple tous les types de transvasement de fluide, les pipetages, qui peuvent induire des risques de contamination surfacique (écoulement, projection de fluide…). Les ouvertures des flacons ou des tubes eppendorf¥ doivent être effectuées de façon délicate pour éviter les projections. Le travail sur l’animal est également considéré comme étant à risque (cf. partie 1.2.5.2). C’est à la PCR, lors de l’analyse des risques, d’identifier et de recenser chaque manipulation ou partie de manipulation induisant un risque accru. Lors de la formation à la radioprotection des utilisateurs de sources de rayonnements, il est impératif que la PCR fasse prendre conscience de cette évolution du risque et qu’elle précise les bonnes pratiques de manipulation ainsi que les moyens de protection et de contrôle associés. Nous donnerons dans la partie 1.2.5 de ce chapitre des conseils de radioprotection pratique pouvant s’appliquer dans de nombreux cas lors de la manipulation de radionucléides sous forme de sources non scellées.

1.1.2. Sources scellées dans les laboratoires où sont manipulées des sources non scellées Dans les laboratoires dont les thématiques conduisent à manipuler principalement des sources non scellées, il est malgré tout possible de trouver des sources scellées. Celles-ci peuvent être intégrées à des appareils de mesure ou bien permettre le contrôle ou l’étalonnage des appareils de mesure en radioprotection. L’utilisation de générateurs de rayons X reste possible mais peu fréquente. Nous retiendrons les deux applications suivantes : – Les appareils de laboratoire contenant des sources scellées (figures 1.1 et 1.2) : La mesure de radioactivité au moyen d’un compteur à scintillation liquide est une technique fréquente dans les laboratoires. Certaines fonctionnalités de ce type de détection, comme la mesure avec correction de « quenching », nécessitent une source radioactive extérieure à l’échantillon. Les radionucléides constituant ces sources scellées sont le césium-137, le cobalt-60 et plus anciennement le radium-226. Ce sont des émetteurs de rayonnements gamma, capables de traverser les parois du flacon de comptage et de provoquer la formation d’un spectre d’électrons par effet Compton. – Les sources scellées utilisées pour le contrôle des appareils de radioprotection (figure 1.3) : Détenir et utiliser des appareils permettant de détecter et mesurer une éventuelle contamination de surface nécessite de vérifier périodiquement leur bon fonctionnement. Le choix de la source radioactive scellée permettant de réaliser ces tests sera bien sûr fonction de la sonde utilisée.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Figure 1.1. Appareil de mesure par scintillation liquide.

Figure 1.2. Sources d’étalonnage pour appareil de mesure par scintillation liquide.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Figure 1.3. Exemples de sources scellées utilisées pour le contrôle des appareils de radioprotection.

Pour le contrôle des sondes alpha, le choix se porte généralement sur l’américium-241, pour la sonde bêta « faibles énergies » (compteur Geiger-Müller), on pourra choisir le carbone-14. Le strontium-yttrium-90 est très souvent utilisé pour le contrôle des sondes bêta « fortes énergies » (scintillateurs) et enfin le césium-137 ou le cobalt-60 pour les sondes gamma. Seul le risque potentiel d’exposition externe est à prendre en compte avec ces sources scellées utilisées en laboratoire. Nous conseillons donc le lecteur de se référer au chapitre 7 « Protection contre l’exposition externe » de l’ouvrage Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation. D’autre part, les règles de gestion des sources et les contrôles associés seront étudiés respectivement dans les parties 1.2 et 1.4 de ce chapitre.

1.2. Aménagement des laboratoires où sont manipulées des sources non scellées 1.2.1. Dispositions administratives et techniques relatives à l’achat et à l’utilisation de sources non scellées 1.2.1.1. Autorisations Le code de la santé publique définit les « activités nucléaires » comme étant celles comportant un risque d’exposition des personnes aux rayonnements ionisants, émanant soit

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

d’une source artificielle, qu’il s’agisse de substances ou de dispositifs, soit d’une source naturelle lorsque les radionucléides naturels sont traités ou l’ont été en raison de leurs propriétés radioactives, fissiles ou fertiles. Il y adjoint également toutes les interventions destinées à prévenir ou réduire un risque radiologique consécutif à un accident ou à une contamination de l’environnement (article L.1333-1). Ces activités nucléaires sont soumises à un régime d’autorisation ou de déclaration, selon les caractéristiques et les utilisations des sources. Toutefois, certaines de ces activités peuvent être exemptées de l’obligation de déclaration ou d’autorisation préalable lorsque la radioactivité des sources d’exposition est inférieure à des seuils d’activités et d’activités massiques fixés par voie réglementaire (cf. article R.1333-18 et tableau A de l’annexe 13-8 du code de la santé publique). Dans le cas des sources non scellées pour les secteurs de l’industrie et de la recherche (hors secteur médical, INB, mines et ICPE soumises à autorisation), il est nécessaire de faire une demande d’autorisation auprès de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN). Le demandeur, futur titulaire de l’autorisation, doit renseigner un formulaire intitulé « demande d’autorisation de détention et d’utilisation de sources radioactives non scellées et de sources radioactives scellées associées (à l’exclusion des utilisations sur l’homme ou de la recherche biomédicale) ». Ce document, de référence IND/RN/004, est accessible auprès de l’ASN (http://www.asn.fr). Il sera expliqué plus bas. Le demandeur et futur titulaire de l’autorisation doit être la personne physique qui sera responsable de l’activité nucléaire envisagée. Il doit présenter les qualifications ou capacités requises (article R.1333-38 du code de la santé publique). L’autorisation qui lui est accordée n’est pas transférable à une autre personne. Nous conseillons la lecture exhaustive des parties du code de la santé publique relative aux autorisations, soit la 1re partie, livre III, titre III, chapitre III pour la partie législative (articles L.1333-1 à L.1333-20) et la 1re partie, livre III, titre III, chapitre III, section 3 pour la partie réglementaire (articles R.1333-17 à R.1333-44). Cependant, nous avons jugé utile de préciser les points suivants issus du code de la santé publique concernant la demande d’autorisation : – l’autorisation est délivrée pour une période n’excédant pas dix ans. La durée de cette période est fonction des spécificités de l’établissement, de l’installation, des locaux et des caractéristiques des sources de rayonnements ionisants ou de leurs conditions d’utilisation et de la nature des activités nucléaires. L’autorisation peut être renouvelée sur demande du titulaire de l’autorisation, présentée au plus tard six mois avant la date d’expiration. La demande doit mentionner les modifications apportées à l’installation depuis la date de délivrance de l’autorisation en cours, être accompagnée des rapports de contrôle réalisés en application du code du travail et confirmer la validité des documents déjà transmis, notamment lors des précédentes demandes d’autorisation ou, à défaut, comprendre des informations actualisées. Si, après le dépôt de cette demande de renouvellement, n’est notifiée au demandeur aucune décision, ni aucune demande de justification complémentaire avant la date d’expiration de l’autorisation, celle-ci est réputée renouvelée à cette dernière date, dans des conditions et pour une durée identiques à celles de l’autorisation précédente (article R.1333-34 du code de la santé publique) ;

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– tout changement concernant le déclarant ou le titulaire de l’autorisation, tout changement d’affectation des locaux destinés à recevoir des radionucléides ou des dispositifs émetteurs de rayonnements ionisants, toute extension du domaine couvert par l’autorisation initiale, toute modification des caractéristiques d’une source de rayonnements ionisants détenue, utilisée ou distribuée, doit faire l’objet d’une nouvelle déclaration ou d’une nouvelle demande d’autorisation auprès de l’Autorité de sûreté nucléaire (…). L’absence de dépôt d’une nouvelle demande d’autorisation expose le titulaire de l’autorisation à ce qu’il soit immédiatement mis fin à celle-ci, sans préjudice des poursuites éventuelles prévues par l’article L.1337-5 du code de la santé publique (article R.1333-39 du code de la santé publique) ; – tout changement de personne compétente en radioprotection, ainsi que toute autre modification concernant l’équipement technique des installations où sont utilisés les radionucléides et les dispositifs émetteurs de rayonnements ionisants, doit faire l’objet d’une information de l’Autorité de sûreté nucléaire (article R.1333-40 du code de la santé publique) ; – la cessation d’une activité nucléaire soumise à déclaration ou à autorisation (…) est portée à la connaissance de l’Autorité de sûreté nucléaire au moins six mois avant la date prévue de cette cessation. L’Autorité de sûreté nucléaire notifie au titulaire de l’autorisation ou au déclarant les mesures à mettre en œuvre, qui peuvent notamment porter sur la reprise des sources radioactives scellées, la vérification de l’absence de contamination radioactive, l’élimination des éventuels déchets radioactifs et la réalisation, le cas échéant, de travaux visant à permettre la réutilisation, pour un autre usage, des locaux dans lesquels sont exercées ces activités nucléaires (article R.1333-41 du code de la santé publique). Nous avons rassemblé dans le tableau 1.3 les principaux éléments à renseigner lors de cette demande d’autorisation de détention et d’utilisation, ainsi que les justifications associées. En annexe, nous présentons la fiche associée au formulaire ASN « IND/RN/004 » décrivant les locaux où sont présents des radionucléides.

1.2.1.2. Commande de sources non scellées Les différentes étapes de la commande de radionucléides sous forme de sources non scellées sont présentées dans le tableau 1.4. La validation par l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) d’un premier formulaire permet de commander autant de sources non scellées qu’il est souhaité dans la limite des activités et des natures de radionucléides définis dans le formulaire d’autorisation délivré par l’ASN, et pendant la période de validité de cette dernière. Notons que la commande de sources scellées répond aux mêmes obligations que celles présentées dans le tableau 1.4. Les seules différences concernent les actions à réaliser à la réception des sources : pas de contrôle de non-contamination pour les sources scellées mais par contre envoi du certificat d’étalonnage à l’IRSN. Le fournisseur des sources s’engage à reprendre les sources scellées périmées et détériorées.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 1.3. Principaux éléments à renseigner lors de la demande d’autorisation de détention et d’utilisation de sources non scellées pour les secteurs industrie-recherche (d’après formulaire ASN « IND/RN/004 »).

Renseignements Informations sur le demandeur

Justifications - CV présentant les qualifications du demandeur (notamment en radioprotection)

Motifs de la demande Désignation des délégataires Informations relatives à l’établissement : - identification de l’établissement : dénomination ou raison sociale, statut juridique, adresse, nom et prénom du chef d’établissement

- document présentant l’entreprise et son secteur d’activité - document attestant du statut juridique de l’entreprise - copie du récépissé de déclaration ou de l’arrêté préfectoral si l’établissement est une ICPE

- réglementations particulières auxquelles est - plan de situation de l’établissement dans soumis l’établissement : la commune Æ présence d’installations ayant le statut - plan de localisation où sera indiqué le d’ICPE soumise à autorisation (livre V du lieu où sont présents les radionucléides (y code de l’environnement) compris les déchets radioactifs effluents), Æ autres personnes titulaires d’autorisation la destination des locaux adjacents et les éventuelles zones réglementées Æ présence d’un plan d’urgence interne intégrant les situations liées aux sources - fiche descriptive pour chaque local où radioactives (consignes de sécurité sont présents des radionucléides affichées dans les lieux d’utilisation et de (cf. annexe) détention de radionucléides intégrant les - consignes de sécurité relatives aux consignes en cas d’urgence) appareils, sources scellées, sources non scellées et déchets/effluents contaminés

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Tableau 1.3. Suite.

Renseignements

Justifications

Lieux de fabrication, détention et/ou utilisation de sources : - renseignements sur l’établissement : lieu d’habitation (avec information aux propriétaires), sources détenues en tout temps dans l’établissement - cas où les sources et les déchets/effluents - informations analogues à celles demandées pour l’établissement principal contaminés sont détenus dans d’autres lieux que l’établissement mentionné - cas où les sources et les déchets/effluents - convention d’utilisation de ces lieux contaminés sont détenus dans des locaux/ mentionnant les responsabilités et obligations des bénéficiaires (et cosignée lieux partagés avec d’autres utilisateurs par ces derniers) - rangement hors utilisation des radionucléides dans des locaux ou enceintes fermant à clé, ou dans des conditions de sécurité équivalentes - respect de la réglementation du transport - lieux envisagés et durées prévisibles de détention/utilisation hors de des matières radioactives si des radionucléides sont utilisés/transférés hors l’établissement de l’établissement - conditions de détention/utilisation hors de l’établissement - conditions de transport de sources ou des dispositifs conformément à la réglementation du transport Justification de l’utilisation des sources radioactives : - finalités des utilisations : Æ sources non scellées : recherche, enseignement, étalonnage ou autres Æ sources scellées : recherche, enseignement, étalonnage, compteurs à scintillation, détecteurs à capture d’électrons ou autres Æ alternatives existantes à l’utilisation des sources

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Tableau 1.3. Suite.

Renseignements Caractéristiques des sources radioactives et des appareils en contenant : - identification des appareils contenant des sources radioactives : Æ fabricant, type/modèle, radionucléides présents et activités correspondantes (quantités utilisés en attente d’emploi ou de reprise par le fournisseur), nombre d’appareils, références des autorisations administratives (si possible) Æ connaissance des instructions d’installation, d’opération et de sécurité établies par le fabricant Æ recommandations relatives à l’entretien de ces appareils, modalités des opérations de chargement/déchargement de sources dans les appareils et de démontage des appareils (si non effectuées par le fabricant)

Justifications - copie des rapports des contrôles techniques de radioprotection à la réception dans l’entreprise et avant la première mise en service (ou engagement de les transmettre) - document décrivant les principales caractéristiques techniques et celles liées à la radioprotection (débits de dose…), les conditions d’entreposage et celles destinées à prévenir les vols, les pertes et les endommagements (notamment en cas d’incendie), les conditions d’utilisation (radioprotection) - attestation du demandeur précisant qu’il dispose des instructions d’installation, d’opération et de sécurité établies par le fabricant

autres sources scellées : Æ radionucléides, activité totale détenue (maximale) et activité maximale manipulée (MBq) Æ distributeurs/fournisseurs

- document décrivant les caractéristiques des sources scellées et celles liées à la radioprotection (débits de dose…), les conditions d’entreposage et celles destinées à prévenir les vols, les pertes et les endommagements (notamment en cas d’incendie), les conditions d’utilisation (radioprotection)

- sources non scellées : Æ radionucléides, activité totale détenue (solutions « mères », solutions « filles » et déchets/effluents contaminés en attente d’élimination) et activité maximale manipulée (MBq)

- document décrivant : Æ les conditions d’entreposage et celles destinées à prévenir les vols, les pertes et les endommagements (notamment en cas d’incendie), les conditions d’utilisation (radioprotection) Æ les conditions d’utilisation (radioprotection) ; dispositions de protection collective (boîte à gants, hotte ventilée, écrans) ou individuelles, dispositions destinées à détecter et limiter la dispersion de toute contamination radioactive, dispositions destinées à limiter la production d’effluents et de déchets contaminés

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Tableau 1.3. Suite.

Renseignements

Justifications

Informations relatives à la PCR : - nom, prénom, coordonnées, fonction dans l’entreprise - option(s) suivie(s) lors de la formation - désignation par l’employeur

- copie de l’attestation de succès à la - mise en œuvre des actions mentionnées aux formation PCR + note de nomination par l’employeur après avis du CHSCT ou des articles R.4456-8 à R.4456-12 du code du délégués du personnel travail (ancienne nomenclature : article R.231-106 du code du travail, II et III) - consultation sur la délimitation des zones réglementées - participation à la formation à la sécurité des travailleurs exposés Radioprotection des personnes amenées à manipuler les sources ou appareils les contenant :

- modalités d’accès des personnes aux sources : informations de radioprotection - contrôle d’accès aux sources radioactives et délivrées à ces personnes, contrôles au local d’entreposage préalables à leur accès et surveillance effectuée, cas des personnes extérieures à l’entreprise - inventaire des appareils et sources détenus : Æ mise en place d’un système formalisé (registre) permettant de connaître les sources détenues et leurs fournisseurs respectifs, les lieux de détention et d’utilisation des sources, l’activité totale détenue (MBq)

- document décrivant ce système - plan de gestion des déchets et effluents contaminés par des radionucléides (gestion, élimination, dispositions prises pour limiter la production)

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 1.3. Suite.

Renseignements

Justifications

- radioprotection des personnes : Æ existence de procédures permettant de garantir que toute personne manipulant les sources ou utilisant les appareils les contenant a été préalablement formée à ces manipulations, à sa radioprotection et à celle de personnes situées à proximité, et aux premières actions à engager en cas d’incident Æ établissement de zones surveillées et contrôlées, d’après les analyses de postes de travail Æ classement des travailleurs en catégories A et B Æ arrangements nécessaires pour le suivi dosimétrique (actif et passif) et médical, si des travailleurs sont classés en catégorie A ou B ou sont (seront) amenés à intervenir en zones réglementées Æ affichage de consignes de sécurité près des lieux de stockage ou d’utilisation des sources et du lieu d’entreposage des déchets/effluents contaminés Æ mise à disposition des instruments de mesure des rayonnements ionisants (débits de dose + contamination) ainsi que des équipements individuels de protection nécessaire

- document décrivant l’organisation mise en place pour assurer et tracer l’information et la formation périodique des travailleurs - document interne consignant la démarche qui a permis au chef d’établissement d’établir le zonage radiologique - document (analyses des postes de travail) présentant une estimation de la dose efficace annuelle et des doses équivalentes annuelles reçues par les travailleurs les plus exposés - document décrivant la dosimétrie retenue compte-tenus des radionucléides utilisés et de l’analyse des risques - consignes de sécurité relatives aux appareils, sources scellées, sources non scellées et déchets/effluents contaminés - document justifiant de l’adéquation des appareils de mesure utilisés avec les rayonnements recherchés, avec indication de la périodicité de l’étalonnage et copie du dernier rapport de contrôle

Rappels réglementaires : - justification décrivant la présence des - détention dans l’établissement de la textes réglementaires applicables et leurs réglementation applicable, et facilité d’accès conditions d’accès à cette réglementation

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Tableau 1.4. Commande de radionucléides sous forme de sources non scellées.

Étape

Quoi ? Actions à mener

Qui ? Acteurs concernés

1

Demande des formulaires de fourniture de sources à l’IRSN

Demandeur : titulaire de l’autorisation

2

Envoi des formulaires au demandeur

IRSN/UES (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire/Unité d’expertise des sources)

3

Renseignement des formulaires IRSN

Demandeur par l’intermédiaire de la PCR

4

Transmission des formulaires au fournisseur des sources

Demandeur

5

Renseignement des formulaires puis transmission à l’IRSN

Fournisseur de sources

6

Validation de la commande et retour au demandeur

IRSN/UES

7

Commande de la source

Demandeur

8

À la réception des sources (cf. partie 1.2.1.3) : - vérification de la conformité avec la commande - contrôles (débit de dose, non-contamination)

PCR

9

Entreposage des sources (cf. partie 1.2.1.4)

PCR

1.2.1.3. Réception de sources non scellées Lors de la réception d’une source radioactive non scellée, la PCR doit effectuer les actions suivantes : – vérifier l’état général du colis (attention aux emballages apparemment détériorés) ainsi que la conformité des éléments figurant sur le certificat d’accompagnement de la source et ceux inscrits sur la commande correspondante (nature du radionucléide, activité...) ; – mesurer le débit de dose au contact, et éventuellement, à 1 mètre de l’emballage ; pour mémoire, rappelons que, d’après la réglementation des transports, le débit de dose équivalente au contact des colis exceptés (colis concernant la plupart des transports de radionucléides utilisés pour la recherche et le diagnostic médical) ne doit pas dépasser 5 μSv.h–1 et l’indice de transport doit être nul (le lecteur pourra se reporter au livre : Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation pour connaître les valeurs d’exposition pour les autres colis).

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– contrôler la non-contamination du colis et de la boîte contenant la solution radioactive (souvent contenue dans un flacon type pénicilline), soit par mesure directe, soit par frottis sec ou légèrement humide, au moyen d’une sonde appropriée aux rayonnements émis par la source ; un emballage contaminé devra être repris par le fournisseur : il est donc souhaitable de réaliser ces actions de contrôle des sources avant de signer le bon de livraison ; – procéder à l’ouverture de la boîte dans une zone et sur un plan de travail adaptés du point de vue de la radioprotection (paillasse, hotte ventilée…) en ayant préalablement préparé les équipements nécessaires (port de gants obligatoire, utilisation éventuelle de pinces, plateau avec bords relevés et papier absorbant, etc.). Cette opération doit être menée délicatement, le flacon contenant la solution pouvant être mal bouché, voire brisé (suite à un incident). Des règles pratiques de radioprotection sont présentées dans la partie 1.2.5 « Radioprotection pratique lors de la manipulation de sources ».

1.2.1.4. Entreposage et gestion des sources non scellées Consécutivement aux actions entreprises lors de la réception des sources, il est impératif d’assurer immédiatement le stockage des sources dans l’(les) enceinte(s) réservée(s) à cet usage. Il conviendra de noter toutes les indications utiles sur un registre spécialement destiné au mouvement et au devenir des sources radioactives. Ce registre sera placé à proximité du lieu réservé au stockage des sources (par exemple, accolé au réfrigérateur contenant les solutions de sources non scellées). Chaque manipulateur de sources sera tenu de compléter ce registre à chaque utilisation. Quant à la PCR, elle reste le garant de la bonne tenue de ce registre et devra former chaque utilisateur à son utilisation (dans le cadre de la formation au poste de travail par exemple). Nous présentons dans le tableau 1.5 un exemple de registre destiné au suivi d’une source non scellée donnée (phosphore-32) : chaque prélèvement de la source mère est identifié via la donnée « activité prélevée ». À la fin de la vie de la source mère, le déclassement en déchet radioactif est daté par la PCR. Ce système suppose que chaque manipulateur connaisse l’activité disponible à la date de la manipulation, ce qui est aisé par calcul de décroissance (connaissant la période du radionucléide). Une autre alternative consisterait à ce que chaque manipulateur renseigne le volume prélevé en lieu et place de l’activité. Dans ce cas, la traçabilité des activités pourrait être réalisée par la PCR grâce à un fichier de type Excel permettant le calcul des activités correspondantes par exemple. Un autre fichier Excel pourra permettre de faire le bilan des activités détenues au jour le jour pour chaque type de radionucléide. Toutes les sources ainsi que l’enceinte de stockage seront signalées au moyen d’un trèfle noir contenu dans un triangle jaune. L’enceinte ou le local de stockage sera fermé à clé. En ce qui concerne les autres précautions relatives au stockage des sources non scellées, nous invitons le lecteur à se reporter aux règles générales relatives aux sources (partie 1.2.2.4 : « Règles d’hygiène et de sécurité »). Les règles de gestion des déchets radioactifs et des effluents contaminés, consécutives à la manipulation de sources non scellées, seront présentées dans le chapitre 6 « Gestion des déchets et des effluents radioactifs ».

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Tableau 1.5. Exemple de registre (fiche de suivi) destiné à la gestion des sources non scellées.

Débit de dose contact Contrôle de contamination (μSv.h–1)

Date de réception

N° source

Radionucléide (période T)

Activité (MBq)

7/01/08

27598

Phosphore-32 (14,3 j)

37

150

Date d’utilisation

Nom de l’utilisateur

Motif

Activité disponible (MBq)

Activité prélevée (MBq)

Activité restante (MBq)

9/01/08

Mme GAMMA

…

33,6

3,7

29,9

10/01/08

M. BETA

…

28,5

5,1

23,4

15/01/08

Mme GAMMA

…

18,4

3,7

14,7

16/01/08

M. X

…

14,0

6,6

7,4

18/01/08

M. BETA

…

6,7

6,6

0,1

18/01/08

Mise en décroissance déchet radioactif

Date de réception

N° source

Radionucléide (période T)

Activité (MBq)

…

…

…

…

…

…

Date d’utilisation

Nom de l’utilisateur

Motif

Activité de départ (MBq)

Activité prélevée (MBq)

Activité restante (MBq)

…

…

…

…

…

…

négatif (< mouvement propre frottis)

Visa PCR : A. Débit de dose contact Contrôle de contamination (μSv.h–1)

1.2.2. Règles techniques d’aménagement des locaux de travail 1.2.2.1. Généralités Les locaux où sont manipulées des sources radioactives non scellées doivent répondre à un certain nombre de critères. Nous retiendrons les recommandations suivantes : – ils se situent de préférence au rez-de-chaussée et à une extrémité du bâtiment, à l’écart des lieux de circulation importante, afin d’en faciliter les accès pour le personnel et les équipes d’interventions en cas d’incident radiologique ou d’incendie, pour les transferts de sources, de déchets et de matériels contaminés ; – ils sont regroupés de façon à optimiser la durée des trajets et faciliter la délimitation des zones réglementées ;

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– ils sont hiérarchisés en fonction de l’activité ; – ils disposent d’une ventilation spécifique et de systèmes de détection et d’alarme incendie ; – tous les accès doivent être balisés et équipés de serrures fermant à clé ; – le sol de ces locaux est imperméable et les murs, sols, plafonds, portes sont recouverts d’un matériau facilement décontaminable (exemple : peinture glycérophtalique, surtout pas de moquette). Les revêtements doivent avoir une tenue au feu d’environ 2 heures. Nous avons représenté sur la figure 1.4 un schéma simplifié d’aménagement de laboratoire utilisant des sources non scellées.

Figure 1.4. Exemple de configuration idéale d’un laboratoire dans lequel sont manipulées des sources non scellées.

En guise de référence, il est possible de s’inspirer de l’arrêté du 30 octobre 1981 relatif aux conditions d’emploi des radioéléments artificiels utilisés en sources non scellées à des fins médicales. Bien que spécifique à la médecine nucléaire, ce texte pourra apporter des renseignements utiles pour l’aménagement d’un laboratoire de recherche où sont manipulées des sources non scellées. D’autre part, il est prévu la révision de ce texte sous forme d’une décision de l’ASN.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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1.2.2.2. Zonage radiologique des locaux Le zonage radiologique des locaux ayant été développé dans l’ouvrage : Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation, nous conseillons au lecteur de s’y rapporter. Néanmoins, nous rappellerons pour mémoire dans ce qui suit les définitions des zones contrôlées et surveillées, ainsi que les valeurs opérationnelles permettant leur délimitation.

a) Données générales Le zonage radiologique a pour but de visualiser le risque d’exposition aux rayonnements ionisants auquel les travailleurs peuvent être exposés. D’après l’article R.4452-1 du code du travail : « Après avoir procédé à une évaluation des risques et recueilli l’avis de la personne compétente en radioprotection (…), l’employeur détenteur, à quelque titre que ce soit, d’une source de rayonnements ionisants délimite, au vu des informations délivrées par le fournisseur de la source, autour de la source : – une zone surveillée dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales de travail, une dose efficace dépassant 1 mSv par an ou bien une dose équivalente dépassant un dixième de l’une des limites fixées (…) ; – une zone contrôlée dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales de travail, une dose efficace de 6 mSv par an ou bien une dose équivalente dépassant trois dixièmes de l’une des limites fixées (…). » L’arrêté du 15 mai 2006, dit « arrêté zonage », précise un certain nombre de points pour les zones mentionnées à l’article R.4452-1 du code du travail : – les conditions de délimitation et de signalisation ; – les règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont applicables ; – les règles qui en régissent l’accès ; – les règles relatives à l’affichage (…). Le tableau 1.6 présente les valeurs opérationnelles retenues pour la délimitation des zones (installations fixes). Ces valeurs ont été établies sur la base d’une durée d’exposition et non d’un temps légal de travail. En effet, en divisant les valeurs de limites annuelles par leur équivalent en une heure, on obtient des durées d’exposition de l’ordre de 800 heures. En cas de dépassement de ces valeurs opérationnelles, il est nécessaire : – d’en chercher la cause, – de vérifier que ce dépassement est sans conséquence sur l’exposition des travailleurs, – de démontrer que les limites de doses annuelles sont respectées, – de remédier aux causes ayant généré ce dépassement, – de consigner l’ensemble de ces informations dans un document interne.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 1.6. Valeurs opérationnelles de délimitation des zones (installations fixes). Délimitation des zones réglementées (ZR) et spécialement réglementées (ZSR) - Installations fixesDose équivalente aux extrémités (mains, avant bras, pied, cheville) : HT 0,2 mSv (1h)

Zone non réglementée

Z.R.

Contrôle de l’état de propreté radiologique si risque de contamination dans les ZR attenantes

80 μSv (mois)

0,65 mSv (1h)

Z.R.

Zone surveillée

Zone contrôlée

7,5 μSv (1h)

!

Les valeurs de doses (ET et HT) correspondent à des doses intégrées sur la période considérée (le mois ou l’heure)

50 mSv (1h)

ZSR

ZSR

Zone contrôlée jaune

25 μSv (1h)

2,5 Sv (1h)

ZSR

Zone contrôlée orange

2 mSv (1h)

Zone interdite rouge

100 mSv (1h)

Dose efficace ET 2 mSv/h

100 mSv/h

Débit d’équivalent de dose Au niveau de l’organisme entier (exposition externe seule)

Notons qu’une circulaire précise la mise en application concrète de l’arrêté zonage (circulaire DGT/ASN n° 01 du 18 janvier 2008 relative à l’arrêté du 15 mai 2006).

b) Établissement du zonage La mise en œuvre du zonage des locaux repose sur l’analyse des risques au niveau des postes de travail (cf. chapitre 8 « Analyses de postes de travail »). Avant toute mise en oeuvre d’une nouvelle manipulation comportant un risque d’exposition, le zonage a priori doit être établi à partir des conclusions de l’analyse des risques. Cette étude est également à joindre à la demande d’autorisation (cf. partie 1.2.1.1). D’autre part, les résultats des contrôles techniques de radioprotection et d’ambiance relatifs aux risques d’expositions externe et interne permettront de vérifier a posteriori l’adéquation du zonage et éventuellement de modifier celui-ci. Il est préconisé de ne pas prendre en compte le port d’équipements de protection individuelle pour l’établissement du zonage. Ne sont intégrés que les risques auxquels le travailleur est soumis en conditions habituelles de travail, ainsi que les événements radiologiques recensés fréquemment pouvant induire un surplus d’exposition : cas d’une rupture de confinement, d’un renversement de flacon entraînant une dispersion de substance radioactive et une contamination du travailleur. Dans le cas d’une exposition interne, le risque d’exposition par inhalation est prépondérant : le zonage pourra être vérifié à partir de valeurs d’activités atmosphériques (en Bq.m–3) obtenues lors des contrôles d’ambiance, à comparer à des grandeurs opérationnelles, telles que le RCA, repère en concentration atmosphérique. Cette grandeur sera définie en détail dans la partie 1.3.4.3 de ce chapitre.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Dans le cas particulier des zones non réglementées attenantes, la dose efficace susceptible d’être reçue par un travailleur doit être inférieure à 80 μSv par mois. Il est possible de vérifier ce seuil à l’aide d’un dispositif de mesure basé sur un temps légal de travail mensuel. Le principe est le suivant pour une émission continue de rayonnements : – considérons un temps légal de travail mensuel de 140 heures (4 × 35 h), – en divisant 80 μSv par 140 h, nous obtenons une dose efficace ne devant dépasser 0,6 μSv en une heure, – multiplions maintenant cette valeur par le nombre d’heures mensuel (24 × 30) ; E = 0,6 × 24 × 30 = 432 μSv, que nous arrondirons par excès à 500 μSv. Le dosimètre mensuel de cette zone ne devra pas enregistrer de dose supérieure à 500 μSv (il est également possible de tenir compte du débit de dose horaire ambiant dû au bruit de fond naturel. La valeur obtenue sera alors à ajouter à la dose efficace de 0,6 μSv en une heure). Nota : Si le débit de dose horaire est fluctuant, il faut vérifier qu’il est en tout état de cause inférieur à 7,5 μSv en une heure, limite basse de la zone contrôlée verte.

1.2.2.3. Signalisation et affichage L’article R.4452-6 du code du travail impose que, à l’intérieur des zones surveillées et contrôlées, les sources de rayonnements ionisants soient signalées et que les risques d’exposition externe et, le cas échéant, interne fassent l’objet d’un affichage remis à jour périodiquement. Cet affichage doit comporter les consignes de travail adaptées à la nature de l’exposition ainsi qu’aux opérations envisagées. Ces consignes de travail doivent a minima apporter les renseignements suivants : – nature des sources de rayonnements ionisants dans le local ; – nature des manipulations effectuées avec ces sources ; – moyens de protection utilisés obligatoirement (écrans, équipements de protection individuelle, hotte ventilée…) ; – moyens de contrôles et de mesure utilisés obligatoirement (dosimétrie individuelle, appareils de mesure de la contamination au poste de travail, débitmètres…) ; – principes pratiques de la gestion des déchets et effluents radioactifs générés dans le local ; – réflexes à adopter en cas d’incident radiologique (contamination) ; – coordonnées de la PCR et du médecin du travail ; – numéro de téléphone en cas d’urgence radiologique : 0 800 804 135 (cf. chapitre 7 « Gestion des situations incidentelles et dégradées »). Les figures 1.5 et 1.6 présentent les signalisations des zones de radioprotection et des sources de rayonnements ionisants.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

ZONE SURVEILLÉE

ACCÈS RÉGLEMENTÉ

ZONE CONTROLÉE

ACCÈS RÉGLEMENTÉ

Risque d’exposition externe

Risque d’exposition interne

Risque d’expositions externe et interne

Figure 1.5. Panneaux de signalisation du zonage radiologique.

Signalisation des sources individualisées

Nouveau pictogramme sur les dangers des rayonnements ionisants (ISO 21482).

Figure 1.6. Signalisation des sources de rayonnements ionisants.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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a) Signalisation des zones de radioprotection La signalisation des zones doit être apposée de manière visible sur chacune des voies d’accès à ces zones. Les couleurs des panneaux sont définies de la façon suivante (cf. figure 1.5) : – gris-bleu pour la zone surveillée, – vert, jaune et orange pour les différentes zones contrôlées en fonction du niveau d’exposition, – rouge pour la zone interdite. D’autres inscriptions et signes peuvent être associés mais ils ne doivent en aucun cas affecter la clarté du schéma de base. De même, en cas de mauvaises conditions d’éclairage, des couleurs phosphorescentes, des matériaux réfléchissants ou un éclairage additionnel devront être utilisés. Lors d’un zonage évolutif, cette évolution doit être clairement identifiée et actualisée. Dans le cas d’une délimitation partielle du local, la partie concernée doit faire l’objet d’une délimitation continue, visible et permanente permettant de distinguer les différentes zones : un marquage au sol par une peinture de couleur adaptée suffit donc pour répondre à l’exigence réglementaire. D’autre part, une signalisation complémentaire sera apposée de manière visible sur chacun des accès au local pour mentionner son existence. Nous considérerons que, pour des raisons pratiques, une délimitation partielle sera effectuée si la zone concernée représente moins des 2/3 de la surface d’un local. Sinon, tout le local sera balisé. Un exemple est donné sur la figure 1.7.

hotte ventilée 1

hotte ventilée 2

ZS Entrée de zone : Signalisation ZS + signalisation complémentaire ZC

Zone surveillée

ZC délimitation au sol

Zone contrôlée verte

Figure 1.7. Exemple de délimitation partielle dans un local.

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Pour les zones contrôlées jaunes et oranges, les limites seront matérialisées afin de prévenir tout franchissement fortuit. Nota : les zones interdites doivent être délimitées sur les parois du local concerné et leur accès être physiquement impossible.

b) Signalisation des sources de rayonnements ionisants Toutes les sources individualisées de rayonnements ionisants, quel que soit leur emplacement, doivent être signalées au moyen d’un trèfle noir sur fond jaune (cf. figure 1.6). Une nouvelle signalisation établie par l’Organisation internationale de normalisation (ISO) a été conçue pour inciter les personnes ne comprenant pas la signification de la signalisation à s’éloigner rapidement. Ce pictogramme devrait être utilisé pour les sources dangereuses susceptibles de causer la mort ou des blessures sévères (sources classées en catégorie 1, 2 et 3 selon l’AIEA). En aucun cas, cette signalisation ne doit se substituer au trèfle noir sur fond jaune.

1.2.2.4. Règles d’hygiène et de sécurité Dans cette partie, nous reprendrons textuellement les principales règles préconisées par l’arrêté du 15 mai 2006 dit « arrêté zonage ».

a) Règles générales relatives aux sources Art. 21. « Le chef d’établissement définit les mesures d’urgence à appliquer en cas d’incident ou accident affectant les sources de rayonnements ionisants, et en particulier d’incendie à proximité des sources, de perte ou de vol de sources, ainsi qu’en cas de dispersion de substances radioactives, pour quelque raison que ce soit. Ces mesures sont portées à la connaissance des travailleurs concernés, des personnes chargées d’intervenir dans de telles circonstances et du comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou, à défaut, des délégués du personnel concernés. » Cette partie sera développée de façon pratique dans le chapitre 7 « Gestion des situations incidentelles et dégradées ». Art. 22. « I. Lorsqu’elles sont inutilisées, les sources de rayonnements doivent être entreposées dans des conditions permettant en toutes circonstances : – d’assurer la radioprotection des travailleurs situés à proximité, notamment par le rangement des sources dans des conteneurs adaptés ou l’interposition d’écrans appropriés atténuant, autant que raisonnablement possible, les rayonnements ionisants émis ou par le choix d’emplacements éloignés des postes habituels de travail ; – de prévenir leur utilisation par des personnes non autorisées, voire leur vol, notamment en les plaçant dans des enceintes ou des locaux fermés à clé ; – de prévenir leur endommagement, notamment par incendie ; – pour les sources radioactives scellées, de préserver leur intégrité ou, pour les sources radioactives non scellées, de prévenir une dispersion incontrôlée des radionucléides, notamment par la mise en place de dispositifs de rétention, de ventilation ou de filtration.

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(…) III. La présence de sources radioactives dans une enceinte d’entreposage, un conteneur adapté, un conditionnement (…) ou derrière des écrans de protection appropriés doit être signalée (…). »

b) Règles relatives aux risques de contamination radioactive Art. 25. « I. Le chef d’établissement met à disposition, en tant que de besoin, les moyens nécessaires pour qu’en toute circonstance, des sources radioactives non scellées ne soient en contact direct avec les travailleurs. II. Toutes les surfaces sur lesquelles sont manipulées ou entreposées des sources radioactives non scellées doivent être constituées de matériaux faciles à décontaminer. Lorsque des sources radioactives non scellées sous forme liquide sont manipulées ou entreposées, des dispositifs de rétention adaptés aux quantités présentes doivent être mis en place. Lorsque des sources radioactives non scellées sous forme gazeuse ou lorsque des sources d’autres natures peuvent conduire à des mises en suspension d’aérosols ou des relâchements gazeux significatifs, des ventilations et des filtrations adaptées sont mises en place au plus près des sources concernées. III. Le chef d’établissement prend des dispositions pour interdire l’introduction à l’intérieur d’un lieu de travail où sont présentes des sources radioactives non scellées ou, plus généralement, un risque de contamination : – de la nourriture, des boissons, de la gomme à mâcher et des ustensiles utilisés pour manger ou boire (cette disposition ne concerne pas les produits destinés aux patients) ; – des articles pour fumeurs, des cigarettes ou du tabac ; – des produits cosmétiques ou des objets servant à leur application ; – des mouchoirs. En contrepartie, des mouchoirs à usage unique doivent être fournis par le chef d’établissement. Ces mouchoirs sont considérés après usage comme des déchets radioactifs ; – tout effet personnel non nécessaire à l’exercice de son activité. (…) Lorsque les travailleurs sont soumis à des conditions particulières nécessitant qu’ils se désaltèrent fréquemment, l’inspecteur du travail peut, après avis de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), autoriser le chef d’établissement à installer des postes de distribution de boissons à l’intérieur d’une zone contrôlée. » Art. 26. « Lorsqu’il y a un risque de contamination, les zones contrôlées et surveillées sont équipées d’appareils de contrôle radiologique du personnel et des objets à la sortie de ces zones ; ces appareils, et notamment leur seuil de mesure, sont adaptés aux caractéristiques des radionucléides présents. Le chef d’établissement affiche, aux points de contrôle des personnes et des objets, les procédures applicables pour l’utilisation des appareils et celles requises en cas de contamination d’une personne ou d’un objet. Des dispositifs de décontamination adaptés doivent être mis en place ».

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Cette partie sera développée de façon pratique dans le chapitre 7 « Gestion des situations incidentelles et dégradées ». Art. 23. (…) « II. Lorsqu’il y a un risque de contamination et que les conditions de travail nécessitent le port de tenues de travail, les vestiaires affectés aux travailleurs concernés doivent comporter deux aires distinctes : l’une est réservée aux vêtements de ville, l’autre aux vêtements de travail. Des douches et des lavabos doivent être mis à disposition des travailleurs (…). » Les dispositions relatives aux contrôles des sources et d’ambiance seront décrites dans la partie 1.4 relative aux contrôles de radioprotection.

1.2.3. Équipements de laboratoire 1.2.3.1. La paillasse simple C’est un plan de travail aisément nettoyable qui permet d’effectuer certaines manipulations. Il est bien évident que le travail sur paillasse ne permet pas le confinement des produits volatils et donc ne protège en rien contre la contamination atmosphérique. Pour ce type de matériel, il est conseillé de prendre en compte les recommandations suivantes : – surface lisse (sans joints ni rainures) pour éviter le « piégeage » de la contamination radioactive et éventuellement la contamination fixée (la paillasse carrelée bien connue des étudiants en sciences expérimentales est donc à proscrire !) ; – matériau de revêtement résistant aux agresseurs chimiques courants (acides, bases, solvants) ; – renflement périphérique assurant la rétention du liquide.

1.2.3.2. Équipements de protection contre la contamination radioactive atmosphérique Les produits volatils doivent être confinés pour ne pas entraîner d’aérocontamination. Ce confinement est réalisé en travaillant, soit sous une hotte ventilée, soit au moyen d’une boîte à gants (cf. figure 1.8). La description détaillée de ces équipements, ainsi que leurs modalités d’utilisation, seront approfondies dans le chapitre 2 « Technologie des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées ». Nous invitons le lecteur à s’y référer.

a) La hotte ventilée Il s’agit d’une enceinte disposant d’un panneau vitré coulissant muni d’ouvertures permettant le passage des bras. La protection de l’utilisateur contre la contamination est due à un confinement dit dynamique : une aspiration correctement placée assure un courant d’air permanent de l’extérieur vers l’intérieur de la hotte. L’efficacité du confinement dépend directement de la vitesse de l’air pénétrant dans la hotte. Il est admis qu’une vitesse de 0,5 m.s–1 permet de maintenir le confinement pour

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des produits peu volatils. Pour la manipulation de substances plus volatiles (telles que l’iode et le tritium sous certaines formes chimiques), une vitesse d’au moins 1,2 m.s–1 est nécessaire. Pour garantir de telles vitesses de sécurité, il est conseillé de remonter le panneau avant de la hotte de 40 cm au maximum.

b) La boîte à gants En présence d’une source très active constituée d’une substance volatile à fort coefficient de diffusion, il faut avoir recours à une boîte à gants. C’est une enceinte étanche, transparente, disposant de trous munis de gants permettant la manipulation à l’intérieur. Le confinement est de type statique. En raison des défauts d’étanchéité possibles, créés par exemple par les passages normalement étanches de fluides (air comprimé, eau, électricité...), du risque de déchirement d’un gant, il est adjoint un confinement dynamique dont le rôle est double : – assurer en fonctionnement normal, grâce à une entrée d’air calibrée, une petite dépression (de l’ordre de 5 daPa), donc imposer un passage de l’air depuis l’extérieur vers l’intérieur au niveau des défauts d’étanchéité. Le renouvellement de l’atmosphère de la boîte étant faible, le peu de courants d’air évite d’activer la mise en suspension dans l’air des produits et leur transfert dans le filtre de sortie.

(photo F.Jannin/CEA)

(photo L.Godart/CEA)

Figure 1.8. Illustration d’une hotte ventilée et d’une boîte à gants.

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On considère que 3 à 10 renouvellements de l’air par heure correspond à un fonctionnement optimum. Cette valeur est obtenue en divisant le débit de ventilation noté Q par le volume de la boîte à gants noté V : Q R = ----V – permettre en cas de rupture d’un gant, un débit d’air suffisant au niveau de l’ouverture créée accidentellement.

Pour en savoir plus Ces équipements doivent répondre à l’annexe II définissant les règles techniques de conception et de fabrication prévues par l’article R.4312-23 du code du travail (3.9.2.1. Protection contre la contamination radioactive externe) : « Les matériaux constitutifs et autres composants des équipements de protection individuelle destinés à protéger tout ou partie du corps contre les poussières, gaz, liquides radioactifs ou leurs mélanges sont tels que ces équipements s’opposent efficacement à la pénétration des contaminants dans les conditions prévisibles d’emploi. L’étanchéité requise est obtenue, selon la nature ou l’état des contaminants, par l’imperméabilité de l’enveloppe protectrice ou par tout autre moyen approprié tel que des systèmes de ventilation et des pressurisations s’opposant à la rétrodiffusion de ces contaminants. Lorsque des mesures de décontamination sont applicables aux équipements de protection individuelle, ceux-ci peuvent en être l’objet de façon non préjudiciable à leur réemploi dans les conditions définies par la notice d’instructions. »

1.2.4. Petit matériel de laboratoire Avant de commencer toute manipulation de sources non scellées, il est impératif de prévoir, sur et à proximité de la zone de travail, les matériels suivants : – blouse, surchaussures : elles permettent d’éviter la contamination des vêtements civils et d’éliminer tout risque de propagation de la contamination en des lieux autres que les locaux où sont manipulés des substances radioactives ; – gants (avec rechange) : ils sont obligatoires en cas de manipulation de sources non scellées. Leur choix est important ; tous les modèles de gants « latex » ne constituent pas une barrière de même efficacité, encore moins les gants en coton. Une paire de gants portée une fois ne doit pas être réutilisée ; – feuille de vinyle, coton, papier absorbant, bandes adhésives : ces matériels sont très utiles en cas d’incidents légers mettant en jeu des sources non scellées (cf. chapitre 7 « Gestion des situations incidentelles et dégradées ») ; – pinces : l’utilisation de pinces permet de réduire le niveau de l’exposition externe en jouant sur le paramètre « distance » avec la source de rayonnements ; – protection biologique (écrans).

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Pour en savoir plus Les équipements de protection biologique doivent répondre à l’annexe II définissant les règles techniques de conception et de fabrication prévues par l’article R.4312-23 du code du travail (3.9.2.2. Protection limitée contre l’irradiation externe) : « Les équipements de protection individuelle destinés à protéger l’utilisateur contre l’exposition externe aux rayonnements tels que rayonnement électronique bêta, photonique X ou gamma, sont tels qu’ils peuvent atténuer suffisamment les effets de celle-ci. Les matériaux constitutifs et autres composants de ces équipements de protection individuelle sont tels que le niveau de protection procuré à l’utilisateur soit aussi élevé que l’exigent les conditions prévisibles d’emploi, sans que les entraves aux gestes, postures ou déplacements de ce dernier entraînent pour autant un accroissement de la durée d’exposition. Les équipements de protection individuelle comportent un marquage de signalisation indiquant la nature ainsi que l’épaisseur du ou des matériaux constitutifs correspondant aux conditions prévisibles d’emploi. » Des appareils de détection et de mesure sont également nécessaires. Nous invitons le lecteur à se référer à l’ouvrage : Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation pour connaître les modes de fonctionnement des différents détecteurs (chapitre 6 : Détection des rayonnements ionisants). – appareils de détection de la contamination surfacique (polyradiamètre ou contaminamètre) : une étude pratique et interactive de ce type de détecteurs vous est proposée dans le chapitre 3 « Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique, détermination de la nature d’une source inconnue et calcul de rendement pratique de mesure » ; – appareils de mesure du débit de dose absorbée (débitmètre) : une étude pratique est proposée dans le chapitre 5 « Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul » ; – appareils de prélèvement atmosphérique : cette gamme d’appareils a pour but de contrôler le niveau de la contamination atmosphérique des locaux. La présence des équipements de sécurité classique est souhaitable : – risque d’incendie : extincteur, poudre, couverture ; – risque électrique : système d’arrêt d’urgence (« coup de poing ») ; – risque chimique : douche oculaire, eau. En cas d’incendie, l’eau présente l’inconvénient d’une dissémination rapide et difficilement contrôlable du produit radioactif.

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1.2.5. Radioprotection pratique lors de la manipulation de sources Nous considérerons comme acquis les grands principes de protection contre les expositions externe et interne (vus en détail dans l’ouvrage : Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation. Cependant, nous allons rappeler dans cette partie quelques règles de radioprotection pratique à mettre en œuvre lors de la manipulation de sources au laboratoire.

1.2.5.1. Protection contre l’exposition externe Lors de la manipulation, il est demandé à l’utilisateur d’appliquer les consignes suivantes : – ne jamais tenir à main nue et sans protection un flacon contenant une solution radioactive ; – n’utiliser que la quantité de produit radioactif nécessaire à la manipulation ; – réduire le temps d’exposition par une connaissance optimale de la manipulation, obtenue par exemple au moyen d’essais à blanc ; – rassembler tout le matériel nécessaire à la manipulation à proximité ; – éloigner le produit radioactif de l’utilisateur, d’une distance maximale et compatible avec une manipulation aisée ; – utiliser les dispositifs de manipulation à distance (pinces) pour les sources mères ; pour les sources filles à activité volumique plus réduite, la manipulation de pinces ne doit pas induire de risque de chute ou de renversement de flacon et ne doit pas entraîner une augmentation trop importante du temps nécessaire à la manipulation ; – interposer, entre le manipulateur et le produit radioactif, des écrans de nature et d’épaisseur adaptées aux rayonnements et à leur énergie ; – positionner l’écran le plus près possible de la source ; – utiliser des systèmes d’écrans adaptés aux petits matériels de laboratoire contenant les solutions radioactives (porte-tubes, protège-seringues…) ; – enfin, ne pas omettre que toutes ces consignes sont collectives, c’est-à-dire qu’elles s’appliquent dans le cadre de la protection du manipulateur concerné, mais également des autres personnes du laboratoire indirectement exposées.

1.2.5.2. Protection contre l’exposition interne La radioprotection pratique pour prévenir l’exposition interne est liée au confinement des sources de rayonnements ionisants (confinements dynamique et statique) ainsi qu’à des bonnes pratiques de manipulation et d’aménagement des laboratoires. Nous citerons les consignes générales suivantes : – utiliser des gants à usage unique pour manipuler et des vêtements de travail ; tenues civiles et tenues de travail devant être rangées dans des vestiaires différents ;

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– travailler avec sûreté et précaution ; éviter de toucher inutilement avec ses gants certaines zones du laboratoire ; – manipuler les produits radioactifs au-dessus d’un plateau ayant si possible des bords relevés, afin de limiter l’étendue de la contamination en cas de mauvaise manipulation ; – recouvrir les plans de travail et les plateaux de feuilles de plastique et de feuille de papier absorbant dans lequel les petites quantités de liquides répandus s’absorberont (le papier contaminé sera géré comme déchet radioactif) ; – baliser les emplacements sur lesquels se trouve le matériel radioactif, étiqueter les récipients renfermant les produits radioactifs et indiquer la nature et la quantité de radioisotopes qu’ils renferment ; – séparer le matériel contaminé de celui qui ne l’est pas ; – en fin de manipulation, contrôler la surface de travail et laisser un poste de travail exempt de toute contamination ; – se contrôler systématiquement au niveau des mains et des vêtements ; – enfin, garder à l‘esprit que, dans une contamination, le plus grand danger est d’ignorer son existence. Pour éviter de façon plus spécifique l’ingestion, outre le respect des règles relatives aux risques de contamination (cf. article 25 de l’arrêté du 15 mai 2006 dit « arrêté zonage » et partie 1.2.2.3 de ce chapitre), il ne faut jamais porter ses doigts à la bouche ; de même, nous rappelons qu’il est formellement interdit de pipeter des solutions en aspirant par la bouche (utiliser des systèmes automatiques tels que les propipettes). Pour éviter l’inhalation, il faut appliquer les consignes suivantes : – travailler avec un système de confinement dynamique de type hotte ventilée, et éventuellement statique et dynamique de type boîte à gants, si l’analyse des risques le justifie ; – ne jamais évaporer sur paillasse des solutions radioactives ; – l’utilisation d’oxydants forts associé à des composés marqués par du carbone-14 doit s’effectuer a minima sous hotte ventilée car il y a dégagement de substances volatiles et en particulier de dioxyde de carbone 14CO2 ; – ouvrir sous hotte ventilée les produits radioactifs à forte tension de vapeur. En effet, il existe un risque non négligeable de dégagement gazeux radioactif lors de l’ouverture des flacons contenant ces produits ; – ouvrir sous hotte ventilée les flacons contenant de la méthionine ou du thio-ATP marqués au soufre-35 pour éviter une contamination interne due à l’inhalation des produits de radiolyse. Pour éviter le passage transcutané, nous rappelons la nécessité de porter des gants à usage unique et de vérifier fréquemment leur éventuelle contamination.

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Il ne faut pas oublier que les gants ne constituent pas une protection contre l’exposition externe des doigts dus aux rayonnements γ, X et β de forte énergie. D’autre part, le port de gants en latex est déconseillé en cas de manipulation d’eau tritiée. Nous rappelons dans la figure 1.9 la méthode pour retirer des gants usagés.

Figure 1.9. Méthode de retrait des gants sans contact entre l’extérieur de ceux-ci et la peau (dessin Marion Solvit).

L’utilisation des gants est obligatoire. Pour s’en convaincre, le manipulateur doit garder à l’esprit qu’une contamination cutanée peut engendrer des niveaux de débits de doses absorbées très important (cf. tableau 1.7). Tableau 1.7. Débits de doses absorbées au niveau de la peau à la suite de contaminations par 37 kBq.cm–2 pour différents radioisotopes (d’après G. Simonnet, Les radioisotopes en recherche biologique, Masson, 1994).

Radioisotope Débit de dose absorbée (mGy.h–1)

14

C

5

32

P

125

75

1

I

131

I

40

Dans le cas particulier de l’utilisation de radioisotopes dans les expériences sur les animaux, nous citerons les recommandations suivantes : – ne pas oublier qu’à la suite de l’injection à un animal d’une substance marquée avec du carbone-14 ou du tritium, celui-ci va expirer du dioxyde de carbone 14CO2 ou de l’eau tritiée d’où un risque d’exposition interne du manipulateur par inhalation. Dans ce cas, il faut placer l’animal dans une cage à métabolisme et piéger les substances radioactives à leur sortie de cage ; – les cages destinées aux animaux doivent être conçues de telle façon que ceux-ci ou leurs excreta ne provoquent pas de contamination ; – enfin, les cadavres d’animaux ou les parties du corps provenant de biopsie ou d’autopsie doivent être traités comme des déchets radioactifs. En guise de conclusion, nous pouvons dire que l’exposition interne peut résulter de la manipulation en elle-même des produits radioactifs, mais également de la contamination intrinsèque des laboratoires résultant d’un défaut récurrent du respect des consignes précédemment évoquées. Nous avons vu dans le livre : Personne compétente en radioprotection – principes de radioprotection-réglementation que les transferts de contamination du type

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« contamination de l’ambiance Æ contamination corporelle » étaient des phénomènes très probables et fréquents. Il en résulte que les risques d’exposition interne par inhalation, ingestion ou passage à travers la peau sont interdépendants. Les consignes présentées dans cette partie sont donc liées et leur respect est garant d’une radioprotection globale et collective. C’est à la PCR d’inculquer cette « culture de radioprotection » via sa mission de formation et d’information des travailleurs à leur poste de travail.

1.3. Évaluation de l’exposition L’objet de cette partie est de faire le point sur les différentes méthodes et techniques permettant d’estimer les doses susceptibles d’être reçues par le personnel dans les installations de l’industrie ou la recherche où sont utilisées des sources non scellées. L’exposition aux rayonnements ionisants pouvant être d’origine externe et/ou interne, nous prendrons le soin de différencier ces deux cas. En effet, les techniques d’évaluation de l’exposition mais également les grandeurs de référence évaluées seront caractéristiques du mode d’exposition. L’évaluation des doses reçues par les travailleurs est un élément essentiel à l’analyse des risques liés aux postes de travail. Cette étude sert notamment à la délimitation des zones de travail et à l’établissement des catégories de travailleurs. Nous aurons l’occasion de revenir plusieurs fois sur ces méthodes et outils d’évaluation dans cet ouvrage : – tout d’abord dans le chapitre 5 « Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul », lequel permettra au lecteur de s‘approprier ces notions grâce à une méthode interrogative (questions pratiques liées à une situation concrète de travail, exercices et calculs avec corrigés) ; – enfin, nous utiliserons tous ces acquis lors du chapitre 8 « Analyses de postes de travail ».

1.3.1. Rappels sur les grandeurs de protection Les grandeurs de protection sont des concepts servant à exprimer les limites réglementaires d’exposition appliquées au suivi annuel des travailleurs ainsi qu’à la délimitation des zones de travail. Il sera donc nécessaire d’estimer ces grandeurs pour pouvoir comparer les niveaux d’exposition avec les valeurs réglementaires. Nous définirons deux grandeurs de protection (cf. Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation, chapitre 4 : Effets biologiques des rayonnements et annexe II de l’arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants ) : – la dose équivalente à l’organe HT est la dose absorbée par le tissu ou l’organe T, pondérée suivant le type et l’énergie du rayonnement ionisant. En cas d’exposition simultanée à plusieurs rayonnements de types et d’énergies différents, la dose

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équivalente à l’organe correspond à la somme pondérée des doses absorbées. Elle s’exprime en Sievert (Sv) et s’écrit : HT =

¦ WR × DT,R R

où wR est le facteur de pondération radiologique pour le rayonnement R (sans dimension) et DT,R la dose absorbée due au rayonnement R pour l’organe ou le tissu T, exprimée en gray (Gy). Les différentes valeurs du facteur wR utilisé pour pondérer la dose absorbée par le tissu ou l’organe ne seront pas rappelées ici ; – la dose efficace E correspond à la somme des doses équivalentes pondérées délivrées par exposition externe et interne aux différents tissus et organes du corps. Elle s’exprime également en sievert (Sv) et est définie par la formule : E =

¦ WT × HT = ¦ WT ¦ WR × DT,R T

T

R

où wT est le facteur de pondération tissulaire pour le tissu ou l’organe T (sans dimension). Ces facteurs sont liés à la radiosensibilité des organes et tissus, leurs différentes valeurs ne seront pas rappelées ici.

1.3.2. Règles de calcul de la dose efficace résultant d’une exposition externe et interne aux rayonnements ionisants La dose efficace totale reçue par un individu est déterminée par la formule suivante : E = E externe + E interne Eexterne est la dose efficace résultant de l’exposition externe. Cette grandeur peut être estimée grâce à des grandeurs opérationnelles mesurées au moyen de détecteurs. Une autre méthode d’estimation consiste à utiliser des outils de calcul, tels que les codes de calcul, certaines formules ou lois (loi en 1/d2, formules empiriques…) ou bien des applications à partir de données dosimétriques issues de la littérature. Les grandeurs opérationnelles ainsi que leur corrélation avec la dose efficace, de même que les outils de calcul de la dose efficace résultant de l’exposition externe seront définies dans la partie 1.3.3. Notons que les prescriptions réglementaires relatives aux doses s’appliquent à la somme des doses résultant de l’exposition externe pendant une période spécifiée indiquée pour chacune des limites de doses (annexe I de l’arrêté du 1er septembre 2003). Cette période est de douze mois consécutifs en ce qui concerne la somme des doses efficaces reçues par exposition externe et interne (article R.4451-12 du code du travail pour les travailleurs et article D.4153-34 pour les jeunes travailleurs âgés de 16 à 18 ans). Dans le cas de l’exposition de la femme enceinte, elle correspond à la période comprise entre la déclaration de grossesse et l’accouchement (article D.4152-5 du code du travail). Nous ne parlerons pas ici du cas de l’exposition du public.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Einterne est la dose efficace engagée résultant de l’exposition interne aux rayonnements ionisants, due essentiellement à l’inhalation et à l’ingestion de radionucléides (cf. ouvrage Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation, chapitre 8 : Protection contre l’exposition interne. Dans la suite de l’ouvrage, nous noterons la dose efficace engagée de la façon suivante : E(τ). Afin de comparer ces doses avec les données réglementaires, il sera nécessaire de tenir compte d’une période spécifiée, de la même façon que pour l’exposition externe. Concrètement, le calcul de la dose efficace engagée s’effectuera sur 50 ans pour les adultes et jusqu’à l’âge de 70 ans pour les enfants d’âge inférieur à 18 ans, résultant d’incorporation(s) pendant la période spécifiée (douze mois consécutifs pour les travailleurs ou bien période comprise entre la déclaration de grossesse et l’accouchement pour la femme enceinte). Nous définirons dans la partie 1.3.4 les méthodes permettant d’estimer la dose efficace engagée. Ces dernières associent généralement la mesure et le calcul.

1.3.3. Estimation des doses résultant de l’exposition externe 1.3.3.1. Mesure de l’exposition externe et grandeurs opérationnelles a) Rappels sur les moyens de mesure en dosimétrie externe Il est nécessaire d’effectuer deux distinctions au niveau des moyens de mesure en dosimétrie externe : – tout d’abord, nous différencierons les instruments de mesure utilisés pour la surveillance individuelle des travailleurs de ceux permettant une surveillance de l’ambiance au poste de travail ; – d’autre part, la surveillance individuelle de l’exposition peut consister en une mesure en temps différé, il s’agit alors de dosimétrie passive ; en cas de mesure en temps réel de l’exposition externe à l’aide d’un dosimètre individuel, nous parlerons de dosimétrie opérationnelle. En règle générale, un modèle donné de détecteur est spécifique du mode de surveillance de l’exposition, individuelle ou d’ambiance. Cependant, certains dosimètres passifs (thermoluminescents) peuvent être utilisés indistinctement pour ces deux types de surveillance. Les instruments de mesure utilisés pour évaluer l’exposition externe doivent être adaptés aux types de rayonnements à étudier (nature, énergie), aux caractéristiques des sources (activité) et de l’exposition (caractéristiques directionnelles de l’exposition, géométrie). Il conviendra donc d’être vigilant sur les modèles d’instruments de mesure à utiliser, quant à leur adéquation avec tous ces paramètres. Nous rappelons dans ce qui suit quelques précisions issues de l’arrêté du 30 décembre 2004 relatif à la carte individuelle de suivi médical et aux informations individuelles de dosimétrie des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants : – la mesure des doses résultant de l’exposition externe n’est possible que pour certains seuils d’énergie en relation avec la nature des rayonnements : émission d’un

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rayonnement X issu d’un générateur fonctionnant sous une tension supérieure à 30 kV, d’un rayonnement γ d’énergie supérieure à 15 keV, d’un rayonnement β d’énergie moyenne supérieure à 100 keV (Eβmax > 300 keV) ou d’un rayonnement neutronique ; – il convient de s’assurer que l’organisme agréé retenu pour la surveillance individuelle de l’exposition par dosimétrie passive est en capacité de mesurer les rayonnements ionisants révélés par l’analyse des postes de travail et que les dosimètres utilisés sont compatibles avec les conditions de travail envisagées ; – en cas d’utilisation de dosimètres opérationnels, il convient de vérifier l’adéquation de ces derniers avec les rayonnements révélés par l’analyse des postes de travail (performance de mesure) ainsi que les conditions de travail envisagées (performance aux variations dues à l’environnement, éventuelles interférences et influence sur les résultats dosimétriques, taille, poids et résistance mécanique des dosimètres). D’autre part, notons que le suivi des instruments de mesure utilisés en radioprotection fait partie des contrôles imposés par l’arrêté du 26 octobre 2005. Nous indiquerons dans la partie 1.4 « les contrôles de radioprotection » les modalités de ces vérifications.

b) Les grandeurs opérationnelles Les grandeurs de protection (dose efficace E, dose équivalente à l’organe HT) ont le défaut de ne pas être mesurables. Cependant, elles servent à exprimer les limites réglementaires d’exposition appliquées pour le suivi annuel des travailleurs ainsi que pour la délimitation des zones de travail. Afin de répondre à l’attente des personnes chargées de suivre les expositions des personnels, le concept de grandeurs opérationnelles a été introduit afin d’estimer de façon raisonnable les grandeurs de protection. Les grandeurs opérationnelles ont les caractéristiques suivantes : – elles sont mesurables au poste de travail par des détecteurs de rayonnements externes (débitmètres, dosimètres) et peuvent être utilisées pour la surveillance individuelle ou la surveillance de l’ambiance au poste de travail ; – elles sont des estimateurs généralement majorant de la dose efficace et des doses équivalentes aux organes ; – pour des rayonnements, des énergies et des angles d’incidence différents, les valeurs de chacune de ces grandeurs sont additives. Ainsi, il conviendra d’utiliser des instruments de mesure étalonnés par rapport aux grandeurs opérationnelles pour estimer les grandeurs de protection. Il existe trois grandeurs opérationnelles permettant d’estimer la dose efficace E ou la dose équivalente à l’organe : – deux sont utilisées pour la dosimétrie de zone ou d’ambiance : l’équivalent de dose ambiant H*(d) et l’équivalent de dose directionnel H’(d, Ω) ; – la troisième est utilisée pour la dosimétrie individuelle : l’équivalent de dose individuel (ou équivalent de dose personnel) HP(d).

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Ces grandeurs correspondent à l’équivalent de dose en un point situé à la profondeur d dans un fantôme ou dans l’organisme humain, et vont dépendre de l’énergie du rayonnement et des conditions géométriques de l’exposition (orientation). L’équivalent de dose ambiant H*(d) est la grandeur de référence pour les rayonnements fortement pénétrants dans le cas d’une dosimétrie d’ambiance. H*(d) est un bon estimateur de la dose efficace E. La profondeur d recommandée étant de 10 mm, nous pourrons écrire H*(10). Beaucoup de détecteurs utilisés pour la mesure des débits de dose sont étalonnés par rapport à H*(10). L’équivalent de dose directionnel H’(d, Ω) est la grandeur utilisée pour les rayonnements faiblement pénétrants en dosimétrie d’ambiance. H’(d, Ω) est un estimateur de la dose équivalente à la peau Hpeau. Ainsi, la profondeur recommandée est de 0,07 mm. Nous écrirons donc H’(0,07, Ω). L’équivalent de dose individuel HP(d) est la grandeur utilisée dans le cas de la dosimétrie individuelle. Deux cas peuvent se présenter : – dans le cas de rayonnements fortement pénétrants, la profondeur recommandée est de 10 mm : nous parlerons donc de HP(10), lequel est un bon estimateur de la dose efficace ; – dans le cas de rayonnements faiblement pénétrants, la profondeur sera de 0,07 mm, nous parlerons de HP(0,07), lequel est un bon estimateur de la dose équivalente à la peau Hpeau. Les dosimètres portés à la surface du corps utilisés pour la dosimétrie du personnel sont étalonnés en fonction de HP(10) et de HP(0,07), ce sont donc de bons estimateurs de la dose efficace et/ou de la dose équivalente à la peau. Ces dosimètres sont en général recouverts d’un matériau équivalent tissu.

Pour en savoir plus La profondeur d ou toute épaisseur d’un matériau donné peut être représentée par l’épaisseur massique, exprimée en g.cm–2 ou en mg.cm–2. Exemples : – une profondeur d dans les tissus biologiques de 10 mm correspondra à une épaisseur massique de 1 000 mg.cm–2. Il suffit de multiplier l’épaisseur par la masse volumique du matériau en g.cm–3. 10 mm = 1 cm et 1 cm × 1 g.cm–3 = 1 g.cm–2 = 1 000 mg.cm–2 – pour une profondeur d = 0,07mm dans les tissus biologiques, le calcul est le suivant : 0,07 mm = soit 0,007 cm et 0,007 cm × 1 g.cm–3 = 0,007 g.cm–2 = 7 mg.cm–2

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

GRANDEURS RADIOMETRIQUES Fluence φ

GRANDEURS PHYSIQUES

GRANDEURS DOSIMETRIQUES

Calcul (ωR, ωT)

Kerma K Dose absorbée D

GRANDEURS DE PROTECTION Dose efficace E Dose équivalente HT

Estimation GRANDEURS OPERATIONNELLES Equivalent de dose ambiant H*(d) Equivalent de dose directionnel H’(d,Ω) Equivalent de dose individuel Hp(d)

ETALONNAGES Grandeur mesurée

Figure 1.10. Relations entre les grandeurs physiques, opérationnelles et de protection.

Notons également l’existence de détecteurs utilisés en surveillance individuelle permettant de mesurer HP(3), estimateur de la dose équivalente au cristallin, Hcristallin. La figure 1.10 permet de visualiser les relations existant entre les grandeurs physiques, les grandeurs opérationnelles et de protection. Nous détaillerons dans le chapitre 8 « Analyses de postes de travail » la méthodologie d’utilisation des instruments de mesure de l’exposition externe lors de l’analyse des postes de travail.

1.3.3.2. Outils de calcul Il est possible d’évaluer les doses reçues lors d’expositions externes au moyen de codes de calcul. Le maniement de ces outils peut s’avérer délicat et nécessite généralement des connaissances approfondies en physique des rayonnements ainsi qu’une bonne maîtrise des outils informatiques. D’autre part, l’utilisation de codes de calcul peut sembler disproportionnée par rapport aux problématiques de la radioprotection dans les secteurs de l’industrie et la recherche, exceptions faites de cas particuliers comme la production de certains radiopharmaceutiques (cyclotrons…). Nous rappellerons également certaines formules de base vues dans le chapitre « Protection contre l’exposition externe » de l’ouvrage : Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation. Ces formules sont d’un accès très aisé, cependant leur caractère théorique et général implique qu’elles ne soient utilisées que pour faire une « première estimation » du niveau d’exposition. De plus, nous conseillons aux PCR d’être attentives aux niveaux d’incertitudes engendrées par ces outils selon l’énergie des rayonnements et la géométrie de l’exposition.

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Voici quelques relations couramment utilisées : – la loi de « l’inverse du carré de la distance » ou loi en 1/d2 permet de calculer les débits de dose dus à des photons provenant de sources ponctuelles. Elle s’écrit : ° d1 2 d2 2 D ° ° --------1- = § ------· ou bien D 2 = D 1 × § ------· © d 1¹ © d 2¹ ° D2 ° ° où D 1 et D 2 sont les débits de doses absorbées respectivement à la distance d1 et d2. Pour qu’une source soit considérée comme ponctuelle, nous rappelons que la distance entre la source et l’opérateur doit être au moins 5 fois plus grande que la plus grande dimension de la source. Notons que cette relation ne tient pas compte de l’atténuation des rayonnements dans la matière (d’où son inadéquation pour les rayonnements particulaires), ni de la production éventuelle de rayonnements secondaires ; – certaines formules empiriques permettent d’estimer les débits de doses absorbées dues à des sources ponctuelles de rayonnements. Pour les photons, il est possible d’utiliser la relation suivante : – 10 I ° D = 1,3.10 × A × E × ---------100 °

D est le débit de dose absorbée dans les tissus biologiques à 1 m (en mGy.h–1), A est l’activité de la source ponctuelle (en Bq), E est l’énergie du rayonnement (en MeV) et I l’intensité d’émission (en %). Il est nécessaire de rappeler les niveaux d’erreurs relatives associés à l’utilisation de cette relation : inférieure à 10 % si E est comprise entre 300 keV et 1,5 MeV, comprise entre 10 et 30 % si E est comprise entre 65 et 300 keV ou entre 1,5 et 2 MeV. Cette relation, associée à la loi de variation du débit de dose absorbée en fonction de la distance permet de calculer ce débit de dose à une distance quelconque d’une source ponctuelle, connaissant les caractéristiques du terme source (radionucléide(s) manipulé(s), énergie). Pour les électrons d’énergie supérieure à 300 keV, il existe la relation empirique suivante : –7 I ° D = 9.10 × A × ---------100 °

D est le débit de dose absorbée dans les tissus biologiques à 10 cm d’une source ponctuelle (en mGy.h–1), A est l’activité de cette source (en Bq) et I l’intensité d’émission (en %). L’utilisation de données de dosimétrie externe issues de la littérature est une autre solution pour estimer les doses dues à l’exposition externe aux rayonnements ionisants. Ces grandeurs sont généralement estimées au moyen de codes de calcul. Nous avons choisi d’utiliser les données d’exposition externe issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc – EDP Sciences, 2e édition 2006). Cet ouvrage comporte un grand nombre de renseignements relatifs aux caractéristiques des rayonnements émis, à l’exposition externe et à l’exposition interne pour un échantillon conséquent de radionucléides utilisés dans la pratique. Toutes ces données sont rassemblées au moyen de fiches.

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Nous présentons sur la figure 1.11 un extrait d’une de ces fiches, comportant les principales émissions et les données d’exposition externe pour le phosphore-32.

Figure 1.11. Exemple de fiche pratique concernant les données physiques et d’exposition externe pour le phosphore-32, issue du guide pratique, Radionucléides et radioprotection, D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006.

Les valeurs d’exposition externe (en μSv.h–1) présentées dans cet ouvrage ont été établies pour des sources d’activité 1 Bq et pour diverses manipulations et gestes rencontrés dans les laboratoires : – exposition externe à 30 cm d’une source ponctuelle « à nu » dans l’air (1) : sont figurées les doses superficielles (ds) estimant les doses à la peau dues respectivement aux rayonnements électroniques et photoniques, ainsi que la dose en profondeur ou à l’organisme entier (dp) due à la composante photonique ; – exposition externe au contact et à distance d’un flacon de type « pénicilline » (2) : sont figurées la dose superficielle au contact et la dose en profondeur à 1 m d’un flacon de verre (épaisseur 1,5 mm et densité 2,7) contenant une source liquide de densité 1 et de forme cylindrique (2,3 cm de diamètre et 2,5 cm de hauteur) ; – exposition externe au contact d’un bécher d’épaisseur 2 mm de verre (3) et d’une seringue d’épaisseur 1 mm de plastique de densité 1 (4) : sont représentées les doses superficielles au contact et au niveau du col du bécher (solution radioactive modélisée par un cylindre de 4 cm de diamètre et 1,6 cm de hauteur) ainsi qu’au contact de la seringue (solution radioactive modélisée par un cylindre de 1,2 cm de diamètre et 2,2 cm de hauteur). Notons que pour des raisons pédagogiques, les illustrations présentées montrent les doigts du manipulateur dans une position correcte de radioprotection.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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– exposition externe due à une contamination cutanée au niveau de la main : sont représentées les doses à la peau (à 70 μm de profondeur de tissus biologiques) dues à une contamination surfacique homogène de 1 Bq.cm–2 et à la projection d’une goutte de 0,05 cm3 de solution radioactive. Notons que les auteurs ont considéré que la contamination radioactive ne pénétrait pas à travers la peau. Nous utiliserons de façon pratique ces différentes données dans les chapitres 5 et 8 relatifs à l’estimation de l’exposition externe par mesure et calcul et à l’analyse des postes de travail respectivement.

1.3.4. Estimation des doses résultant de l’exposition interne 1.3.4.1. Méthode générale Nous avons vu que la grandeur de référence en exposition interne est la dose efficace engagée. L’estimation précise de cette notion est délicate compte tenu des différentes caractéristiques des radioéléments pouvant être mis en cause lors d’une exposition interne (période effective, forme et propriétés physico-chimiques, rayonnements émis…) et des personnes (âge). De même, il peut s’avérer nécessaire de connaître les lois régissant le devenir des radioéléments dans l’organisme (biocinétique, transferts entre les différents « compartiments » de l’organisme). Il est néanmoins possible d’estimer de façon pratique la dose efficace engagée à partir de la relation suivante (annexe I de l’arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants) : E(τ ) =

¦ h ( g )j,ingéré × Aj,ingéré + ¦ h ( g )j,inhalé × Aj,inhalé j

j

Dans cette relation, h(g)j,ingéré et h(g)j,inhalé sont les doses efficaces engagées par unité d’incorporation du radionucléide j dues respectivement à l’ingestion et à l’inhalation par un individu du groupe d’âge g ; elles s’expriment en Sv.Bq–1. Cette grandeur , également notée DPUI, correspond à la dose efficace engagée en 50 ans ou jusqu’à l’âge de 70 ans du fait de l’incorporation de 1 Bq du radioélément considéré. Les valeurs de h(g) sont données dans les tableaux de l’annexe III de l’arrêté du 1er septembre 2003 en fonction des paramètres suivants : – la voie d’entrée dans l’organisme (inhalation ou ingestion) ; – la granulométrie (pour l’inhalation) ; – la transférabilité ; – le type d’exposition [professionnelle (dans ce cas, l’engagement se fait sur 50 ans) ou de la population (engagement jusqu’à l’âge de 70 ans)] ; – la classe d’âge des personnes lors de la contamination (uniquement pour la population). En cas de doute sur la valeur h(g) à choisir, la plus restrictive est à prendre en considération.

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Aj,ingéré et Aj,inhalé sont respectivement les activités incorporées par ingestion ou par inhalation du radionucléide j, exprimées en Bq. Ces dernières sont estimées soit par la mesure au moyen des examens radiotoxicologiques (analyses in vitro) ou des méthodes in vivo du type anthropogammamétrie, soit par calcul. Nous verrons dans la partie 1.3.4.2 les grandeurs et relations permettant d’estimer les activités incorporées suite à une exposition interne par inhalation. Considérons l’exemple suivant : un travailleur incorpore accidentellement une activité de 50 kBq de phosphore-32. Sachant que la valeur h(g) est de 8,0.10–10 Sv.Bq–1 pour une granulométrie de 1 μm, nous calculerons la dose efficace engagée de la manière suivante : E ( τ ) = h ( g ) × A incorporée = 8,0.10

– 10

4

× 5.10 = 4.10

–5

Sv = 40 μSv

Pour terminer, notons que certaines valeurs caractéristiques de DPUI sont données dans le guide pratique Radionucléides et radioprotection, EDP Sciences (cf. figure 1.12). Il est conseillé cependant de faire attention à la dénomination employé dans cet ouvrage : la DPUI due à l’inhalation est appelée h(g) alors que la DPUI due à l’ingestion est appelée e(g).

Figure 1.12. Exemple de fiche pratique concernant les données d’exposition interne pour le phosphore-32, issue du guide pratique Radionucléides et radioprotection, D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006.

1.3.4.2. Estimation par le calcul La PCR n’a pas forcément accès aux valeurs d’activités incorporées évaluées grâce aux examens médicaux. Ainsi, pour estimer la dose efficace engagée lors d’une étude de poste de travail ou bien suite à une incorporation de radioactivité due à un incident, il est possible d’évaluer l’activité incorporée par le calcul. Nous proposons la relation suivante pour estimer la dose efficace engagée suite à une inhalation de radionucléides, voie prépondérante d’incorporation dans les lieux de travail (cette relation sera reprise dans les chapitres 7 et 8 relatifs à la gestion des situations incidentelles et aux études de poste de travail) : A×Q×t×k E ( τ ) = h ( g ) × -------------------------------V×f

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Dans cette formule : – h(g) est la dose efficace par unité d’incorporation du radionucléide concerné due à l’inhalation (en Sv.Bq–1) ; – A est l’activité manipulée (en Bq) ; – Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » ; il est généralement fixé à 1,2 m3.h–1 ; – t est le temps estimé de l’exposition (en h) ; – k est le coefficient de volatilité du composé radioactif (sans dimension). Cette grandeur dépend du caractère volatil du produit (composés à fortes tensions de vapeur) et peut prendre les valeurs entières suivantes : 0,001 (composé non volatil) – 0,01 – 0,1 – 1 (composé très volatil, très forte tension de vapeur). Ces données sont consultables sur les fiches issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition 2006) ; – V est le volume du local dans lequel a lieu la manipulation (en m3). Pour faciliter les calculs, nous faisons l’approximation que le composé radioactif est instantanément réparti de façon homogène dans le local ; – f est un facteur de sécurité lié aux dispositifs de protection collective utilisés lors de la manipulation. Nous retiendrons les valeurs présentées dans le tableau 1.8. Tableau 1.8. Valeurs du facteur de sécurité f lié aux dispositifs de protection collective.

Dispositif de protection collective

f

Travail sur paillasse

1

Travail sous hotte ventilée

10

Travail en boîte à gants

1 000

1.3.4.3. Grandeurs opérationnelles relatives à l’incorporation de substances radioactives Il existe des grandeurs pratiques permettant de réaliser des calculs d’incorporation de radionucléides (dans le cas d’un incident par exemple) et de la dose efficace engagée. Ces grandeurs, non définies dans la réglementation, sont établies à partir des données réglementaires (DPUI, limites de doses annuelles…). Leur principal avantage réside dans leur facilité d’utilisation. Cependant, de par leur caractère officieux, elles sont à manipuler avec précaution. Nous définirons les grandeurs pratiques suivantes : – AI20inh, activité incorporée par inhalation conduisant à une dose efficace engagée de 20 mSv et AI20ing, activité incorporée par ingestion conduisant à une dose efficace engagée de 20 mSv ; – RCA, repère en concentration atmosphérique. D’autre part, nous présenterons une autre grandeur, la LPCA, dans une partie « Pour en savoir plus ».

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a) AI20inh et AI20ing Le Guide pratique Radionucléides et Radioprotection nous propose le calcul de grandeurs dérivées de l’ancienne LAI (Limite Annuelle d’Incorporation) appelées AI20inh et AI20ing qui s’expriment en Bq. AI20inh représente l’activité incorporée par inhalation, pour un radionucléide donné, qui conduit à une dose efficace engagée égale à la valeur limite réglementaire (20 mSv). Elle se calcule ainsi : 0,02 AI 20inh = -----------------h ( g ) inh où 0,02 correspond à la limite annuelle de dose efficace en sievert et h(g)inh est la dose efficace engagée par unité d’incorporation par inhalation. AI20ing représente l’activité incorporée par ingestion, pour un radionucléide donné, qui conduit à une dose efficace engagée égale à la valeur limite réglementaire (20 mSv). Elle se calcule ainsi : 0,02 AI 20ing = -----------------h ( g ) ing où 0,02 correspond à la limite annuelle de dose efficace en sievert et h(g)ing est la dose efficace engagée par unité d’incorporation par ingestion. Outre leur facilité de calcul, ces deux grandeurs ont l’avantage de s’exprimer en Bq, ce qui permet de les comparer aisément avec les activités mises en jeu lors d’une manipulation qui pourraient être incorporées par inhalation ou ingestion suite à un incident. Certaines valeurs AI20inh et AI20ing sont présentées sur les fiches pratiques issues du guide Radionucléides et radioprotection (cf. figure 1.12).

b) RCA Le risque d’exposition interne sur les lieux de travail étant principalement dû à l’inhalation, il peut s’avérer utile de définir une grandeur exprimée en unité d’activité atmosphérique (Bq.m–3). Ainsi, le RCA, repère en concentration atmosphérique, est une grandeur pratique, exprimée en Bq.m–3, pouvant s’avérer utile, en particulier pour aider à établir la délimitation des zones de travail. Le RCA correspond, pour un radionucléide donné, à l’activité volumique (en Bq.m–3) qui conduit à une dose efficace engagée donnée (généralement 25 μSv) suite à l’exposition d’une personne pendant 1 heure. Comme les grandeurs AI20inh, AI20ing, le RCA n’est pas défini dans la réglementation française. Il a été conçu par certains opérateurs industriels (CEA, entre autres) pour vérifier la conformité du zonage radioprotection des locaux lié à un risque d’exposition interne par inhalation, par comparaison avec la mesure par prélèvement atmosphérique de l’activité volumique moyenne représentative d’une exposition d’une heure dans les conditions habituelles de travail. En effet, rappelons que la contamination atmosphérique peut être estimée au moyen de systèmes de prélèvements d’air sur un support « piégeant » (filtre pour certains aérosols, charbon actif pour l’iode radioactif…).

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Le RCA sera calculé à l’aide de la relation suivante : E(τ) RCA = ----------------------------Q × h ( g ) inh où E(τ) (en Sv) est la dose efficace engagée en 1 heure d’exposition définie en fonction de la zone concernée, Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » (soit 1,2 m3.h–1) et h(g)inh est la dose efficace engagée par unité d’incorporation par inhalation du radionucléide considéré. En règle générale, nous prendrons comme valeur de E(τ) la limite supérieure de dose efficace correspondant à la zone contrôlée verte, soit 25 μSv en une heure. Le RCA sera donc calculé selon la relation : –6

25.10 RCA = ----------------------------Q × h ( g ) inh Exemple d’application : Considérons un laboratoire où est manipulé de l’iode-125. D’après les annexes de l’arrêté du 1er septembre 2003, la valeur h(g) la plus restrictive est égale à 1,5.10–8 Sv.Bq–1. En reprenant la formule précédente, nous obtenons : –6

–3 25.10 RCA = -----------------------------------≈ 1400 Bq.m –8 1,2 × 1,5.10 Ainsi, une activité volumique moyenne de 1 400 Bq.m–3 mesurée durant 1 heure dans une zone en présence d’iode-125 conduirait à la limite supérieure de la zone contrôlée verte, soit 25 μSv. Dans ces conditions, le temps nécessaire pour atteindre la limite de dose efficace pour les travailleurs de catégorie A (20 mSv) est de : 3

20.10 = 800 heures ----------------25 Nous en déduisons qu’une exposition à 1 RCA pendant 800 heures conduit à la limite annuelle d’exposition en dose efficace pour les travailleurs relevant de la catégorie A, soit 20 mSv. Le produit du nombre de RCA dans un local et de la durée d’exposition (sans protection des voies respiratoires), « RCA.h » est appelé exposition à la contamination. Il s’agit d’un bon indicateur du niveau de contamination atmosphérique du local. En effet, une valeur « RCA.h » égale à 800 (soit 800 RCA.h) correspond à une dose efficace engagée de 20 mSv (si le RCA est bien calculé en fonction d’une dose efficace engagée de 25 μSv en 1 heure). Le calcul de ce produit « RCA.h » est donc une aide à l’estimation de la dose efficace engagée. Comme indiqué précédemment, il est possible d’utiliser le RCA comme indicateur pour le zonage des locaux où il existe un risque d’exposition interne par inhalation. Précisons cependant qu’il faudra éviter de mettre en place un zonage permanent pour un risque de contamination atmosphérique sans se poser la question de son origine... Nous avons identifié dans le tableau 1.9 les seuils des zones en fonction du nombre de RCA.

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Tableau 1.9. Critères de classification des locaux en fonction du nombre de RCA (d’après « Règles générales de radioprotection, document CEA, 2007 »).

Zonage radioprotection Zone

Couleur

Non réglementée

sans objet

Surveillée

Spécialement Contrôlée réglementée

Interdite

Exposition externe Valeurs de dose efficace (E) et/ou de débit d’équivalent de dose (organisme entier)

Exposition interne Nombre de RCA

E < 80 μSv/mois E < 7,5 μSv sur 1 heure

< 0,3 RCA

E < 25 μSv sur 1 heure

< 1 RCA

E < 2 mSv sur 1 heure et débit H < 2 mSv/h

< 80 RCA

E < 100 mSv sur 1 heure et débit H < 100 mSv/h

< 4000 RCA

E ≥ 100 mSv sur 1 heure et débit H ≥ 100 mSv/h

≥ 4000 RCA

Dans le tableau 1.9, nous avons considéré des critères de classification séparés pour l’exposition externe et l’exposition interne. Lorsque les deux risques coexistent, ils doivent être combinés. Par exemple, pour une zone contrôlée verte, il faut que la relation suivante soit vérifiée : AV H* ( 10 )- + -----------≤1 -----------------RCA 25 Dans cette relation : – H*(10) est la grandeur opérationnelle utilisée pour estimer la dose efficace, en μSv intégrée sur une heure : il s’agit en général de l’équivalent de dose ambiant à 10 mm de profondeur (cf. partie 1.3.3.1) ; – 25 correspond à la limite supérieure de la zone contrôlée verte en μSv sur une heure ; – A V correspond à l’activité volumique moyenne évaluée sur une heure en Bq.m–3 ; Nous rappelons que le zonage radiologique doit également être vérifié vis-à-vis de l’exposition externe des extrémités, pour lesquelles des seuils de doses équivalentes sur une heure ont été établis (cf. tableau 1.6). Pour l’établissement du zonage radiologique, nous rappelons que seuls les risques auxquels le travailleur est soumis en conditions habituelles de travail sont intégrés, ainsi que les événements radiologiques recensés fréquemment pouvant induire un surplus d’exposition (cf. partie 1.2.2.1). Pour cette raison, il n’est fait référence qu’au risque d’inhalation pour les critères de classification relatifs à l’exposition interne (et non au risque d’ingestion).

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Pour en savoir plus Les LPCA La LPCA (Limite Pratique de Concentration dans l’Air) est une autre grandeur pratique, non définie dans la réglementation, pouvant être utilisée en particulier pour les évaluations de dose efficaces engagées suite à des incorporations incidentelles. La LPCA prend en compte l’exposition par inhalation due à la contamination atmosphérique d’un local, de même que l’exposition externe due à l’immersion dans le nuage (Guide pratique Radionucléides et radioprotection). Par définition, la LPCA, en Bq.m–3, est l’activité volumique de l’air respiré par un travailleur qui le conduirait à atteindre une dose efficace de 20 mSv pour une présence continue de 2 000 heures dans l’atmosphère contaminée. Hormis dans le cas de certains radionucléides émetteurs β/γ de périodes courtes produits dans les cyclotrons pour les besoins de la médecine, l’exposition externe due à l’immersion dans le nuage est négligeable. Ainsi, nous tiendrons compte de la seule exposition par inhalation pour calculer la LPCA. Pour bien signifier cette approximation, nous appellerons cette donnée, LPCAinh et la calculerons de la façon suivante : AI 20 inh AI 20 inh - = ----------------------------- ≈ LPCA LPCA inh = ------------------------1,2 × 2 000 Q × 2 000 où Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » (soit 1,2 m3.h–1) et 2 000 correspond au nombre d’heures. Attention, il ne faut pas confondre RCA et LPCA même si ces deux grandeurs ont la même unité (Bq.m–3) : le RCA est calculé à partir d’une limite d’exposition horaire alors que la LPCA est calculée à partir d’une limite annuelle (par l’intermédiaire de la valeur AI20 inh) en considérant 2 000 heures de travail. Ainsi on observe un facteur 2,5 entre les valeurs RCA et LPCA. Certaines valeurs LPCA sont précisées sur les fiches issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection (partie « Exposition interne pour les travailleurs ») dont un exemple est présenté dans la figure 1.12. Exemple d’application des données pratiques AI20inh et LPCA Considérons le cas incidentel suivant : Un manipulateur travaille avec de l’iode-125 (solution mère d’activité volumique 2 GBq.L–1, sous forme élémentaire. D’après les annexes de l’arrêté du 1er septembre 2003, la valeur h(g) est égale à 1,5.10–8 Sv.Bq–1 (Par défaut, il s’agit de la valeur la plus restrictive par inhalation).

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Le flacon de solution mère (5 mL) lui échappe des mains et le produit radioactif se répand sur le sol. Nous souhaitons évaluer la dose efficace reçue par ce manipulateur et allons procéder par étapes. Æ Quelle serait l’activité volumique en Bq.m–3 libérée dans le local de 60 m3 sachant que la totalité de l’iode-125 contenu dans la solution mère, soit 5 mL, est remise en suspension ? – calculons d’abord l’activité totale contenue dans la solution mère : AT = 2.109 × 5.10–3 = 107 Bq – nous en déduisons l’activité volumique dans le local : 7 AT 5 –3 10 - = --------- = 1,7.10 Bq.m A V = ------------V local 60

Æ Quelles sont les valeurs arrondies AI20inh et LPCA de l’iode-125 ? – valeurs arrondie AI20inh : 6 0,02 0,02 AI 20inh = ----------- = ---------------------- = 1,33.10 Bq – 8 h(g) 1,5.10 6

Nous arrondirons cette valeur par excès, soit : AI 20inh = 1,4.10 Bq – valeurs arrondie LPCA : 6 AI 20inh –3 1,4.10 - = ------------------- = 583 Bq.m LPCA = ---------------------------1,2 × 2 000 2 400

Nous arrondirons cette valeur par excès, soit : LPCA = 600 Bq.m

–3

Æ Sachant que la durée de l’exposition à la contamination est de 10 minutes, nous pouvons en déduire la valeur du produit « LPCA × nombre d’heures » (LPCA.h). – représentons la contamination atmosphérique dans le local en nombre de LPCA : 5 AV 1,7.10 - = 283 - = -----------------nb LPCA = -------------LPCA 600

– nous en déduisons la valeur du produit « LPCA.h » : 10 nb LPCA.h = nb LPCA × nb heures = 283 × ------ = 47 60 Æ De la même façon que le produit « RCA.h », le calcul du produit « LPCA.h » est une aide à l’estimation de la dose efficace engagée. Par contre, les correspondances sont différentes : Ici, une valeur « LPCA.h » égale à 2 000 correspond à l’incorporation de 1 AI20inh soit une dose efficace engagée de 20 mSv.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Rappelons que précédemment, la valeur du produit « RCA.h » devait être égale à 800 (soit 800 RCA.h) pour correspondre à une dose efficace engagée de 20 mSv. Æ Nous en déduisons la dose efficace engagée par le manipulateur suite à cet incident. – appliquons la relation précédente : 2000 LPCA.h → 1 AI20inh incorporé → E(τ) = 20 mSv Soit pour une valeur de produit LPCA.h égale à 47 : 47 E ( τ ) = 20 × --------------- = 0,47 mSv ≈ 0,5 mSv 2 000 La dose efficace engagée suite à cet incident est estimée à 0,5 mSv.

1.4. Contrôles de radioprotection 1.4.1. Données générales L’arrêté du 26 octobre 2005 définit les modalités des contrôles de radioprotection en application du code du travail (articles R.4452-12 et R.4452-14 à 16, anciennement art. R.231-84) et du code la santé publique (articles R.1333-7 et R.1333-95, anciennement art. R.1333-44). Ce texte et les articles des codes du travail (CT) et de la santé publique (CSP) qui y sont rattachés définissent plusieurs types de contrôles : – contrôles techniques des sources et appareils émetteurs de rayonnements ionisants (art. R.4452-12 du CT) ; – contrôles techniques d’ambiance (art. R.4452-13 du CT) ; – contrôles de l’efficacité de l’organisation et des dispositifs techniques mis en place au titre de la radioprotection (art. R.1333-95 du CSP) ; – contrôles des règles de gestion des sources radioactives, scellées et non scellées, des produits ou dispositifs en contenant ainsi que des appareils émettant des rayonnements ionisants (art. R.1333-95 du CSP) ; – contrôles des règles techniques auxquelles doivent satisfaire la collecte, le traitement et l’élimination des effluents et déchets contaminés par des radionucléides ou susceptibles de l’être (art. R.1333-95 du CSP) ; – contrôles des instruments de mesure et des dispositifs de protection et d’alarme (art. R.4452-12 du CT et art. R.1333-7 du CSP). Notons qu’une décision de l’ASN précisant les modalités des contôles est en cours de parution. D’autre part, on entend par : – contrôles externes ceux obligatoirement réalisés par l’IRSN ou par un organisme agréé ;

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– contrôles internes ceux réalisés sous la responsabilité de l’employeur, et généralement par la PCR ou le service compétent en radioprotection ; l’employeur peut néanmoins confier ces contrôles à l’IRSN ou à un organisme agréé différent de celui procédant aux contrôles externes (art. R.4452-16 du CT). Les résultats des contrôles sont consignés dans le document unique d’évaluation des risques prévu dans le code du travail avec : – un relevé actualisé des sources et appareils émettant des rayonnements ionisants utilisés ou stockés dans l’établissement ; – les informations concernant les modifications apportées à chaque source, appareil émetteur ou dispositif de protection ; – les observations faites par les organismes ayant procédé aux contrôles externes. Dans les parties 1.4.2 à 1.4.6, nous avons sélectionné les éléments importants à contrôler pour les installations du secteur industrie-recherche et l’utilisation de sources non scellées. Une lecture des annexes de l’arrêté du 26 octobre 2005 est recommandée pour avoir une vision exhaustive des modalités de contrôles.

1.4.2. Contrôles techniques des sources (cas des sources non scellées) 1.4.2.1. Généralités et fréquences Le contrôle technique interne des sources comprend : – un contrôle à la réception dans l’entreprise ; – un contrôle avant la première utilisation ; – un contrôle lorsque les conditions d’utilisation sont modifiées ; – un contrôle périodique mensuel ; – un contrôle en cas de cessation définitive d’emploi. Le contrôle technique externe est annuel.

1.4.2.2. Vérifications administratives Ces vérifications, valables pour toutes les sources, comprennent notamment : – l’identification de l’établissement détenant la ou les sources émettrices de rayonnements ionisants ; – la description du domaine d’activité de l’établissement ; – les contrôles administratifs (identification et localisation des sources, situation réglementaire, régime administratif, règlement intérieur) ; – l’inventaire des sources détenues.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Notons que, pour les sources non scellées, ces vérifications répondent de façon exhaustive aux « contrôles de l’efficacité de l’organisation et des dispositifs techniques mis en place au titre de la radioprotection » demandés par le code de la santé publique (cf. partie 1.4.1).

1.4.2.3. Intégrité des équipements contenant des sources a) Recherche – des fuites possibles de rayonnements au niveau des appareils, récipients ou enceintes (et de leurs accessoires) dans lesquels sont présents les radionucléides ; – de contamination sur les parties extérieures accessibles des appareils, récipients ou enceintes (et de leurs accessoires) dans lesquels sont stockés les radionucléides, hors manipulation ; – des fuites possibles de rayonnements au niveau des appareils d’utilisation (injecteurs, transferts, générateurs d’élution, boîtes à gants protégées, etc.) et de leurs protections (cellules blindées de manipulation, enceintes et boucliers de plomb ou toute autre matière opaque aux rayonnements en cause…).

b) Vérification des contrôles des installations de ventilation et d’assainissement des locaux (cf. chapitre 2)

1.4.2.4. Contrôle des dispositifs de sécurité et d’alarme des sources et des installations Vérification : – de la présence et du bon fonctionnement des dispositifs de sécurité et d’alarme des appareils, récipients ou enceintes contenant les radionucléides ; – de la disponibilité d’instruments de mesure de la radioactivité appropriés ; – de la disponibilité de moyens permettant de limiter la dispersion d’une éventuelle contamination radioactive puis d’effectuer la mise en propreté ; – de l’existence de mesures d’urgence à appliquer en cas d’incident affectant les sources (incendie, perte de la source, rupture de la capsule ou de l’enveloppe de la source, renversement d’un récipient…) et de leur connaissance par les opérateurs.

1.4.3. Contrôles de la gestion des sources radioactives non scellées Les vérifications demandées par le code de la santé publique concernent : – le contrôle du registre des mouvements de sources permettant de répondre aux dispositions de l’article R.1333-50 du code de la santé publique ; – pour les sources en bénéficiant, le contrôle de l’existence du formulaire prévu aux articles R.1333-47 à R.1333-49 (CSP) et de leur enregistrement par l’IRSN ;

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– le contrôle de l’existence d’une procédure interne en cas de perte ou de vol de source ; – le contrôle des activités maximales détenues dans l’installation ou l’établissement par rapport aux limites fixées dans l’autorisation ou la déclaration.

1.4.4. Contrôle des moyens et des conditions d’évacuation des effluents, de tri, de stockage et d’élimination des déchets Les vérifications concernent le contrôle de l’application des dispositions prévues par le code de la santé publique, et en particulier : – de la traçabilité des effluents et déchets éliminés ; – d’un plan de gestion des effluents et déchets susceptibles d’être contaminés (décrivant les dispositions prises depuis la collecte dans les différentes salles d’utilisation jusqu’à l’évacuation) ; – des résultats des mesures et analyses réalisées avant rejets ou élimination des déchets.

1.4.5. Contrôles des instruments de mesure Les instruments de mesure pour la radioprotection doivent être adaptés au type du ou des rayonnements à rechercher et doivent être compatibles avec les conditions de travail envisagées afin de permettre une interprétation correcte des résultats de la mesure. Les caractéristiques des instruments de mesure à prendre en compte sont notamment : – la réponse en énergie ; – la gamme de mesure en valeur intégrée et, le cas échéant, en débit ; – la réponse angulaire ; – la performance aux variations dues à l’environnement ; – les éventuelles interférences, notamment avec des agents physiques, les champs électromagnétiques et leur influence sur les résultats des mesures. En tout état de cause, les instruments répondant aux normes internationales (CEI), européennes ou françaises pertinentes en l’absence de normes européennes, sont réputés conformes aux exigences énoncées ci-dessus. Avant toute utilisation d’un instrument de mesure, il convient de vérifier le bon fonctionnement de l’ensemble de détection. L’arrêté du 26 octobre 2005 fixe les contrôles minimum obligatoires à effectuer.

1.4.5.1. Contrôle de bon fonctionnement Cette vérification comprend le contrôle de l’alimentation électrique, de la validité du mouvement propre et de l’adéquation de l’instrument au champ de rayonnements.

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Remarque : Lorsque le mouvement propre n’est pas mesurable, il ne peut être une indication de bon fonctionnement de l’appareil. Ainsi, le « bon sens » impose d’effectuer une vérification de bon fonctionnement systématique avec une source étalon.

1.4.5.2. Contrôle périodique avec une source radioactive Ce contrôle est effectué sur la gamme ou les gammes fréquemment utilisées ; le résultat de mesure doit se trouver dans l’intervalle des limites d’erreur tolérées. La fréquence de ce contrôle est annuelle et avant toute utilisation de l’instrument si ce dernier n’a pas été employé depuis plus d’un mois.

1.4.5.3. Contrôle périodique de l’étalonnage Ce contrôle consiste à mesurer les grandeurs caractéristiques de l’instrument de mesure qui sont fournies par son certificat d’étalonnage. Les sources utilisées pour ce contrôle doivent être des sources étalons. La fréquence de cette vérification de l’étalonnage initial dépend du type d’appareil : – contrôle quinquennal pour les instruments de mesure équipés d’un contrôle permanent de bon fonctionnement ; – contrôle triennal pour les instruments de mesure sans contrôle permanent de bon fonctionnement ; – contrôle annuel pour les instruments de dosimétrie individuelle opérationnelle.

1.4.6. Contrôles d’ambiance Les contrôles techniques d’ambiance internes sont réalisés en continu ou au moins avec une fréquence mensuelle. D’autre part, les contrôles externes sont annuels. Nota : une décision de l’ASN dont la parution est prévue devrait apporter des compléments et/ou modifications aux contrôles d’ambiance.

1.4.6.1. Contrôle de la contamination surfacique a) Données générales Le contrôle de la non-contamination radioactive des locaux et des surfaces de travail (paillasses, sol…) ainsi que des matériels utilisés dans les installations où sont manipulées des sources radioactives non scellées doit être : – effectué à l’aide de détecteurs adaptés aux rayonnements en cause. En outre, la mesure peut être obtenue directement par l’instrument lorsque les conditions de mesure sont voisines de celles de l’étalonnage de référence (les caractéristiques de la source de référence utilisée pour l’étalonnage doivent être fournies avec l’appareil). D’autre part, elle peut être obtenue à partir de la mesure d’un taux de comptage n (en impulsions ou coups par seconde, c.s–1), traduite soit au moyen d’un rendement

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de détection de l’instrument dont la valeur a été déterminée par le constructeur, soit d’un rendement de mesure pratique dont la valeur a été déterminée par un laboratoire d’étalonnage ; – complété, le cas échéant, par des prélèvements sur frottis : ces derniers sont réalisés systématiquement si la contamination ne peut être détectée directement (cas de la contamination non fixée). Il est alors nécessaire de définir une surface standard et un rendement de frottis représentatif des conditions de prélèvement (nous présenterons dans le chapitre 4 des normes pouvant servir de référence pour la réalisation de frottis). Outre une conclusion sur l’état radiologique du local, les résultats de ces contrôles doivent indiquer les radionucléides recherchés et sont reportés sur un plan daté et identifié (nous présenterons dans la partie 1.4.6.4 un exemple d’un tel document). L’unité utilisée pour les contrôles de contamination surfacique est le becquerel par mètre carré (Bq.m–2) ou ses sous-multiples (Bq.cm–2).

b) Aspects pratiques Les activités surfaciques peuvent être estimées par des mesures directes ou indirectes. - Mesures directes D’après la norme NF ISO 7503-1 « Évaluation de la contamination de surface. Partie 1 : émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha », la mesure directe de la contamination de surface est une mesure de l’activité surfacique au moyen d’un contaminamètre ou d’un moniteur de contamination. La mesure directe détermine la contamination de surface fixée plus la contamination non fixée, mais peut être perturbée par les rayonnements provenant de l’intérieur de l’objet vérifié ou de l’ambiance. D’un point de vue pratique, les appareils de contrôle doivent se situer au plus près du plan de travail. Ils doivent être utilisés très régulièrement et pas seulement en fin de manipulation. Pour évaluer une contamination de ce type, l’appareil qui semble indiscutable est un contaminamètre multi-sondes. Un certain nombre d’éléments sont déterminants pour le contrôle de la contamination. Retenons dans le cadre qui nous intéresse les éléments suivants : – le rendement de détection est fonction du type de rayonnement émis et de son énergie, – le temps de réponse doit être le plus court possible, – la précision et la sensibilité doivent être les meilleures possibles, – le mouvement propre doit être le plus faible possible, – les dimensions du détecteur doivent être adaptées aux surfaces à contrôler. Dans le chapitre 3, nous étudierons les paramètres d’un détecteur couramment utilisé dans les laboratoires pour évaluer la contamination surfacique, le polyradiamètre MIP10 de la société Canberra associé à ses différentes sondes.

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- Mesures indirectes La mesure directe est souvent difficile voire impossible à réaliser : cas d’une ambiance radioactive rendant inexploitable la mesure de contrôle pratiquée (champ de rayonnement parasite), appareil de détection inadapté pour la mesure, surface à contrôler inaccessible à la sonde… La mesure indirecte par frottis s’impose donc dans beaucoup de situations. Cette mesure peut se faire au moyen d’un détecteur de contamination surfacique (type MIP10) ou par analyse par scintillation liquide (cas de la mesure du tritium 3H) si le radionucléide n’est pas détectable au moyen de détecteurs externes. Notons qu’en raison des imperfections des méthodes directes et indirectes pour l’évaluation de la contamination de surface, dans de nombreux cas l’utilisation en parallèle des deux méthodes assure des résultats qui permettent d’atteindre les objectifs de l’évaluation de la meilleure façon possible. Nous étudierons dans les chapitres 3 et 4 les méthodes permettant d’estimer les activités surfaciques (en Bq.cm–2) à partir, respectivement, des mesures directes et indirectes. D’autre part, nous avons rassemblé dans le chapitre 4 (partie 4.2) un grand nombre d’informations et de règles à respecter lors de la mesure indirecte de la contamination surfacique, du prélèvement par frottis jusqu’à l’évaluation de l’activité surfacique. Nous incitons le lecteur à s’y reporter. - Limites de contamination surfacique applicables aux matériels et équipements Les textes réglementaires donnent des valeurs limites uniquement pour les véhicules et les objets à transporter (emballages, colis...) : – pour une émission β/γ ou α de faible toxicité : – pour une émission α (autres émetteurs) :

4 Bq.cm–2 0,4 Bq.cm–2

Tout vêtement de travail contaminé doit être changé et placé dans un sac étanche, convenablement étiqueté en vue de son nettoyage dans une laverie spécialisée. En aucun cas un vêtement contaminé ou susceptible de l’être ne doit être mélangé à des vêtements non contaminés. - Lieux préférentiels à contrôler Le contrôle de la contamination surfacique se fait essentiellement et de façon systématique au niveau du plan de travail, des matériels utilisés, des gants et vêtements de travail de l’opérateur. Ce contrôle s’effectue pendant et après la manipulation. Lorsque ces contrôles ne se font pas en continu, ils devront respecter une périodicité mensuelle et devront être réalisés annuellement par un organisme agréé. Le contrôle de « lieux préférentiels » d’un local permet d’avoir une rapide connaissance d’une dispersion incidentelle de produits radioactifs. Ces lieux et matériels sont : – le sol devant les paillasses, – les chaussures des manipulateurs,

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– le sol au niveau des issues obligatoires (portes...), – les poignées de portes, – les robinets des lavabos, si ces derniers en comportent, – les téléphones. Le matériel de nettoyage des locaux (balais, serpillières, eaux de lavage, aspirateurs) est à surveiller. Il doit être réservé à la zone dans laquelle il se trouve.

1.4.6.2. Contrôle de la contamination atmosphérique a) Données générales Le contrôle de la non-contamination de l’atmosphère par des poussières ou des gaz radioactifs doit être effectué si ce risque a été identifié via les études de postes de travail. Plusieurs méthodes peuvent être utilisées : – prélèvement automatique par moniteur de contamination atmosphérique donnant la valeur de l’activité volumique en temps réel (en Bq.m–3) ; – prélèvement effectué sur filtre, adapté, devant être rapidement analysé (comptage α ou β total, spectrométrie γ) ; – prélèvement sur piège à gaz, selon le radionucléide considéré ; – il existe également quelques cas particuliers comme la mesure du tritium où des systèmes de barboteurs peuvent être mis en œuvre, avec mesure de l’activité contenue dans l’eau de barbotage. Le dispositif de prélèvement doit être placé de façon à détecter d’éventuelles contaminations compte tenu des conditions de ventilation des locaux (cf. chapitre 2, partie 2.3.3), en dehors des zones mortes (zones où il n’y a pas de transfert de contamination). Nous avons représenté sur la figure 1.13 un exemple d’appareil de prélèvement atmosphérique sur filtre.

Figure 1.13. Appareil de prélèvement atmosphérique sur filtre.

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b) Aspects pratiques Les appareils équipés de filtres fixés sont de deux sortes : – ceux à débit d’aspiration faible (20 à 30 L.min–1), représentatif du volume d’air aspiré par un travailleur, avec une mesure journalière du filtre ; – ceux à débit important (200 à 300 L.min–1) pour faire un contrôle rapide et immédiat de la contamination atmosphérique d’un local. Il existe des appareils plus sophistiqués qui permettent d’avoir un report d’alarme dans le laboratoire, la mesure de l’activité étant incluse avec le système de prélèvement. Ce sont les « capteurs de contamination atmosphérique ». L’air aspiré va donc traverser le filtre qui va retenir les aérosols. Ce filtre a un rendement de piégeage qui dépend de : – la vitesse de passage de l’air, – la nature du média (fibre, membrane), – la granulométrie des aérosols (diamètre, forme). Le filtre est ensuite mesuré avec les compteurs ou sondes appropriés. L’estimation de l’activité déposée sur un filtre peut être obtenue en utilisant les sondes de détection en service dans les laboratoires. Le choix de la sonde à employer sera imposé par le type d’émission du radionucléide. Pour avoir une bonne estimation de l’activité dans le laboratoire, il faut évidemment avoir localisé la contamination et réaliser le prélèvement à proximité de la source, car une contamination atmosphérique homogène est un cas rare (il peut y avoir des zones mortes). En cas de suspicion de contamination atmosphérique, il est nécessaire de faire évacuer le personnel se trouvant dans le laboratoire concerné et effectuer ensuite le prélèvement. L’activité déposée est alors mesurée à l’aide d’un compteur et de la sonde appropriée (ou par un appareil prévu à cet effet). L’activité déposée est alors estimée à l’aide de la relation suivante : n b – n mp A = ---------------------Rf × Rd Où : – nb est le taux de comptage brut, – nmp est le taux de comptage du mouvement propre, – Rf est le rendement de piégeage du filtre, variant de 80 à 99,999 %, – Rd est le rendement de détection de la sonde pour la source considérée (filtre). Il est conseillé de consulter un service spécialisé en cas de difficulté à estimer la valeur de Rf.

60

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Une fois l’activité A « déterminée » (en Bq), il suffit d’avoir mesuré le volume aspiré V (en m3) pour en déduire l’activité volumique Av (en Bq.m–3) à l’aide de la formule suivante : A A V = ---V Exemple Dans un laboratoire travaillant sur l’iode-131, on a suspecté la présence d’une contamination atmosphérique. Un prélèvement rapide à fort débit sur un filtre « charbon actif » (Q = 48 m3.h–1 pendant t = 12 min) a été effectué près de la source de contamination. On a ensuite compté le filtre à l’aide d’un ictomètre équipé d’une sonde β (mouvement propre : 2 imp.s–1). Les résultats obtenus étaient les suivants : – nb = 15 imp.s–1, – Rf et Rd ont été estimés à 85 % et 9 % respectivement, – Eβmax = 606 keV, d’où : –3 170 15 – 2 A = ----------------------------- = 170 Bq soit : A v = ------------------- = 17,7 Bq.m 12 0,85 × 0,09 48 × -----60 Cette valeur nécessite d’être comparée à une valeur de référence pour en tirer des conclusions. Ainsi, à titre indicatif, si l’activité volumique d’un laboratoire, exprimée en nombre de RCA, représente quelques dixièmes de la valeur du RCA, il convient de s’interroger sur l’origine de cette contamination. Il est préférable de répéter prélèvements et mesures pendant plusieurs jours. Si l’activité volumique d’un laboratoire, exprimée en nombre de RCA représente une ou plusieurs RCA, il sera nécessaire d’interrompre les travaux dans le laboratoire, et d’agir de telle sorte que l’émission radioactive soit rapidement localisée et stoppée.

Cas particulier de l’incidence des descendants solides du radon sur les contrôles de contamination atmosphérique La mesure d’un filtre effectuée dès la fin du prélèvement peut être faussée par la présence des descendants solides à vie courte provenant des isotopes du radon dont l’activité volumique est comprise entre 10 et 300 Bq.m–3 selon le lieu géographique, la ventilation du local, etc. Afin d’éliminer cette composante naturelle, toujours présente, il faut effectuer, en plus de la mesure immédiate, une mesure différée (exemple le jour suivant).

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Pour en savoir plus Méthodes de mesure de l’activité volumique des effluents liquides L’estimation de l’activité volumique d’un effluent liquide peut s’effectuer par un comptage d’un échantillon conditionné dans une géométrie connue, en ayant mesuré préalablement le volume. S’il n’y a qu’un seul radionucléide, un comptage global convient. S’il y a plusieurs radionucléides et que l’on veut connaître l’activité pour chacun d’entre eux, une méthode spectrométrique s’impose, cette dernière étant d’un coût bien supérieur. Nous avons rassemblé dans le tableau 1.10 quelques méthodes utilisées pour le comptage global et la spectrométrie. Tableau 1.10. Méthodes de mesure de l’activité volumique des effluents liquides.

Emetteurs

Comptage global

Spectrométrie

α

Sonde α après évaporation de 10 cm3 de solution dans une coupelle (ou compteur α)

Chambre à grille

β

Sonde β après évaporation de 50 cm3 de solution dans une coupelle (ou compteur β) Eβmax élevée

Scintillation liquide

γ

Sonde γ après évaporation de 50 cm3 de solution dans une coupelle

Scintillateur Nal

Il est, dans tous les cas, impératif de connaître les étalonnages des détecteurs (rendement de détection, mouvement propre, énergie en fonction du nombre de canaux pour la spectrométrie, etc.). À l’aide de ces paramètres, l’activité volumique est déduite à partir de la valeur de l’activité en fonction du taux de comptage pour les radionucléides concernés et du volume mesuré.

1.4.6.3. Contrôle des débits de dose (si le risque d’exposition externe existe) Les débits de dose externe doivent être mesurés en différents points du local dans lequel se trouve la source de rayonnements. Les points de mesure sont choisis en cohérence avec l’analyse des postes de travail et la délimitation des zones surveillées et contrôlées.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Les résultats de ces contrôles sont consignés dans un document adapté, faisant partie du document unique. Ils précisent notamment la localisation, les caractéristiques des rayonnements et des débits de dose. La mesure de l’exposition externe doit permettre d’évaluer la dose efficace dans le cas de l’exposition de l’organisme entier ou d’évaluer la dose équivalente pour les mesures d’exposition localisée (extrémités, cristallin). Pour la mesure du rayonnement ambiant sont utilisés des appareils à poste fixe ou portables. Ces instruments sont étalonnés en équivalent de dose ambiant H*(d) ou en équivalent de dose directionnel H’(d,Ω), suivant qu’ils mesurent respectivement des rayonnements fortement ou faiblement pénétrants (cf. partie 1.3.4.3 sur les grandeurs opérationnelles). L’unité de mesure à utiliser est le sievert (Sv) ou ses sous-multiples, ou le sievert par heure (Sv.h–1) ou ses sous-multiples, s’il s’agit d’une mesure en débit d’équivalent de dose ambiant ou directionnel. En outre, nous conseillons de mesurer les débits de doses absorbées : – au niveau des postes de travail (paroi externe de boîte à gants, panneau de hotte ventilée), – au niveau des poubelles, dans le laboratoire, recevant les déchets radioactifs, – au niveau des lieux de stockage (sources et déchets), – au niveau des dispositifs de filtration et de tout système pouvant retenir par fonction ou mauvaise conception la matière radioactive. Dès que les mesures deviennent significatives, il faut y remédier (changement de filtres). Les mesures de débits de doses absorbées doivent être faites fréquemment (a minima mensuellement) et tout particulièrement lors de changements de conditions de manipulation, de radionucléides ainsi qu’à la réception des sources radioactives.

1.4.6.4. Exemple de document de traçabilité pour les contrôles d’ambiance Nous avons représenté sur la figure 1.14 et le tableau 1.11 un exemple de fiche permettant la traçabilité des différents contrôles internes d’ambiance. Ce modèle ne constitue en aucun cas une référence à suivre, mais rassemble un certain nombre d’éléments à renseigner au sein du document unique. Le lecteur pourra s’inspirer de ce document en l’adaptant à sa propre problématique de travail. Notons que, dans ce document, nous avons identifié les zones non réglementées attenantes car, au sein de ces zones, la valeur de 80 μSv par mois doit être vérifiée. Nous avons estimé que cette illustration pourrait aider la PCR lors de la réalisation des contrôles internes d’ambiance. Cependant, cette identification ne doit pas faire oublier que, contrairement aux zones réglementées, les zones attenantes ne nécessitent pas un balisage particulier au sein des installations.

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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Contrôles techniques d’ambiance internes Fiche registre archivage dans « Document unique d’analyse des risques» → partie 7.C « Contrôles de radioprotection » Période des contrôles (date, mois, année) : …………………………. Plan de l’installation concernée : 2 P.5A

1

P.7A

3 P.6

P.5

P.7

P.5B P.20

P.12

P.12A

4

P.13

P.11

6 P.13A

P.12B

5

7

Légende : P.12

numéro de pièce ouverture

1

zone contrôlée verte zone surveillée

prélèvement atmosphérique

zone non réglementée attenante

dosimétrie d’ambiance

zone non réglementée

point de mesure obligatoire

plans de travail (paillasse, hotte ventilée, boîte à gants)

Natures et caractéristiques des sources de l’installation (cf. fiche registre « Contrôles internes des sources » : ………………………………………………. ………………………………………………………………………………………….. ………………………………………………………………………………………….. Figure 1.14. Exemple de fiche traçant les contrôles d’ambiance (1re partie).

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Tableau 1.11. Exemple de fiche traçant les contrôles d’ambiance (2e partie).

Points de mesures imposés (d’après plan installation) n°

localisation

1

paillasse, P.7

2, 3

hottes ventilées*, P.7A

4

paillasse, P.12A

5

paillasse, P.12B

6

hotte ventilée*, P.12B

7

BAG*, P.12B

Conformité / zonage RP Contamination atmosphérique (Bq.cm–3)

(1)

Contamination surfacique (Bq.cm–2)

Exposition externe (μSv.h–1)

oui/non action corrective ?

(2)

(3)

(4) (5) (6)

Zones attenantes : P.7, P.7A, P.12 Points de mesures supplémentaires :

Remarques diverses : Date et visa PCR : (1) Appareil de prélèvement atmosphérique + mesure filtre avec MIP10 + sonde SBM (2) Mesure β directe (MIP10 + sonde SBM) ou mesure X directe (MIP10 + sonde X) selon le lieu de manipulation des sources (unité : Bq.cm–2 à partir des mesures en c.s–1) (3) Mesure β indirecte (frottis papier Whatman¥ + scintillation liquide) (4) Dosimétrie d’ambiance : mesure en continu sur 1 mois ramenée au μSv.h–1 (5) Mesure Babyline de H*(0,07) (estimateur de la dose équivalente à la peau) (6) Mesure Radiagem de H*(10) (estimateur de la dose efficace) *à proximité des hottes ventilées ou boîte à gants pour la dosimétrie d’ambiance et le prélèvement atmosphérique

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1.5. Faites le point Vous pouvez maintenant vérifier vos acquis suite à la lecture de ce chapitre en répondant aux questions suivantes. 1. Auprès de quel organisme doit-on faire une demande d’autorisation de détention et d’utilisation de sources non scellées pour les secteurs de l’industrie et de la recherche ? 2. Cette autorisation peut-elle être transférable à une autre personne ? 3. Quelle est la durée de validité de cette autorisation ? 4. Quel autre organisme est impliqué lors de la demande de radionucléides sous forme de sources non scellées ? 5. Quel est le rôle de cet organisme ? 6. Quelles actions doivent être effectuées par la PCR lors de la réception de sources non scellées ? 7. Quelles sont les valeurs opérationnelles de doses (dose efficace, dose équivalente aux extrémités) correspondant aux seuils hauts de la zone surveillée et de la zone contrôlée verte ? 8. Quelles actions doivent être réalisées par la PCR en cas de dépassement d’une de ces valeurs opérationnelles de délimitation des zones ? 9. Quels renseignements doivent être apportés au niveau de l’affichage des consignes de travail à l’entrée des zones réglementées ? 10. Qu’est-ce qu’une délimitation partielle d’une zone de travail ? Quelles en sont les implications en terme d’affichage ? 11. Comment doivent être signalées les sources individualisées de rayonnements ionisants ? 12. Quel est le principe du confinement dynamique ? 13. Quel est le principe du confinement statique ? 14. Quel est le rôle du confinement dynamique dans le cas d’une boîte à gants ? 15. Quelles différences existe-t-il entre une grandeur de protection et une grandeur opérationnelle ? 16. Quelle est la définition de la dose équivalente à l’organe ? 17. Quelle est la définition de la dose efficace ? 18. Quels sont les trois types de grandeurs opérationnelles couramment utilisées ? Quelles sont les profondeurs de tissus associées ?

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

19. Par rapport à quelle(s) grandeur(s) opérationnelle(s) sont étalonnés les dosimètres individuels ? 20. Quels sont le rôle et la définition de la DPUI (h(g)) ? 21. Où trouve-t-on les valeurs numériques des DPUI (h(g)) ? 22. Un travailleur incorpore accidentellement une activité de 5 kBq d’iode-125. Sachant que la valeur h(g) est de 1,4.10–8 Sv.Bq–1, quelle est l’estimation de la dose efficace engagée par ce travailleur ? 23. De quelle manière peut-être estimée l’activité incorporée par un travailleur ? 24. Quel est le rôle des grandeurs opérationnelles relatives à l’incorporation de substances radioactives (AI20inh, AI20ing, et RCA) ? 25. Quelle est la définition des grandeurs AI20inh et AI20ing ? 26. Quelle est la définition de la grandeur RCA ? 27. Quel est l’intérêt de la grandeur RCA en ce qui concerne la délimitation des zones de travail ? 28. Calculez le RCA connaissant la valeur h(g) la plus restrictive du tritium (4,1.10–11 Sv.Bq–1) et en prenant comme référence la limite supérieure de dose efficace correspondant à la zone contrôlée verte.

Pour en savoir plus 29. Quelle est la définition de la grandeur LPCA ? 30. Sachant que la valeur h(g) du tritium sous forme liée à une molécule organique (thymidine tritiée) est égale à 4,1.10–11 Sv.Bq–1, calculez les valeurs arrondies AI20inh et LPCA correspondant au tritium sous forme liée à une molécule organique (nous ne considérerons que l’exposition interne par inhalation). 31. Suite à un incident, une activité en tritium se répand dans l’atmosphère d’un local. Connaissant les valeurs de l’activité atmosphérique (4.106 Bq.m–3), de la LPCA (2.105 Bq.m–3) et de la durée d’exposition d’un manipulateur à la contamination (30 min), estimez la dose efficace engagée résultant de cet incident. 32. Citez les cinq types de contrôles de radioprotection définis par le code du travail et le code de la santé publique. 33. Quelles différences existe-t-il entre un contrôle interne et un contrôle externe ? 34. Où doivent être consignés les résultats des contrôles de radioprotection ? 35. Que comprend le contrôle technique des sources non scellées ? Quelles sont les fréquences associées ?

1 – Radioprotection dans les laboratoires

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36. Que comprend le contrôle de la gestion des sources non scellées ? 37. Que comprend le contrôle des moyens et des conditions d’évacuation des effluents de tri, de stockage et d’élimination des déchets ? 38. Que comprend le contrôle des instruments de mesure ? Quelles sont les fréquences associées ? 39. Que comprennent les contrôles d’ambiance ? Quelles sont les fréquences associées ?

Réponse 1 : paragraphe 1.2.1.1. Réponse 2 : paragraphe 1.2.1.1. Réponse 3 : paragraphe 1.2.1.1. Réponse 4 : paragraphe 1.2.1.2. Réponse 5 : paragraphe 1.2.1.2. Réponse 6 : paragraphe 1.2.1.3. Réponse 7 : paragraphe 1.2.2.1. Réponse 8 : paragraphe 1.2.2.1. Réponse 9 : paragraphe 1.2.2.2. Réponse 10 : paragraphe 1.2.2.2. Réponse 11 : paragraphe 1.2.2.3. Réponse 12 : paragraphe 1.2.3.2. Réponse 13 : paragraphe 1.2.3.2. Réponse 14 : paragraphe 1.2.3.2. Réponse 15 : paragraphes 1.3.1 et 1.3.3.1. Réponse 16 : paragraphe 1.3.1. Réponse 17 : paragraphe 1.3.1. Réponse 18 : paragraphe 1.3.3.1. Réponse 19 : paragraphe 1.3.3.1. Réponse 20 : paragraphe 1.3.4.1. Réponse 21 : paragraphe 1.3.4.1. Réponse 22 : E ( τ ) = h ( g ) × A incorporée = 1,4.10

–8

Réponse 23 : paragraphes 1.3.4.1 et 1.3.4.2. Réponse 24 : paragraphe 1.3.4.3. Réponse 25 : paragraphe 1.3.4.3.

3

× 5.10 = 7.10

–5

Sv = 70 μSv

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Réponse 26 : paragraphe 1.3.4.3. Réponse 27 : paragraphe 1.3.4.3. Réponse 28 : –6 E ZC verte 5 –3 25.10 - = --------------------------------------- = 5,1.10 Bq.m RCA = ----------------------------– 11 Q × h ( g ) inh 1,2 × 4,1.10

Pour en savoir plus Réponse 29 : paragraphe 1.3.4.3. Réponse 30 : 8 0,02 AI 20inh = 0,02 ----------- = ------------------------- = 4,9.10 Bq – 11 h(g) 4,1.10 8 AI 20inh –3 5 4,9.10 - = ----------------------------- = 2.10 Bq.m LPCA = ------------------------Q × 2 000 1,2 × 2 000

Réponse 31 : – Représentons d’abord la contamination atmosphérique dans le local en nombre de LPCA : 6 AV 4.10 - = -------------- = 20 nb LPCA = -------------5 LPCA 2.10 – Nous en déduisons la valeur du produit « LPCA.h » : nb LPCA.h = nb LPCA × nb heures = 20 × 0,5 = 10 – sachant que 2 000 LPCA.h correspond à l’incorporation de 1 AI20inh soit une dose efficace engagée de 20 mSv, nous en déduisons la dose efficace engagée par le manipulateur suite à cet incident : 10 E ( τ ) = 20 × --------------- = 0,1 mSv 2 000 Réponse 32 : paragraphe 1.4.1. Réponse 33 : paragraphe 1.4.1. Réponse 34 : paragraphe 1.4.1. Réponse 35 : paragraphe 1.4.2. Réponse 36 : paragraphe 1.4.3. Réponse 37 : paragraphe 1.4.4. Réponse 38 : paragraphe 1.4.5. Réponse 39 : paragraphe 1.4.6.

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1.6. Annexe Annexe I. Fiche descriptive d’un local où sont présents des radionucléides (d’après formulaire ASN « IND/RN/004 » relatif à l’autorisation de détention et d’utilisation de sources radioactives non scellées et de sources radioactives scellées associées)

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Annexe I. suite.

Technologies des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées Marc Ammerich

Introduction L’objectif de ce chapitre est d’initier les PCR aux systèmes de protection collective contre la contamination atmosphérique dans les laboratoires utilisant des sources non scellées, en fournissant un certain nombre d’éléments de technologie de ces équipements. Ces moyens de protection s’appuient sur le confinement statique et le confinement dynamique. Ce dernier repose sur la ventilation et la mise en dépression des locaux, ou des enceintes à risque de dissémination. Parmi les éléments contribuant à la protection des travailleurs et de l’environnement, la ventilation fait l’objet de toutes les attentions au moment de la conception, puis, par la suite, lors de l’exploitation des installations. La PCR peut intervenir directement dans cette phase de conception, mais apparaît surtout comme un utilisateur des dispositifs associés. Ainsi, la lecture de ce chapitre pourra être faite à titre indicatif et indépendamment du reste de l’ouvrage pour les PCR seulement utilisatrices de ces systèmes. Cependant nous avons préféré placer ce chapitre relativement en amont de l’ouvrage car il fait référence à des notions vues dans le chapitre 1 « Radioprotection dans les laboratoires ». Par ailleurs, un grand nombre de parties axées sur la « technique » de ces équipements de protection ont été identifiées en tant que « Pour en savoir plus ». Dans ce chapitre, nous commencerons par décrire les systèmes de protection collective, en citant leurs principaux paramètres caractéristiques, leurs dispositifs de contrôle et de sécurité ainsi que des notions relatives à la filtration. La propagation de la contamination atmosphérique fera l’objet d’une autre partie où nous donnerons quelques informations sur la ventilation des locaux. Pour illustrer ces données techniques, nous étudierons l’évolution du niveau de contamination atmosphérique suite à un rejet accidentel à l’intérieur d’un local en simulant plusieurs cas pratiques. Enfin nous terminerons par des informations relatives aux contrôles et vérifications à faire effectuer dans le domaine de la ventilation.

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2.1. Équipements de protection collective contre la contamination atmosphérique Manipuler des sources radioactives dans de bonnes conditions impose de les confiner pour éviter toute dissémination. Limiter la probabilité de survenue d’une contamination surfacique ou corporelle nécessite de la rigueur dans les manipulations. Porter des gants contribue grandement à la protection des mains. Cependant pour se protéger de la contamination atmosphérique, il est nécessaire de mettre en œuvre un confinement de type statique et/ou dynamique qui respecte les principes suivants : – envelopper au plus près la zone de production de la contamination, – utiliser les mouvements naturels de l’air autant que possible (exemple : captation vers le haut si le procédé dégage de la chaleur), – capter avec une vitesse suffisante, – avoir prévu la compensation de l’air extrait, – filtrer les rejets. Le choix d’un système de captation donc d’une enceinte de confinement s’effectuera selon les critères suivants : – niveau d’étanchéité, – dispositifs de sécurité mis en place et appareillages de mesure, – tenue des matériaux aux agents chimiques, – rigidité de l’ensemble, – utilisation permanente ou exceptionnelle.

2.1.1. Le rideau d'air Le rideau d’air est utilisé pour séparer deux espaces par un obstacle immatériel et éviter la dissémination de la contamination entre les deux zones.

2.1.2. La hotte ventilée C’est une enceinte de confinement dynamique dans laquelle l’air est introduit à grande vitesse de l’extérieur vers l’intérieur. La figure 2.1 représente des hottes ventilées. Ces dernières sont généralement constituées en matière plastique (PCV) avec une face avant relevable en verre ou en plexiglas (altuglas, transacryl, etc.).

2 – Technologies des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées

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Figure 2.1. Hottes ventilées (illustrations : catalogue PMDS, CEA).

L’aspiration est réalisée en partie haute au moyen d’un ventilateur incorporé ou bien par raccordement sur une gaine d’extraction avec un ventilateur reporté en un point en aval, après passage sur un dispositif de filtration. Pour les hottes dont la longueur est comprise entre 1 m et 1,50 m, les débits de ventilation sont compris entre 500 et 1 500 m3.h–1, selon l’utilisation, avec en général un débit égal à environ 1 000 m3.h–1. Une filtration est ajoutée avant le rejet vers l’extérieur. Les vitesses d’entrée d’air sont donc de 0,5 à 1 m.s–1. La norme française M 62-200 de décembre 1982 prévoit une vitesse minimum à respecter de 0,5 m.s–1 pour ce type d’équipement. L’utilisation d’une hotte ventilée nécessite quelques précautions pour assurer une bonne sécurité d’emploi. Tout d’abord, il est nécessaire de réduire, autant que faire se peut, la section d’ouverture. En effet, la vitesse de passage au niveau de l’ouverture ne sera contrôlée que si une perte de charge et donc un gradient de pression entre l’extérieur et l’intérieur est créé. En principe, une rétrodiffusion de la contamination est impossible. Pour cela, il est recommandé d’ouvrir la face avant mobile de 40 cm au maximum. D’autre part, les écoulements d’air au niveau de l’ouverture ne doivent pas être perturbés car l’efficacité de captation des hottes est très diminuée par la présence de courants d’air latéraux qui peuvent créer de fortes turbulences et provoquer une dissémination vers l’extérieur. Enfin, la vitesse de l’air doit être égale en tout point d’entrée. Ceci est vrai tant qu’il n’y a pas d’expérimentateur. On peut dire qu’un obstacle situé à une distance équivalente à l’ouverture va perturber les écoulements, ce qui est le cas quand opère l’expérimentateur. Il convient donc de prendre les précautions suivantes afin d’éviter une contamination à l’extérieur : – mettre des gants, – bien fermer les manches de la blouse,

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– mettre si possible les gants par dessus les manches de la blouse, – éviter de former un obstacle trop important au niveau de l’ouverture avec les mains. L’équipement placé dans un local prélève l’air à l’intérieur de celui-ci. Il convient donc de prévoir un apport d’air équivalent (cf. figure 2.2). Si le lieu est clos et sans ouverture, il y a risque de mettre le local en dépression. S’il y a d’autres équipements dans la pièce, ils risquent de se transformer en soufflage auxiliaire et induire une contamination (cas réel observé).

rejet

air extérieur

HV HV

Figure 2.2. Précaution d’emploi (adjonction d’air) pour la hotte ventilée.

2.1.3. La hotte ventilée à flux dirigé Cet équipement similaire extérieurement à la hotte ventilée « classique » comprend un système associant un jet d’air plan dirigé du bord de la hotte vers l’intérieur et une aspiration de l’air contaminé (cf. figure 2.3). Pour éviter tout problème de contamination et assurer un bon confinement, le soufflage d’un jet d’air permet de créer un effet d’induction pour entraîner la contamination. L’alimentation en air provient de l’extérieur de la pièce de travail. La hotte peut être laissée en permanence ouverte puisqu’il n’y a pas d’aspiration d’air provenant de la pièce de travail. La vitesse de l’air au niveau de l’ouverture est très faible. Le jet plan situé au niveau de l’ouverture souffle vers le haut de la hotte et ce sur toute la longueur du plan de travail. Ce jet, ainsi que le flux induit sont extraits en partie haute. Toute contamination émise depuis le plan de travail ne peut sortir de la hotte car elle doit traverser le noyau du jet. Il en est de même pour les panaches thermiques dont la vitesse ascensionnelle n’est pas suffisante pour traverser le jet. L’étude d’un écoulement d’air propre issu d’une bouche de soufflage (cf. figure 2.4) montre que : – la zone où l’air est exempt de contamination a la forme d’un cône s’appuyant sur l’orifice de la bouche et dont la pointe se situe dans l’axe du jet, – la zone où l’air est animé d’un mouvement dirigé par le jet a la forme d’un cône s’appuyant sur l’orifice de la bouche de soufflage et s’élargissant au fur et à mesure,

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Q1

Figure 2.3. Schéma d’une hotte à flux dirigé.

– sur les bords du jet, on observe un entraînement de l’air dû à l’écoulement, c’est l’effet d’induction. Cet entraînement fait que le débit global du jet croît avec la distance, – la portée du jet est limitée à la distance où la vitesse du jet est du même ordre de grandeur que la vitesse moyenne des turbulences de l’air.

zone d’écoulement à potentiel zone d’écoulement développé

Figure 2.4. Jet d’air turbulent.

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2.1.4. La hotte ventilée à flux laminaire Cet équipement est utilisé pour protéger un produit vis-à-vis de l’extérieur et est constitué d’une hotte ventilée associée à un rideau d’air. Ces hottes sont devenues d’usage courant dans les laboratoires de biologie, en microélectronique et dans tous les cas où il est nécessaire de travailler en milieu propre. Le principe mis en œuvre, présenté figure 2.5, est celui d’un écoulement laminaire vertical et descendant sur toute la section de la hotte. Le flux est repris et souvent recyclé après filtration. Le procédé ou le produit sur lequel on travaille est placé dans l’écoulement et donc à l’abri de toute contamination pouvant provenir de l’extérieur.

recyclage filtration

Figure 2.5. Schéma d’une hotte à flux laminaire.

2.1.5. La boîte à gants Cette enceinte de confinement isole le procédé par une barrière matérielle et un confinement dynamique mettant en général la boîte en dépression par rapport à l’extérieur. Les manipulations s’effectuent au moyen de gants (cf. figure 2.6). Ces enceintes sont utilisées lorsque le confinement devient une exigence. Les boîtes à gants ont des formes très diverses. Elles peuvent être en matière plastique ou métallique, comporter au minimum un panneau transparent, être constituées de panneaux assemblés ou être monobloc, collées ou soudées, etc. C’est le principe d’un confinement statique qui est utilisé, mais des ouvertures étant nécessaires pour rendre les manipulations possibles, un confinement dynamique va être adjoint. La ventilation va maintenir le dispositif en dépression, renouveler l’atmosphère interne et induire par conséquent le sens des fuites possibles de l’extérieur vers l’intérieur. En cas d’incident un dispositif de filtration permettra le piégeage de la contamination.

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Figure 2.6. Schémas de boîtes à gants (illustration : catalogue PMDS, CEA).

2.2. Enceintes de confinement – paramètres caractéristiques, dispositifs de contrôle et de filtration Dans cette partie, nous allons présenter les différents paramètres caractéristiques des enceintes de confinement, les dispositifs de contrôle associés ainsi que des notions de base relatives à la filtration. L’ensemble de ces données peut être relié aux enceintes de confinement à l’aide de la figure 2.7.

2.2.1. Paramètres caractéristiques 2.2.1.1. Débit de ventilation et taux de renouvellement de l’air Si V est le volume de l’enceinte (en m3) et Q le débit de ventilation (en m3.h–1), le rapport Q/V est défini comme étant le taux de renouvellement de l’air (R ou TR) dans l’enceinte : Q R = ----V R s’exprime en h–1. Le débit de ventilation Q doit assurer un nombre suffisant de renouvellement d’air dans les conditions normales de travail. Le taux de renouvellement ne doit pas être non plus trop important sous peine de voir le produit manipulé se retrouver sur les ensembles de filtration. La valeur du taux de renouvellement est choisie en fonction de la nature physico-chimique du produit manipulé, des contraintes d’épuration du volume de travail, de dégagement de chaleur dû au produit et/ou aux opérations… Elle est généralement comprise entre 3 et 10 h–1.

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Figure 2.7. Schéma d’une enceinte de confinement équipée.

Dans certains cas particuliers (produits très pulvérulents par exemple), le taux de renouvellement peut être plus faible (1 h–1). D’autre part, le débit de ventilation doit également assurer un débit de sécurité en cas d’ouverture accidentelle, comme la rupture d’un gant par exemple. La vitesse minimale de passage de l’air doit être égale à 0,5 m.s–1 (même débit que pour une hotte ventilée).

2.2.1.2. La dépression Du fait de la ventilation (généralement extraction de l’air de l’enceinte de confinement), la boîte à gants se trouve en dépression par rapport au local où elle est installée. Ce paramètre doit faire l’objet d’une surveillance toute particulière de la part des manipulateurs car il permet de repérer certaines anomalies de fonctionnement. L’unité SI est le pascal (Pa). On emploie également ses multiples (daPa ou hPa) et encore très fréquemment d’autres unités telles que le millimètre de colonne d’eau (mmCE) et le millibar (mbar) avec les relations suivantes (relations approximées) : – 10 Pa = 1 daPa = 1 mmCE ; – 100 Pa = 1 hPa = 1 mbar ; – 1 mbar = 10 mmCE. Dans des conditions normales de travail, on préconise une dépression de 10 à 20 daPa (mmCE) dans une boîte à gants. Au-delà, le travail devient pénible (des valeurs plus fortes,

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de l’ordre de 30 à 50 daPa peuvent être observées dans le secteur nucléaire, leur fixation fait alors l’objet d’un compromis entre impératif de sécurité et ergonomie au(x) poste(s) de travail).

2.2.1.3. Le taux de fuite Le taux de fuite Tf est défini comme étant le rapport entre le débit de fuite horaire QFh (en m3.h–1) et le volume de l’enceinte (boîte à gants dans la relation suivante) dans les conditions normales d’utilisation (en m3) : Q Fh T f = -------------V BAG

Tf s’exprime en h–1. Cette grandeur permet de classer les enceintes de confinement avec une méthode de mesure normalisée (normes NF M 62 210, NF M 62 211 et NF M 62 212). Les enceintes de confinement sont décrites au travers de 5 classes, la classe 1 correspondant à l’enceinte de sûreté maximale permettant la manipulation de produits dangereux, toxiques ou ayant une activité importante. En ce qui concerne les laboratoires de faible et moyenne activité, la classe des enceintes doit être comprise entre 5 et 3 (éventuellement 2). Les hottes ventilées entrent dans la classe 5 puisqu’il est impossible de mesurer un taux de fuite de par la conception même de ce type de matériel. Le taux de fuite des boîtes à gants permet de donner leur degré de protection (d’après la norme NF M 62 200) : – si Tf < 10 h–1, enceinte de classe 4, – si Tf < 0,1 h–1, enceinte de classe 3, – si Tf < 0,01 h–1, enceinte de classe 2. Nous reviendrons dans la partie 2.4 sur les différents contrôles à faire effectuer.

2.2.2. Les dispositifs de contrôle et de sécurité a) Les filtres d’admission Ces filtres protègent l’équipement ou les produits placés dans la boîte à gants en retenant les poussières de l’air aspiré dans le local. Ils ralentissent de ce fait le colmatage des filtres d’extraction. En cas d’arrêt de la ventilation, ils évitent que la contamination ne ressorte par cette voie.

b) Les filtres d’extraction Ils assurent la filtration de l’air rejeté soit à l’extérieur, soit dans un réseau plus général de ventilation. Ils peuvent devenir source d’exposition externe puisqu’ils ont vocation à retenir les aérosols radioactifs. Il y a donc des contrôles à effectuer sur les systèmes de filtration.

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c) Les vannes de réglage Elles permettent l’ajustement du débit de ventilation à l’extraction et/ou à l’admission, et par conséquent, de la dépression. Il est possible par leur fermeture d’assurer un isolement complet de l’enceinte, la ventilation étant bien entendu à l’arrêt.

d) Le manomètre Le plus souvent à aiguille, il indique en permanence le niveau de la dépression de l’enceinte. S’il y a risque de contamination élevée à l’intérieur de l’enceinte, ce dispositif est protégé au moyen d’un filtre. Compte tenu de l’importance de la mesure de la dépression, le manomètre doit être situé en un point facilement visible des expérimentateurs.

e) Le débitmètre Il permet de mesurer le débit de ventilation qui est une indication supplémentaire, mais pas indispensable. En fonction du type d’enceinte utilisée, il est possible de trouver un sas ventilé ainsi qu’une soupape de sécurité. La présence d’un sas ventilé permet l’introduction et la sortie de matériel dans des conditions contrôlées, c’est-à-dire sans rupture de confinement. C’est donc un matériel indispensable pour effectuer les transferts en boîte à gants dans de bonnes conditions. La soupape de sécurité, hydraulique ou mécanique, protégée par un filtre, garantit l’enceinte des risques de dépression excessive ou de surpression.

Pour en savoir plus La filtration Pour assurer le confinement de la contamination, le circuit de ventilation des enceintes est équipé de filtres à très haute efficacité (THE), à l’admission comme à l’extraction. Ces filtres doivent tenir à la température (cas d’un incendie) suffisamment longtemps pour préserver l’intégrité du circuit de ventilation. Pour les enceintes où sont manipulés des produits volatils tels que l’iode, on ajoute derrière le filtre THE, un filtre à charbon actif pour piéger ces produits. Les filtres sont généralement installés sur la partie supérieure de l’enceinte. Ils doivent cependant rester accessibles, pour des changements faciles. Ce paragraphe s’attachera donc à donner quelques définitions concernant la filtration des poussières ou aérosols par des filtres à très haute efficacité ainsi que des informations précises sur la filtration des iodes par les pièges à charbon actif. Notions théoriques sur la filtration des aérosols a) La couche filtrante Il s’agit d’un filtre ou d’un élément de filtre constitué par l’empilement, l’agglomération, le feutrage, le bourrage ou tissage de produit fibreux ou solide de granulométrie variable. C’est aussi ce que l’on appelle le média filtrant.

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b) La perte de charge ΔP C’est la résistance offerte par le filtre au passage de l’air pour une vitesse donnée. Il en résulte une différence de pression totale entre les faces d’entrée et de sortie, que l’on peut assimiler à une différence de pression statique. La perte de charge d’un filtre est une propriété importante car elle influence le coût énergétique d’un procédé de filtration, son évolution dans le temps (maintien du débit) et la durée de vie du filtre. La perte de charge s’exprime en pascal (Pa). c) Le colmatage Au cours de la filtration, les particules se déposent à l’intérieur et à la surface du média. Le filtre se colmate progressivement. Sa structure en est alors modifiée et ce phénomène entraîne des modifications de la perte de charge. d) Le rendement Rf et l’efficacité E C’est le rapport de la concentration d’aérosols retenue par le filtre Cf, sur la concentration d’aérosols incidents Ci, pour une vitesse de passage donnée (cf. relation suivante et figure 2.8).

Figure 2.8. Filtration des aérosols – rendement.

C R f = -----f Ci Le rendement s’exprime généralement en pourcent. Ce nombre n’étant pas représentatif, on a défini une autre grandeur, l’efficacité E. C’est le rapport entre la concentration d’aérosols incidents Ci et la concentration des aérosols n’ayant pas été piégés par le filtre soit (Ci – Cf), pour une vitesse de passage donnée : Ci 1 - = -------------E = ---------------Ci – Cf 1 – Rf L’efficacité est donc toujours un nombre supérieur à 1. On demande généralement à un filtre THE d’avoir une efficacité supérieure à 1 000, dans les conditions normales de fonctionnement. Ce qui donne un rendement égal à : 1 1 000 = ------------d’où Rf = 99,9 % 1 – Rf

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En ce qui concerne les filtres THE, l’efficacité est très influencée par la granulométrie des particules. On observe une valeur minimum pour un diamètre aérodynamique de 0,15 μm. Notions théoriques sur la filtration de l’iode par adsorption Les forces de cohésion qui maintiennent l’organisation atomique et moléculaire à l’intérieur d’un solide existent également à la surface de celui-ci. Ces forces superficielles, capables de retenir des molécules extérieures qui s’approchent de la surface d’un solide, définissent le phénomène d’adsorption. Plus la surface de dépôt est importante, plus l’efficacité du phénomène sera accrue. On utilise à cet effet du charbon de noix de coco ayant une porosité importante et donc une grande surface de dépôt possible. Pour encore augmenter la collection des produits radioactifs marqués avec l’iode, le charbon est généralement imprégné avec de l’iodure de potassium (IK). Il prend alors l’appellation de « charbon actif » (attention, pas radioactif). L’activation du charbon permet un dépôt plus facile des atomes d’iode radioactifs par échange isotopique, entre l’iode radioactif et l’iode stable. L’étude de l’efficacité de piégeage a montré que l’adsorption suit une loi exponentielle et que l’adsorption de l’iode est très différente selon sa forme physico-chimique : – iode moléculaire I2 (forme la plus courante) : forme très adsorbable, – iodure de méthyle gazeux ICH3 : forme moyennement adsorbable, – iode sous forme particulaire : pas adsorbable (mais filtré préalablement). Il faut garder à l’esprit qu’une désorption (relargage d’iode) dans le temps est possible, notamment si un autre corps venait à se fixer sur le charbon. Présentation de différents types de filtres a) Les filtres à carter THE (figure 2.9) La cartouche filtrante se compose d’une couronne en papier mélangé avec de la fibre de verre au moyen d’un liant et dont l’étanchéité dans le carter est assurée par un joint en PCV. L’efficacité de ce type de filtre est égale à 105 (en début d’utilisation) et il peut être employé dans le cas où le débit n’est pas trop important (jusqu’à 50 m3.h–1).

Figure 2.9. Filtres à carter (illustration : catalogue PMDS; CEA).

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b) Les filtres dièdres THE (figure 2.10) Pour les débits plus importants comme ceux d’une enceinte de confinement, on installe des filtres dièdres à l’admission comme à l’extraction. Les éléments filtrants sont constitués de papier mélangé à de la fibre de verre au moyen d’un liant et posés sur une carcasse en tôle par un mortier qu’on appelle « lut ». Chaque élément filtrant offre une surface d’environ 5 m2 et il est possible de les grouper.

Figure 2.10. Filtres dièdres (illustration : catalogue PMDS, CEA).

Il est à noter que les éléments filtrants engendrent une perte de charge comme l’illustrent les exemples suivants, et que ce point ne peut être oublié lors du choix de la ventilation. Par exemple, un filtre dièdre (réf. BSS 1 Sofiltra) induit une perte de charge égale à : – ΔP = 7 daPa pour Q = 50 m3.h–1, – ΔP = 19 daPa pour Q = 100 m3.h–1, – ΔP = 40 daPa pour Q = 150 m3.h–1.

c)Les filtres à charbon actif utilisés pour le piégeage de l’iode (figure 2.11) Le filtre est constitué de charbon tassé en couche entre des tamis, ceux-ci étant soudés à une armature métallique. Ils sont toujours précédés d’un filtre à très haute efficacité et peuvent être de type dièdre ou de type carter. Ils induisent aussi une perte de charge.

Figure 2.11. Filtres à charbon actif (illustration : catalogue PMDS, CEA).

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Exemple pour un piège type dièdre : ΔP = 35 daPa pour Q = 200 m3.h–1. Il est conseillé de stocker tous les éléments filtrants dans un emballage étanche (celui d’origine) dans un endroit sec et en évitant les vapeurs de solvant (comme la peinture par exemple).

2.3. Propagation de la contamination atmosphérique 2.3.1. La ventilation des locaux 2.3.1.1. Introduction La conception des enceintes de confinement étant a priori bien réalisée, le risque de dissémination de contamination est minime et la mise en place d’une ventilation répond au risque d’incident. Comme pour le captage de la contamination par les enceintes de confinement, la ventilation des locaux met en œuvre un confinement statique et dynamique. La ventilation des locaux a donc pour fonctions : – d’assurer le confort dans les conditions normales de travail, en permettant le traitement de l’air par un renouvellement approprié, la régulation de la température et du taux d’humidité des locaux, – de confiner la contamination résultant d’un incident au seul local, – d’épurer l’air par concentration sur des filtres et pièges, les poussières, les aérosols, les gaz radioactifs, – de permettre une éventuelle surveillance en réalisant des mesures relativement aux produits radioactifs, mais aussi chimiques. C’est l’air qui est responsable du transfert et de la diffusion de la contamination. De ce fait, en orientant les transferts, c’est-à-dire en imposant un sens de déplacement de l’air de la zone la moins susceptible d’être contaminée vers la zone la plus susceptible d’être contaminée, on bloque la dispersion de la contamination.

2.3.1.2. Soufflage et extraction Pour permettre un renouvellement de l’air, il faut certes l’extraire du local mais aussi en injecter à l’intérieur. Pour éviter une dissémination de la contamination hors du local, en cas d’incident, il faut donc, comme pour les enceintes de confinement, créer une différence de pression. Le laboratoire va donc se trouver en dépression par rapport à l’extérieur de manière à ce que les inévitables fuites se produisent vers l’intérieur. Pour cela, le débit d’extraction d’air devra être légèrement plus important que le débit de soufflage. Contrairement à l’idée commune, c’est le soufflage qui assure un transfert préférentiel de l’air et non l’extraction. L’exemple suivant montre en effet que si, dans un local, il est injecté et repris 1 100 m3.h–1 (un petit peu plus à l’extraction) avec des bouches de soufflage et d’extraction identiques ayant un diamètre de 20 cm, la vitesse de l’air au niveau

2 – Technologies des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées

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de ces orifices est égale à 10 m3.s–1. En reprenant la notion de jet turbulent (cf. figure 2.4) pour le soufflage, on observe également que : – la vitesse de l’air est encore égale à 1 m.s–1 à une distance de 12 m soit 60 diamètres de la bouche de soufflage, – la vitesse de l’air est égale à 1 m.s–1 à une distance de 20 cm soit 1 diamètre de la bouche d’extraction, – l’induction du jet turbulent fait que le volume horaire mis en mouvement est égal à 22 000 m3.h–1, soit 20 fois le débit injecté ou repris.

2.3.1.3. Valeurs pratiques pour la ventilation des locaux Le nombre de renouvellements horaire est généralement compris entre 2 et 5 pour un local ventilé classé en zone contrôlée. Une dépression permanente doit être maintenue dans la zone par rapport à la zone contiguë de risque moins élevé, ce qui est le cas si le débit d’extraction est un peu plus grand que le débit de soufflage. Cette dépression est comprise entre 1 et 5 daPa.

2.3.1.4. Bilan Voici les éléments à retenir concernant la ventilation des locaux : – le mouvement des polluants est dû aux mouvements de l’air, – le mouvement de l’air dans la pièce est donc dû au soufflage (l’extraction a très peu d’efficacité), aux sources thermiques et aux déplacements, – le débit d’aspiration épure l’air, – le débit de soufflage homogénéise l’air, – l’air neuf doit parvenir rapidement dans les zones occupées par les expérimentateurs et bien se renouveler, – il ne doit pas y avoir de zone « morte », endroit du local où l’air ne circule pas, – les transferts de pollution sont déterminés par la position et la forme des bouches de soufflage, – l’air soufflé est généralement filtré, – l’air extrait doit être impérativement filtré avec des filtres THE ou des pièges, – la prise d’air de soufflage ne doit pas être sous l’influence de la cheminée de rejet.

2.3.2. Évolution du niveau de contamination atmosphérique suite à un rejet accidentel à l’intérieur d’un local Nous allons étudier plusieurs cas de contamination atmosphérique et leurs évolutions en fonction de l’émission et du local.

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2.3.2.1. Cas d’une émission continue L’étude de ce cas suppose un relâchement permanent de contamination atmosphérique.

a) Cas d’un local clos La concentration (activité volumique) va croître proportionnellement au temps (cf. figure 2.12), jusqu’à ce qu’une cause physique limite la croissance (exemple : dispersion de la totalité du produit). S’il n’y a aucun mouvement d’air, la concentration va rester constante. Si elle se présente sous forme aérosols et en fonction de la granulométrie de ceux-ci, une partie de cette contamination va se redéposer sur le sol, les parois, etc.

C

t Figure 2.12. Évolution de la concentration d’une émission continue en local clos.

b) Cas d’un local ventilé Si Q est le débit de ventilation du local de volume V, l’activité volumique ou concentration moyenne C en fonction du temps est donnée par la relation suivante : Ah –Rt C = ------ ( 1 – e ) Q où : Ah est l’activité libérée par unité de temps (en Bq.h–1 par exemple), Q est le débit de ventilation (en m3.h–1), R est le nombre de renouvellements horaire (en h–1), pour rappel : R = Q/V, t est le temps (en h), C est alors exprimée en Bq.m–3. On suppose bien entendu que la concentration était nulle avant le début de l’émission, que le débit de soufflage n’induit pas de contamination supplémentaire, que l’homogénéisation est réalisée, donc que la concentration extraite correspond à la concentration moyenne. La concentration tend vers une valeur limite (cf. figure 2.13), indépendante du volume V mais fonction du débit Q. En effet si t est grand alors e –Rt tend vers 0 d’où : A C max = ------h Q

2 – Technologies des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées

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Le temps pour atteindre cette valeur maximum est fonction de R (donc de V). Plus R est grand, plus Cmax est atteinte rapidement.

C Cmax

t

Figure 2.13. Évolution de la concentration d’une émission continue en local ventilé.

2.3.2.2. Cas d’une émission de courte durée Ce cas suppose un relâchement ponctuel de contamination atmosphérique, tel que le bris d’un flacon sur le sol avec remise en suspension de l’activité dans l’ensemble du laboratoire.

a) Cas d’un local clos Si A est la quantité de contaminant émise suite à un incident de manière immédiate et V le volume du local clos, en supposant une homogénéisation de l’atmosphère par les faibles déplacements d’air, la concentration dans l’air va être égale à : C = A ---V Si un opérateur se trouve dans ce local, il est important d’évaluer rapidement l’activité inhalée. Suivant l’hypothèse que l’opérateur se trouve à une distance d de la source, que la contamination suit les mouvements naturels de l’air et que la dilution est fonction du carré de la distance, une relation empirique est établie estimant l’activité inhalée en fonction de l’activité émise et de la distance d : –3

10 × A émise A inhalée = --------------------------------2 d

b) Cas d’un local ventilé Si R est le taux de renouvellement horaire de l’air (en h–1) dans un local de volume V (en m3), C0 l’activité volumique maximale dans le local (en Bq.m–3), la concentration C en fonction du temps t (en h) est donnée par la relation suivante : C = C0 × e

–Rt

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Le temps TV nécessaire pour que la concentration (ou activité volumique) diminue de moitié est défini de la même manière que la période : ln 2 T v = --------R La rapidité de cette décroissance exponentielle dépend du taux de renouvellement R. D’un point de vue pratique, dans le cas d’étude de traçage, il est possible de déterminer le taux de renouvellement en observant la décroissance sur papier semi-logarithmique. La pente de la droite correspond à – R (cf. figure 2.14).

Log C 10

Pente − R

1

0,1

t Figure 2.14. Évolution de la concentration d’une émission instantanée en local ventilé.

Comme pour la décroissance radioactive, au bout de 7 périodes, il restera environ le centième de l’activité initiale (1/128 pour les puristes). On aura donc épuré 99 % de l’activité initiale. Au bout de 10 périodes il restera environ le millième de l’activité initiale. Si le local est mal ventilé et présente une mauvaise homogénéisation ou des zones mortes, la courbe obtenue ressemblera à la somme de plusieurs segments exponentiels. Il y aura des pentes différentes. Or l’existence de zones mortes est un cas très fréquent. Il est par conséquent difficile de connaître R avec précision.

2.3.2.3. Applications Exercice n° 1 Considérons un laboratoire ventilé de volume V = 100 m3 et dont le taux de renouvellement d’air R est égal à 4 h–1. Nous souhaitons calculer la concentration maximale de l’air du laboratoire, dans le cas d’une fuite continue d’un composé volatil marqué avec du cobalt-57 correspondant à 3 nCi par seconde. Réponses : A C max = ------h Q

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A h = 3.10

–9

× 3600 × 3,7 × 10

10

5

= 4 × 10 Bq.h

89

–1

Q = R × V = 100 × 4 = 400 m3.h–1 d’où Cmax = 1 000 Bq.m–3

Exercice n° 2 Considérons l’émission de courte durée dans un local clos, d’une activité de 1,85.108 Bq de chrome-51. Nous désirons connaître l’activité inhalée par un opérateur s’étant trouvé à 2 m du point d’émission. Réponses : –3

10 × A émise A inhalée = --------------------------------2 d d’où : –3

8

× 1,85.10 A inhalée = 10 ---------------------------------------= 4,63.104 Bq 2 2

Exercice n° 3 Un incident libère instantanément une activité de 30 MBq dans l’atmosphère d’un laboratoire de volume V = 120 m3. Nous souhaitons calculer : 1) le niveau de contamination atmosphérique atteint, en supposant une dilution homogène dans tout le local, la ventilation ayant un débit de 600 m3.h–1 ; 2) la valeur de l’activité volumique au bout de 30 min ; 3) au bout de combien de temps le niveau de la contamination atmosphérique sera 2000 fois plus petit. réponses : 6

A 30.10 1) C 0 = ---- = ----------------- = 2,5.105 Bq.m–3 V 120 Q 600 2) R = ----- = ---------- = 5 h–1 V 120 C = C0 × e

–Rt

5

= 2,5.10 × e

–5 × 0,5

4

= 2,05.10 Bq.m

1 C ln § -------------------· ln § ------· © 3¹ © C 0¹ 2 × 10 3) = – ------------------ = – ------------------------------ = 1,52 h soit 1h31 5 R

–3

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Pour en savoir plus Comment faire une évaluation rapide de dose efficace engagée après une contamination atmosphérique dans un local ventilé ? Reprenons l’énoncé de l’exercice n° 3 ci-dessus. Supposons qu’un opérateur soit resté 30 min dans le laboratoire sans s’être aperçu de l’incident, faute de système de mesure en temps réel. Il nous faut connaître le radionucléide en cause car nous allons utiliser la dose efficace engagée par unité d’incorporation (DPUI) par inhalation (cf. chapitre 1, partie 1.3.4.1). Dans un premier temps, on peut constater que l’activité volumique varie avec le temps et donc l’activité incorporée va aussi varier. Il faut donc intégrer une fonction de décroissance exponentielle par rapport au temps : C = C0 × e

–Rt

L’activité incorporée est égale à : Ai = C × q × t où C est l’activité volumique qui varie avec le temps (en Bq.m–3), q est le débit de respiration de la personne (en m3.h–1), t est le temps d’exposition (en h), d’où A i = C 0 × e

–Rt

×q×t

avec R donné en h–1. Il faut donc intégrer la fonction exponentielle sur le temps entre l’instant initial et 30 minutes. On obtient :

C0 × q –Rt A i = ---------------- × ( 1 – e ) R

Ai est donc en Bq car le terme entre parenthèses n’a pas d’unité. Appliquons alors la formule avec un débit respiratoire de 1,2 m3.h–1 pour l’homme standard au travail : 5

–5 × 0,5 4 2,5.10 × 1,2 A i = ---------------------------------- × ( 1 – e ) = 5,5.10 Bq 5

Il suffit ensuite de multiplier l’activité incorporée par la valeur de la DPUI correspondante pour obtenir la dose efficace engagée. Si on ne connaît pas la granulométrie des aérosols et la forme physico-chimique du produit, on pourra prendre la valeur la plus restrictive pour effectuer ce calcul.

2 – Technologies des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées

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Pour illustrer le calcul, nous prendrons du phosphore-32. La valeur la plus restrictive de la DPUI est égale à 3,2.10–9 Sv.Bq–1. La dose efficace engagée est donc égale à : E = 5,5.104 × 3,2.10–9 = 0,18 mSv Il est important de dire que le médecin du travail va pouvoir entamer des actions pour limiter la dose efficace engagée. Il sera le seul à estimer cette dose interne et pourra ainsi renseigner la base de données SISERI de l’IRSN.

2.3.3. Modes de prélèvement des aérosols Les modes de propagation de la contamination atmosphérique dans un local auront une influence quant au positionnement des dispositifs de prélèvement des aérosols assurant le contrôle de la contamination atmosphérique. La figure 2.15 représente un environnement de travail avec présence d’un manipulateur (d’après Radioprotection et ingénierie nucléaire, H. Métivier coordinateur, EDP Sciences, 2006).

Figure 2.15. Illustration de la répartition d’un polluant particulaire en suspension dans un environnement de travail (d’après Olivier Witschger, Radioprotection et ingénierie nucléaire, H. Métivier coordinateur, EDP Sciences, 2006).

Dans ce schéma, les niveaux de gris représentent les différents niveaux de la concentration du polluant particulaire dans l’air du local. Les zones non grisées correspondent aux zones mortes. On comprend aisément qu’un prélèvement d’aérosols ne peut donner un résultat significatif pour l’ensemble du local, du fait de la présence de zones mortes ou de circulation dues à la ventilation du local ou aux mouvements de convection naturelle. Les systèmes de prélèvement à poste fixe sont les plus couramment utilisés dans les laboratoires de l’industrie et de la recherche, par rapport aux préleveurs individuels. Ils

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seront positionnés au niveau ou à proximité du poste de travail, de façon à ce que la mesure soit représentative du positionnement des manipulateurs dans le local. Le choix d’un emplacement adéquat reste néanmoins difficile : si le risque de contamination atmosphérique le justifie, il est possible de faire réaliser un étude d’optimisation d’emplacement par traçage gazeux et particulaire.

Pour en savoir plus Contrôles et vérifications dans le domaine de la ventilation Il est nécessaire de faire contrôler les installations de ventilation et d’assainissement des locaux en application de l’article R.4222-21 du code du travail (anciennement article R.232-5-9) : « l’employeur indique dans une consigne d’utilisation les dispositions prises pour la ventilation et fixe les mesures à prendre en cas de panne des installations. Cette consigne est établie en tenant compte, s’il y a lieu, des indications de la notice d’instructions fournie par le maître d’ouvrage (…) et est soumise à l’avis du médecin du travail, du CHSCT ou, à défaut, des délégués du personnel. » D’un point de vue pratique, voici les éléments constitutifs de ces contrôles : a) Contrôle d’étanchéité Ce contrôle, avant la mise en service, est impératif pour permettre d’identifier la classe de l’enceinte dans le cas des boîtes à gants. b) Détection des fuites Dans le cadre des contrôles périodiques d’une enceinte étanche, plusieurs tests peuvent être mis en œuvre. Nous ne citerons que le test réglementaire donné par les normes NF M 62 210 à NF M 62 213 ou par la norme ISO 10648-2 :1994. L’enceinte étant en dépression, on utilise l’oxygène de l’air comme traceur. La méthode consiste à mesurer la pénétration de l’oxygène extérieur à l’enceinte (celui de l’atmosphère), après avoir préalablement rempli celle-ci d’un gaz inerte (argon ou azote). On mesure donc en cas de fuite la remontée de la concentration en oxygène à l’intérieur de la boîte à gants. c) Contrôle du taux de renouvellement Connaissant le volume utile de l’enceinte et le débit au niveau du filtre d’extraction, nous pouvons calculer R. Ce type de mesure utilise l’hélium : l’enceinte est remplie à l’aide de ce gaz et avec un spectromètre de masse, on mesure la concentration à des temps déterminés. Il est ainsi possible d’en déduire R. d) Contrôle de la vitesse de l’air aux ouvertures La mesure de la vitesse de l’air aux ouvertures (sas, portes, ronds de gants...) peut être réalisée à l’aide d’un anémomètre à hélice ou à fil chaud (mesure de V > 0,5 m.s–1).

2 – Technologies des équipements de protection dans un laboratoire utilisant des sources non scellées

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e) Contrôle des gants Les gants de boîte à gants doivent faire l’objet d’une surveillance attentive afin de dépister toute cause de fuite éventuelle. Le débit de dose mesuré à l’intérieur des gants à l’aide de dosimètres thermoluminescents par exemple pourra révéler une contamination du gant. Dans les cas d’usure ou de contamination, le gant doit être changé. f) Contrôle des filtres Le contrôle de l’efficacité des filtres THE et des pièges à iodes dont les procédures sont données respectivement par les normes NF X 44–011 et NF M 62–206, nécessite des dispositifs et des appareils de mesure adaptés. Seule une équipe spécialisée peut le mettre en œuvre et ces contrôles sont essentiellement réalisés dans les installations nucléaires où ils sont très utiles lorsqu’il y a un doute sur un élément filtrant. La PCR hors domaine nucléaire peut tout de même rechercher des phénomènes révélateurs d’anomalies tels que la diminution ou l’augmentation de la dépression ou un débit de dose élevé au contact de l’élément filtrant.

2.4. Faites le point Vous pouvez maintenant vérifier vos acquis suite à la lecture de ce chapitre en répondant aux questions suivantes. 1. Quelle est la vitesse de sécurité minimum requise pour une hotte ventilée ? 2. Quelle est la hauteur maximum requise pour l’ouverture en face avant d’une hotte ventilée ? 3. Comment est calculé le taux de renouvellement de l’air dans une enceinte ? 4. Quelle est la dépression préconisée dans une boîte à gants ? 5. Le mouvement des polluants est dû aux mouvements de l’air. Mais à quoi est dû le mouvement de l’air ? 6. Quels type de filtres doit-on utiliser pour épurer la contamination atmosphérique due à des aérosols ? Même question pour l’iode. 7. Un incident libère instantanément une activité de 50 MBq dans l’atmosphère d’un laboratoire ayant un volume V = 100 m3. Calculez le niveau de contamination atmosphérique atteint, en supposant une dilution homogène dans tout le local. Quelle est la valeur de l’activité volumique au bout de 10 minutes, la ventilation ayant un débit de 200 m3.h–1 ? 8. On considère un laboratoire ventilé de volume V = 90 m3 et dont le taux de renouvellement d’air R est égal à 2 h–1. Calculer la concentration maximale Cmax de l’air du laboratoire, dans le cas d’une fuite continue sur une boîte à gants, d’un composé volatil marqué avec du césium-137 correspondant à 100 Bq par seconde.

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Réponse 1 : Vitesse minimum à respecter de 0,5 m.s–1 pour ce type d’équipement. Réponse 2 : On recommande pour cela une ouverture maximum de 40 cm de la face avant mobile. Réponse 3 : Si V est le volume de l’enceinte (en m3) et Q le débit de ventilation (en m3.h–1), on définit le rapport Q/V comme étant le taux de renouvellement de l’air dans l’enceinte : R = Q ----- , R étant en h–1. V Réponse 4 : Dans des conditions normales de travail, on préconise une dépression de 10 à 20 daPa (mmCE) dans une boîte à gants. Au-delà le travail devient pénible. Réponse 5 : Le mouvement de l’air dans la pièce est dû au soufflage (l’extraction a très peu d’efficacité), aux sources thermiques et aux déplacements des personnes. Réponse 6 : On utilisera des filtres fibreux dits à très haute efficacité pour filtrer les aérosols (THE). On utilisera un piège avec du charbon actif pour filtrer l’iode. Réponse 7 : Soit C0 l’activité volumique « initiale » répartie de façon homogène dans le local : 6

50.10 = 5.10 5 Bq.m–3 C0 = A ---- = ----------------100 V Soit C l’activité volumique au bout de 10 minutes : C = C0 e

–Rt

= C0 e

Q – ----- xt V

5

= 5.10 × e

200 10 – ---------- × -----100 60

= 3,6.10

5

Bq.m–3

Réponse 8 : Soit Ah l’activité libérée par heure (en Bq.h–1) : Ah A 100 × 3 600 C max = ------h = ------------= ------------------------------- = 2 000 Bq.m–3 Q R×V 2 × 90

Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique, détermination de la nature d’une source inconnue et calcul de rendement pratique de mesure Hugues Bruchet, Céline Vivarelli-Petitgand

3.1. Objectifs et démarche pédagogique Dans tout laboratoire utilisant des sources non scellées, le contrôle radiologique du plan de travail est une tâche incontournable pour la personne compétente en radioprotection. La recherche de contamination radiologique de type surfacique s’effectue avant, pendant et après la manipulation. Elle doit être également planifiée par la PCR selon une fréquence a minima mensuelle (cf. chapitre 1, partie 1.4). En fonction de la nature et de l’énergie des radionucléides utilisés, deux méthodes seront privilégiées : – la méthode dite « directe », consistant à contrôler le plan de travail au moyen d’un détecteur ; – la méthode « indirecte », au moyen de frottis qui sont ensuite « comptés » par un détecteur, de type scintillation liquide par exemple. Cette deuxième méthode est largement utilisée pour détecter le tritium. Dans cette partie, nous allons étudier les modalités de la recherche de contamination surfacique par méthode directe, en utilisant un contaminamètre et un jeu de plusieurs sondes. Un échantillon de sources de divers radionucléides simulera la contamination surfacique et permettra d’étudier les fonctionnalités du détecteur et des différentes sondes (cf. objectifs ci-dessous). L’étude de la problématique de la contamination de surface, très importante pour le manipulateur de sources non scellées, sera complétée par le suivi du chapitre 4

96

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

« Évaluation indirecte de la contamination surfacique et décontamination » où nous traiterons également des techniques de décontamination, étape consécutive à la recherche de contamination. À l’issue de ce chapitre pratique « Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique, détermination d’une source de rayonnement inconnue et calcul de rendement pratique de mesure », et à l’aide d’informations relatives aux : – différentes sources de radionucléides ayant des schémas de désintégrations simples émetteurs α (alpha), émetteurs β– de faible énergie (bêta mous) ou de forte énergie (≥ 300 keV, bêta durs), émetteurs X ou émetteurs γ (gamma), – différentes sondes de détection : alpha, bêta de faible énergie, bêta, X et gamma, – écrans d’épaisseur et de nature variées, vous serez capable de : 1 : manipuler une sonde associée à un contaminamètre, 2 : réaliser des mesures de la radioactivité, 3 : interpréter des résultats de mesure de contamination surfacique, 4 : choisir la sonde la mieux adaptée pour la mesure d’un type de rayonnement donné, c’est-à-dire celle qui possède le rapport signal sur bruit maximal, 5 : déterminer la nature du ou des rayonnements émis par une source inconnue, 6 : calculer le rendement de mesure d’une sonde, 7 : évaluer l’activité surfacique d’une contamination radioactive. Pour cela, l’interactivité a été privilégiée dans la rédaction de ce chapitre. L’objectif poursuivi par cette démarche moins classique que la simple lecture est de vous permettre l’appropriation du contenu et des messages clés. En effet, grâce aux indications fournies au cours du texte, vous serez en mesure de répondre aux questions posées et ainsi d’apprendre à utiliser le matériel de contrôle de contamination surfacique auquel s’adjoint différentes sondes, de vous familiariser avec la notion de bruit de fond, de procéder à des interprétations de mesures et enfin d’être capable de choisir la sonde adaptée au type de rayonnement manipulé. À l’issue de ce chapitre, il vous sera proposé de déterminer la nature d’une source inconnue. Mener à bien cet exercice nécessitera de faire appel à l’ensemble des notions traitées dans ce chapitre, vous permettant ainsi de valider vos acquis. Enfin, une méthode de calcul visant à déterminer le rendement pratique de mesure de sondes sera présentée.

3.2. Utiliser une sonde associée à un contaminamètre 3.2.1. Le contaminamètre Pour les notions de base relatives à cette partie, nous conseillons au lecteur de se référer au chapitre « Détection des rayonnements ionisants » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation.

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

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Il existe un grand nombre d’appareils de constructeurs différents permettant d’estimer la contamination surfacique. Le radiamètre auquel nous allons faire référence dans ce chapitre est le polyradiamètre portatif MIP10 commercialisé par Canberra (Mini Ictomètre Portatif). Il permet d’effectuer des mesures variées de contamination de surface grâce à une gamme complète de sondes spécialisées adaptées (les 5 sondes utilisées dans ce chapitre seront présentées dans la partie 3.3.2). Pour le contenu de ce chapitre et des suivants, nous appellerons ce radiamètre MIP10, contaminamètre, pour bien signifier son type d’utilisation. Notre choix s’est porté sur le contaminamètre MIP10 pour deux raisons principales : – tout d’abord, sa large gamme d’utilisation, dans de nombreux secteurs de l’industrie et de la recherche utilisant des sources non scellées, – l’intérêt que présente l’utilisation de sondes différentes permettant d’étudier la détection de rayonnements de natures et d’énergies variées. L’appareil se présente sous la forme d’un boîtier, compact et léger (cf. figure 3.1.) comportant un ictomètre linéaire 4 gammes à aiguille (de 0,2 à 10 000 c.s–1), une alarme sonore à seuil réglable et une alimentation sur batterie.

Figure 3.1. Contaminamètre MIP10 relié à une sonde de mesure (SX).

3.2.2. Les sondes Il existe différentes sondes, chacune d’elle détecte préférentiellement un type de rayonnement. Notons que la spécificité des sondes vis-à-vis des différents types de rayonnements sera étudiée en détail dans ce chapitre. Une bonne connaissance des sondes usuelles est importante. Le tableau 3.1 rassemble les caractéristiques des différentes sondes utilisées dans cette étude. En complément, ces dernières sont représentées sur la figure 3.2. Q1 Reportez dans le tableau 3.1 le type d’interaction rayonnement/détecteur (ionisation ou excitation) pour chacune des sondes présentées. Vous pouvez vous reporter à la partie 3.6 de ce chapitre pour vérifier vos réponses.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 3.1. Caractéristiques des cinq sondes Alpha (SA), Bêta mous (SBM), Bêta à scintillation (SB), X (SX) et Gamma (SG).

Sonde et appellation

Sonde Alpha SA Sonde Bêta mous SBM Sonde Bêta à scintillation SB Sonde Rayons X SX Sonde Gamma SG

Type de détecteur

Type Sensibilité aux Mouvement d’interaction Rayonnements autres détectés propre rayonnementrayonnements détecteur

Scintillateur sulfure de zinc (ZnS) sur plastique (30 cm2) Gaz Geiger-Müller (6 cm2) Scintillateur plastique (3 mm) Scintillateur iodure de sodium (NaI) mince (3 mm) Scintillateur NaI épais (25 mm)

sonde Alpha (SA)

α

–

β (électrons) tous les autres Eβmax > 50 keV

1 à 2 c.s–1

β (électrons) Eβmax > 200 keV

1 à 2 c.s–1

X et γ

–

électrons de forte énergie, 10 à 20 c.s–1 éventuellement

γ Eγ > 100 keV

sonde Bêta mous (SBM)

sonde X (SX)

≤ 0,05 c.s–1

–

20 à 40 c.s–1

sonde Bêta à scintillation (SB)

sonde Gamma (SG)

Figure 3.2. Représentation des sondes SA, SBM, SB, SX et SG (photos Canberra).

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

99

3.2.3. Utilisation Pour réaliser une mesure à l’aide d’un contaminamètre MIP10, il est nécessaire préalablement de procéder aux actions listées ci-dessous. 1) Brancher la sonde choisie. 2) Mettre l’appareil sous tension à l’aide de l’interrupteur rouge « marche-arrêt » (ON). 3) Vérifier l’état des batteries avec le bouton « TEST », l’aiguille devant être située dans la zone de lecture comprise entre 4 et 6 c.s–1. Dans tout autre cas, connecter le contaminamètre au secteur. Celui-ci peut s’utiliser de manière portative à la seule condition que les batteries internes soient suffisamment chargées. 4) Commencer par choisir la plus grande échelle de mesure (×103) puis diminuer progressivement l’échelle (×102, ×10 , etc.), jusqu’à atteindre l’adéquation entre l’échelle et la valeur mesurée : l’aiguille doit alors se trouver dans la zone centrale de l’ictomètre. 5) Veiller à éteindre le contaminamètre à chaque changement de sonde. Notons qu’il existe également un MIP10 à affichage digital, lequel donne directement la valeur de taux de comptage. Cependant, afin d’exercer le manipulateur à l’utilisation des différentes échelles de mesure, nous avons préféré étudier pour ce chapitre un modèle de MIP10 à affichage non digital. Q2 Reportez sur cette figure (dans les cases prévues à cet effet) le numéro correspondant aux différentes actions à effectuer.

Figure 3.3. Vue de face du contaminamètre MIP10.

Q3 À votre avis, quel est le rôle de la touche « Haut parleur » (à gauche de la touche « Test » sur la figure 3.3) ? Q4 Pourquoi commence-t-on la mesure en choisissant le facteur multiplicatif maximal (× 103) ? Quel que soit le type de sonde utilisé, le résultat s’exprime en coups par seconde (c.s–1). Seule une fraction des désintégrations par seconde (dps), ou becquerel, émises par la

100

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

source est détectée par la sonde. En effet, chaque sonde de même nature possède un rendement de détection qui lui est propre. Ce rendement n’est jamais égal à 100 %. Cette limitation de détection est due à : – la géométrie de la sonde qui ne peut détecter tous les rayonnements émis par une source sur 360°, – l’énergie potentiellement insuffisante du rayonnement qui ne permet pas d’induire une interaction entre le rayonnement émis par la source et le milieu détecteur à l’intérieur de la sonde. Ces différents paramètres seront étudiés dans la partie 3.5 « Calculer le rendement de mesure d’une sonde ». En guise de procédure de détection, nous pouvons nous référer à la norme NF ISO 7503-1 : « Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha » : « il faut bouger le détecteur doucement au-dessus de la surface et écouter un changement dans la fréquence des coups, tout en évitant le contact entre les composants de la fenêtre sensible du détecteur et de la surface à vérifier. L’indication auditive est instantanée – indépendamment du temps de réponse utilisé. Une fois que la surface contaminée est détectée, le détecteur devrait être placé au-dessus de cette surface et maintenu pendant un temps suffisant pour confirmer la détection. » Cette procédure permet ainsi d’éviter tout risque de contamination de la tête de la sonde.

3.3. Réaliser des mesures de contamination surfacique et déterminer le type de rayonnement ionisant 3.3.1. Détermination du bruit de fond La première mesure à effectuer, lors de l’utilisation d’un contaminamètre équipé d’une sonde, est d’estimer le bruit de fond. Ce dernier, appelé aussi mouvement propre, de la sonde correspond au signal obtenu, dû à la fois au rayonnement ambiant naturel et à l’électronique de comptage. Notons que la détermination du mouvement propre (bruit de fond) des instruments de radioprotection fait partie des contrôles préconisés dans l’arrêté du 26 octobre 2005 définissant les modalités de contrôle de radioprotection (cf. chapitre 1, partie 1.4.5) : « Pour tous les instruments de mesure, les modalités de contrôle de bon fonctionnement, de contrôle périodique, de contrôle périodique de l’étalonnage établies selon le type d’instrument sont fixées comme suit : – le contrôle de bon fonctionnement (…) doit permettre à chaque utilisateur de vérifier l’alimentation électrique, la validité du mouvement propre et de s’assurer de l’adéquation de l’instrument de mesure avec les caractéristiques des champs de rayonnements rencontrés au poste de travail… »

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

101

Pour estimer ce bruit de fond, il suffira de mettre en place le détecteur dans une géométrie fixe (cf. figure 3.4), puis de relever la valeur mesurée par le détecteur en l’absence de toute source radioactive.

Figure 3.4. Disposition de la sonde pour la mesure du bruit de fond.

La majeure partie du bruit de fond est due à l’exposition naturelle dans le lieu de mesure (cf. chapitre « Sources d’exposition » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection- réglementation). Sachant que l’origine du bruit de fond est majoritairement due aux rayonnements électromagnétiques gamma d’origine naturelle, et que les valeurs s’échelonnent entre 0 et 40 c.s–1 : Q5 Pouvez-vous, dans le tableau 3.2, classer ces sondes par ordre décroissant de valeur relevée ? Q6 Quelle est la nature des grandeurs mesurées (en c.s–1) par le contaminamètre couplé à chaque sonde ? Tableau 3.2. Bruit de fond de chaque sonde.

Sonde

SA

SBM

SB

SX

SG

Ordre décroissant de valeur de bruit de fond relevée

Pour en savoir plus Seuil de décision et limite de détection La radioactivité est un phénomène aléatoire. Ainsi, même si la connaissance de l’activité de la source nous permet de connaître le nombre de désintégrations qui se produisent en moyenne chaque seconde, il est impossible de savoir quand un noyau isolé va se désintégrer. Ce caractère aléatoire induit une incertitude sur le résultat de chaque mesure. On définit l’incertitude statistique associée à une mesure (εN) comme étant égale à 2 fois la racine carrée du comptage N. Le résultat d’une mesure (N) s’exprime donc de la façon suivante : N ± 2 N (pour un intervalle de confiance de 95 %).

102

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

La mesure du mouvement propre a aussi une incertitude associée. Ainsi, lorsqu’on effectue une mesure avec un résultat proche du mouvement propre, il est parfois difficile de décider si la valeur obtenue est significative ou non. C’est à ce niveau qu’interviennent les notions de limite de détection et seuil de décision. La norme internationale ISO 11929-4 fournit des informations de base sur les principes statistiques relatifs à la détermination de la limite de détection et du seuil de décision des mesurages de rayonnements ionisants. En particulier, la partie 4 de cette norme traite de l’application de ces informations sur les mesures réalisées à l’aide d’ictomètres analogiques à échelle linéaire (cas de l’appareil MIP10). Ces données sont très importantes car l’utilisateur de ce genre d’appareils doit souvent répondre à la question : ma mesure est-elle significative, autrement dit, est-elle révélatrice d’une contamination radioactive ? Le calcul des notions de seuil de décision et de limite de détection permettent de répondre à ces interrogations. D’après cette norme, le seuil de décision correspond à la valeur Rn* qui, lorsqu’elle est inférieure à un taux de comptage net mesuré Rn, doit être prise pour indiquer la présence d’une contribution de l’échantillon mesuré. Sinon, il convient de décider qu’il n’y a pas contribution de l’échantillon (dans ce cas, la valeur mesurée correspond au bruit de fond). Si l’on observe cette règle, une mauvaise décision survient avec la probabilité α qu’il y a contribution de l’échantillon alors qu’en réalité, il y a seulement un bruit de fond (erreur de première espèce, correspondant à rejeter une hypothèse vraie ; α est généralement fixée à 2,5 %). La formule de calcul du seuil de décision est la suivante :

où :

R * R n = k 1 – α -----0τ

(1)

– Rn* est donc le seuil de décision ; – k1–α est un des quantiles de la loi normale ; il correspond à la valeur 1,960 pour un niveau de confiance de 95 % ; – R0 est le signal de sortie de l’ictomètre dû au bruit de fond (taux de comptage du bruit de fond) ; – τ est la constante de temps de l’ictomètre ; cette constante varie en fonction de la gamme de mesure de l’appareil (0 à 10 c.s–1, 0 à 102 c.s–1, 0 à 103 c.s–1 ou 0 à 104 c.s–1). La limite de détection, notée ρn*, correspond à la plus petite espérance mathématique du taux de comptage net pour laquelle une mauvaise décision survient avec la probabilité β qu’il n’y ait pas contribution de l’échantillon mais seulement du bruit de fond (β, erreur de deuxième espèce, correspondant à accepter une hypothèse fausse ; nous la fixerons, comme α, à 2,5 %).

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

103

Pour rappel mathématique, l’espérance mathématique d’une variable aléatoire (un ensemble de mesures avec un ictomètre par exemple) est l'équivalent en probabilité de la moyenne d'une série statistique en statistiques. Pour la calculer, il suffit de faire le produit de la valeur de chaque résultat par sa probabilité d’apparition puis de faire la somme de tous les produits obtenus. La limite de détection est calculée selon la formule simplifiée suivante (si α = β) : R * ρ n = ( k 1 – α + k 1 – β ) -----0(2) τ où : – ρn* est la limite de détection ; – k1–α, k1–β, quantiles de la loi normale ; seront fixés à 1,960 pour un niveau de confiance de 95 % ; – R0 est le taux de comptage du bruit de fond ; – τ est la constante de temps de l’ictomètre. En guise d’illustration, nous avons calculé les valeurs de seuils de décision et de limites de détection pour les cinq sondes étudiées dans ce chapitre. Pour ce faire, nous nous sommes basés sur des mesures expérimentales du bruit de fond. Afin que ce dernier soit le plus représentatif possible, nous avons fait la moyenne de 10 lectures de l’ictomètre. La seule exception concerne la sonde alpha (SA) où la valeur de bruit de fond est celle issue des données constructeur (0,015 c.s–1). Les valeurs de bruit de fond ainsi que certains résultats sont représentés dans le tableau 3.3. Les valeurs de seuils de décision Rn* ont été calculées selon la relation (1) ; à titre d’exemple, voici le développement du calcul du seuil de décision concernant la sonde bêta mous SBM utilisée dans notre étude : On sait que : – k1–α = 1,960 (correspondant à un niveau de confiance de 95 %) ; – R0 = 1 c.s–1 (valeur moyenne parmi 10 mesures de bruit de fond réalisées avec cette sonde) ; – τ = 5 s (d’après les données du constructeur pour une gamme de mesure comprise entre 0 et 10 c.s–1). R * 1 D’où : R n = k 1 – α -----0- = 1,96 × --- = 0,88 ≈ 0,9 c.s–1 τ 5 Si on ajoute cette valeur au bruit de fond estimé (1 c.s–1), on obtient une valeur de taux de comptage brut de 1,9 c.s–1 (Rn* + R0). Nous interpréterons ces résultats de la façon suivante : dans ces conditions de mesure, si le taux de comptage net est supérieur à 0,9 c.s–1 ou si la lecture sur l’ictomètre (équivalent au taux de comptage brut) est supérieure à 1,9 c.s–1, une contamination surfacique a été détectée avec un niveau de confiance de 95 % (pour le contaminamètre MIP10 et la sonde SBM utilisés dans cette étude).

104

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Q7 Complétez dans le tableau 3.3 les valeurs manquantes de seuils de décision Rn* et (Rn* + R0) pour les sondes SB et SX. Les valeurs de limites de détection ρn* ont été calculées selon la relation (2) ; à titre d’exemple, voici le développement du calcul pour la sonde bêta mous SBM : les valeurs k1–α, R0 et τ étant identiques à celles k1–β étant égal à k1–α : R * ρ n = 2 × k 1 – α -----0- = 2 × 1,96 × τ

utilisées dans le calcul précédant et 1 --- = 1,76 ≈ 1,8 c.s–1 5

La limite de détection est également souvent représentée en becquerel afin de pouvoir conclure sur les niveaux d’activité pouvant être mesurés par un appareil de détection donné. Pour réaliser la conversion coups par seconde (c.s–1) vers becquerel (Bq), il est nécessaire de connaître le facteur d’étalonnage η de la sonde (en c.s–1 par Bq). Ce dernier est calculé pour chaque sonde et pour quelques radionucléides type. Nous avons sélectionné une valeur de facteur d’étalonnage pour chaque sonde dans le tableau 3.3, d’après les données techniques de Canberra. En divisant la limite de détection (c.s–1) par le facteur d’étalonnage (c.s–1 par Bq), on obtient une valeur en becquerel. Pour la sonde α (SA) par exemple, la limite de détection de 0,2 c.s–1 correspond à une activité de 1 Bq (radionucléide de référence : américium-241). Dans ces conditions de mesure, ce contaminamètre MIP10 et cette sonde SA peuvent être utilisés pour des mesures d’activité supérieures à 1 Bq (pour des radionucléides émetteurs alpha d’énergies voisines de celles de l’américium-241). Tableau 3.3. Valeurs estimées du seuil de décision et de la limite de détection pour les cinq sondes reliées à un contaminamètre MIP10.

τ (s)

SA 5

SBM 5

Sonde SB 5

SX 2

SG 2

R0(c.s–1)

0,015

1

2

12

25

Rn* (c.s–1)

0,1

0,9

6,9

Rn* + R0

0,115

1,9

31,9

0,2

1,8

(c.s–1) ρn* (c.s–1)

η 0,19 (241Am) 0,075 (14C) (c.s .Bq–1) 1 ρn* (Bq) –1

9,6 0,70 (90Sr)

0,15 (X de 5 à 0,23 (137Cs) 60 keV) 64

Q8 Complétez dans le tableau 3.3 les valeurs de limites de détection ρn* en c.s–1 pour les sondes SB et SX, ainsi que les valeurs équivalentes en Bq pour les sondes SBM, SB et SG.

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

105

3.3.2. Réponse des différentes sondes en fonction des rayonnements L’objectif de cette partie est d’étudier la réponse des différentes sondes reliées au contaminamètre MIP10 vis-à-vis d’un panel de sources de radionucléides variés (émetteurs α, β de faibles et de fortes énergies, X et β/γ). Au vu des résultats de ces mesures, il sera possible de comparer les réponses obtenues avec les caractéristiques des sondes présentées en début de chapitre. De plus, nous serons capables de déterminer quelle(s) sonde(s) est(sont) la(les) plus adaptée(s) pour la détection d’un rayonnement de nature et d’énergie donnée, ce qui pourra aider les éventuels « acheteurs » de ce type de matériel.

3.3.2.1. Présentation des sources et protocole de mesure Le tableau 3.4 présente les caractéristiques de quelques radionucléides de nature et d’énergie de rayonnement variées, susceptibles d’être utilisés dans les domaines de recherche et d’industrie. L’étude des réponses des sondes à la mesure de rayonnement est réalisée à l’aide de sources scellées commerciales ou de sources contenant un dépôt d’une activité surfacique connue (cf. figure 3.5). Sources contenant un dépôt d’une activité surfacique connue (réalisées au laboratoire) Sources scellées commerciales

Figure 3.5. Présentation de sources scellées surfaciques.

Ces sources, de formes aplaties et le plus souvent circulaires, se prêtent très bien à une détection par un contaminamètre de type MIP10. Le protocole de mesure, présenté ci-dessous, sera comparable à la détection d’une contamination surfacique, la seule différence réside dans le fait que la sonde peut être placée au contact de la source scellée à mesurer (afin d’obtenir le meilleur angle solide de détection possible), action à proscrire pour la recherche de contamination surfacique (cf. partie 3.2.3 et figure 3.6).

106

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 3.4. Périodes, énergies et intensités d’émission des radionucléides utilisés dans cette étude (d’après Guide pratique Radionucléides et radioprotection, D. Delacroix, J.P. Guerre et P. Leblanc, EDP Sciences, 2006.

Radionucléide

Période

Énergie des rayonnements

Intensité d’émission I

Eα1 = 5 486 keV Eα2 = 5 443 keV

Iα1 = 85 % Iα2 = 13 %

Eγ1 = 60 keV Eγ2 = 14 keV

Iγ1 = 36 % Iγ2 = 43 %

241 95Am

432,7 ans

3 1H

12,3 ans

Eβmax = 18,6 keV

Iβ

14 6C

5730 ans

Eβ

= 157 keV

Iβ

32 15P

14,3 jours

= 1 710 keV

Iβ

= 546 keV

Iβ1

= 2 284 keV

Iβ2

90 38Sr

90

– 39Y

55 26Fe

125 53l

29,1 ans 2,7 jours (descendant)

max

Eβ

max

Eβ1

max

Eβ2

max

max max

max

= 100 % = 100 % = 100 %

Ie = 61 %

EX = 6 keV

IX = 25 %

Ee1 = 4 keV Ee2 = 23 keV Ee3 = 31 keV

Ie1 = 79 % Ie2 = 20 % Ie3 = 11 %

EX1 = 27 keV EX2 = 31 keV Eγ = 36 keV

IX1 = 114 % IX2 = 26 % Iγ = 7%

2,68 ans

59,9 jours

1max

Eβ

2max

Iβ

1max

Iβ

= 1 173 keV

2max

= 95 % =5%

Ie = 61 %

EX = 32 keV Eγ = 662 keV

IX = 6 % Iγ = 85 %

max

5,27 ans

= 512 keV

Ee = 5 keV

30,1 ans

Eβ 60 27Co

= 100 %

max

Ee = 5 keV

Eβ 137 55Cs

= 100 %

max

= 318 keV

Iβ

max

= 99,90 %

Eγ = 1 173 keV

Iγ = 100%

Eγ = 1 333 keV

Iγ = 100%

1 2

1 2

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

107

Avec le contaminamètre MIP10 et les cinq sondes décrites en début de chapitre, il est possible de vérifier les caractéristiques de chacune des sources radioactives présentées dans le tableau 3.4, en respectant les étapes de manipulation suivantes : 1) Brancher la sonde choisie. 2) Placer la source sur votre plan de travail. 3) Choisir l'échelle de mesure en commençant par le facteur multiplicatif le plus élevé (×103), cf. figure 3.3, et approcher la sonde de la source. 4) Effectuer la mesure de taux de comptage (en c.s–1), cf. figure 3.6. 5) Avec cette même sonde, réaliser une mesure pour chacune des autres sources radioactives.

Figure 3.6. Positionnement de la sonde par rapport à la source scellée lors d’une mesure.

À l’issue de cette série de mesures, il faut changer de sonde et procéder de manière identique et systématique avec toutes les autres sources. Nota : pendant les mesures, il est conseillé de mettre à l’écart les sources radioactives non utilisées afin d’éviter leur éventuelle contribution à la valeur du taux de comptage mesuré.

3.3.2.2. Résultats des mesures Le tableau 3.5 présente les résultats des différentes mesures effectuées : – le taux de comptage du bruit de fond n0 a été estimé pour chacune des cinq sondes (cf. tableau 3.3) ; – le taux de comptage brut nb est obtenu en coups par seconde (c.s–1) ; – le taux de comptage net n (c.s–1) est déduit des deux mesures précédentes de la façon suivante : n = nb – n0

108

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Dans le tableau 3.5, les valeurs n ont été complétées en ce qui concerne la source d’américium-241 seulement. – enfin, le rapport signal sur bruit est calculé en faisant le rapport du taux de comptage brut nb sur le taux de comptage du bruit de fond : n signal/bruit = -----bn0 Le calcul de ce rapport permet d’estimer l’efficacité de détection de chaque sonde ; en outre, il est très utile pour comparer plusieurs sondes entre elles. Tableau 3.5. Mesure des rayonnements émis pour chaque radionucléide.

Radionucléide

241 95Am

3 1H

14 6C

32 15P

90 38Sr

–

90 39Sr

55 26Fe

125 53l

137 55Cs

Sonde

SA

SBM

SB

SX

SG

0,015

1

2

12

25

nb (c.s–1)

110

3

2

40

25

(c.s–1)

110

2

0

28

0

7300

3

1

3,3

1

(c.s–1)

0,015

1

2

12

25

0,015

200

10

12

25

0,015

100

250

50

25

0,015

220

500

120

25

0,015

8

2

700

25

0,015

12

2

450

50

0,015

550

850

550

500

n0

(c.s–1)

n signal/bruit nb

n (c.s–1) signal/bruit nb (c.s–1) n (c.s–1) signal/bruit nb (c.s–1) n (c.s–1) signal/bruit nb (c.s–1) n (c.s–1) signal/bruit nb (c.s–1) n (c.s–1) signal/bruit nb (c.s–1) n (c.s–1) signal/bruit nb (c.s–1) n (c.s–1) signal/bruit

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

109

Q9 Complétez dans le tableau 3.5 les valeurs de taux de comptage nets et de rapports signal sur bruit pour chacune des cinq sondes couplées aux sources de tritium, carbone14, phosphore-32, strontium-yttrium-90, fer-55, iode-125 et cobalt-60. Q10 D’après les résultats obtenus, la sensibilité des sondes pour les différents rayonnements est-elle en concordance avec le tableau 3.1 donnant les caractéristiques des appareils ? Q11 Détecte-t-on les rayonnements bêta émis par le tritium ? Si non, quelle est la méthode permettant de détecter ces rayonnements ? Q12 La sonde SX détecte de façon significative les sources de phosphore-32 et strontiumyttrium-90. Pourtant ces deux radionucléides sont dits émetteurs « bêta-purs ». Quelle hypothèse pouvez-vous formuler pour expliquer ce phénomène ? Comment l’appelle-t-on ? Q13 Suite à vos résultats de rapports signal sur bruit, quelle est la sonde la plus adaptée au contrôle de contamination surfacique pour chacun de ces radionucléides ? Indiquez vos réponses dans le tableau 3.6. Q14 Si vous ne deviez choisir qu’une sonde pour effectuer un contrôle de contamination de votre environnement, quelle sonde choisiriez-vous ? Tableau 3.6. Choix de la sonde la plus adaptée par radionucléide.

Radio- 241 Am nucléide 95

3 1H

14 6C

32 15P

90 38Sr

90

– 39Y

55 26Fe

125 53l

137 55Cs

Sonde

Pour en savoir plus Pertes de comptage Généralités Tout ensemble détecteur dénombrant des impulsions possède un temps de résolution τ, pendant lequel le détecteur ne peut mesurer une autre impulsion. Donc si l’intervalle de temps séparant deux événements détectables est inférieur à τ, seul le premier est enregistré. Ainsi lors de la mesure de taux de comptage avec de fortes activités, il peut être nécessaire d’appliquer des corrections aux valeurs lues sur certains détecteurs. Pour rappel, le temps de résolution correspond à l’association du temps mort dû au détecteur et au temps mort dû à l’électronique associée. Dans le cas des compteurs Geiger-Müller, la valeur du temps de résolution est forte : de l’ordre de la centaine de microsecondes (100 à 150 μs). Les conséquences sont les suivantes : – les pertes de comptage qui peuvent être importantes lors de la mesure de forts taux de comptage. Ainsi, il est utile de corriger ces pertes afin de ne pas sousestimer l’activité réelle ;

110

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– une saturation du détecteur qui peut aller jusqu’à un aveuglement total en cas de mesure de très forts taux de comptage. Il conviendra donc d’être très vigilant lors de l’utilisation de compteurs Geiger-Müller, tels que les sondes SBM. Correction des pertes de comptage La relation entre le nombre d’événements « réels » et le nombre d’impulsions comptées est étroitement liée aux caractéristiques du détecteur et de l’électronique utilisée. Ainsi on distingue deux types de détecteurs : – détecteurs à temps de résolution non cumulatif : tout événement se présentant durant le temps τ postérieur au comptage d’une impulsion n’a aucune influence sur le dispositif de détection. Dans ce cas, le taux de comptage vrai nV est lié au taux de comptage mesuré nC par la relation suivante : nc n v = ----------------(1) 1 – nc τ – détecteurs à temps de résolution cumulatif : dans ce cas, tout événement déclenche un temps de paralysie du détecteur même s’il survient pendant le temps de résolution associé à un événement antérieur. De tels systèmes sont donc peu adaptés à la détection à très fort taux de comptage où ils tendent à donner une information nulle. Nous pourrons estimer le taux de comptage vrai à l’aide de la relation suivante : –nC τ

nv = nv × e Appliquons ces principes à l’utilisation d’une sonde SBM :

(2)

La sonde SBM est un compteur Geiger-Müller à temps de résolution non cumulatif. Nous considérerons un temps de résolution τ égal à 150 μs. – Appliquons la formule (1) pour un taux de comptage brut mesuré nC égal à 100 c.s–1 : 100 - = 101,5 c.s–1 n v = -----------------------------------------------–6 1 – 100 × 150.10 La différence entre le taux de comptage mesuré et le taux de comptage réel est minime, on pourra s’affranchir de faire le calcul correctif. – Appliquons maintenant la même formule pour un taux de comptage brut mesuré nC égal à 1 000 c.s–1 : 1 000 n v = ------------------------------------------------------ = 1 176 c.s–1 –6 1 – 1 000 × 150.10 On observe un écart de presque 18 %. – Si le taux de comptage mesuré atteint 3 300 c.s–1 : 3 300 n v = ------------------------------------------------------ = 6 535 c.s–1 –6 1 – 3 300 × 150.10

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

111

La valeur vraie correspond environ au double de la valeur mesurée. Que retenir de ces calculs correctifs ? – tout d’abord, il faut être très prudent lors de d’utilisation du dernier calibre (× 1 000) du MIP10 avec ce modèle de sonde car le taux de comptage mesuré n’a plus aucun lien de proportionnalité avec l’activité lorsqu’il est supérieur à 1 000 c.s–1. La correction de pertes de comptage est nécessaire ; – pour les calibres inférieurs, il pourra être utile d’effectuer le calcul correctif si l’on cherche un bon niveau de précision dans les mesures. Pour « détecter » la contamination surfacique sur un plan de travail, cela ne semble pas primordial.

3.3.3. Influence des écrans Dans les chapitres « Interactions rayonnements-matière » et « Principes de protection contre l’exposition externe » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation, il a été vu que les écrans constituaient un moyen de protection contre l’exposition externe due aux rayonnements ionisants. L’objectif de cette partie est double : – tout d’abord, vérifier les connaissances théoriques sur le rôle de protection des écrans et l’adéquation entre nature de l’écran et nature du rayonnement ionisant ; – ensuite, prendre conscience qu’en détection, un écran peut jouer le rôle de discriminant dans le cas de la recherche de la nature ou du niveau d’énergie d’un rayonnement. Pour répondre à ces questions, nous disposons d’écrans de natures et d’épaisseurs variées. Le tableau 3.7 résume les caractéristiques des écrans utilisés pour étudier les rayonnements émis par les différentes sources étudiées dans ce chapitre. En terme de manipulation, chacune des sources étudiées précédemment a été testée avec plusieurs types et épaisseurs d’écrans. Pour ce faire, nous avons suivi le même protocole de mesure que celui présenté dans la partie 3.3.2. Nous avons juste inséré l’écran entre la tête de la sonde et la source (cf. figure 3.7), en prenant soin d’utiliser des écrans de surfaces supérieures à celles des sources, de façon à ce que la totalité de l’émission en direction de la sonde soit interceptée par l’écran.

Figure 3.7. Positionnement de l’écran de protection entre la sonde et la source.

112

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 3.7. Descriptif des écrans utilisés.

Écran

Épaisseur (mm)

Généralités

Papier 0,11 (110 μm)

Matière : Cartonnette (carte de visite…) Densité : 0,23

Plexiglas 10 5 1

Matière : Polyméthacrylate de méthyle (PolyMethylMethAcrylate ou PMMA) Densité : 1,16-1,20

Plomb 10 Matière : Plomb 5 Densité : 11,4 2,5

L’ensemble des résultats est présenté dans le tableau 3.8. Q15 Ces résultats mettent-ils en évidence les phénomènes d’arrêt et d’atténuation des rayonnements vus dans le chapitre « Interactions rayonnements-matière » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation ? Q16 Quelle est la valeur expérimentale d’épaisseur de plexiglas permettant d’arrêter en totalité les émissions bêta moins des radionucléides utilisés dans cette étude ? Pouvez-vous proposer un moyen d’évaluer cette valeur de façon plus précise, en vous référant si besoin à l’ouvrage Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation ? Q17 Y aurait-il eu un arrêt total des rayonnements du strontium-yttrium-90 avec 1 cm de plexiglas pour une source d’activité 10 fois plus importante ? Q18 Quel type d’écran, qui n’a pas été cité ci-dessus, pourrait-on utiliser pour se protéger d’une source de césium-137, émettrice β/γ ?

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

113

Tableau 3.8. Mesure des rayonnements en fonction des écrans

Radionucléide

Sonde

Mesure sans écran (c.s–1)

241 95Am

SA

14 6C

32 15P

Écran matière

épaisseur (mm)

Mesure avec écran (c.s–1)

110

papier

0,1

0

SBM

200

plexiglas

SB

250

plexiglas

SB

500

plexiglas

55 26Fe

SX

700

plomb

137 55Cs

SG

500

plomb

1 5 10 1 5 10 1 5 10 2,5 5 2,5 5 10

0 0 0 110 5 0 250 30 0 200 0 270 190 100

90 38Sr

90

– 39Y

Q19 Quelle épaisseur de plomb permettrait d’atténuer 99,9 % de l’émission gamma du césium-137 ? On donne l’épaisseur-dixième x1/10 du plomb pour le césium-137 : 22 mm. Q20 Dans le chapitre 3.3.2 (Réponse des différentes sondes en fonction des rayonnements), nous avons déduit que la sonde SX pouvait détecter les émetteurs X, γ ainsi que les radionucléides émetteurs β de forte énergie tels que le phosphore-32 et le strontium-yttrium-90, en partie par l’intermédiaire des rayonnements de freinage formés dans le scintillateur de la sonde X. De quelle façon pourrait-on différencier ces deux types d’émetteurs ?

3.4. Évaluer vos acquis : déterminer la nature des rayonnements émis par une source inconnue Dans les paragraphes précédents, il a été montré que : – la valeur du bruit de fond doit être déduite de toute valeur de taux de comptage associé à une source, – il est nécessaire de choisir la sonde adaptée au rayonnement émis par la source à détecter, – une bonne protection résulte de l’adéquation entre la nature du rayonnement émis par la source et la nature de l’écran interposé.

114

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Vous êtes donc en mesure de déterminer la nature des rayonnements émis par une source inconnue. Cette source sera appelée source X dans ce qui suit (attention : cette dénomination ne laisse pas présager du type d’émission de la source !). Pour ce faire, nous avons rassemblé dans le tableau 3.9 les différentes fenêtres de mesure du contaminamètre MIP10 obtenues avec la source X pour les 5 types de sondes et dans différentes configurations (absence ou présence d’écran). Q21 Complétez dans le tableau 3.9 les valeurs de taux de comptage net n pour chacune des sondes, sans présence d’écran. Tableau 3.9. Mesure de rayonnement de la source inconnue X.

Sonde

SA

SBM SB sans écran

SW

SG

sensibilité

×1

× 102

× 10

× 10

× 10

bruit de fond (c.s–1)

0

1

2

15

30

plomb (0,5 mm) 0

plomb (0,5 mm) 0

lecture

n (c.s–1) écran (nature + épaisseur)

papier

n (c.s–1)

0

avec écran plexiglas plexiglas (1mm) (1mm) 0 0

Q22 Selon vous, quelle est la nature du rayonnement émis par la source inconnue ? Q23 Parmi les six radionucléides dont les données sont présentées dans le tableau 3.10 ci-dessous, lequel est la source inconnue ? Justifiez votre réponse. Tableau 3.10. Périodes, énergies et intensités d’émission du carbone-14, du phosphore-32, du phosphore-33, du nickel-63, du sélénium-79 et de l’yttrium-91 (d’après Guide pratique Radionucléides et radioprotection, D. Delacroix, J.P. Guerre et P. Leblanc, EDP Sciences.

Radionucléide

Période

Énergie des rayonnements

14 6C

5 730 ans

32 15P

14,3 jours

33 15P

25,6 jours

Eβ

63 28Ni

100 ans

Eβ

79 34Se

6,5.104 ans

Eβ

91 39Y

58,5 jours

= 157 keV

Iβ

= 100 %

= 1 710 keV

Iβ

= 100 %

= 249 keV

Iβ

= 100 %

= 66 keV

Iβ

= 100 %

= 149 keV

Iβ

= 100 %

= 1 543 keV

Iβ

= 100 %

Eβ

max

Eβ

max

max max

max

Eβ

max

Intensité d’émission I max max max max max max

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

115

3.5. Calculer le rendement de mesure d’une sonde 3.5.1. Principe de calcul du « rendement de mesure » 3.5.1.1. Données générales Le rendement de mesure d’un instrument de radioprotection est un paramètre très important. En effet, il faut garder à l’esprit que cette valeur n’est pratiquement jamais de 100 %. Dans le cas de la recherche de contamination surfacique (au moyen d’un contaminamètre MIP10 + sonde), cela implique que le taux de comptage (grandeur mesurée en coups par seconde) ne saurait être directement assimilé à l’activité réelle de ce qui est mesuré. Nous verrons par la suite qu’une conversion liée au rendement, mais aussi aux conditions géométriques, est nécessaire pour estimer l’activité (en Bq) ou l’activité surfacique (en Bq.cm–2). Notons que le rendement de mesure est une donnée fournie par le constructeur lors de l’étalonnage initial d’un appareil de mesure de radioprotection. Néanmoins, le calcul du rendement de mesure « pratique » par la personne compétente en radioprotection selon une fréquence définie est également un moyen de contrôler l’état de bon fonctionnement de son matériel de détection (cf. arrêté du 26 octobre 2005 définissant les modalités de contrôle de radioprotection). On parlera de suivi de l’état de son matériel de détection. De plus, la détermination du rendement des appareils de mesure de contamination surfacique fait partie du contrôle périodique de l’étalonnage qui a lieu tous les 5 ans (pour les instruments de mesure équipé d’un contrôle permanent de bon fonctionnement) ou tous les 3 ans (pour les instruments de mesure sans contrôle permanent de bon fonctionnement). Le rendement de mesure est défini comme étant le rapport entre le nombre d'impulsions comptées par l’appareil de mesure et le nombre de particules émises par la source sous 2π stéradian (taux d’émission sous 2π). L’angle solide de 2π stéradian correspond à une demi-sphère. Nous pouvons traduire le rendement de mesure à travers la formule suivante :

Où :

n R 2π = --------------------n émission

– R2π est le rendement de mesure pratique calculé sous 2π, – n est le taux de comptage net de la source de référence (en coups par seconde), – némission est le taux d’émission de la source de référence sous 2π (en nombre de rayonnements par seconde). Rappelons que le taux d’émission d’un rayonnement donné R1 correspond au produit de l’activité de la source et de l’intensité d’émission du rayonnement R1 (cf. chapitre « Radioactivité » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation). Notons que le rendement de mesure est fonction : – en premier lieu, du détecteur : on comprend aisément que le rendement d’une sonde SBM est différent de celui d’une sonde SB étant donné que les principes de

116

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

détection sont différents dans les deux cas. Cependant, pour un même type d’appareil, il peut également y avoir de légères différences dans la valeur du rendement : le rendement est donc une caractéristique propre à un détecteur, – de la nature et de l’énergie des rayonnements émergeants de la source : le calcul d’un rendement est toujours fonction d’un type d’émission : β de faible énergie, β de forte énergie… La norme NF ISO 7503-1 (« Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha » a établi une liste de radionucléides émetteurs β de référence pour le calcul de rendement, – des conditions géométriques (distance entre la source et le détecteur, surface de la source…) : en règle générale, le rendement est établi pour une source ponctuelle et « au contact » de cette dernière. En outre, il doit être déterminé dans des conditions géométriques aussi proches que possible des conditions expérimentales, – du support sur laquelle se trouve la source (phénomène de rétrodiffusion).

3.5.1.2. Étapes de calcul du rendement de mesure Nous allons donc essayer de déterminer le rendement de mesure pratique pour quelques sources dont les taux d’émission sont connus (on parle de sources étalons). (1) la première étape consiste à relever la valeur de taux d’émission némission au moment de la date d’étalonnage initial. En général, cette donnée figure sur l’emballage de la source étalon ; (2) cette valeur étant donnée généralement selon un angle de 4π stéradian (la source étant isotrope, elle émet dans toutes les directions donc selon une sphère de 4π stéradian), une division d’un facteur 2 permet d’obtenir le taux d’émission sous 2π stéradian ; (3) suivant la valeur de la période du radionucléide de référence, il peut être nécessaire d’effectuer un calcul de décroissance pour obtenir la valeur de taux d’émission némission « réelle » au moment de la mesure. La durée t de décroissance correspondra donc à la durée entre la mesure et l’étalonnage initial de la source de référence. Pour mémoire, nous rappelons ci-dessous la formule générale de décroissance radioactive : A = A0 × e

t – --- × ln 2 T

où : A0 est l’activité initiale, t est le temps de décroissance depuis l’instant initial et T est la période radioactive du radionucléide. Cette formule peut également être utilisée en remplaçant les activités A et A0 par les taux d’émission correspondants némission et némission0. (4) la valeur némission étant connue, nous pouvons effectuer la mesure de la source de référence en suivant la procédure vue dans la partie 3.2.3. Le rendement de mesure se déduit ensuite aisément avec la formule vue précédemment.

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

117

3.5.2. Exemple du calcul du rendement de mesure avec le cobalt-60, émetteur β/γ Données : Nous disposons d’une source de cobalt-60 ayant un taux d’émission égal à 5 490 particules β par seconde sous 4π le 1er septembre 2003 (date d’étalonnage). Pour rappel, le cobalt-60 a les caractéristiques suivantes : – T = 5,27 ans – Eβmax = 318 keV avec Iβmax = 100 % (valeur arrondie) – Eγ1 = 1 173 keV avec Iγ1 = 100 % – Eγ2 = 1 333 keV avec Iγ2 = 100 % Le but de cet exercice est de calculer le rendement des sondes SB et SG utilisées depuis le début de ce chapitre. Nous considérerons que la date de mesure et donc du calcul du rendement est le 1er septembre 2008. – Étapes (1) et (2) : taux d’émission à la date de l’étalonnage (1/09/03) némission0 β = 5 490 β/s sous 4π = 2 745 β/s sous 2π némission0 γ = 5 490 × 2 = 10 980 γ/s sous 4π (car l’intensité d’émission Iγ = Iγ1 + Iγ2 = 200 % = 2 × Iβmax : nous assimilerons ces deux émissions γ de 100 % à une émission unique d’intensité d’émission 200 %°) némission0 γ = 5490 γ/s sous 2π – Étape (3) : correction de décroissance Dans ce cas présent, la correction due à la décroissance radioactive est nécessaire car la période du cobalt-60 est de 5,27 ans et la durée de décroissance (entre la date d’étalonnage et celle de la mesure est de 5 ans : 2008 – 2003). Pour l’émission β : némissionβ = némission 0β × e

– --t- × ln 2 T

= 2 745 × e

5 ----------- × ln 2 5,27

= 1 422 β/s

Pour l’émission γ : némissionγ = némission 0γ × e

t – --- × ln 2 T

= 5 490 × e

5 ----------- × ln 2 5,27

= 2 844 β/s

– Étape (4) : calcul du rendement R2π proprement dit Pour la sonde SB : Le taux de comptage net est de 540 coups par seconde. Nous en déduisons le rendement : n 540 R 2π = --------------------- = --------------- = 0,38 soit R 2π = 38,0 % n émission 1 422

118

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Pour la sonde SG : Le taux de comptage net est de 575 coups par seconde ; nous en déduisons le rendement : n 575 R 2π = --------------------- = --------------- = 0,202 soit R 2π = 20,2 % n émission 2 844 L’ensemble des résultats est présenté dans le tableau 3.11. Tableau 3.11. Calcul du rendement des sondes SB et SG utilisées dans cette étude pour le cobalt-60.

Taux d’émission sous 2π (date d’étalonnage) 2 745 β/s 5 490 γ/s

Taux d’émission sous 2π (date de mesure)

Sonde

1422 β/s 2844 γ/s

SB SG

Taux de Rendement comptage de mesure Rendement constructeur net n pratique R2π (%) –1 (%) (c.s ) 540 38,0 40,0 575 20,2 20,0

L’écart entre le rendement de mesure obtenu et le rendement du constructeur reste faible : 5 % pour la sonde SB et à 1 % pour la sonde SG.

Pour en savoir plus Si vous ne disposez pas de source étalon afin de calculer le rendement de mesure, il est possible de prendre par défaut la valeur de rendement donnée par le constructeur. Néanmoins il est très utile de calculer soi-même les rendements d’appareils de mesure pour vérifier leur état en se référant à des sources étalons. En effet, le rendement peut être un critère de vérification du bon fonctionnement des appareils de radioprotection. De plus, la valeur de rendement de mesure peut être utile à la PCR pour estimer l’activité surfacique d’une contamination radioactive. La méthode d’estimation fera l’objet de la partie 3.5.3. « Estimation de l’activité surfacique ».

3.5.3. Estimation de l’activité surfacique Connaissant le rendement de mesure de l’appareil, il est possible d’évaluer l’activité surfacique AS due à une contamination fixée et/ou non fixée (cf. chapitre « Protection contre l’exposition interne » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation) de la surface à contrôler en utilisant la relation suivante : n A S = -----------------------------× S × εS R 2π où : – n est le taux de comptage net de la source de référence (en coups par seconde), – R2π est le rendement pratique de mesure de la sonde utilisée, – S est la surface de la fenêtre de l’instrument de mesure (fenêtre d’entrée des rayonnements de la sonde, en cm2), – εS est le rendement de la source de contamination (cf. ci-dessous).

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

119

D’après la norme NF ISO 7503-1 (« Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha »), le rendement d’une source est défini comme étant « le rapport entre le nombre de particules d’un type donné, d’énergie supérieure à une énergie donnée, sortant, par unité de temps, de la face avant d’une source ou de sa fenêtre, et le nombre de particules de même type créées ou émises, par unité de temps, à l’intérieur de la source (pour une source fine) ou dans l’épaisseur de sa couche de saturation (pour une source épaisse) ». En simplifiant, cette grandeur est donc le rapport entre les rayonnements « émergeants » de la source potentiellement « vus » par un détecteur (donc qui pourraient être détectés par un instrument du fait de la géométrie de la mesure) et le nombre total de rayonnements « créés » par la source : c’est-à-dire les rayonnements émergeants de la source dans toutes les directions mais aussi les rayonnements auto-absorbés par l’épaisseur de la source et ceux issus de la rétrodiffusion. La figure 3.8 permet d’appréhender cette notion de rendement de source : si l’on considère les rayonnements r1, r2, r3, r4, r5 et r6 émis par une source et d’après le schéma en question, le rendement de source peut être caractérisé par la relation suivante : r1 + r2 + r3 + r5 ε s = -----------------------------------------------------------------r1 + r2 + r3 + r4 + r5 + r6 Le rayonnement r4, auto-atténué par l’épaisseur de source, et le rayonnement r6, émis dans l’angle solide opposé à celui où se trouve le détecteur, ne peuvent pas être potentiellement « vus » par l’instrument de mesure.

angle solide supérieur 2π stéradian

détecteur r1

r2

r3 r4

r5

source r6

angle solide inférieur 2π stéradian Figure 3.8. Illustration de la notion de rendement de source.

S’il est impossible de connaître précisément le rendement de la source utilisée, les valeurs suivantes devront être utilisées : – εS = 0,5 pour les émetteurs β d’énergie Eβmax > 0,4 MeV (approximativement les émetteurs « β durs »). Cette valeur est une valeur « idéale » puisque l’on considère qu’il n’y a ni auto-absorption, ni diffusion.

120

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– εS = 0,25 pour les émetteurs β d’énergie Eβmax comprise entre 0,15 et 0,4 MeV et les émetteurs α. On considère ici que l’auto-absorption est importante (les rayonnements mis en jeu ayant des parcours beaucoup plus faibles).

3.5.4. Exercice d’application Nous disposons de deux sources étalons de carbone-14 et de strontium-yttrium-90 dont les principales caractéristiques sont rassemblées dans le tableau 3.12. L’objectif de cette partie est de calculer les rendements des deux sondes SBM et SB utilisées dans cette étude pour ces deux sources. Tableau 3.12. Calcul du rendement des sondes SBM et SB utilisées dans cette étude pour le carbone-14 et le strontium-yttrium-90.

Radionucléide

Période (an)

14 6C

5 730

90 38Sr

90

– 39Y

Radionucléide

29,1

Nature et énergie des Intensité rayonnements d’émission (%)

Eβ

max

Eβ1

max

Eβ2

max

Taux d’émission sous 2π à la date de mesure er (1 septembre 2008)

14 6C 90 38Sr

90

– 39Y

= 157 keV

Iβ

= 546 keV

Iβ1

max

= 2 284 keV Iβ2

Sonde

max max

= 100 % = 100 % = 100 %

Taux d’émission sous 4π à la date d’étalonnage (1er septembre 2001) 3 498 β.s–1 1 742 β.s–1

Taux de Rendement comptage de mesure Rendement constructeur net n pratique R2π (%) –1 (%) (c.s )

SBM

200

15,0

SB

10

–

SBM

220

33,0

SB

500

70,0

Q24 Complétez le tableau 3.12. Q25 En fin de manipulation avec une source non scellée de phosphore-33 (cf. tableau 3.10), une contamination surfacique de la paillasse est détectée avec la sonde SBM précédemment utilisée. Le taux de comptage net est de 60 coups par seconde. – Pouvez-vous estimer l’activité surfacique correspondant à cette contamination sachant que la surface de détection de la sonde SBM est de 6 cm2 ?

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

121

– Quelle est l’activité totale mise en jeu si l’on considère que la tache de contamination a une surface inférieure à celle de la sonde ? – Quelle serait l’activité totale mise en jeu si la surface de la tache de contamination était de 10 cm2 ? Q26 En fin de manipulation avec une source non scellée de phosphore-32 (cf. tableau 3.4), une contamination surfacique de la paillasse est détectée avec la sonde SB précédemment utilisée. Le taux de comptage net est de 120 coups par seconde. – Pouvez-vous estimer l’activité surfacique correspondant à cette contamination sachant que la surface de détection de la sonde SB est de 30 cm 2 ? – Quelle est l’activité totale mise en jeu si l’on considère que la tache de contamination a une surface inférieure à celle de la sonde ?

3.6. Réponses aux questions Réponse 1 Tableau 3.13. Caractéristique des cinq sondes alpha (SA), bêta mous (SBM), bêta à scintillation (SB), X (SX) et gamma (SG) – Corrigé.

Sonde et appellation

Type de détecteur

Type Sensibilité aux Mouvement d’interaction Rayonnements autres détectés propre rayonnement rayonnements -détecteur

Scintillateur sulfure de Sonde Alpha zinc (ZnS) SA sur plastique (30 cm2)

excitation

Gaz Sonde Bêta Geiger-Müller mous SBM (6 cm2)

ionisation

β (électrons) tous les autres Eβmax > 50 keV

1 à 2 c.s–1

Sonde Bêta à Scintillateur scintillation plastique SB (3 mm)

excitation

β (électrons) Eβmax > 200 keV

1 à 2 c.s–1

Sonde Rayons X SX

Scintillateur iodure de sodium (NaI) mince (3 mm)

excitation

X et γ

Sonde Gamma SG

Scintillateur NaI épais (25 mm)

excitation

γ Eγ > 100 keV

α

–

–

≤ 0,05 c.s–1

électrons de forte énergie, 10 à 20 c.s–1 éventuellement

–

20 à 40 c.s–1

122

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Réponse 2 4 3

2 5

3

1 Figure 3.9. Vue de face du contaminamètre MIP10 – Corrigé.

Réponse 3 L’activation du haut parleur permet d’effectuer une recherche de contamination par signal sonore sans visualiser l’écran. L’intensité du niveau sonore augmentera lorsqu’on se rapprochera d’une contamination de surface. Cela permet ainsi à l’utilisateur d’effectuer une recherche de tache de contamination dans des conditions d’ergonomie plus intéressantes, sans être contraint de regarder l’écran. Réponse 4 Si l’on procède à une mesure à partir d’une source de forte activité en ayant choisi un faible facteur multiplicatif (×1 par exemple), l’appareil peut saturer. C’est pourquoi il est toujours préférable de commencer par le facteur maximal (×103) puis diminuer progressivement jusqu’à la sensibilité adéquate. Cette précaution permet d’optimiser la durée de vie de l’appareil. Réponse 5 L’ordre décroissant des valeurs de bruits de fond relevées figure dans le tableau 3.14. C’est la sonde gamma (SG) qui a la valeur de bruit de fond la plus élevée (25 à 40 c.s–1), le scintillateur épais en iodure de sodium (NaI) qui la constitue détectant efficacement les rayonnements γ d’origine naturelle. L’épaisseur plus réduite (3 mm) du scintillateur de la sonde X (SX) lui confère un niveau de détection un peu moins important ; la valeur de bruit de fond étant néanmoins comprise entre 10 et 20 c.s–1. En troisième position, nous trouvons les deux sondes bêta (SBM et SB), plus adaptées à la détection des électrons mais également sensibles dans une certaine mesure aux rayonnements γ (bruit de fond : 1 à 2 c.s–1). Enfin, la sonde alpha (SA) n’est pas adaptée à la détection des photons, la valeur de bruit de fond relevée sera voisine de zéro. Ces résultats sont en adéquation avec les tableaux 3.1 et 3.13 relatifs aux caractéristiques des cinq sondes. Tableau 3.14. Bruit de fond de chaque sonde – Corrigé.

Sonde

SA

SBM

SB

SX

SG

Ordre décroissant de valeur de bruit de fond relevée

4

3

3

2

1

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

123

Réponse 6 Les grandeurs mesurées en c.s–1 (coups par seconde) correspondent à des taux de comptage. Ils ne sont en aucun cas équivalents à des activités en becquerels. Nous verrons néanmoins dans la partie 3.5. « Calculer le rendement de la sonde » qu’il est possible, dans certains cas, de relier les valeurs de taux de comptage mesurées à des valeurs d’activités de sources. Réponse 7 et Réponse 8 cf. tableau 3.15. Tableau 3.15. Valeurs estimées du seuil de décision et de la limite de détection pour les cinq sondes reliées à un contaminamètre MIP10 – Corrigé.

τ (s)

SA 5

SBM 5

Sonde SB 5

SX 2

SG 2

R0(c.s–1)

0,015

1

2

12

25

0,1

0,9

1,2

4,8

6,9

0,115

1,9

3,2

16,8

31,9

ρn* (c.s–1)

0,2

1,8

2,5

9,6

13,8

η (c.s .Bq–1)

0,19 ( Am) 1

0,075 (14C) 23

0,70 (90Sr) 3,5

0,15 (X de 5 à 60 keV)

0,23 ( Cs) 60

Rn*

–1

(c.s )

Rn* + R0 (c.s–1)

–1

ρn* (Bq)

241

64

137

Réponse 9 Les résultats sont rassemblés dans le tableau 3.16. Notons que certaines valeurs importantes de taux de comptage nets ont été arrondies, du fait de l’incertitude liée à la lecture sur l’instrument. Tableau 3.16. Mesure des rayonnements émis pour chaque radionucléide – Corrigé.

Radionucléide

241 95Am

Sonde

SA

SBM

SB

SX

SG

n0 (c.s )

0,015

1

2

12

25

nb (c.s–1)

110

3

2

40

25

(c.s–1)

110

2

0

28

0

7300

3

1

3,3

1

nb (c.s )

0,015

1

2

12

25

n (c.s–1) signal/bruit

0

0

0

0

0

1

1

1

1

1

nb (c.s–1)

0,015

200

10

12

25

n (c.s–1) signal/bruit

0

200

8

0

0

1

200

5

1

1

–1

n signal/bruit –1

3 1H

14 6C

124

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 3.16. Suite 32 15P

90 38Sr

–

90 39Sr

55 26Fe

nb (c.s–1)

0,015

100

250

50

25

n (c.s–1) signal/bruit

0

100

250

38

0

1

100

125

4,2

1

0,015

220

500

120

25

nb

(c.s–1)

n (c.s–1) signal/bruit

0

220

500

108

0

1

220

250

10

1

nb (c.s–1)

0,015

8

2

700

25

n (c.s–1) signal/bruit

0

7

0

690

0

1

8

1

58

1

nb (c.s )

0,015

12

2

450

50

n (c.s–1) signal/bruit

0

11

0

440

25

1

12

1

38

2

nb (c.s–1)

0,015

550

850

550

500

n (c.s–1) signal/bruit

0

550

850

540

475

1

550

425

46

20

–1

125 53l

137 55Cs

Réponse 10 La sensibilité des sondes pour les différents rayonnements de chaque radionucléide est en concordance avec le tableau donnant les caractéristiques des appareils. La seule exception concerne les résultats de la détection du phosphore-32 et du strontium-yttrium 90 avec la sonde X. Ces deux émetteurs bêta purs sont détectés par cette sonde, avec des valeurs de rapports signal sur bruit de 4,2 et 10 respectivement. Ces résultats, apparemment à l’encontre des données du tableau 3.1, sont expliqués par la réponse à la question Q12. On remarque également que la sonde SG détecte (faiblement toutefois) les photons d’énergie voisine de 30 keV émis par l’iode-125 : cette valeur correspond approximativement à la limite inférieure d’énergie γ détectable par cette sonde (pour mémoire, le tableau 3.1 prenait comme référence une valeur d’énergie gamma égale à 100 keV, laquelle est nécessaire pour une bonne détection par la sonde SG. Interprétation des résultats par radionucléide : – américium-241 : très bonne détection de cet émetteur α par la sonde SA, détection des rayonnements γ de 60 keV par la sonde X et par la sonde SBM (sensible aux rayonnements électromagnétiques) ; – tritium : cet émetteur β de très faible énergie n’est détecté par aucune sonde (cf. réponse à la question Q11) ; – carbone-14 : très bonne détection de cet émetteur β mou par la sonde SBM, détection beaucoup plus faible par la sonde SB ;

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

125

– phosphore-32 : bonne détection de cet émetteur β dur par les sondes SBM et SB avec un rapport de détection entre ces deux sondes en faveur de la sonde SB (1,25) , détection plus faible par la sonde SX ; – strontium-yttrium-90 : bonne détection également par les deux sondes bêta avec un rapport de détection en faveur de la sonde SB ; on observe ici aussi une détection par la sonde X, légèrement plus importante que celle obtenue avec la phosphore-32 (rapport signal sur bruit égal à 10) ; – fer-55 : bonne détection des rayonnements γ et X de faibles énergies par la sonde SX, détection plus faible avec la sonde SBM ; – iode-125 : résultats sensiblement comparables à ceux obtenus avec le fer-55 ; on observe en plus une faible détection par la sonde SG ; – césium-137 : cet émetteur β/γ est logiquement détecté par toutes les sondes hormis la sonde SA. Réponse 11 On ne peut pas détecter les rayonnements émis par le tritium avec une sonde SBM du fait de leur énergie trop faible (Eβmax égale à 18,6 keV). Cette énergie est insuffisante pour permettre aux rayonnements β d’interagir à l’intérieur du milieu détecteur. Le tritium est donc indétectable par mesure directe de la contamination de surface. Pour identifier une contamination par du tritium, il est donc nécessaire de mettre en oeuvre une méthode indirecte de contamination surfacique, laquelle consiste à évaluer l’activité prélevée sur la surface au moyen d’un frottis. Ce dernier est ensuite analysé par comptage par scintillation liquide. Réponse 12 Le signal obtenu par la sonde SX avec les sources de phosphore-32 et de strontiumyttrium-90 peut s’expliquer par le fait que le cristal de la sonde X est sensible aux électrons de forte énergie. D’autre part, il y a création de rayons X de freinage détectés par la sonde. Ces rayons X sont formés par interactions des électrons de forte énergie (nous avons à faire à des émetteurs β « durs ») sur le cristal d’iodure de sodium (NaI) présent dans la sonde SX. Le mécanisme impliqué est le freinage ou Bremsstrahlung (cf. chapitre « Interactions rayonnements-matière » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation). Ce phénomène, dont la probabilité augmente avec l’énergie des électrons incidents et le numéro atomique du matériau cible, est à l’origine de photons X créés par ralentissement des charges électriques à proximité des noyaux atomiques. On peut remarquer que les rayonnements de freinage ne sont pas détectés avec un émetteur β de faible énergie comme le carbone-14, et donc en déduire que ce phénomène est très peu probable avec une telle source. Réponse 13 cf. tableau 3.17. Tableau 3.17. Choix de la sonde la plus adaptée par radionucléide – Corrigé.

radionucléide 241 95Am Sonde

SA

3 1H

14 6C

32 15P

aucune

SBM

SB

90 38Sr

90

– 39Sr

SB

55 26Fe

125 53l

137 55Cs

SX

SX

SBM ou SB

126

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Réponse 14 La réponse à cette question dépend bien évidemment de la nature des sources dont l’utilisateur dispose. Néanmoins, il apparaît que la sonde SBM est adaptée pour la détection de nombreux rayonnements : cette sonde permet de détecter une contamination surfacique due à des radionucléides émetteurs de particules bêta (avec une limite minimale en énergie de 50 keV) et de rayonnements électromagnétiques. En effet, le détecteur de la sonde SBM fonctionne selon un régime en « Geiger-Müller », ce qui lui confère une très grande sensibilité. En guise de conclusion aux questions Q9 à Q14, nous pouvons remarquer que, hormis les sondes SA et SG spécifiques aux particules α et aux rayonnements γ respectivement, les autres sondes ont la capacité de détecter plusieurs types de rayonnements, en termes de nature et/ou d’énergie. Réponse 15 Les particules chargées (principalement électrons et particules α) cèdent progressivement leur énergie à la matière, c’est-à-dire au cours d’interactions successives. À chacune de ces interactions, une partie de l’énergie cinétique est transférée à la matière. Lorsque toute l’énergie cinétique a été transmise, la particule chargée n’interagit plus : on parle d’arrêt. L’interaction des rayonnements électromagnétiques présentent deux différences majeures : tout d’abord, il suffit d’une interaction pour que le rayonnement initial disparaisse (toute son énergie est transmise) ; de plus, l’absence de masse rend les rayonnements électromagnétiques très pénétrants dans la matière. Leurs interactions ont donc un caractère « rare » par rapport à ceux des particules chargées. On ne peut donc plus parler d’arrêt mais d’atténuation. Ces deux phénomènes sont mis en évidence dans les résultats du tableau 3.8 : – les rayonnements particulaires sont totalement arrêtés avec un écran de nature et d’épaisseur adéquats (papier pour l’américium-241 et plexiglas pour le carbone-14, le phosphore-32 et le strontium-yttrium-90) ; – par contre, les rayonnements électromagnétiques du césium-137 ne sont pas totalement arrêtés avec 10 mm de plomb : l’atténuation est de 80 %. Ces simples résultats, qui gagneraient sans doute à être complétés par des mesures avec d’autres épaisseurs d’écrans, montrent bien qu’il est beaucoup plus difficile de se protéger contre des rayonnements électromagnétiques, même avec un écran adapté (plomb). Réponse 16 Les particules bêta moins du carbone-14 sont arrêtées par 1 mm de plexiglas ; celles du phosphore-32 et du strontium-yttrium-90, de plus fortes énergies (1,7 et 2,3 MeV en énergie maximale) sont arrêtées par 1 cm de plexiglas : ces résultats sont en concordance avec l’affirmation selon laquelle 1 cm de plexiglas arrête toutes les particules bêta moins d’énergies inférieures à 2 MeV. Néanmoins il peut être intéressant d’évaluer plus précisément l’épaisseur optimale de plexiglas permettant d’arrêter en totalité les émissions β– du phosphore-32 et du strontiumyttrium-90. Pour cela, nous utiliserons le calcul et en particulier la formule de la portée des rayonnements électroniques vue dans le volume théorique Principes de radioprotection – réglementation (chapitre Interactions rayonnements-matière). Cette formule empirique, dite de Katz et Penfold, est la suivante : n

0,412E R = -------------------ρ

avec n = 1,265 – 0,0954 ln E

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

127

où R est la portée (en cm), E est l’énergie des électrons (en MeV) et ρ la masse volumique du matériau (en g.cm–3). Attention ! Dans le cas particulier des rayonnements β–, il sera préférable de choisir la valeur Emax comme énergie de référence afin de calculer la portée maximale c’est-à-dire la portée correspondant aux électrons les plus énergétiques. L’épaisseur d’écran ainsi calculée sera donc synonyme d’un arrêt total de toutes les particules β–. – Calcul de l’épaisseur de plexiglas pour le phosphore-32 (Emax = 1,71 MeV) Calculons d’abord la valeur de l’exposant n : n = 1,265 – 0,0954 Ln 1,71 = 1,214 Pour le plexiglas, la valeur de la masse volumique ρ est de 1,16 g.cm–3 (cf. tableau 3.7, et en choisissant la valeur la plus faible entre 1,16 et 1,20 g.cm–3, pour rester dans une optique de radioprotection). On en déduit par le calcul la valeur de la portée : Rplexi= 0,412 × 1,71,214/1,16 = 0,68 cm L’épaisseur de plexiglas permettant un arrêt total des particules β– du phosphore-32 est de 0,68 cm. – Calcul de l’épaisseur de plexiglas pour le strontium-yttrium-90 (Emax = 2,284 MeV) Calculons la valeur de l’exposant n : n = 1,265 – 0,0954 Ln 2,284 = 1,186 On en déduit ensuite la valeur de la portée, en utilisant la même valeur de masse volumique de plexiglas (1,16 g.cm–3) : Rplexi= 0,412 × 2,2841,186/1,16 = 0,95 cm L’épaisseur de plexiglas permettant un arrêt total des particules β– du strontium-yttrium-90 est de 0,95 cm. Réponse 17 La valeur de la portée de rayonnement électronique, et donc de l’épaisseur d’écran de protection, ne dépend pas du nombre de rayonnements qui interagissent, donc de l’activité. La valeur de 1 cm de plexiglas obtenue expérimentalement est donc valable quelle que soit l’activité en strontium-yttrium-90. Réponse 18 On pourrait utiliser un écran en plexiglas plombé. Réponse 19 Pour estimer l’épaisseur de plomb permettant d’atténuer 99,9 % de l’émission γ du césium-137, nous pouvons utiliser la formule d’atténuation vue dans le chapitre « Protection contre l’exposition externe » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation). Une atténuation de 99,9 % correspond à une atténuation d’un facteur 1 000. En utilisant une épaisseur d’écran de plomb correspondant à trois épaisseurs-dixième x1/10, on aboutit à une atténuation d’un facteur 103. Sachant que x1/10 est égal à 22 mm, 66 mm de plomb arrête 99,9 % des émissions γ du césium-137.

128

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Réponse 20 Il est possible de différencier une source émettant des rayonnements gamma ou X d’une source émettrice bêta de forte énergie en plaçant un écran en plexiglas de 1 cm d’épaisseur entre la sonde SX et la source à mesurer : – si l’on détecte quelque chose derrière l’écran (légère atténuation par l’écran), c’est qu’il y a présence de rayonnements électromagnétiques émis directement par la source : nous sommes en présence d’une source émettant des rayonnements gamma ou X ; – si la mesure derrière l’écran est nulle, on peut en conclure que la source émet du rayonnement bêta de forte énergie. En effet, le rayonnement de freinage ne peut être généré car les particules bêta de forte énergie sont arrêtées par l’écran de plexiglas et ne peuvent donc pas atteindre le scintillateur. Réponse 21 cf. tableau 3.18. Tableau 3.18. Mesure de rayonnement de la source inconnue X – Corrigé.

Sonde

SA

SBM

SB

SW

SG

sans écran lecture sensibilité

×1

× 102

× 10

× 10

× 10

bruit de fond (c.s–1)

0

1

2

15

30

n (c.s–1)

0

écran (nature + épaisseur)

papier

n (c.s–1)

0

2,4 × 102 = (6,2 × 10) – 2 = (2 × 10) – 15 = (3,2 × 10) – 30 = 60 5 2 240 avec écran plexiglas plexiglas plomb plomb (1mm) (1mm) (0,5 mm) (0,5 mm) 0

0

0

0

Réponse 22 D’après les résultats de mesure, il apparaît que la source inconnue est émettrice de rayonnements électroniques. En effet, on observe des taux de comptage nets de 240 et 60 coups par seconde respectivement avec les sondes SBM et SB sans utilisation d’écran. Avec utilisation d’un écran de 1 mm de plexiglas, le taux de comptage avec ces deux sondes est nul, ce qui confirme la nature particulaire de l’émission. Les valeurs de taux de comptage mesurés avec les sondes SX et SG en présence d’écran (plomb 0,5 mm) ne paraissent pas significatives. Réponse 23 Nous venons de voir que la source inconnue émettait des électrons. Il reste maintenant à identifier la gamme d’énergie de cette(ces) émission(s). En comparant les taux de comptage avec les sonde SBM et SB sans écran : 240 et 60 coups par seconde respectivement, nous pouvons faire deux hypothèses : – la source inconnue émet des électrons de faible énergie uniquement ; – la source inconnue a au moins deux types d’émissions électroniques, de faible et forte énergie, avec une prépondérance pour l’émission de faible énergie (intensité d’émission I plus importante).

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

129

L’utilisation d’écran permet de trancher entre ces deux hypothèses. Étant donné que les taux de comptage estimés avec 1 mm de plexiglas sont nuls pour les deux sondes SBM et SB, nous en déduisons que l’émission électronique est de faible énergie essentiellement. Sans information ni moyen supplémentaire, il est impossible de connaître la nature exacte de la source. Seul un spectromètre permettrait d’identifier précisément les niveaux d’énergie des émissions et donc d’établir la carte d’identité de la source. Néanmoins, nous pouvons identifier la nature du radionucléide constitutif de la source inconnue parmi la sélection présentée dans le tableau 3.10. Nous pouvons déjà éliminer le phosphore-32 et l’yttrium-91 qui sont des émetteurs β de forte énergie (« β durs »). Ensuite, pour faire un choix parmi les 4 émetteurs β de faible énergie, il suffit de raisonner sur les rapports de taux de comptage mesurés avec les deux sondes SBM et SB pour la source inconnue et de comparer avec les mêmes rapports obtenus dans la partie 3.3.2 lors des mesures effectuées avec des radionucléides dont les caractéristiques étaient connues. Nous choisirons essentiellement les émetteurs β : carbone-14, phosphore-32 et strontium-yttrium-90 (le tritium, indétectable par méthode externe, ne présente pas d’intérêt). Les résultats obtenus sont rassemblés dans le tableau 3.19. Tableau 3.19. Rapports des taux de comptage mesurés avec les sondes SBM et SB pour le carbone-14, le phosphore-32, le strontium-yttrium-90 et la source inconnue X.

Radionucléide

Taux de comptage nSBM (c.s–1)

Taux de comptage nSB (c.s–1)

Rapport nSBM/ nSB

14 6C

200

5

40

32 15P

100

125

0,8

– 39Y

220

250

0,9

Source X

240

60

4

90 38Sr

90

Le rapport calculé avec la source inconnue est de 4. Il est donc 10 fois moins important que celui obtenu pour la source connue de carbone-14 (égal à 40). La différence du niveau de détection entre les sondes SBM et SB se réduit par rapport au carbone-14, tout en restant favorable à la sonde SBM. Nous en déduisons que le niveau d’énergie de l’émission de la source inconnue est plus important que celui du carbone-14 (156 keV), tout en étant caractéristique d’une émission β de faible énergie. Parmi les radionucléides présentés dans le tableau 3.10, seul le phosphore-33 dont l’énergie β maximale est de 249 keV répond à ces critères. Le sélénium-79 d’énergie maximale 149 keV serait détecté de façon très comparable au carbone-14 (156 keV) : rapports de taux de comptage entre les sondes SBM et SB voisins. Le rapport obtenu avec une source de nickel-63, d’énergie maximale plus faible (63 keV) serait encore plus important. Remarque Pour répondre à cette question, nous avons raisonné sur les rapports de taux de comptage, en les comparant avec ceux obtenus pour des radionucléides connus. Notons qu’il

130

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

est fortement souhaitable que cette comparaison soit faite à partir des mêmes sondes de détection pour être significative. Notons également que si les rapports de taux de comptage sont comparables, ce n’est pas le cas des taux de comptage ! En effet, ces derniers dépendent grandement de l’activité des sources à mesurer. Or l’activité de la source inconnue n’est pas forcément identique à celles des sources dont nous connaissions les caractéristiques. Réponse 24 cf. tableau 3.20. Tableau 3.20. Calcul du rendement des sondes SBM et SB utilisées dans cette étude pour le carbone-14 et le strontium-yttrium-90 – Corrigé.

Radionucléide

Période (an)

14 6C

5730

Eβ

29,1

Eβ1

90 38Sr

90

– 39Y

Nature et énergie des rayonnements

Radionucléide

Taux d’émission sous 2π à la date de mesure (1er septembre 2008)

14 6C

1 749 β.s–1

90

– 39Y

Iβ

= 546 keV

Iβ1

= 100 %

= 2 284 keV

Iβ2

= 100 %

max

max

90 38Sr

= 157 keV

max

Eβ2

737 β.s–1

Taux d’émission sous 4π Intensité à la date d’étalonnage d’émission (%) er (1 septembre 2001)

Sonde

max

max max

= 100 %

3 498 β.s–1 1 742 β.s–1

Taux de Rendement comptage de mesure Rendement constructeur net n pratique R2π (%) (%) (c.s–1)

SBM

200

11,4

15,0

SB

10

0,5

–

SBM

220

29,9

33,0

SB

500

67,8

70,0

Réponse 25 D’après le tableau 3.10, le phosphore-33 est un émetteur β de faible d’énergie (Eβmax = 249 keV). Pour calculer l’activité surfacique en Bq.cm–2 résultant de cette contamination, nous pouvons utiliser le rendement de mesure de la sonde SBM qui a été calculé avec la source étalon de carbone-14, radionucléide émetteur β de faible d’énergie comme le phosphore-33. La formule donnant l’activité surfacique a été vue dans la partie 3.5.3 : n A S = -----------------------------R 2π × S × ε S

3 – Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique

131

où : – n est le taux de comptage net de la source (en coups par seconde), – R2π est le rendement pratique de mesure de la sonde SBM, – S est la surface de la fenêtre d’entrée de la sonde (en cm2), – εS est le rendement de la source de contamination (égal à 0,25 car le phosphore-33 est un émetteur β d’énergie Eβmax comprise entre 0,15 et 0,4 MeV). En remplaçant par les données numériques, on obtient : –2 60 A S = ----------------------------------------- = 351 Bq.cm 0,114 × 6 × 0,25 Si la tache de contamination détectée a une surface inférieure ou équivalente à celle de la sonde SBM, nous pouvons en déduire l’activité « totale » en multipliant l’activité surfacique par la surface de la sonde : A = A S × S = 351 × 6 ≈ 2 100 Bq Dans le cas où la surface de la tache de contamination est plus importante que celle de la sonde, il est nécessaire de tenir compte du rapport des surfaces : S A = A S × S × ----t = A S × S t = 351 × 10 ≈ 3 500 Bq S avec St, surface estimée de la tache de contamination. Remarque Si la surface de la tache de contamination est supérieure à celle de la sonde, il faut faire attention à la mesure du taux de comptage. En effet, la valeur à utiliser doit être représentative de l’ensemble de la surface de la tache (valeur moyenne par exemple). Une autre possibilité consiste à réaliser un frottis sur l’ensemble de la surface (mesure indirecte de la contamination de surface, cf. chapitre 4 « Évaluation indirecte de la contamination surfacique et décontamination »). Réponse 26 D’après le tableau 3.4, le phosphore-32 est un émetteur β de forte d’énergie (Eβmax = 1 710 keV). Pour calculer l’activité surfacique en Bq.cm–2 résultant de cette contamination, nous pouvons utiliser le rendement de mesure de la sonde SB qui a été calculé avec la source étalon de strontium-yttrium-90, radionucléide émetteur β de forte d’énergie comme le phosphore-32. La formule à utiliser est la même que précédemment : n A S = -----------------------------R 2π × S × ε S où : – n est le taux de comptage net de la source (en coups par seconde), – R2π est le rendement pratique de mesure de la sonde SB,

132

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– S est la surface de la fenêtre d’entrée de la sonde (en cm2), – εS est le rendement de la source de contamination (égal à 0,5 pour le phosphore-32, émetteur β d’énergie Eβmax supérieure à 0,4 MeV). En remplaçant par les données numériques, on obtient : –2 120 A S = ------------------------------------------ = 11,8 Bq.cm 0,678 × 30 × 0,5 Activité totale mise en jeu :

A = A S × S = 11,8 × 30 ≈ 350 Bq

Évaluation indirecte de la contamination surfacique et décontamination Hugues Bruchet, Céline Vivarelli-Petitgand

4.1. Objectifs Au cours de ce chapitre, nous allons étudier l’évaluation de la contamination surfacique de façon indirecte. Les objectifs seront donc complémentaires de ceux affichés dans le chapitre précédent. La première partie est une mise au point sur les règles générales relatives à ces méthodes indirectes de détection. En nous basant principalement sur deux normes NF ISO, nous étudierons successivement les différents contextes concernés par les mesures par frottis, les directives concernant les prélèvements par frottis ainsi que les procédures de mesure des activités prélevées. Le cas particulier de la mesure de la contamination de surface par le tritium (sous forme unitaire ou lié à une molécule) sera abordé dans cette partie. Dans un deuxième temps, nous mettrons en œuvre ces nombreuses données de façon pratique en favorisant l’interactivité. De la même façon que dans le chapitre 3, le lecteur sera confronté à des questions relatives à une manipulation concrète de travail. Les réponses seront rassemblées à la fin du chapitre. À l’issue de cette partie pratique, vous serez capable de : – repérer une contamination surfacique par méthode indirecte à l’aide du matériel de détection approprié (cf. chapitre 3 « Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique, détermination de la nature d’une source inconnue et calcul de rendement pratique de mesure ») ; – décontaminer une surface, en estimant au fur et à mesure l’activité prélevée et l’activité restante sur le support ; – calculer un facteur de prélèvement expérimental, d’après la méthode du prélèvement total par frottis répétitifs.

134

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

4.2. Évaluation indirecte de la contamination surfacique : règles génerales Nous avons identifié deux normes comme références pour évaluer la contamination surfacique de façon indirecte : – la première norme, NF ISO 7503-1 : « Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha », a déjà été mentionnée dans le chapitre 3 lors de la détermination du rendement de l’instrument de mesure de contamination surfacique ; – la seconde sera utilisée par les PCR concernées par la mesure du tritium dans leurs installations : norme NF ISO 7503-2 : « Évaluation de la contamination de surface – Partie 2 : contamination de surface par le tritium ».

4.2.1. Généralités Nous avons vu dans le chapitre 1 (partie 1.4.6.1 : contrôle de la contamination surfacique) que l’adéquation et la fiabilité des méthodes d’évaluation directes ou indirectes de la contamination de surface dépendait étroitement d’un certain nombre de facteurs. Les formes physiques et chimiques de la contamination, son adhérence sur la surface du support, l’accessibilité de la surface pour les mesures, la présence de champs de rayonnements parasites font partie des nombreux critères à connaître pour le choix d’une méthode d’évaluation. La méthode indirecte qui nous intéresse ici est généralement applicable lorsque les surfaces ne sont pas facilement accessibles pour une mesure directe de par leur emplacement ou leur configuration compliqué(e) ou lorsque les contaminations sont perturbées par une ambiance radiologique rendant difficile l’interprétation de la mesure directe. Notons cependant que la méthode d’évaluation indirecte ne permet pas de déterminer la contamination fixée. Elle est plus généralement utilisée pour la seule détection de la contamination non fixée, ou labile (cf. figure 4.1). Contamination radioactive non fixée : labile

surface

Contamination radioactive fixée : incorporée à la surface Activité non fixée ANF activité ATOT Activité fixée AF

Figure 4.1. Contaminations fixée et non fixée.

4 – Évaluation indirecte de la contamination surfacique et décontamination

135

En raison des imperfections inhérentes à ces deux méthodes, directe et indirecte, nous conseillons leur utilisation conjointe de façon à évaluer la contamination surfacique de la meilleure façon possible.

Cas de la mesure du tritium Le problème que pose la détection du tritium porte essentiellement sur : – le parcours extrêmement court, même dans l’air, de ses particules bêta ; – la grande « mobilité » ou diffusion des atomes de tritium du fait d’être isotopes de l’hydrogène : selon sa forme chimique, une contamination en tritium pourrait pénétrer une surface en profondeur ce qui rend très difficile son évaluation. Cette caractéristique est à considérer avec moins d’importance si le tritium est lié à une grosse molécule (thymidine tritiée, par exemple). Les mesures indirectes effectuées au moyen de frottis humides fournissent en général une estimation acceptable de la contamination de surface non fixée au moment du prélèvement. Cependant, la diffusion du tritium absorbé dans la surface va tendre à remplacer l’activité non fixée qui a été enlevée partiellement ou totalement par les processus de décontamination ou les frottis. C’est pourquoi il subsiste toujours un risque radiologique dû au tritium volatil. À titre de remarque, il existe des instruments de mesure qui détectent directement la contamination de surface par le tritium en estimant l’activité non fixée et une partie de l’activité absorbée dans la surface. Des détecteurs proportionnels sans fenêtre, spécialement conçus, et des détecteurs à scintillations, peuvent être utilisés, de même que des instruments soumettant la surface à un changement de pression ou de température afin de détecter la présence de fractions volatiles de tritium. En raison des faibles distances entre les détecteurs et les surfaces requises pour la détection du tritium, la contamination de ces détecteurs cause souvent des problèmes. Ainsi la réalisation de frottis puis l’analyse par scintillation liquide reste la méthode la plus courante et la plus sûre pour estimer la contamination surfacique par le tritium.

4.2.2. Limites de détection pour les instruments de mesure Les instruments de mesure doivent être capables de mesurer des activités en deçà des niveaux limites de contamination surfacique, avec lesquels les résultats de mesure doivent être comparés. Dans le chapitre 1 (partie 1.4.6.1), nous avons vu que ces limites étaient de 4 Bq.cm–2 pour les émissions β/γ ou α de faible toxicité et de 0,4 Bq.cm–2 pour les autres émissions α. Les instruments couramment utilisés (moniteurs de contamination surfacique) sont capables de mesurer des activités inférieures à 4 Bq pour la contamination bêta (0,4 Bq pour la contamination alpha). Ainsi, en prenant comme référence une surface frottée de 100 cm2 et en appliquant un facteur de prélèvement F de 0,1 (cf. partie 4.2.4.1), l’instrument peut mesurer une contamination non fixée inférieure à 0,4 Bq.cm–2 pour les émetteurs bêta.

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Détail du calcul En divisant l’activité mesurée (4 Bq) par le facteur F (0,1) et la surface frottée (100 cm2), nous obtenons : –2 4 A surfacique = ------------------------ = 0,4 Bq.cm 0,1 × 100 Concernant la mesure du tritium, les compteurs à scintillation liquide d’usage courant sont capables de mesurer des activités de l’ordre de 0,4 Bq. De la même façon que précédemment, en prenant comme référence une surface frottée de 100 cm2 et en appliquant un facteur de prélèvement F de 0,1, il est possible de mesurer une contamination non fixée –2 0,4 de l’ordre de 0,04 Bq.cm–2 § A surfacique = ------------------------ = 0,04 Bq.cm · . © ¹ 0,1 × 100

4.2.3. Règles relatives au prélèvement 4.2.3.1. Cas général La détection et l’évaluation de la contamination de surface peuvent être effectuées à l’aide d’un ou plusieurs frottis secs ou humides. Lorsque l’on prélève des frottis sur des surfaces étendues, les points suivants doivent être pris en considération : – si la surface contaminée est potentiellement importante, la surface à frotter doit, si possible, être de 100 cm2 ; – l’utilisation de gants jetables est fortement recommandée lors de la réalisation des frottis ; – le matériau utilisé pour le frottis doit être adapté à la surface à contrôler, par exemple, le papier filtre (de qualité au moins égale à 10–2 g.cm–2) peut être utilisé pour des surfaces lisses et les textiles de coton pour des surfaces rugueuses ; – une forme de disque est conseillée pour la réalisation des frottis ; – en cas d’utilisation d’un agent mouillant, il faudra humecter « modérément » le matériau servant au frottis. Notons que l’utilisation d’un agent mouillant peut conduire à une nette sous-estimation de la contamination dans le cas d’émetteurs alpha car cette dernière peut être absorbée dans la structure du matériau et être ainsi en partie « masquée » lors de la mesure ; cette remarque s’applique également aux émetteurs bêta de faible énergie (Eβmax comprise entre 0,15 et 0,3 MeV) ; – le frottis doit être pressé modérément contre la surface à contrôler, par le bout des doigts ou à l’aide d’un support conçu pour assurer une pression uniforme et constante ; – la totalité de la surface de 100 cm2 doit être frottée ; – la surface contaminée du frottis doit être inférieure ou au plus égale à celle de la surface sensible de la sonde du contaminamètre ; – après le prélèvement et en cas de frottis humide, le matériau utilisé pour le frottis doit être séché soigneusement de façon à ce qu’il n’y ait pas de perte d’activité.

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4.2.3.2. Cas du tritium En cas de recherche de contamination surfacique par le tritium, la réalisation de frottis humides couplée à une analyse par scintillation liquide sera conseillée. D’autre part, il est nécessaire de rajouter les spécificités suivantes aux règles de prélèvement : – la matériau utilisé pour le frottis devra répondre aux exigences précédentes : papier filtre pour surface lisse ou textile de coton pour surface rugueuse. Cependant il faut noter que le choix du matériau dépendra aussi de la mesure de l’échantillon dans l’appareil de scintillation liquide : un matériau peut très bien s’avérer très efficace pour le prélèvement mais mal adapté pour la mesure en elle-même (cas des textiles de coton qui peuvent induire un phénomène de « quenching physique » atténuant l’intensité de mesure de l’échantillon (cf. partie 4.2.4.2 et « Pour en savoir plus : la scintillation liquide ») ; – l’agent mouillant devra permettre une bonne distribution du tritium dans la solution de l’échantillon : le glycérol ou l’eau glycérinée, très hydrophiles, répondent à ce critère ; – les frottis à mesurer par un comptage par scintillation liquide doivent être placés directement dans la fiole de comptage contenant déjà une quantité appropriée de liquide scintillant ; – les frottis humides doivent être placés dans le liquide scintillant pendant environ 20 minutes afin d’approcher l’équilibre pour la distribution de l’activité de tritium dans l’échantillon ; – les matériaux non utilisés pour le frottis devront être entreposés dans une atmosphère exempte de tritium, de façon à éviter la diffusion du tritium sur ces matériaux.

4.2.4. Évaluation de l’activité surfacique 4.2.4.1. Cas général La valeur de l’activité surfacique, ASNF, de la contamination non fixée de la surface contrôlée, exprimée en Bq.cm–2, peut être estimée au moyen de la relation suivante : n A SNF = --------------------------------------R 2π × F × S × ε S où : – n est le taux de comptage net du frottis (en coups par seconde), – R2π est le rendement pratique de l’instrument de mesure utilisé (sonde reliée au contaminamètre par exemple), – F est le facteur de prélèvement (voir ci-dessous), – S est la surface frottée (en général, 100 cm2), – εS est le rendement de la source de contamination (cf. chapitre 3, partie 3.5.3).

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Le facteur de prélèvement F, ou rendement de frottis, est défini comme étant le rapport de l’activité prélevée sur une surface au moyen d’un frottis à l’activité de la contamination de surface non fixée présente avant ce prélèvement. Il est défini par la relation suivante : AP F = --------A NF où : – AP est l’activité prélevée par le frottis, – ANF est l’activité totale non fixée. Si F n’est pas déterminé expérimentalement, la valeur raisonnable à utiliser est 0,1. Nous verrons dans la partie pratique de ce chapitre une méthode permettant d’estimer expérimentalement la valeur du facteur F.

4.2.4.2. Cas de la mesure du tritium L’utilisation de la méthode d’analyse par scintillation liquide nécessite un bon niveau de connaissance et d’expertise du matériel. Nous conseillons donc aux PCR concernées de se mettre en relation avec les services ou entreprises spécialisés dans cette méthode de détection. Seuls ces derniers pourront choisir les paramètres permettant d’optimiser la mesure de tritium. Cependant, nous citerons à titre indicatif les principes de base suivants : – l’introduction de l’échantillon contenant le frottis ne doit pas entraîner de pertes excessives de lumière du fait de la masse du matériau et des effets d’extinction ; les matériaux tels que certains papiers filtres, papiers pour chromatographe ou le polystyrène expansé ont la propriété de se dissoudre en partie dans certains liquides scintillants, ce qui garantit une efficacité de comptage élevée (cf. figure 4.2) ;

Figure 4.2. Fiole pour analyse par scintillation liquide contenant un frottis.

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– l’échantillon ne doit pas produire de scintillations parasites dues aux agents luminescents : ce phénomène de chimiluminescence est souvent dû à des composés basiques tels que les détergents. De même, les milieux trop acides peuvent rendre les émulsions instables. La valeur de l’activité surfacique, ASNF, de la contamination non fixée de la surface contrôlée, exprimée en Bq.cm–2, peut être estimée au moyen de la relation suivante : n A SNF = ---------------------R×F×S où : – n est le résultat de comptage net obtenu par l’appareil de scintillation liquide, en coups par seconde ; cette valeur étant très souvent exprimée en coups par minute (cpm), il faudra dans ce cas la diviser par 60, – R est le rendement du compteur par scintillation liquide (cette valeur dépendra d’un grand nombre de paramètres liés au compteur et aux conditions de mesure, il est conseillé aux PCR concernées de se fier aux spécialistes dans ce domaine), – F est le facteur de prélèvement, – S est la surface frottée (en général, 100 cm2). La norme NF ISO 7503-2 précise également les renseignements pouvant être indiqués lors de l’enregistrement des mesures de contamination surfacique. À cet effet, nous rappelons que les résultats des contrôles d’ambiance doivent être tracés dans un document « radioprotection » au sein du document unique prévu dans la réglementation. Les informations pouvant faire partie des rapports de mesures indirectes de contamination de surface sont les suivantes : – date, lieu et emplacement, – type de surface, – matériau de prélèvement par frottis, – agent mouillant, – facteur de prélèvement (mesuré ou supposé), – appareil de mesure utilisé, numéro de série, – date d’étalonnage, – indication de l’appareil pour la contamination surfacique et pour le bruit de fond, – activité surfacique non fixée calculée, – remarques sur l’étendue de la contamination (surface frottée), – autres observations (présence de radioactivité volatile…), – nom de l’opérateur.

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Pour en savoir plus Généralités sur la scintillation liquide Sous sa forme la plus simple, l’émetteur bêta est dans une solution de 20 mL d’un liquide scintillant. Ce liquide scintillant est composé de molécules fortement conjuguées : un solvant et deux solutés. En se désintégrant dans le liquide scintillant, l’électron émis par un émetteur bêta interagit avec son environnement par un transfert progressif de son énergie aux molécules de solvant qui l’entourent. Ces molécules se retrouvent alors dans leur état excité, ionisé ou agité. Seul l’état excité de la molécule est « utile » pour la détection. Pour réduire les autres transferts d’énergie (ionisation ou agitation de molécules), des molécules aromatiques fortement conjuguées sont utilisées. En effet l’agitation est rendue difficile par la rigidité de ces molécules et l’ionisation est réduite par la présence d’électrons dit « pi » qui conduisent préférentiellement à des excitations des molécules. L’excitation des molécules est ensuite acheminée par un processus non radiatif et rapide vers un autre type de molécule aromatique, « collectrice d’excitations », dite soluté. L’énergie des excitations ainsi collectée est ensuite émise sous forme de lumière (fluorescence du soluté) vers un photomultiplicateur. Il est toutefois nécessaire d’utiliser un second soluté pour adapter la longueur d’onde de la lumière émise et lui permettre ainsi de traverser le verre du flaconnage et du photomultiplicateur. Sur la surface du photomultiplicateur, la lumière émise provoque un effet photoélectrique : choc au cours duquel il y a émission d’un électron. Cet électron éjecté dans le vide (limitation des frottements) est accéléré par un fort champ électrique tout en étant dirigé vers une électrode métallique chargée (dynode). Au cours du choc entre cet électron et l’électrode, plusieurs autres électrons sont à leur tour émis. Ce phénomène se reproduisant plusieurs fois en cascade sur des dynodes de plus en plus chargées, le nombre d’électrons final ainsi obtenu est suffisant pour donner un signal électrique (impulsion) exploitable pour un traitement électronique. Dans la plupart des cas et notamment pour le tritium, ce montage de détection ne suffit pas. En effet, sous l’agitation thermique, des électrons peuvent être aléatoirement « éjectés » d’une des électrodes métalliques. Ces derniers sont alors accélérés et produisent des électrons en cascade à l’origine d’un signal qui ne provient pas de la décroissance radioactive. Ce type de signal parasite est si important qu’il « noie » les signaux produits par la désintégration radioactive. Statistiquement, sur une courte période (∼18 ns), la probabilité pour que cet effet parasite se produise à la fois dans deux photomultiplicateurs est très faible. En revanche, en présence d’un émetteur bêta, ces deux photomultiplicateurs ont une très forte probabilité de détecter en même temps la lumière qui a été émise dans toutes les directions par le soluté. La détection du tritium et des autres émetteurs bêta est donc plus sensible si la mesure utilise deux photomultiplicateurs dont on compare les signaux pendant un faible temps : montage en coïncidence. C’est cette technique qui est retenue pour les mesures d’activité par scintillation liquide.

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Le liquide scintillant décrit ci-dessus se compose donc d’un solvant organique et de deux molécules scintillantes dites « solutés ». Par sa composition, un tel liquide ne permet la mesure que d’échantillons organiques, les échantillons aqueux n’étant pas miscibles dans le liquide scintillant. Il est toutefois possible d’incorporer un échantillon aqueux dans le liquide scintillant sous forme de micro-micelles inverses. Les micro-micelles inverses sont de très petites capsules d’échantillon aqueux stabilisées et isolées du liquide scintillant par un surfactant qui assure l’ancrage entre le milieu hydrophobe (liquide scintillant) et hydrophile (échantillon aqueux). Une technique alternative consiste à isoler les très petites capsules d’échantillons dans un réseau de molécules polymérisées avec un liquide scintillant conduisant à un gel. Dans le commerce, les liquides scintillants qui forment des émulsions ou des gels sont dits liquides scintillant accepteurs d’eau, ils réalisent après agitation en présence d’un échantillon aqueux un milieu propice à la détection appelée « cocktail ». Les cocktails sont métastables et peuvent se dissocier après quelques jours. Les mélanges entre l’échantillon et le liquide scintillant (accepteur d’eau ou non) peuvent conduire à des phénomènes qui d’une part réduisent la lumière détectée par les photomultiplicateurs et d’autre part modifient le spectre de l’émetteur bêta. Il s’agit des phénomènes d’absorption (physique et/ou chimique) de lumière et du quenching. Le quenching est une réaction directe ou indirecte d’un ion ou d’une molécule présent dans l’échantillon avec un soluté pour supprimer la lumière émise ou en modifier les propriétés (changement de la longueur d’onde). Le quenching et l’absorption chimique de lumière (appelée parfois quenching couleur) peuvent être quantifiés à partir de la déformation du spectre provoqué par ce phénomène, la valeur numérique associée à cette déformation porte le nom d’indice de quenching. Une des techniques pour quantifier la modification de spectre consiste à utiliser une source externe gamma. L’interaction d’un rayonnement gamma avec le liquide scintillant produit un effet Compton. Cet effet, qui s’apparente à un choc inélastique du photon gamma avec son milieu, produit un nouveau photon de plus faible énergie et un électron. Cet électron se comporte alors exactement comme l’aurait fait un électron issu d’une désintégration radioactive. L’indice de quenching obtenu à partir de la modification du spectre produit par cet effet Compton est alors utilisé pour mesurer les effets du quenching et du quenching couleur. Les indices les plus utilisés sont le tSIE et SQP. Chaque quenching (chimique et/ou couleur) est quantifié par un indice de quenching, et l’affaiblissement du signal lumineux qui en résulte peut être quantifié par l’efficacité de détection (rapport entre le taux de comptage en cpm du compteur et l’activité d’un étalon exprimée en dpm). La relation qui lie ces deux grandeurs (indice de quenching et efficacité) est appelée courbe de quenching. Cette courbe permet d’associer à une mesure de quenching d’un échantillon quelconque une efficacité qui permettra, à partir du taux de comptage de l’échantillon, de retrouver l’activité présente dans cet échantillon.

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4.3. Partie pratique Dans cette partie, nous nous proposons d’étudier la marche à suivre lors d’un contrôle de contamination surfacique suivi d’une décontamination. Considérons une plaque en inox telle que représentée sur la figure 4.3. Cette plaque simule un plan de travail. Vous devez contrôler cette plaque pour vérifier la contamination surfacique potentielle.

Figure 4.3. Présentation de la plaque en inox.

Q1 Quelles seraient les différentes étapes à suivre pour le contrôle de cette surface en incluant la décontamination ?

4.3.1. Repérer, identifier et évaluer une contamination surfacique Q2 Quel(s) matériel(s) utiliseriez-vous pour détecter d’éventuelles taches de contamination sachant qu’il ne peut pas s’agir de sources radioactives émettrices alpha ? Q3 Quelle méthode mettriez-vous en œuvre (gestuelle) afin de repérer, identifier et évaluer les potentielles taches de contamination d’un support tel que la plaque en inox ?

4.3.2. Décontaminer Une décontamination radioactive bien conduite doit permettre d’éliminer totalement la contamination surfacique en permettant la récupération des substances contaminantes. Q4 De quoi avez-vous besoin pour réaliser une décontamination ? Q5 Comment procéderiez-vous pour décontaminer la plaque présentée sur la figure 4.3 ? Q6 Que faire en cas de renversement d’un flacon d’une solution radioactive ?

4.3.3. Évaluer les résultats de la décontamination Les résultats de mesure ont montré qu’il existait deux taches de contamination sur la plaque en inox. Nous nous focaliserons essentiellement sur l’une d’entre elles, se

4 – Évaluation indirecte de la contamination surfacique et décontamination

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caractérisant par une émission électronique de forte énergie. Le phosphore-32 étant le seul émetteur bêta de forte énergie utilisé dans le laboratoire où a lieu la manipulation, nous considérerons qu’il est le « responsable » de cette tache de contamination. Dorénavant, il nous faut évaluer l’efficacité de la décontamination tout en procédant à cette dernière (cf. réponse à la question Q5). Nous avons rassemblé dans le tableau 4.1 les données suivantes : – taux de comptage correspondant à la mesure sur la plaque (200 c.s–1), – taux de comptage mesurés après chaque frottis, sur le papier ainsi que sur la surface. Tableau 4.1. Taux de comptage et décontamination.

Avant décontamination Taux de comptage net du dépôt (c.s–1) 200 Après décontamination Taux de comptage net (c.s–1) frottis

plaque

1 frottis

110

87

2e frottis

57

27

3e frottis

1

24

4e frottis

0

24

er

Q7 Que constate-t-on à l’issue du 3e frottis ? Q8 Donnez l’activité du dépôt de phosphore-32 en Bq sachant que le rendement pratique de mesure de la sonde utilisée (sonde SB) est de 70 %. Nous considérerons que l’étendue de la tache de contamination est inférieure à la surface de la sonde. Q9 Remplacez les valeurs de taux de comptage du tableau 4.1 par les activités correspondantes en Bq. Nous souhaitons maintenant estimer la valeur du facteur de prélèvement F afin de l’utiliser pour d’autres contaminations surfaciques du même type. En effet, il n’est pas toujours possible d’estimer « directement » l’activité totale mise en jeu (surface difficile à atteindre par le détecteur, ambiance radiologique importante). Dans ce cas, la connaissance d’une bonne approximation du facteur de prélèvement est nécessaire pour remonter à l’activité non fixée. Nous utiliserons la méthode du « prélèvement total par frottis répétitifs » indiquée dans la norme NF ISO 7503-1. Pour des combinaisons importantes de contaminant et de matériau de surface, le facteur de prélèvement F peut être déterminé expérimentalement (…). L’addition, étape par

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étape, des différentes activités prélevées conduit à une bonne approximation de l’activité totale non fixée, pour laquelle l’activité prélevée par le premier frottis peut alors être reliée au rendement du facteur de prélèvement. Q10 D’après ces informations, quelle est la valeur du facteur de prélèvement F ? Q11 Considérons le cas suivant : Une analyse indirecte par frottis + scintillation liquide (recherche de tritium) met en évidence une contamination radioactive surfacique sur un plan de travail. La PCR utilise un détergent pour la décontamination. De nouveaux frottis sont réalisés sur la même surface pour contrôler l’efficacité de la décontamination. Comment pouvez-vous expliquer le fait que malgré plusieurs lavages successifs, les résultats d’analyse par scintillation liquide restent positifs ?

4.4. Réponses aux questions Réponse 1 Les actions à réaliser pourront être réparties de la façon suivante : 1) repérer la contamination surfacique, 2) identifier et évaluer, 3) décontaminer, 4) évaluer les résultats de la décontamination, 5) tracer les résultats. Réponse 2 Pour détecter la présence d’une contamination surfacique sans connaître la nature des sources qui en seraient à l’origine, il est nécessaire d’utiliser un contaminamètre équipé idéalement de quatre sondes de détection (SBM, SB, SX et SG). Nous avons vu dans le chapitre 3 que les sondes SBM et SX pouvaient détecter un grand nombre de types d’émissions : électrons de faible ou forte énergie, photons avec la sonde SBM (compteur Geiger-Müller), photons et électrons de forte énergie pour la sonde X (scintillateur NaI). Ainsi lors de la recherche d’une contamination de nature inconnue, il est conseillé d’utiliser en priorité ces deux sondes. Pour d’autres rappels sur les notions d’adéquation entre les sondes et la nature des émissions, se reporter au chapitre 3 « Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique, détermination de la nature d’une source inconnue et calcul de rendement pratique de mesure ». Réponse 3 La recherche des taches de contamination sera réalisée par un balayage lent soit de gauche à droite, soit de haut en bas (cf. figure 4.4), à 0,5 centimètre environ de la surface potentiellement contaminée, sans toutefois toucher cette dernière. L’identification de la nature des taches de contamination s’obtiendra à partir des mesures de taux de comptage par l’appareil de détection et de la connaissance des caractéristiques de ce dernier (exemple : sondes reliées au contaminamètre). Les principes vus dans la recherche de source inconnue dans le chapitre 3 (partie 3.4) pourront servir de référence.

4 – Évaluation indirecte de la contamination surfacique et décontamination

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Figure 4.4. Méthode de balayage.

En cas de doute sur la potentialité d’une contamination surfacique par le tritium, une analyse des frottis par scintillation liquide sera nécessaire. Lorsque le taux de comptage dépasse sensiblement le niveau de bruit de fond de la sonde utilisée (un facteur 2 paraît cohérent), il suffit de baliser les zones contaminées en les matérialisant par un grand cercle de feutre autour de la zone de détection (cf. figure 4.5). Ce feutre sera d’ailleurs réservé à cet usage.

Figure 4.5. Traces de contamination identifiées.

Réponse 4 Pour décontaminer les surfaces de travail, il est nécessaire d’avoir à disposition le matériel suivant : – des gants jetables, – un support type coton ou papier filtre, ce dernier permettant une meilleure détection dans le cas d’une analyse du frottis par scintillation liquide,

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– du détergent dilué (exemple : TFD4 à 10 %), – une pince plate permettant de prélever le matériel contaminé, – une poubelle pour tous les déchets radioactifs générés lors de la décontamination. Réponse 5 Pour décontaminer une surface, on effectuera des mouvements concentriques depuis l’extérieur de la tache vers l’intérieur de manière à ne pas étaler la contamination, avec du papier filtre imprégné de détergent (cf. figure 4.6).

Figure 4.6. Décontamination de surface en cercles concentriques.

Afin de suivre l’efficacité de la décontamination, il est utile de vérifier la présence ou l’absence de radioactivité sur le filtre ainsi que sur la surface, comme présenté sur la figure 4.7. Chaque filtre utilisé est jeté dans la poubelle destinée aux déchets radioactifs : en plexiglas pour les émetteurs bêtas ou en plexiglas plombé (ou plexiglas + plomb) pour les émetteurs gamma ou X.

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Ces frottis sont à renouveler jusqu’à obtenir un niveau radiologique proche du « bruit de fond », si c’est possible. Dans le cas contraire (présence de radioactivité fixée), il faudra évaluer l’activité restante, si nécessaire, baliser et condamner la zone contaminée pendant le temps approprié (radionucléides à périodes courtes). Des contrôles réguliers par frottis permettront de vérifier si la radioactivité reste fixée. Si c’est le cas, la PCR pourra évaluer le niveau d’exposition externe. Si celui-ci est significatif, une élimination du support est souhaitable.

Figure 4.7. Vérification après décontamination surfacique par frottis (tache de contamination émettrice de photons).

Remarque Pour évaluer le risque dû à une contamination surfacique, il est possible de se référer à des grandeurs repères non réglementaires. À titre d’exemple, nous citerons les limites pratiques de contamination labile (LPCL) et les limites pratiques de contamination fixée (LPCF) du guide pratique Radionucléides et radioprotection. Réponse 6 Le plus important dans une telle situation étant de ne pas étaler la contamination, on commencera par récupérer la plus grande quantité possible de solution radioactive. Pour cela, le liquide restant sera absorbé à l’aide d’un papier absorbant en ayant pris soin d’être équipé de gants et d’une blouse fermée. Puis la surface sera nettoyée comme décrit à la réponse précédente. On terminera par un contrôle des mains et des pieds si le flacon a été renversé sur le sol du laboratoire. Les déchets générés devront suivre les procédures de tri des déchets radioactifs. En cas de contamination corporelle, nous invitons le lecteur à se reporter au chapitre 7 pour les procédures de décontamination. Réponse 7 Le premier frottis permet de retirer un peu plus de la moitié de la radioactivité déposée. Quant au troisième, le taux de comptage relevé sur le papier étant proche de zéro, on peut en déduire qu’il sera difficile d’ôter le restant de radioactivité déposé sur la plaque. Les résultats du quatrième frottis confirment cette hypothèse puisqu’il n’y a plus de radioactivité prélevée. Ainsi, à partir du troisième frottis, nous considérerons que la totalité de l’activité non fixée a été prélevée. Le taux de comptage de l’activité restant sur la plaque (24 c/s) correspond à l’activité fixée.

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Réponse 8 Nous calculerons l’activité à partir de la formule de l’activité surfacique AS vue dans le chapitre 3 puisqu’il s’agit ici d’une mesure directe de la contamination de surface : n n 200 A = A S × S = ------------------------------ × S = --------------------- = ---------------------- = 571 Bq R 2π × S × ε S R 2π × ε S 0,7 × 0,5 Rappelons que le rendement de source εS est normalisé et que la valeur communément admise pour les émetteurs bêta de forte énergie est de 0,5. Réponse 9 En utilisant la même formule précédente, nous obtenons les valeurs d’activités correspondantes. Les résultats sont rassemblés dans le tableau 4.2. Tableau 4.2. Activité et décontamination.

Avant décontamination Activité du dépôt (Bq) 571 Après décontamination Activité (Bq) frottis

plaque

1 frottis

314

249

2e frottis

163

77

3e frottis

3

69

4e frottis

0

69

er

Réponse 10 Le facteur de prélèvement est défini par la relation suivante : AP F = --------A NF où : – AP est l’activité prélevée par le frottis, – ANF est l’activité totale non fixée. Dans notre cas, AP correspond à l’activité prélevée par le premier frottis (314 Bq) et ANF correspond à l’activité du dépôt (571 Bq) moins l’activité « fixée ». Cette dernière est donnée par l’activité restant sur la plaque après le troisième frottis (69 Bq). 314 F = ---------------------- = 0,63 ≈ 0,6 571 – 69 La valeur du facteur F est de 0,6. Nous noterons la différence avec la valeur normalisée (0,1). Cette valeur de F pourra être utilisée dans le cas de contaminations du même type

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(support, matériau de frottis et forme physico-chimique du radionucléide impliqué identiques). Réponse 11 La présence de certains détergents utilisés pour nettoyer les plans de travail sur les supports des frottis peut induire un résultat positif lors de l’analyse par scintillation liquide, dû à la chimiluminescence. Ce phénomène n’a pas de rapport avec la radioactivité éventuelle de l’échantillon et peut induire en erreur le manipulateur. Ainsi, il est recommandé de bien rincer à l’eau toute surface ayant été nettoyée avec un détergent et pouvant faire l’objet d’un contrôle par frottis.

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Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul Hugues Bruchet, Christine Jimonet, Amélie Roué, Céline Vivarelli-Petitgand

5.1. Objectifs et démarche pédagogique L’objectif de ce chapitre est de mettre en œuvre les méthodes d’évaluation de l’exposition externe. Dans un premier temps, nous étudierons un exemple concret de manipulation en appréhendant les étapes suivantes : – la préparation d’un poste de travail ; – la recherche de la contamination de surface à la réception d’une source non scellée ; – l’évaluation de l’exposition externe, pour différents modes opératoires : source nue, source confinée dans un microtube, présence ou absence d’écran… Afin de vous permettre l’appropriation de ces messages, cette partie privilégie l’interactivité en étant rédigée sur le mode questions/réponses à partir d’une situation simple de manipulation (cf. chapitres 3 et 4). Le cas présenté concernera la manipulation de deux solutions de phosphate de sodium, l’une marquée au phosphore-32, l’autre au phosphore-33, ce qui nous permettra de disposer de sources émettrices β de forte et de faible énergies. La dernière partie de ce chapitre sera consacrée au calcul d’exposition. Cette partie doit vous permettre à l’aide de calculs simples d’évaluer le débit de dose au corps entier ou aux extrémités pour le personnel manipulant des solutions radioactives. Nous considérons que les notions de base données dans le chapitre 1 (Partie 1.3.3. Estimation des doses résultant de l’exposition externe) ainsi que l’ensemble des notions présentées dans le livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation ont été acquises par le lecteur. Enfin, pour réaliser les exercices proposés dans ce chapitre, nous avons extrait des valeurs issues du livre Guide pratique Radionucléides et radioprotection (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc – EDP Sciences, 2e édition, 2006). En vous reportant à ce dernier, vous serez capable d’appliquer les calculs que nous abordons dans ce chapitre à l’ensemble des radionucléides que vous manipulez. Nous avons choisi une démarche pédagogique progressive pour identifier les méthodes d’évaluation adéquates de l’exposition externe, selon la nature des radionucléides utilisés. Ainsi, les parties de ce chapitre sont dépendantes les unes des autres car liées à une manipulation concrète de sources non scellées (hormis la partie 5.6.2 indépendante du reste du chapitre).

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

De fait, il est important de lire l’intégralité du chapitre, et particulièrement les conclusions de cette étude (parties 5.6.1.5 et 5.7), pour ne pas avoir une vision biaisée sur ces méthodes d’évaluation.

5.2. Préparation du poste de travail Dans un premier temps, nous souhaitons réaliser des prélèvements de 5 μL des deux réactifs cités ci-dessus et les déposer dans un microtube et sur un papier filtre afin d’effectuer des estimations de taux de comptage et de doses d’exposition pour ces deux cas, avec et sans présence d’écran adapté, au contact et à 30 cm de distance. Les activités volumiques des prélèvements sont de l’ordre de 1,6 kBq.μL–1 pour le phosphore-32 et 5,1 kBq.μL–1 pour le phosphore-33. La manipulation sera effectuée en zone surveillée, justifiée par l’exposition potentielle du manipulateur au niveau des extrémités du fait de l’ensemble de ses activités. Remarque importante : les sources mères de phosphore-32 et phosphore-33 viennent d’être réceptionnées. Q1 D’après les informations données ci-dessus et au regard de vos connaissances, complétez le tableau 5.1 en cochant le matériel qui vous permettra de réaliser, dans de bonnes conditions, ces manipulations. Classez le matériel sélectionné selon son utilisation : (1) support, (2) source, (3) matériel de prélèvement, (4) instrument de mesure, (5) équipement de protection, (6) accessoires divers. Tableau 5.1. Liste de matériels de laboratoire et de radioprotection.

Catégorie

Matériel plateau à bords relevés recouvert d’un papier absorbant microtubes en plastique (1 mm d’épaisseur) poubelle en plexiglas plombé (épaisseur : 1 cm) centrifugeuse poubelle pour les déchets non radioactifs micropipette réglable de 20 μL et cônes jetables pour le prélèvement micropipette réglable de 10 μL et cônes jetables pour le prélèvement blouse en coton bécher de 100 mL coton portoir pour microtubes, en altuglas (épaisseur : 1 cm) hygromètre (mesure de température et d’humidité)

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

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Tableau 5.1. Suite

Catégorie

Matériel microtubes de 1,5 mL incubateur microbalance poubelle en plexiglas (épaisseur : 1 cm) pH-mètre étiquette « risque biologique » étiquette « risque radioactif » papier filtre en fibre de verre (diamètre : 2,5 cm) support papier pour contrôle indirect par frottis (type mouchoir jetable) support de polystyrène recouvert de papier aluminium aiguilles (pour contention des filtres sur lesquels sont déposés les prélèvements de solutions radioactives) contrôleur de contamination surfacique (type MIP10) équipé d’une sonde SX gants jetables contrôleur de contamination surfacique (type MIP10) équipé d’une sonde SG écran en plexiglas débitmètre solution de phosphate de sodium marquée au phosphore-32 détergent (RDS dilué à 10 %) contrôleur de contamination surfacique (type MIP10) équipé d’une sonde SBM et SB solution de phosphate de sodium marquée au phosphore-33 solution d’eau glycérinée (20 %) solution de tritium lunettes de protection dosimètre opérationnel poubelle pour aiguilles et épingles feutre dosimètres passifs (poitrine et extrémités) pince

Cette étape vous permettra de préparer votre poste de travail. Le poste de travail sera composé : – de gants en latex, de lunettes et d’une blouse pour éviter toute contamination corporelle, – d’un plateau recouvert d’un revêtement en papier dont une face est imperméable et l’autre absorbante afin de baliser la zone de travail « chaude », de ne pas contaminer la paillasse et de visualiser une éventuelle contamination surfacique. Comme le montre la figure 5.1, le plateau support doit comporter : – les solutions mères radioactives de phosphore-32 et de phosphore-33, – des microtubes de 1,5 mL pour dépôt d’une goutte de 5 μL de solution radioactive,

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5.1. Matériel nécessaire aux manipulations.

– des filtres en fibre de verre, tenus par une épingle, destinés à recevoir 5 μL de solution radioactive, – un support en polystyrène recouvert de papier en aluminium afin de planter l’épingle portant le filtre, – un portoir en altuglas de 1 cm d’épaisseur (propriétés similaires au plexiglas) pour y déposer les microtubes de 1,5 mL, – une pince pour tenir le microtube à distance, – un écran de protection en plexiglas permettant de se protéger et de réaliser des mesures avec protection, – une poubelle pour les déchets radioactifs (cônes éjectés après prélèvement de la solution radioactive, filtres, microtubes…). Une poubelle pour épingles et aiguilles (non présentée sur ce cliché) est placée dans une autre zone du laboratoire pour recevoir les aiguilles potentiellement contaminées. Sur la paillasse, on trouve également : – une micropipette de 10 μL et des cônes adaptables pour effectuer le prélèvement de 5 μL de solution radioactive de phosphate de sodium marqué au phosphore-33 ou au phosphore-32, – un moniteur de contamination surfacique associé à des sondes pour les mesures de taux de comptage et les contrôles des gants et des plans de travail, – un débitmètre pour effectuer les mesures de doses, – une poubelle pour les déchets identifiés, après contrôle, comme « non radioactif », – des mouchoirs jetables imbibés d’une solution d’eau glycérinée qui seront utilisés lors de la prochaine étape pour le contrôle de contamination, – des étiquettes portant le sigle radioactif.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

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5.3. Mise en œuvre d’un contrôle de contamination L’ensemble du matériel étant à présent à notre disposition, il est important de s’assurer, avant de commencer les prélèvements, qu’il n’y a aucune contamination sur les étuis de protection, les bouchons et les flacons contenant les réactifs (cf. figure 5.2).

Figure 5.2. Exemple de flacon de solution radioactive dans son étui de protection.

Cette vérification doit être effectuée de préférence lors de la réception des sources non scellées (cf. chapitre 1, partie 1.2.1.3.) consécutivement à la vérification de l’état général du colis, de l’adéquation de son contenu avec la commande et de la mesure de débit de dose. Nous considérerons que le colis a été contrôlé au niveau des données administratives et des débits de dose. Ce contrôle de contamination potentielle va être réalisé à l’aide de sondes de détection présentes sur la paillasse. On veillera à bien utiliser la sonde appropriée en fonction du type de rayonnement attendu. Le réactif est conservé dans un flacon en plexiglas d’une épaisseur de 1 cm. Celui-ci est disposé à l’intérieur d’un étui en plastique. Ce dernier peut contenir également une épaisseur de plomb (3 mm) selon le fournisseur de sources (c’est le cas de la photographie de source mère sur la figure 5.3). Deux méthodes sont à votre disposition pour réaliser un contrôle de contamination potentielle : – la première est une méthode dite directe qui consiste à positionner la sonde du détecteur le plus près possible de la surface à examiner. Ce mode de mesure a été étudié en détail dans le chapitre 3. Il faut prendre bien garde à ne pas mettre en contact la sonde et la surface à explorer, ce qui risquerait de contaminer la surface utile de la sonde et ainsi fausserait la mesure. À l’inverse, si la distance surface-sonde est trop importante (> 0,5 cm environ), il y aura perte d’information en particulier pour la mesure des électrons. De même, un balayage trop rapide de la surface contrôlée pourrait induire un résultat faussement négatif (cf. chapitre 4, partie 4.3.1) ; – la seconde méthode dite indirecte a été étudiée dans le chapitre 4, elle consiste à réaliser un frottis, c’est-à-dire prélever des échantillons à l’aide d’un papier absorbant

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

humide sur la surface contaminée et à appliquer ces échantillons à proximité de la surface utile de la sonde de détection. Q2 Vous trouverez sur la figure 5.3 des photographies représentant les différentes étapes d’un contrôle de contamination surfacique par frottis. Afin de mettre en pratique les informations données ci-dessus, pouvez-vous remettre ces photos dans l’ordre adéquat ? Attention, certaines actions peuvent être répétées.

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4

Figure 5.3. Contrôle de l’étui et du flacon d’une solution de phosphore par frottis.

5.4. Préparation des échantillons Cette étape consiste à préparer les échantillons de phosphore-33 et de phosphore-32 qui vont être utilisés par la suite pour faire les mesures et ainsi évaluer les risques d’exposition externe. La manipulation consiste à prélever des quantités identiques de 5 μL des deux solutions radioactives à l’aide d’une micropipette et de les déposer à la fois dans les microtubes et sur des filtres. Prélever un volume aussi réduit que 5 μL puis le déposer dans un microtube n’est pas chose aisée, surtout pour un novice : il est conseillé de faire le prélèvement dans le fond du flacon de source (et ainsi éviter de pipeter « de l’air ») puis de positionner l’embout de pipette vers le fond du microtube, au contact de la paroi. D’autre part, ce genre de sources non scellées est souvent coloré, ce qui permet de savoir si le prélèvement a bien été effectué. La figure 5.4 suivante illustre la manipulation.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

Prélèvement de 5 μL de solution radioactive (32P puis 33P) au moyen d’une micropipette.

Dépôt de 5 μL de solution radioactive dans un microtube.

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Dépôt de 5 μL de solution radioactive sur un papier filtre circulaire, tenu par une épingle plantée sur un support en polystyrène recouvert de papier aluminium.

Figure 5.4. Manipulation de pipetage et dépôt des solutions radioactives.

Notons que la préparation des échantillons ne se fait pas nécessairement sous une hotte ventilée ou boîte à gants puisque les solutions radioactives utilisées dans cet exemple sont peu volatiles (coefficient de volatilité de 0,01). Q3 La séquence d’images suivante (figure 5.5) montre de façon plus précise le prélèvement et les dépôts d’une des deux solutions radioactives. Quels moyens de radioprotection relevez-vous sur ces clichés ? Quels autres moyens, non représentés, préconiseriez-vous ? Q4 Les zones de travail, les récipients (microtubes), les portoirs sont balisés à l’aide d’étiquettes signalant le risque radioactif. Quelles sont les informations à porter sur ces étiquettes ? Q5 Outre les éléments de radioprotection vus lors de la question Q3, quelle action de radioprotection est-il nécessaire d’entreprendre en fin de manipulation ? Si les gants que vous portez ont été contaminés, il est essentiel de savoir les retirer correctement afin de confiner un éventuel contaminant à l’intérieur des gants. La figure 5.6 vous présente pas à pas la méthode à adopter : 1) contrôler les gants avec une sonde adaptée sans la toucher, par exemple en la posant sur un support propre, ou bien se faire contrôler par un collègue ; 2) saisir le gant à quelques centimètres du bord ; 3) retourner le gant jusqu’à apparition des doigts ; 4) avec les doigts encore protégés par le gant retourné, déganter l’autre main par retournement complet du gant ; 5) finir d’enlever le premier gant et jeter le tout dans un container adapté ; 6) contrôler les mains ; 7) se laver les mains.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

1

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3

5

6

7

Figure 5.5. Prélèvement et dépôts de solution radioactive.

5.5. Évaluer les doses d’exposition externe par la mesure 5.5.1. Cadre général 5.5.1.1. Choix d’un instrument de mesure Après le contrôle de non-contamination des flacons de sources mères, la préparation du plan de travail et les divers prélèvements, nous devons à présent estimer les doses d’exposition externe au moyen d’instruments de mesure.

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5

5 (suite)

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Figure 5.6. Méthode pour retirer des gants à usage unique.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

L’objectif sera d’estimer les risques d’exposition externe et de comparer ces valeurs avec les taux de comptage mesurés au moyen d’un moniteur de contamination (contaminamètre MIP10) de façon à bien différencier les concepts d’activité (estimée au moyen des taux de comptage) et de doses (grandeurs de protection estimées au moyen des grandeurs opérationnelles). Pour les mesures de dose, nous allons utiliser un débitmètre, qui comme son nom l’indique va permettre d’estimer les débits de dose. Nous vous proposons deux types d’appareils fonctionnant selon des principes différents : – une chambre d’ionisation, la Babyline 81, commercialisée par la société Canberra (figure 5.7), – un compteur Geiger-Müller, le Radiagem 2000, également commercialisé par Canberra (figure 5.8). Nous avons synthétisé dans le tableau 5.2 les principales caractéristiques de ces deux détecteurs. Notons que le Radiagem 2000 est appelé de façon plus générale « radiamètre » car il peut aussi effectuer des mesures de contamination radioactive s’il est associé avec des sondes spécifiques. Ici, c’est la fonctionnalité de mesure de débits de dose du Radiagem qui nous intéresse.

Figure 5.7. Babyline 81.

Figure 5.8. Radiagem 2000.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

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Tableau 5.2. Principales caractéristiques des débitmètres Babyline 81 et Radiagem 2000 (d’après fiches Canberra). Babyline 81

Radiagem 2000

Description :

Description :

Débitmètre/dosimètre portatif Gamma, X et Bêta à chambre d’ionisation :

Radiamètre individuel portatif

Radiamètre autonome et portable destiné à la mesure du débit d’équivalent de dose : grandeur opérationnelle H* (10) (et de contamination radioactive, si utilisation avec 0,007 g.cm–2 ou 0,3 g.cm–2) pour une irradiation par des photons d’énergie comprise entre 8 keV et 10 MeV, directs ou les sondes spécifiques) diffusés, et occasionnellement par des électrons. Débitmètre/dosimètre à réponse linéaire mesurant le débit de dose et la dose absorbée dans les tissus de l’organisme (sous

Chambre d’ionisation à air de volume intérieur sensible

Geiger-Müller compensé en énergie

515 cm3 Épaisseur de paroi mince 0,007 g.cm–2 en matériau léger équivalent tissu Capot amovible de 0,3 g.cm–2 en matériau équivalent tissu Réponse en énergie : bonne uniformité de réponse de 8 keV à 2 MeV

Gamme d’énergie : 30 keV à 2 MeV

Bonne isotropie permettant des mesures précises de rayonnements γ et X directs et diffusés Gammes de mesure :

Gammes de mesure :

6 gammes de débit de dose absorbée :

0,3 μSv.h–1 à 100 mSv.h–1

10 μGy.h–1, 100 μGy.h–1, 1 000 μGy.h–1, 10 mGy.h–1, 100 mGy.h–1, 1 000 mGy.h–1 5 gammes de dose absorbée : 10 μGy, 100 μGy, 1 000 μGy, 10 mGy, 100 mGy Temps de réponse :

Temps de réponse :

< 20 s pour 90 % de la déviation totale sur les 2 gammes basses 0,25 à 10 s sur l’écran bargraphe à échelle logarithmique 4 décades (10 μGy.h–1, 100 μGy.h–1) 1 à 10 s pour affichage numérique (moyennée < 5 s sur les 4 gammes supérieures et stable) Précision :

Précision : –1

– meilleure que 10 % sur la gamme 10 μGy.h zéro du galvanomètre)

(après réglage ± 10 %

– meilleure que 7 % sur les gammes 100 μGy.h–1 à 1 000 mGy.h–1 – meilleure que 10 % sur les gammes de dose absorbée Mécanique :

Mécanique :

– longueur × largeur × épaisseur : 290 × 115 × 236 mm – masse : 1,65 kg – décontaminable

– longueur × largeur × épaisseur : 150 × 85 × 45 mm – masse : 300 g, piles comprises – facilement décontaminable

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

D’autre part, nous préférons l’utilisation des termes « débitmètre » pour la mesure des débits de dose ou « contaminamètre » (moniteur de contamination) pour la mesure de la contamination surfacique par rapport au terme générique radiamètre au motif du manque de précision de ce dernier (radiamètre = mesure des « rayons » au sens étymologique). Q6 Pouvez-vous rappeler brièvement les principes de fonctionnement d’un détecteur à chambre d’ionisation et d’un compteur Geiger-Müller ? Q7 D’après les caractéristiques des appareils et de vos sources, quel appareil semble le plus adapté pour évaluer les débits de dose ? Q8 D’après les caractéristiques de la Babyline, que peut-on mesurer sans utiliser le capot amovible de 0,3 g.cm–2 ? Même question avec le capot.

5.5.1.2. Mode opératoire Nous allons utiliser la Babyline pour mesurer les débits de dose externes dans les différentes configurations suivantes, pour les prélèvements de phosphore-32 et de phosphore-33 : – mesure au contact du microtube, sans écran extérieur, – mesure au contact du microtube, avec écran (portoir en plexiglas de 1 cm d’épaisseur), – mesure au contact du filtre, sans écran, – mesure au contact du filtre, avec écran (écran en plexiglas de 1 cm d’épaisseur), – mesure à 30 cm du microtube, sans écran extérieur, – mesure à 30 cm du microtube, avec écran (portoir en plexiglas de 1 cm d’épaisseur), – mesure à 30 cm du filtre, sans écran, – mesure à 30 cm du filtre, avec écran (écran en plexiglas de 1 cm d’épaisseur). De même, nous effectuerons également des mesures de taux de comptage avec un contaminamètre MIP10 relié aux sondes adéquates (SB pour le phosphore-32 et SBM pour le phosphore-33). La mesure du taux de comptage est intéressante dans une visée de comparaison du concept d’activité avec celui de dose. D’autre part, mesurer un taux de comptage peut permettre également de s’assurer que les échantillons contiennent réellement de la radioactivité.

Pour en savoir plus Utilisation pratique de la Babyline Les figures 5.9 et 5.10 présentent respectivement le cadran de mesure de la Babyline et les réglages à effectuer avant utilisation du débitmètre. Le réglage du débitmètre se fait avec les différents potentiomètres. Les vérifications sont les suivantes : – contrôle de l’état de la batterie (position test) : placer le potentiomètre B (en haut, à droite) en position 2 (cf. figure 5.9) ; l’aiguille doit se stabiliser dans la plage noire du cadran (cf. 1, figure 5.10). Si ce n’est pas le cas, il faut recharger l’accumulateur

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0,2

0,4 0,6

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0,8 1

0

na rdeux Type 1898601

Zér o

1 00mGy/h 10mG y/h

Test

1mGy/h

A

0,1mGy/h

1

2

3

B Zéro

C

Arrêt

Figure 5.9. Cadran de mesure de la Babyline.

3 1

2

Figure 5.10. Réglage de la Babyline

qui se trouve dans la poignée ou le remplacer par une pile, et changer la position du cavalier sur le boîtier support de la batterie ; – réglage du zéro : placer le potentiomètre A sur « zéro » et le potentiomètre B en position 3 (mesure) puis laisser stabiliser quelques minutes ; amener l’aiguille sur le 0 en tournant le potentiomètre C, puis le bloquer avec le bouton molleté se trouvant en bas à droite (cf. 2, figure 5.10) ; – choix de la gamme : il y a six gammes de mesures possibles en « débit de dose absorbée » et cinq gammes en « intégration de dose ». Il faut sélectionner la gamme de mesure en partant de la plus élevée vers la moins élevée en prenant soin de laisser un laps de temps entre deux changements car l’électronique met un certain temps à s’adapter ; – fixation du capot amovible : la capot peut être fixé à l’avant de la Babyline en vissant légèrement dans le sens des aiguilles d’une montre (cf. 3, figure 5.10) ;

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– mesure du bruit de fond : elle est impérative, le bruit de fond estimé devant être retranché à la mesure en objet. Notons que les cadrans de certaines Babylines peuvent être différents du modèle présenté en figure 5.10 (c’est du reste le cas du cadran schématisé en figure 5.9 où il n’existe qu’une graduation pour la mesure de débits de dose). Si l’appareil est gradué avec les anciennes unités de dose absorbée (rad), n’oubliez pas d’effectuer la conversion : 1 Gray = 100 rd soit 0,1 mGy.h–1 = 10 mrd.h–1.

5.5.1.3. Mesures Pour les mesures, la lecture se fait en fonction de l’échelle (calibre) choisie. Par exemple, si l’échelle est de 0,1 mGy.h–1 et l’aiguille positionnée sur la graduation 0,8, la valeur mesurée est de 0,1 × 0,8 soit 0,08 mGy.h–1. Dans le cas des mesures « au contact », l’appareil de détection est placé au plus proche de la « source ». Dans le cas des mesures sans écran avec des sources non scellées (cas d’une goutte de solution radioactive déposée sur un filtre), l’appareil de détection ne doit surtout pas toucher la source pour éviter toute contamination. D’autre part, pour les mesures au contact ou à distance des microtubes sans portoir, le manipulateur utilisera obligatoirement une pince pour tenir le microtube (pas de manipulation à main nue).

5.5.2. Interprétation des résultats Les résultats obtenus, pour les mesures de taux de comptage (MIP10 + sondes SB ou SBM) et de débits de dose (Babyline) sont rassemblés dans le tableau 5.3 pour les sources de phosphore-32 et dans le tableau 5.4 pour celles de phosphore-33. Les valeurs sont des mesures nettes, les valeurs de bruit de fond ayant été estimées à 2 c.s–1 pour la sonde SB, 1 c.s–1 pour la sonde SBM et 2 μGy.h–1 pour la Babyline. Notons que les résultats présentés dans ces tableaux correspondent à des valeurs moyennes établies à partir de 6 échantillons dans chaque configuration. Tableau 5.3. Valeurs de mesures pour les échantillons marqués au phosphore-32.

Détecteur MIP10 + sonde SB (c.s–1) Babyline (μGy.h–1) sans capot avec capot conditions au contact à 30 cm de mesures au contact à 30 cm au contact à 30 cm microtube 1 600 17 26 0* 0 0 hors portoir microtube 0 0 0 0 0 0 dans portoir filtre 2 300 28 34 0* 0 0 sans écran filtre 0 0 0 0 0 0 avec écran * nous avons considéré que les résultats obtenus n’étaient pas significatifs par rapport au bruit de fond de la Babyline (2 μGy.h–1).

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

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Tableau 5.4. Valeurs de mesures pour les échantillons marqués au phosphore-33. Détecteur Conditions de mesures microtube hors portoir microtube dans portoir filtre sans écran filtre avec écran

MIP10 + sonde SBM (c.s–1)

Babyline (μGy.h–1) sans capot au contact à 30 cm

avec capot au contact à 30 cm

au contact

à 30 cm

2

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

500

0

14

0

0

0

0

0

0

0

0

0

Q9 Que pouvez-vous conclure des résultats de ces tableaux ? Commentez les risques d’exposition externe en présence d’une source nue ou d’une source confinée. Q10 En tant que PCR, vous êtes en charge de former le personnel de l’entreprise manipulant des sources de phosphore-32 et phosphore-33. Pourriez-vous mettre à profit certains résultats de ces expériences dans ces formations ? Q11 D’après vos connaissances sur les chambres d’ionisation (cf. livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation, chapitre 6 « Détection des rayonnements ionisants »), pouvez-vous formuler une critique sur l’utilisation de la Babyline pour mesurer les débits de dose dans notre expérience ? Q12 Quelle(s) autre(s) moyen(s) aurait-on pu employer pour estimer les débits de dose ?

5.6. Évaluer les doses d’exposition externe par calcul Lors de la manipulation précédente, nous avons émis quelques doutes sur la validité des mesures d’exposition externe effectuées à la Babyline avec les sources de phosphore-32 et phosphore-33, notamment à faible distance du détecteur (cf. réponse à la question Q11). Ainsi, nous allons maintenant utiliser les méthodes de calcul pour estimer l’exposition externe et comparer avec les résultats mesurés. Nous étudierons le cas du phosphore-32, puis appliquerons les méthodes de calcul à des situations de travail impliquant d’autres types de radionucléides.

5.6.1. Retour sur la manipulation précédente 5.6.1.1. Contexte Les résultats d’exposition externe mesurés avec la Babyline ont des niveaux très faibles (de 14 à 34 μGy.h–1 maximum).

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

En multipliant par exemple la valeur de 26 μSv.h–1, la plus réaliste pour un manipulateur (contact avec un microtube contenant du phosphore-32, l’utilisation de filtre n’ayant ici qu’une visée pédagogique) avec la durée de contact de la peau du manipulateur avec le microtube (par excès, nous choisirons 10 s), on obtient 0,07 μSv pour Hpeau (détail du 10 calcul : H peau = 26 × --------------- ). 3 600 Nous serions tentés de dire que cette exposition est négligeable. Or, nous avons vu également que la mesure d’un débit de dose au contact, a fortiori issu de particules β–, avec la Babyline donnait des résultats sous-estimés (cf. réponse à la question Q11). Il reste à évaluer maintenant le niveau de cette sous-estimation, en comparant avec des données pratiques d’exposition. Nous allons effectuer ces calculs uniquement pour les sources de phosphore-32.

5.6.1.2. Première approche : débits de dose à 30 cm sans écran Q13 D’après les données de la figure 5.11 issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection édité chez EDP Sciences, estimez le débit de dose dû au phosphore-32 à 30 cm du filtre sans écran. Données : – activité volumique de la solution de phosphore-32, AV = 1,6.103 Bq.μL–1, – volume prélevé, V = 5 μL (rappel). Indication : on assimilera l’échantillon à une source ponctuelle. Q14 Quelles sont vos conclusions ?

Figure 5.11. Données d’exposition externe pour le phosphore-32, issue du guide pratique Radionucléides et radioprotection, D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

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5.6.1.3. Deuxième approche : débits de dose au contact du microtube sans portoir Nous souhaitons désormais vérifier par le calcul les valeurs de débits de dose au contact du microtube (1 mm de plastique) sans portoir en plexiglas. Nous prendrons comme première approximation la modélisation d’une seringue en plastique. Q15 D’après les données de la figure 5.11, estimez le débit de dose dû au phosphore-32 au contact du microtube que nous assimilerons (dans un premier temps) à une seringue en plastique. Données : AV et V identiques à ceux de la question Q13. Voici les explications données dans le Guide pratique Radionucléides et radioprotection concernant la modélisation de la seringue en plastique : « La seringue de 5 cm3 contenant 2,5 cm3 de solution a été modélisée par un cylindre de 1,2 cm de diamètre, 2,2 cm de hauteur dont la solution, de densité 1, est contenue dans une enveloppe de plastique épaisse de 1 mm et de densité 1. » Q16 D’après ces dernières informations, pouvez-vous émettre une critique quant au choix de cette modélisation par rapport à la manipulation du microtube ?

5.6.1.4. Troisième approche : code de calcul Il n’existe pas de modélisation sur le guide pratique se rapprochant de la manipulation de microtube. Nous présentons dans le tableau 5.5 des valeurs de débits de dose à la peau, °

soit 70 μm de tissu (assimilés à des débits de doses équivalentes à la peau H peau), obtenus par code de calcul (données : Dosimétrie des rayonnements ionisants – CD ROM, Alain Vivier, Document pédagogique, CEA/INSTN) en considérant une source ponctuelle de phosphore-32 de 8.103 Bq, sans écran et avec un écran en plastique de 1 mm. Ces valeurs sont à comparer respectivement avec : – les mesures de débits de dose à 30 cm et au contact du filtre, – les mesures à 30 cm et au contact du microtube en plastique. Tableau 5.5. Valeurs de débits de dose à la peau (sous 70 μm de tissu) pour une source ponctuelle de phosphore-32 d’activité 8.103 Bq (données : Alain Vivier, CEA/INSTN). Distance

Débit de dose peau sans écran (μGy.h–1)

Débit de dose peau écran de 1 mm de plastique (μGy.h–1)

contact

6 505

/

0,1 cm

5 370

4 730

0,2 cm

4 332

3 816

168

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 5.5. Suite.

0,5 cm

2 191

1 930

1 cm

840

740

2 cm

244

215

5 cm

41

36

10 cm

10,3

9,1

30 cm

1,2

1,0

1m

0,10

0,09

– Débit de dose à la peau à 30 cm sans écran (filtre) °

Il est estimé à 1,2 μGy.h–1 donc H peau = 1,2 μSv.h–1. Ce résultat est proche de l’estimation faite par calcul à partir des données du Guide pratique Radionucléides et radioprotection : 1,0 μSv.h–1 environ (cf. réponse à la question Q13). Ces deux résultats semblent infirmer la valeur nulle de débit de dose mesurée par la Babyline à 30 cm du filtre, sans son capot de 0,007 g.cm–2. Nous avions pressenti cette conclusion dans la réponse à la question Q9 en rappelant la portée maximale des particules β du phosphore-32 dans l’air (environ 6 m).

– Débit de dose à la peau au contact sans écran (filtre) Nous pourrions être tentés de prendre comme valeur le débit de dose calculé au contact soit 6 505 μGy.h–1. Or, n’oublions pas que la visée de cette expérience est la comparaison avec les données expérimentales : les mesures « au contact » des filtres ont en fait été réalisées à faible distance pour ne pas contaminer la face avant de la Babyline. Nous pouvons évaluer cette distance à 0,5 cm. La valeur de référence de débit de dose à la peau serait donc plutôt 2 191 μGy.h–1, °

d’où H peau ≈ 2 190 μSv.h–1. Ce résultat est à comparer avec les 34 μSv.h–1 mesurés avec la Babyline : on observe un rapport égal à 64 entre ces 2 valeurs.

– Débit de dose à la peau à 30 cm avec écran de 1 mm de plastique (microtube) °

Il est estimé à 1,0 μGy.h–1 donc H peau ≈ 1,0 μSv.h–1 Ce résultat semble infirmer la valeur nulle de débit de dose mesurée par la Babyline à 30 cm du microtube, sans son capot de 0,007 g.cm–2. Notons que la valeur calculée (1,0 Gy.h–1) est relativement proche de celle sans utilisation d’écran (filtre) : 1,2 μGy.h–1. L’écran de 1 mm de plexiglas contribue donc très faiblement à l’arrêt des particules β du phosphore-32 et ne constitue en aucun cas une protection intéressante pour le manipulateur.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

169

– Débit de dose à la peau au contact avec écran de 1 mm de plastique (microtube) Comme précédemment, nous choisirons le calcul effectué à 0,5 cm de distance de la source pour comparer avec la valeur mesurée « au contact » du microtube (en sachant que ce dernier a déjà une épaisseur de 1 mm). ° La valeur mesurée est de 1 930 μGy.h–1, d’où H peau ≈ 1 930 μSv.h–1. Ce résultat est à comparer avec les 26 μSv.h–1 mesurés avec la Babyline : on observe un rapport 74 entre ces 2 valeurs.

5.6.1.5. Conclusion Même si nous devons faire attention aux comparaisons entre valeurs mesurées et valeurs expérimentales du fait des incertitudes liées à la manipulation (marge d’erreur lors du pipetage d’un petit volume de 5 μL influant sur l’activité des échantillons par exemple et ce, malgré le fait d’avoir fait une moyenne sur 6 échantillons), la conclusion paraît évidente : la Babyline sous-estime largement le débit de dose à la peau au contact ou à faible distance d’électrons. Mais que dit la littérature à ce sujet ? Dans sa thèse de doctorat, J. Giroux (Université scientifique et médicale de Grenoble, 1977) donne les facteurs de correction à appliquer aux mesures brutes données par la Babyline sous 7 mg.cm–2 d’équivalent-tissu en fonction de la distance source-point central de la face avant, pour trois radionucléides émetteurs β : le prométhéum-147 (Eβmax = 225 keV), le thallium-204 (Eβmax = 763 keV) et le strontium-yttrium-90 (Eβmax = 2 284 keV et 546 keV). Voici les résultats obtenus pour le strontium-yttrium, émetteur β de forte énergie et pour le prométhéum-147, émetteur β de faible énergie : – pour le strontium-yttrium-90, le rapport de correction entre la dose de référence et la dose mesurée à la Babyline est voisin de 1 000 à une distance de 0,2 cm, 100 pour une distance de 0,5 cm et se stabilise autour de 2 à partir d’une distance de 10 cm (à 30 cm, ce rapport se rapproche de 1,5) ; pour le thallium-204, rapport 1 000 à 0,2 cm et rapport compris entre 3 et 4 à partir de 10 cm. Le rapport de 100 à une distance de 0,5 cm est à comparer avec les conclusions relatives à la manipulation de la source de phosphore-32 : rapport de l’ordre de 64 entre le calcul et la mesure à 0,5 cm du filtre, 74 à 0,5 cm du microtube. Pour la distance de 30 cm, il est difficile de conclure étant donné les faibles valeurs de débits de dose mis en jeu, incompatibles avec une mesure significative à la Babyline ; – pour le prométhéum-147, le rapport de correction entre la dose de référence et la dose mesurée à la Babyline est voisin de 4 000 à une distance de 0,2 cm, 350 pour une distance de 0,5 cm et se stabilise autour de 10 environ à partir d’une distance de 10 cm. Ces rapports pourraient être appliqués éventuellement aux mesures concernant le phosphore-33, d’énergie voisine (Eβmax = 249 keV). À travers ces informations, on s’aperçoit que la Babyline sous-estime d’autant plus les mesures de débits de dose à la peau pour les particules β– : – que la source est proche du détecteur : rapports compris entre 1 000 à 4 000 à 0,2 cm, 100 et 350 à 0,5 cm contre rapports compris entre 1,5 et 10 à 30 cm ;

170

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– que les particules sont faiblement énergétiques : rapports compris entre 10 et 4 000 pour les faibles énergies bêta (Eβmax = 225 keV) contre rapports compris entre 1,5 et 1 000 pour les fortes énergies bêta (Eβmax = 1710 keV). Les résultats de la manipulation de phosphore-32 (mesures et calcul) aboutissent à la même conclusion. Il s’agit d’être très prudent lors de l’utilisation de la Babyline pour mesurer les débits de doses dus aux particules β– en particulier pour les mesures au contact. Un facteur de correction doit être appliqué aux valeurs mesurées, selon la distance source-détecteur et l’énergie des particules β. L’utilisation de dosimètres thermoluminescents (FLi) peut être une alternative mais l’efficacité dépendra ici aussi de l’énergie des particules β (les fortes énergies sont mieux détectées) ainsi que de l’épaisseur du dosimètre (représentée par son épaisseur massique). L’utilisation de dosimètres de faibles épaisseurs massiques (5 mg.cm–2 de FLi par exemple) donne une réponse quasi indépendante de l’énergie (d’après « Implementations of the ICRP recommandations on skin dose measurement using thermoluminescent dosimeters », M.W. Charles, Phys. Med. Biol., vol. 23, 1978). Enfin, la durée d’exposition du dosimètre est un paramètre important puisqu’il y a intégration de dose avec le temps. Le choix d’utiliser des moyens de calcul (formules, grandeurs pratiques issues de codes de calcul) reste une méthode pratique et fiable pour estimer les débits de dose β à condition de connaître les paramètres de la manipulation (distance, activité mise en jeu, caractéristiques des écrans et de la source, géométrie…). Pour clôturer ce chapitre, nous vous proposons quelques exercices basés sur les données d’exposition externe du Guide pratique Radionucléides et radioprotection.

5.6.2. Exemples d’autres manipulations 5.6.2.1. Exercice 1 Un opérateur manipule un flacon en verre contenant 50 μL de phosphore-32 d’activité volumique 370 MBq.mL–1. Q17 L’opérateur manipule ce flacon avec les mains sans aucune précaution. En vous reportant aux données de la figure 5.11, quel est le débit de dose au niveau des mains au contact du flacon de verre ? Q18 L’opérateur prélève 10 μL de cette solution à l’aide d’une pipette en plastique. Quel est dans ce cas le débit de dose au niveau des mains ? Pour réaliser ce calcul, on considérera que l’exposition externe au contact d’une pipette est la même que celle au contact d’une seringue. Q19 L’opérateur réalise cette manipulation 4 fois par semaine à raison de 1 minute par manipulation. Quelle est la dose équivalente annuelle reçue au niveau des extrémités ? On considéra un nombre de semaines travaillées annuellement égal à 48.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

171

5.6.2.2. Exercice 2 Le FDG (fluoro-desoxy-glucose), marqueur utilisé en imagerie médicale, est un produit de synthèse réalisé dans l’industrie à partir du fluor-18, émetteur de positons (β+). Q20 Lors de la production, un opérateur est chargé de faire le contrôle de qualité des échantillons produits. Au cours de ce contrôle, une étape consiste à ouvrir le flacon contrôlé afin d’en prélever 20 μL. Quelle est l’activité de l’échantillon prélevé sachant que l’activité volumique (AV) est de 1,5 MBq.μL–1 ? Q21 Au cours de cette manipulation, on considère que l’opérateur est situé à 50 cm de la source. Quel est le débit de dose (dose en profondeur : 1 cm de tissu) à cette distance sachant que le débit de dose de référence à 30 cm est de 1,8.10–6 μSv.h–1 pour une activité de 1 Bq ? Q22 La durée totale de cette manipulation est de 15 secondes. Quelle est la dose reçue par l’opérateur ? Q23 Sachant que l’opérateur contrôle 5 lots identiques par jour, à raison de 5 jours par semaine et de 48 semaines par an, est-ce que ce résultat est compatible avec la valeur de limite annuelle en dose efficace pour les travailleurs relevant de la catégorie A ? Q24 Un second opérateur est affecté au poste d’emballage des produits avant expédition chez le client. Chaque lot expédié contient 12 flacons dont l’activité est de 2 GBq (par flacon). Quelle est l’activité totale mise en jeu lors de l’emballage ? Q25 Pour réaliser le transfert des flacons, l’opérateur utilise une pince de 30 cm et on considère que son corps est à 70 cm des sources. Quel serait le débit de dose reçue au niveau du corps entier par le manipulateur si les flacons n’étaient constitués que d’une paroi en verre de 1,5 mm d’épaisseur (densité = 2,7) sans protection supplémentaire ? Donnée : débit de dose en profondeur à 1 m du flacon = 1,6.10–7 μSv.h–1 pour une activité de 1 Bq. Q26 En réalité, les flacons sont conditionnés dans des protections en plomb de 3 cm d’épaisseur atténuant l’exposition d’un facteur 100. Calculez alors le débit de dose au niveau du corps entier ainsi que la dose au corps entier pendant la phase de transfert (durée : 15 s). Q27 La phase d’emballage dure 5 minutes. Quelle est la dose totale reçue au niveau du corps entier sur l’ensemble de l’opération si l’on considère que l’opérateur est à une distance moyenne de 50 cm des flacons et qu’il dispose en plus d’un écran plombé atténuant l’exposition d’un facteur 10. Q28 Quelle serait l’exposition annuelle au niveau du corps entier pendant la phase d’emballage si l’on considère qu’un seul opérateur réalise l’emballage de tous les lots ? Données : 5 lots emballés par jour sur 48 semaines annuelles. Q29 Quels sont les moyens de radioprotection mis en jeu qui vous semblent pertinents pour l’ensemble des opérations ?

172

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

5.7. Réponses aux questions Réponse 1 Tableau 5.6. Liste de matériels de laboratoire et de radioprotection – corrigé.

Catégorie

Matériel

(1)

plateau à bords relevés recouvert d’un papier absorbant

(3)

microtubes en plastique (1 mm d’épaisseur) poubelle en plexiglas plombé (épaisseur : 1 cm) centrifugeuse

(6)

poubelle pour les déchets non radioactifs micropipette réglable de 20 μL et cônes jetables pour le prélèvement

(3)

micropipette réglable de 10 μL et cônes jetables pour le prélèvement

(5)

blouse en coton bécher de 100 mL coton

(5)

portoir pour microtubes, en altuglas (épaisseur : 1 cm) hygromètre (mesure de température et d’humidité)

(3)

microtubes de 1,5 mL incubateur microbalance

(5)

poubelle en plexiglas (épaisseur : 1 cm) pH-mètre étiquette « risque biologique »

(6)

étiquette « risque radioactif »

(3)

papier filtre en fibre de verre (diamètre : 2,5 cm)

(6)

support papier pour contrôle indirect par frottis (type mouchoir jetable)

(1)

support de polystyrène recouvert de papier aluminium

(6)

aiguilles (pour contention des filtres sur lesquels sont déposées les prélèvements de solutions radioactives) contrôleur de contamination surfacique (type MIP10) équipé d’une sonde SX

(5)

gants jetables contrôleur de contamination surfacique (type MIP10) équipé d’une sonde SG

(5)

écran en plexiglas

(4)

débitmètre

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

173

Tableau 5.6. Suite

Catégorie

Matériel

(2)

solution de phosphate de sodium marquée au phosphore-32

(6)

détergent (RDS dilué à 10 %)

(4)

contrôleur de contamination surfacique (type MIP10) équipé d’une sonde SBM et SB

(2)

solution de phosphate de sodium marquée au phosphore-33

(6)

solution d’eau glycérinée (20 %) solution de tritium

(5)

lunettes de protection dosimètre opérationnel

(6)

poubelle pour aiguilles et épingles

(6)

feutre

(4)

dosimètres passifs (poitrine et extrémités)

(5)

pince

Réponse 2 Ordre adéquat : 1, 4, 2, 1, 3, 2 Tout d’abord, il faut imprégner un support pour frottis (ici mouchoir en papier) à l’aide de la solution d’eau glycérinée, puis effectuer un premier frottis sur les boîtes contenant les solutions radioactives. Le frottis est ensuite contrôlé à l’aide de la sonde appropriée reliée au moniteur de contamination : SBM pour la source de phosphore-33 et sonde SB (ou SBM) pour la source de phosphore-32. Notons que le contrôle doit être effectué à faible distance de la sonde (la photographie 2 représente le début du mouvement du manipulateur : l’échantillon sera par la suite rapproché de la sonde de détection). Si les frottis sont contaminés, il est nécessaire de recommencer l’opération jusqu’à disparition de la contamination. Cette opération doit aussi être effectuée au niveau du bouchon des flacons contenant les solutions radioactives. Si le coton est non contaminé, il sera jeté dans la poubelle pour les déchets non radioactifs dite poubelle « froide ». Dans le cas inverse, le coton sera éliminé en déchets radioactifs. Après chaque frottis, les gants seront contrôlés. Réponse 3 Éléments de radioprotection figurant sur ces clichés : – port de gants, – protection contre l’exposition externe réalisée par l’utilisation de portoirs et d’écrans en plexiglas : nous rappelons qu’une épaisseur de 1 cm permet d’arrêter toutes les particules β– d’énergie inférieure à 2 MeV,

174

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– fermeture du capuchon du microtube, déposé sur le portoir en altuglas, après y avoir introduit le volume radioactif, – utilisation d’une épingle pour « fixer » le papier filtre circulaire et éviter une contamination du support (ce filtre ne doit donc pas toucher le support ni l’écran en plexiglas placé au-dessus), – gestion des déchets (cônes de micropipette) au moyen de poubelles en plexiglas (1 cm), Autres moyens de radioprotection : – balisage des zones de travail, des récipients (microtubes) et supports de filtres afin de signaler et tracer le risque radioactif, – fermeture du bouchon de la source à chaque prélèvement et rangement de cette dernière dans le local prévu à cet effet dès qu’elle n’est plus utilisée. Réponse 4 Les informations qui doivent figurer sur les étiquettes sont le nom du radionucléide, la date de la manipulation et, si celle-ci est connue, la valeur de l’activité déposée. Réponse 5 En fin de manipulation, il est indispensable de se contrôler afin de détecter une contamination éventuelle. Un premier contrôle doit être réalisé sur les gants, avec les sondes utilisées lors des étapes précédentes, adaptées au rayonnement à détecter. Les gants seront déposés en poubelle radioactive ou « froide », selon le résultat du contrôle. Le contrôle de non-contamination devra ensuite porter sur la tête, les bras, les jambes et les chaussures. Réponse 6 Chambre d’ionisation : il s’agit d’une enceinte contenant un gaz ou un mélange gazeux et deux électrodes métalliques entre lesquelles une différence de potentiel est appliquée. Lorsqu’un rayonnement traverse le gaz, celui-ci est ionisé et il y a création de paires d’ions (cations et électrons négatifs). Le champ appliqué entre les électrodes est suffisant pour recueillir tous les ions créés : ainsi, le nombre de charges collectées est égal au nombre de charges produites par ionisation primaire. Compteur Geiger-Müller : le principe de base est identique à celui des chambres d’ionisation hormis le fait que la différence de potentiel appliquée entre les électrodes est telle que c’est la quasi-totalité du gaz qui est ionisée (par les phénomènes d’ionisations secondaires). Le nombre d’électrons collectés est donc indépendant du nombre d’ions primaires créés par le rayonnement : la spectrométrie devient impossible, par contre, la sensibilité est très importante. Réponse 7 Les sources émettent essentiellement des particules β, de fortes et faibles énergies. Le Radiagem 2000 n’est adapté que pour les mesures de débits de dose γ et X. La Babyline semble plus adaptée puisqu’il est indiqué qu’elle peut être utilisée occasionnellement pour les électrons, de 8 keV à 10 MeV.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

175

La mesure des débits de dose d’origine électronique est en effet bien plus délicate que celles des débits de dose d’origine photonique, du fait du plus faible parcours des électrons dans la matière. Cependant nous allons vérifier dans ce qui suit si la Babyline est vraiment adaptée à ces mesures. Réponse 8 Le capot de la Babyline a une épaisseur massique de 0,3 g.cm–2. (cf. « Pour en savoir plus » sur les épaisseurs massiques, chapitre 1, partie 1.3.3.1). En divisant cette valeur par la masse volumique du matériau constitutif du capot (1 g.cm–3, matériau équivalent-tissu), on obtient : e = 0,3 -------- = 0,3 cm = 3 mm 1 Avec son capot, la Babyline permet donc de mesurer la dose absorbée ou le débit de dose absorbée à 3 mm de profondeur de tissu biologique, ce qui correspond à la profondeur à laquelle se trouve le cristallin. Dans une optique de radioprotection, on peut considérer cette mesure comme une approximation surestimée de la dose en profondeur dans les tissus (10 mm). Sans capot, l’épaisseur massique correspondant à la face avant de la Babyline est de 0,007 g.cm–2. Comme précédemment, nous pouvons calculer la profondeur de matériau équivalent tissu correspondante, soit 0,007 cm ou 70 μm. Cela correspond au niveau de la couche basale de l’épiderme. Ainsi, sans capot, la Babyline permet d’estimer la dose reçue au niveau de la peau (Gy). Le facteur de pondération radiologique étant de 1 pour les rayonnements γ, X et β, cette valeur correspond aussi à la dose équivalente à la peau (Sv). Réponse 9 Taux de comptage : Pour les deux émetteurs, on constate que le signal mesuré au contact en coups par seconde est plus important sur le filtre que dans le microtube. Le microtube (1 mm de plastique) constitue donc un écran. Celui-ci est beaucoup plus efficace avec le phosphore-33 (protection d’un facteur 250) qu’avec le phosphore-32 (facteur 1,4) puisque les particules β– sont de plus faibles énergies. Lorsque les microtubes sont placés dans le portoir, toutes les particules β– sont totalement arrêtés (épaisseur référence de 1 cm de plexiglas). À 30 cm de distance, on mesure un taux de comptage essentiellement pour le phosphore-32 sans écran de 1 cm de plexiglas ; ce dernier est atténué d’un facteur 80 à 90 environ par rapport aux mesures au contact. Doses : Première remarque : la mesure d’un taux de comptage n’implique pas systématiquement la mesure d’une dose associée (cf. réponse à la question Q10). Les mesures faites avec le débitmètre équipé du capot montrent qu’il n’y a aucune dose à 3 mm de profondeur de tissu biologique. Sans le capot, on constate un débit de dose au niveau de la peau de 26 et 34 μGy.h–1 pour le phosphore-32, respectivement au contact du microtube et du filtre et de 14 μGy.h–1 pour le phosphore-33 (uniquement dans le cas du filtre), sans utiliser un écran de plexiglas.

176

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Ces résultats montrent que l’exposition externe des manipulateurs est très réduite. Elle est nulle : – à 30 cm des deux sources (avec ou sans écran), – en utilisant l’écran de 1 cm de plexiglas quelle que soit la distance, – au contact d’un microtube de phosphore-33. Ces résultats appellent cependant quelques réflexions : la portée maximale des électrons du phosphore-32 est d’environ 6 m dans l’air, or ici, nous ne mesurons pas de débit de dose à 30 cm sans écran. Réponse 10 Ces résultats peuvent être utilisés en formation car : – ils permettent de faire la différence entre les concepts d’activité et de dose, difficiles à percevoir concrètement pour certains manipulateurs, et à expliquer en formation. Ici on voit bien qu’un taux de comptage (estimant le nombre de rayonnements émis par les sources) est plus facile à mesurer qu’une dose, c’est-à-dire l’énergie reçue par les tissus de l’organisme. D’autre part, il est tout à fait possible de mesurer un taux de comptage (permettant d’estimer une activité, cf. chapitre 3, partie 3.5.3) sans qu’il y ait forcément une dose : cas des mesures effectuées à 30 cm des microtubes et des filtres sans écran de plexiglas pour le phosphore-32. Ainsi, le fait de contrôler son poste de travail avec un moniteur de contamination surfacique et de détecter quelques coups par seconde ne signifie pas recevoir une dose ; – ils peuvent être rassurants pour les manipulateurs concernés au regard de l’exposition mesurée nulle (cf. réponse à la question Q9 précédente) si l’on utilise un portoir en plexiglas (1 cm) pour les microtubes supprimant ainsi le risque d’exposition externe. Réponse 11 En radioprotection, la Babyline est principalement utilisée pour les mesures de niveaux moyens d’exposition (mesure de l’ambiance radiologique dans un local par exemple). Dans tous les cas où l’important volume gazeux (515 cm3) de la chambre d’ionisation n’est pas « baigné » uniformément par le champ de rayonnements, la mesure est sous-estimée. En effet, la Babyline est étalonnée pour une irradiation globale du volume d’ionisation alors que la valeur lue au contact de rayonnements faiblement pénétrants représente une valeur moyenne établie pour une irradiation partielle de la chambre d’ionisation (cf. figure 5.12). C’est ce qui se produit ici puisque nous souhaitons mesurer les débits de dose dus à des rayonnements peu pénétrants (électrons) en nous plaçant quasiment au contact des sources. Il est donc certain que les résultats (mesures sans capot) sont fortement sous-estimés par rapport à la réalité. Nous touchons du doigt la complexité de la mesure des débits de dose dus aux rayonnements β.

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

177

chambre d’ionisation

source Figure 5.12. Schématisation de l’irradiation du volume gazeux de la Babyline avec une source ponctuelle émettrice β– au contact du détecteur. La Babyline présente l’avantage de pouvoir estimer la dose équivalente à la peau (via la grandeur opérationnelle H’(0,07)) si l’on retire le capot amovible, ce qui permet de mesurer une exposition externe due aux émetteurs β, en particulier ceux de forte énergie (Eβmax > 300 keV). Par contre, le volume de détection important constitue un inconvénient pour les mesures au contact avec ces émetteurs. Il nous reste à estimer maintenant le niveau de la sous-estimation du débit de dose β– par la Babyline. Réponse 12 Pour estimer les débits de dose dus aux émetteurs β–, les moyens de mesure sont assez limités. Outre la Babyline, des dosimètres passifs (de type FLi) en forme de « bagues » au niveau des extrémités auraient pu être utilisés. Cependant, ces dosimètres intégrant au fur et à mesure les doses, les périodes de port auraient sans doute dû être plus importantes que celles de cette manipulation et d’autre part, l’efficacité de détection est liée à l’épaisseur du dosimètre et à l’énergie des particules β (cf. partie 5.6.1.5 de ce chapitre). Certains dosimètres opérationnels peuvent également être préconisés mais uniquement pour la mesure des rayonnements β de forte énergie (tels que ceux du phosphore-32). Enfin, un moyen pratique est le calcul. Plusieurs méthodes ont été étudiées dans le chapitre 1 (partie 1.3.3.2). Nous en retiendrons une pour la suite de ce chapitre : l’estimation à l’aide des données d’exposition externe issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006). Réponse 13 Nous pouvons assimiler la source comme étant ponctuelle puisque la distance sourcedétecteur (30 cm) est supérieure à 5 fois la plus grande dimension de la source (le diamètre du filtre est de 2,5 cm).

178

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Calcul de l’activité mise en jeu 3

A = A V × V = 1,6.10 × 5 = 8.10

3

Bq

°

Calcul du débit de dose équivalente à la peau ( H peau ) : °

°

3

H peau = A × d S = 8.10 × 1,2.10

–4

= 0,96 μSv.h

–1

Réponse 14 Nous obtenons un débit de dose équivalente à la peau de 1 μSv.h–1 environ alors que la Babyline ne mesurait pas de débit de dose significatif à 30 cm du filtre. Il est difficile d’y voir une preuve de sous-estimation de la Babyline étant donné la très faible valeur de débit de dose considérée. Il va donc falloir comparer maintenant les débits de dose au contact. Réponse 15 °

°

3

H peau = A × d seringue = 8.10 × 2,4.10

–2

= 192 μSv.h

–1

Réponse 16 La différence est très importante entre le calcul (192 μSv.h–1) et la mesure (26 μSv.h–1) du débit de dose au contact du microtube (rapport de 7 environ entre ces deux valeurs). Cela étant, la modélisation ne semble pas adaptée à notre manipulation car notre source est contenue dans un volume de 5 μL (5.10–3 cm3) beaucoup plus réduit que celui contenu dans la seringue (2,5 cm3 de solution) : facteur 500. Ainsi, la géométrie de l’irradiation n’est pas la même dans les deux cas. Réponse 17 L’exposition externe au contact d’un flacon de verre est de 1,1.10–4 μSv.h–1 pour une activité de 1 Bq. Il est donc nécessaire de connaître l’activité présente dans notre échantillon. L’activité (notée ici A1, en MBq) se calcule à partir de l’activité volumique (en MBq.mL–1) et du volume de phosphore-32 (en mL) présent dans le flacon de verre : –3

A 1 = A V × V = 370 × 50.10 = 18,5 MBq Pour une activité de 18,5 MBq, le débit de dose équivalente au niveau des mains (en μSv.h–1) sera : °

H peau = 1,1.10

–4

6

3

× 18,5.10 = 2,035.10 μSv.h

–1

= 2,04 mSv.h

–1

Réponse 18 L’exposition externe au contact de la pipette est de 2,4.10–2 μSv.h–1 pour une activité de 1 Bq. L’activité dans l’échantillon de 10 μL est 5 fois moins importante que dans l’échantillon de 50 μL. On obtient donc une activité A2 : A 18,5 A 2 = ------1 = ----------- = 3,7 MBq 5 5

5 – Estimation de l’exposition externe : mesure et calcul

179

Pour une activité de 3,7 MBq, le débit de dose équivalente au niveau des mains sera : °

H peau = 2,4.10

–2

6

4

× 3,7.10 = 8,88.10 μSv.h

–1

= 88,8 mSv.h

–1

Nous constatons que cette configuration expose beaucoup plus le manipulateur que la précédente, malgré une activité 5 fois plus petite. Réponse 19 Connaissant le débit de dose équivalente au niveau des mains (88,8 mSv.h–1), 1 H annuelle = 88,8 × ------ × 4 × 48 = 284 mSv 60 D’après ces résultats, l’opérateur devrait être classé en catégorie A (limite 500 mSv aux extrémités) et serait suivi par dosimétrie passive au niveau des extrémités (bagues FLi). Enfin, il convient fortement de s’interroger sur les voies possibles d’optimisation de cette exposition. Réponse 20 L’activité se calcule à partir de l’activité volumique et du volume de fluor-18 : A = A V × V = 1,5 × 20 = 30 MBq Réponse 21 Le débit de dose à 50 cm peut s’obtenir à partir du débit de dose à 30 cm en appliquant la formule de l’inverse du carré des distances étant donné que, lors de l’annihilation du positon, il y a formation de rayonnements photoniques de 511 keV et l’on considère que les photons sont responsables de la dose en profondeur : ° ° –6 –7 –1 30 2 30 2 D 50cm = D 30cm × § ------· = 1,8.10 × § ------· = 6,48.10 μSv.h pour une activité de 1 Bq. © 50¹ © 50¹

Pour une activité de 30 MBq, on obtient : °

D 50cm = 6,48.10

–7

6

× 30.10 = 19,4 μSv.h

–1

On considère que la dose en profondeur est un estimateur de la dose efficace. Réponse 22 ° 15 D 50cm = D 50cm × t = 19,4 × --------------- = 0,08 μSv 3 600

Réponse 23 La dose annuelle reçue est de : D = D 50cm × 5 × 5 × 48 = 0,08 × 1 200 = 96 μSv ≈ 0,1 mSv Pour un opérateur classé en catégorie A, la limite annuelle de dose efficace au corps entier est fixé à 20 mSv. Le résultat obtenu est 200 fois plus faible que la limite annuelle. Apparemment cette seule manipulation ne justifie pas un classement en catégorie A. S’il est classé en catégorie A, cet opérateur doit certainement être soumis à des manipulations comportant des risques d’expositions plus importants.

180

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Réponse 24 L’activité totale est la somme des activités de chaque flacon soit 24 GBq . Réponse 25 Pour une activité de 24 GBq et une distance de 70 cm, le débit de dose au niveau du corps entier serait : ° –7 9 –1 –1 100 2 D = § ----------· × 1,6.10 × 24.10 = 7 837 μSv.h ≈ 7,9 mSv.h © 70 ¹

Cela représente un débit de dose très important : la limite annuelle de dose efficace (20 mSv) serait atteinte en 2 h 30 ! Réponse 26 Le débit de dose au niveau du corps entier est de : ° –1 –1 7,9 D = ---------- ≈ 0,079 mSv.h = 80 μSv.h 100

La dose au corps entier pendant la phase de transfert est de : 15 D = 80 × --------------- = 0,33 μSv 3 600 Réponse 27 Dans la réponse à la question Q26, nous avons vu que le débit de dose au corps entier à 70 cm des flacons et leur protection plombée était de 80 μSv.h–1. On en déduit la valeur à 50 cm et avec une seconde protection constituée par l’écran en verre plombé atténuant l’exposition d’un facteur 10 : 2

° –1 70 D = 80 × § ------· × 0,1 = 15,68 μSv.h © 50¹

La dose au corps entier pendant la phase d’emballage est de : 5 D = 15,68 × ------ = 1,3 μSv 60 Réponse 28 E = 5 × 5 × 48 × 1,3 = 1 560 μSv ≈ 1,6 mSv Réponse 29 Parmi les différents moyens de radioprotection, on retrouve le travail à distance de la source. Bien que très efficace, cette mesure n’est pas applicable à l’ensemble des étapes notamment lors des opérations d’emballage des échantillons. La solution des écrans est également retenue. En particulier, l’utilisation de pots plombés de 30 mm d’épaisseur autour des flacons permet de réduire l’exposition d’un facteur 100, ce qui représente un gain considérable. Enfin, on pensera à réduire le temps d’exposition en réalisant à l’avance toutes les opérations de préparation et de manutention ne nécessitant pas la présence des flacons, ainsi qu’à répartir les expositions autant que possible entre les opérateurs.

Gestion des déchets et des effluents radioactifs Joël Cotton, Philippe Massiot

Introduction Les déchets nucléaires issus des activités de recherche, de l’industrie ou du secteur médical sont souvent qualifiés de déchets du « nucléaire diffus », « nucléaire de proximité » ou encore de « petit nucléaire ». Même si leur impact environnemental reste limité en comparaison de celui des installations nucléaires de base (INB), leur gestion est fondamentale. En effet, les seuls 3 % de déchets radioactifs produits hors INB concernent plus de mille producteurs ou détenteurs. De fait, l’enjeu de cette gestion dépasse de loin la seule quantification du volume de déchets produits. Les activités du « nucléaire diffus » ont produit et vont produire des déchets radioactifs très divers de par leur radioactivité, leur durée de vie, leur volume ou encore leur nature (ferrailles, gravats, huiles, produits résultant d’activités médicales). Malgré cette diversité, trois paramètres principaux permettent d’appréhender le risque radiologique de ces déchets : la nature des radionucléides et leur activité, qui contribuent à la toxicité, et la période radioactive d’autre part, qui influe sur la durée de nuisance. Suivant la combinaison de ces paramètres, différentes solutions de gestion à long terme ont été élaborées et doivent être disponibles. Ces solutions doivent répondre à trois critères : limiter la charge pour les générations futures, bénéficier d’un niveau de sûreté satisfaisant et recueillir l’assentiment du public, l’objectif étant bien sûr de prévenir et limiter les nuisances et les risques d’exposition sur les travailleurs, le public et l’environnement. Pour répondre à cela, le droit français met l’accent sur la responsabilité du producteur ou du détenteur de déchets jusqu’à leur élimination. L’application du principe de précaution « pollueur-payeur » dans le cas de la gestion des déchets radioactifs prend alors tout son sens. Dans ce chapitre, nous allons évoquer les différentes règles de gestion des déchets et effluents radioactifs après avoir expliqué le contexte et les principales définitions liées à cette thématique. Le texte réglementaire qui servira de « fil conducteur » à ce chapitre est la décision n° 2008-DC-0095 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 29 janvier 2008 fixant les règles techniques auxquelles doit satisfaire l’élimination des effluents et des déchets contaminés par les radionucléides, ou susceptibles de l’être du fait d’une activité nucléaire, prise en application des dispositions de l’article R.1333-12 du code de la santé publique.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Ce texte a été homologué par arrêté le 23 juillet 2008. D’autre part, un guide d’application de cette décision devrait paraître en 2009, et apporter des informations pratiques de mise en œuvre. L’intérêt étant d’apporter des conseils pratiques et des réponses concrètes à la PCR travaillant dans les laboratoires de l’industrie et de la recherche, ce chapitre sera clôturé par une séance de questions/réponses. Dans cette partie, vous aurez à apporter des critiques et des voies d’amélioration sur des situations « dégradées » de travail proposées principalement à partir d’exemples photographiques.

6.1. Déchets et effluents, quelques définitions Un déchet (détritus, résidu..) est un objet en fin de vie ou une substance issue d'un processus, jugé inutile, dangereux ou encombrant, et dont on veut se débarrasser. Un déchet radioactif est un déchet liquide ou solide susceptible de contenir un ou plusieurs radionucléides qui ne peut plus être recyclé, ni réutilisé, dont l’activité ne peut être négligée du point de vue de la radioprotection et qui doit donc être stocké. Notons que dans la décision ASN déjà citée, le terme utilisé est « déchet contaminé par les radionucléides, ou susceptible de l’être ». Pour la suite du chapitre, nous parlerons de déchet radioactif. Un rejet est l’émission ou la décharge d’une substance provenant d’une installation fixe dans l’atmosphère, les eaux de surface ou dans certains cas, le sol. Un effluent est une substance liquide ou gazeuse, produite par l’installation, qui est destinée à l’abandon et qui a vocation à être éliminée par dispersion dans l’environnement à partir du site de production ou à proximité immédiate. Un effluent radioactif est un effluent dont la nature, l’origine ou le niveau de radioactivité justifie un contrôle en radioprotection associé à des limites réglementaires. Un impact acceptable est la conséquence d’une activité à risque, qui a été réduite à un niveau tolérable par un organisme (être humain, animal ou plante) en regard des obligations légales ou réglementaires, après avoir conduit le processus d’optimisation de la production à son terme et après avoir mis en œuvre les meilleures techniques disponibles à un coût acceptable. Comme les autres industries, les activités nucléaires génèrent des produits indésirables dont certains sont radioactifs et ce, quels que soient les efforts réalisés en matière de prévention, recyclage ou valorisation. Ces sous-produits peuvent être traités avant leur élimination en tant que déchets ou, lorsque leurs caractéristiques le permettent, rejetés sous formes d’effluents dans l’environnement. Après une démarche de réduction à la source de ces sous-produits, le choix entre le rejet d’effluents et la production de déchets résulte d’un processus d’optimisation propre à chaque installation. En dessous d’une certaine concentration en radionucléides, ceux-ci

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

183

ne peuvent plus raisonnablement être récupérés pour des raisons techniques, économiques ou parce que les opérations de confinement deviennent disproportionnées au regard du gain espéré pour le public. Ils sont alors rejetés dans un milieu après vérification de leur impact sur le public et l’environnement. Cette démarche conduit à ce que la radioactivité rejetée dans les effluents représente une fraction marginale de celle qui est confinée dans les déchets. Plusieurs types d’activités peuvent être à l’origine de déchets ou effluents radioactifs. Selon leur nature ou leur importance, ces activités relèvent : – de la réglementation des INB (centrales nucléaires, installations de retraitement, réacteurs de recherche…) ; – de la réglementation relative aux installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE) : utilisation de sources radioactives dans les installations où les risques chimiques sont les plus importants ; – de la réglementation relative aux mines ; – du code de la santé publique (services de médecine nucléaire, petites installations industrielles ou de recherche). Dans tous les cas, les exploitants des installations doivent solliciter une autorisation auprès des autorités compétentes, l’ASN ou les préfectures pour les activités civiles, l’ASND (Autorité de sûreté nucléaire de défense) pour les activités militaires ou présenter une déclaration avant de procéder à un quelconque rejet. Il ne sera question dans ce chapitre que des déchets et effluents radioactifs des petites installations industrielles ou de recherche.

6.2. Les producteurs de déchets du nucléaire diffus Un petit retour en arrière nous permet de constater que les déchets radioactifs sont largement antérieurs à la construction des premières centrales nucléaires. On trouve par exemple, dans les années 1950, des traces de radium dans les aliments utilisés pour fortifier le bétail ou, pour la sérigraphie dans l’industrie horlogère. C’est dans le secteur médical que l’utilisation des radionucléides était la plus répandue notamment pour traiter certaines tumeurs ou les affections cutanées : en curiethérapie, on mettait directement en contact le radium avec la lésion à traiter. Au-delà de la production d’électricité par l’énergie nucléaire, la radioactivité a de nombreuses autres applications notamment en médecine, dans la recherche et dans l’industrie. Toutes ces applications génèrent des déchets radioactifs dont la nocivité est plus ou moins importante. Il est important de les identifier et de mettre les moyens de gestion adaptés à chacun de ces déchets. Les principales utilisations des sources de rayonnements ionisants sont développées dans le chapitre 5 du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation ; nous évoquerons donc simplement qu’en médecine, les

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

sources radioactives sont utilisées pour établir des diagnostics (imagerie…) et pour certaines thérapies. En recherche, le marquage d’une cellule ou d’une molécule avec un radionucléide, en général faiblement actif, permet de suivre son devenir. Ces techniques sont utilisées par exemple pour mettre au point de nouveaux médicaments, effectuer des études génétiques ainsi que contrôler les effets des pesticides sur l’environnement. Dans l’industrie, la radioactivité est utilisée quotidiennement. Elle permet par exemple de contrôler les soudures industrielles ou de stériliser des instruments médicaux et chirurgicaux. L’agroalimentaire utilise également des sources radioactives pour la conservation des denrées périssables car elles permettent de détruire les bactéries par rayonnement sans nuire à la qualité nutritionnelle des aliments. Dans certains centres de recherche et jusqu’à la fin des années 80, la situation générale se caractérise largement par une prise en compte non satisfaisante de la gestion des sources ainsi que des déchets radioactifs. Des marquages de protéines à l’iode s’effectuaient sur paillasse sans protection radiologique, les éviers des laboratoires ainsi que les poubelles classiques pour déchets ménagers constituaient fréquemment les principales voies d’élimination de la radioactivité mise en œuvre. Quant aux locaux dédiés à ces pratiques, ils étaient parfois inadaptés. Les raisons principales d’une telle situation sont diverses : – des préoccupations sociétales moindres, – le défaut de réglementation pour encadrer ces pratiques, – l’absence d’organisme de contrôle sur le terrain, – l’absence d’une vraie politique de formation et d’information et une tendance à la banalisation au quotidien des risques par les responsables d’équipes. Au milieu des années 90, les préoccupations en matière d’hygiène et de sécurité constituent un point d’inflexion marqué par la publication du décret n° 95-680 du 9 mai 1995 modifiant le décret n° 82-453 du 28 mai 1982 relatif à l'hygiène et à la sécurité du travail, ainsi qu'à la prévention médicale dans la fonction publique. En matière de risque radiologique, la réorganisation institutionnelle et réglementaire survient en 2002-2003 et place aujourd’hui ces laboratoires face à des contraintes nouvelles et fortes, auxquelles ils n’étaient pas toujours préparés. Ces derniers, par une démarche volontariste, ont désormais mis en place une politique de radioprotection et pris en compte la protection de l’environnement.

6.3. Classification des déchets radioactifs Les déchets radioactifs sont classés en fonction de leur niveau d’activité et de leur période radioactive. La classification est donc basée sur les propriétés des déchets, mais aussi selon les filières nucléaires disponibles dont un résumé est présenté dans le tableau 6.1. En France, la classification des déchets s’établit de la manière suivante : – les déchets à durée de vie très courte (période inférieure à 100 jours) de Très faible activité (TFA) : inférieur à 102 Bq.g–1, Faible activité (FA) : compris entre 102 Bq.g–1

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

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et 105 Bq.g–1, Moyenne activité (MA) : compris entre 105 Bq.g–1et 108 Bq.g–1 ou Haute activité (HA) : supérieur à 108 Bq.g–1. Ces valeurs sont des ordres de grandeur donnés à titre indicatif. Ces derniers sont produits par des activités de physique (accélérateurs), de recherche biomédicale, pour le marquage des molécules par exemple, en radiochimie, ou par des services de médecine nucléaire. Ils sont en premier lieu considérés comme déchets nucléaires et entreposés dans une zone garantissant leur confinement pendant le temps nécessaire à la décroissance radioactive. Lorsque par décroissance, les déchets ne contiennent plus de radioactivité, ils sont éliminés en déchets conventionnels. Seules les installations ne faisant pas partie de la catégorie « INB » peuvent avoir recours à ce type de gestion ; – les déchets à vie courte (période supérieure à 100 jours mais inférieure ou égale à 30 ans) de très faible, faible et moyenne activité sont pris en charge par l’ANDRA (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) qui dispose d’un centre de stockage depuis 2003 à Morvilliers (Aube) pour les très faibles activités (TFA) ou à Soulaines (Aube) pour les faibles et moyennes activités. Ce dernier, en exploitation depuis 1992, est le plus grand centre de stockage de déchets radioactifs au monde (capacité : 1 million de m3) ; – les déchets à vie longue (période supérieure à 30 ans) de faible et moyenne activité issus principalement de déchets des centrales nucléaires et de déchets radifères issus du traitement de minerais riches en radium ou du traitement de combustibles irradiés. S’agissant de cette catégorie de déchets, la loi du 28 juin 2006, à travers un plan national de gestion des déchets radioactifs, fixe le nouveau calendrier pour les recherches en France sur les déchets de haute activité et de moyenne activité à vie longue. Tableau 6.1. Récapitulatif des filières de gestion des déchets radioactifs en fonction de leur activité et de la période des radionucléides qu’ils contiennent.

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Dans le domaine du nucléaire diffus, plus particulièrement dans le secteur de l’industrie et de la recherche, les déchets solides sont liés à la manipulation de produits radioactifs généralement de faible activité. Ce sont par exemple des gants, du matériel de laboratoire, des seringues, des papiers. D’abord conditionnés dans des fûts, incinérés ou compactés, puis enrobés généralement dans du béton, les déchets TFA sont donc stockés en surface au centre de stockage de l’ANDRA de Morvilliers et les déchets FMA au centre de Soulaines. S’agissant des déchets liquides dans lesquels ont été incorporés des substances radioactives, ils sont soumis à des traitements particuliers, notamment pour les rendre solides avant d’être stockés en surface toujours à Morvilliers ou à Soulaines dans l’Aube suivant l’importance de leur activité. Il existe aussi des déchets mixtes (solides/liquides) qui doivent être incinérés. Ce sont le plus souvent des flacons de scintillations.

6.4. Règles de gestion des déchets et effluents radioactifs L’utilisation de radionucléides s’effectue, entre autres, à travers une gestion extrêmement rigoureuse des déchets radioactifs qu’elle est susceptible de produire. Le processus de gestion peut être découpé selon sept grandes étapes : – mise en œuvre d’un zonage déchets ; – identification, caractérisation et tri ; – collecte ; – gestion par décroissance radioactive ou évacuation vers les filières autorisées ; – contrôle ; – entreposage : zone à déchets radioactifs ; – conditionnement, étiquetage et évacuation. Toutes ces étapes sont décrites dans les paragraphes suivants.

6.4.1. Mise en œuvre d’un zonage déchets D’après l’article 6 de la décision ASN citée en introduction, toute aire dans laquelle des effluents et déchets contaminés sont produits ou susceptibles de l’être est classée comme une zone à déchets radioactifs, ou contaminés. Il s'agit d’identifier, par une méthode sûre, les zones où sont produits des déchets radioactifs des autres zones. Une zone à déchets radioactifs peut être tout ou partie d’un bâtiment, ou d’un local. Il est également envisageable d’identifier un local comme une zone à déchets radioactifs et de définir des parties restreintes dans ce local où se font les manipulations de substances radioactives. Dans ce cas, seuls les déchets produits dans ces zones restreintes sont gérés dans une filière à déchets radioactifs.

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

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Ce zonage déchets peut évoluer dans le temps, en fonction des activités. Notons que les déchets radioactifs sont exclusivement issus de zone à déchets radioactifs. Par contre, dans une telle zone peuvent cohabiter des déchets conventionnels ou « froids » et des déchets radioactifs.

6.4.2. Identification, caractérisation et tri Les déchets radioactifs doivent être : – identifiés, c’est-à-dire physiquement séparés des déchets conventionnels ; – caractérisés et triés, en fonction de leurs natures radioactive (type de rayonnements, période et activité), physico-chimique et biologique.

6.4.3. Collecte Dans le cas de déchets radioactifs, le type de collecte dépend de la nature des rayonnements (α, β, X, γ), de la période (durée de nuisance radiologique), de l’activité présente (risque d’exposition des personnes), de la forme physico-chimique et enfin des spécifications de l’éliminateur. Pour collecter les déchets radioactifs, il pourra être utilisé (cf. figures 6.1 et 6.2) : – des poubelles de paillasse en plexiglas pour les déchets radioactifs contenant des radionucléides émetteurs bêta purs (d’une épaisseur égale à 1 cm pour les énergies inférieures à 2 MeV) ; – des poubelles de paillasse en plexiglas plombé pour les déchets radioactifs contenant des radionucléides émetteurs X ou gamma. À ce niveau de collecte, un étiquetage des poubelles est nécessaire même s’il est moins contraignant qu’au moment du conditionnement des déchets radioactifs lors de l’évacuation des colis vers l’ANDRA. D’autre part, des consignes doivent être affichées au niveau des points de collecte. Un exemple d’affichage de telles consignes est présenté dans la partie 6.6.2 (figure 6.18). Ces consignes devraient comporter, a minima, les renseignements suivants : – nature des déchets, solide ou liquide ; – identification du lieu ou point de collecte ; – types de déchets autorisés ; – types de déchets interdits ; – renseignements relatifs aux déchets collectés, et à reporter sur les sacs de déchets comme le nom du(des) radionucléides(s), l’activité évaluée (via le taux de comptage), la date de la mise en collecte, et éventuellement le débit de dose. En outre, lors de l’entreposage, ces informations seront également reportées au niveau d’un registre de déchets radioactifs (cf. partie 6.4.6).

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Figure 6.1. Exemples de poubelles destinées à la collecte des radionucléides émetteurs γ, X (à gauche) et β– (à droite).

Figure 6.2. Exemple de poubelle destinée à la collecte des cônes contaminés.

Toujours dans l’objectif de faciliter le tri, des poubelles spécifiques au sol, de couleurs différentes permettant une discrimination suivant le type de rayonnements ou de radionucléides, devront être mises en place (cf. figure 6.3). En cas de mélange de radionucléides, il est important de placer les déchets dans le réceptacle approprié au plus « pénalisant » d’entre eux en termes de radioprotection.

6.4.4. Gestion par décroissance radioactive Les déchets et effluents provenant de l’utilisation de radionucléides de période inférieure à 100 jours pourront faire l’objet d’une gestion par décroissance dans la mesure où l’utilisation de radionucléides à vie plus longue est exclue dans la même unité de travail. Cette gestion par décroissance est également possible si, le cas échéant, les produits de filiation* * Il y a filiation quand le noyau fils est également radioactif.

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Figure 6.3. Poubelles radioactives plombées de laboratoire renfermant chacune différents radionucléides émetteurs γ (Photo Sylvie Lours, CEA/DSV/SHFJ).

de ces radionucléides sont eux-mêmes de période inférieure à 100 jours. Enfin, il existe un dernier cas où la gestion par décroissance est autorisée : quand la période du produit de filiation est supérieure à 100 jours avec une période du radionucléide père inférieure d’un facteur 107 à celle du descendant ; par exemple : le technétium-99m (T = 6,02 heures) et son descendant, le technétium-99 (T = 2,1.1015 ans). Les déchets gérés par décroissance peuvent être dirigés vers une filière conventionnelle après contrôle (cf. partie 6.4.6) et si un délai minimum de 10 périodes est respecté.

6.4.5. Gestion par filières autorisées Dans le cas où la période du radionucléide est supérieure à 100 jours, une prise en charge par l’ANDRA est obligatoire. L’ANDRA n’effectuera l’évacuation de déchets issus du producteur qu’en respectant des spécifications rigoureuses propres à l’agence (cf. partie 6.4.8. « Conditionnement, étiquetage, évacuation »). En outre, les limites de normes de transport définies par la réglementation du transport des matières radioactives par route appelée « réglementation ADR » devront être respectées. En particulier, des contrôles de contamination radioactive et de débit de dose doivent être réalisés. Les valeurs limites à ne pas dépasser sont les suivantes : – contamination surfacique du colis : 4 Bq.cm–2 pour les β, les γ et les α de faible toxicité, et 0,4 Bq.cm–2 pour les α de forte toxicité ; – débit de dose du colis : 2 mSv.h–1 au contact et 0,1 mSv.h–1 à 1 m. Il est important de préciser que, selon les termes de l’arrêté du 1er juin 2001 modifié relatif au transport des matières dangereuses par route (ADR 2009), le producteur de déchets est l’expéditeur. Il est donc responsable du transport.

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Figure 6.4. Détermination du débit de dose d’un fût de déchets liquides (Photo ANDRA).

Nous avons représenté sur la figure 6.4 un exemple de mesure du débit de dose au contact d’un fût de déchets liquides. Pour les lecteurs souhaitant approfondir la question du transport des matières radioactives, nous les invitons à se référer au chapitre 10 « Transport de matières radioactives » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation.

6.4.6. Contrôle L’objectif étant de responsabiliser le producteur de déchets, l’autocontrôle est prépondérant dans le processus de gestion des déchets radioactifs et ce, dès leur production. La radioactivité des déchets est donc radiologiquement et chimiquement caractérisée pendant l’entreposage temporaire sur le site de production et avant leur évacuation. À ce titre, des dispositions sont mises en œuvre pour vérifier l’absence de contamination des déchets destinés à des filières de gestion de déchets non radioactifs. La confirmation du caractère conventionnel des déchets se fera par contrôle radiologique de ceux-ci avec des appareils de mesure de radioprotection appropriés (mesure du taux de comptage en coups par seconde). Dans ce contexte, il est important d’effectuer 2 contrôles : – contrôle des poubelles « froides » afin de s’assurer du caractère conventionnel des déchets ; – contrôle à l’issue du délai nécessaire à la décroissance radioactive (a minima 10 fois la période du radionucléide) : un déchet sera considéré comme conventionnel et

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pourra être géré comme tel, si le résultat du taux de comptage ne dépasse pas une limite égale à 2 fois le bruit de fond dû à la radioactivité naturelle du lieu d’entreposage (article 15 de la décision ASN n° 2008-DC-0095). Les mesures seront effectuées dans une zone à bas bruit de fond radioactif avec un appareil adapté aux rayonnements émis par les radionucléides. D’autres contrôles pourront être effectués, en particulier la mesure du taux de comptage et éventuellement du débit de dose au niveau des sacs de déchets, au moment de l’entreposage (cf. figure 6.5 et partie 6.4.7).

Figure 6.5. Mesure de taux de comptage sur un sac de gants contaminés à l’iode-125.

6.4.7. Entreposage Les déchets solides radioactifs sont entreposés afin de permettre : – un traitement local par décroissance radioactive pour les effluents et déchets provenant de l’utilisation de radionucléides de période inférieure à 100 jours ; – une prise en charge des autres déchets par l’ANDRA qui assure la reprise des déchets liquides et solides provenant de l’utilisation de radionucléides de période supérieure à 100 jours. Le local d’entreposage des déchets radioactifs doit répondre à un certain nombre de critères définis à l’article 18 de la décision ASN déjà citée : « Les déchets contaminés sont entreposés dans un lieu réservé à ce type de déchets. Ce lieu est fermé et son accès est limité aux seules personnes habilitées par le titulaire de l’autorisation (…). La surface minimale du lieu d’entreposage est déterminée de façon à permettre l’entreposage de tous ces déchets contaminés produits dans de bonnes conditions de sécurité, et notamment pour assurer la radioprotection des personnels qui auraient à y travailler (pour information, la surface minimale de 20 m2 de l’aire de stockage des déchets radioactifs définie dans l’arrêté du 30 octobre 1981 relatif aux conditions d’emploi des radioéléments artificiels utilisés en sources non scellées à des fins médicales, est abrogée).

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Les déchets liquides sont entreposés sur des dispositifs de rétention permettant de récupérer les liquides en cas de fuite de leur conditionnement. Les matériaux utilisés dans le lieu d’entreposage sont facilement décontaminables. Des dispositions sont mises en œuvre pour prévenir le risque d’incendie ». En guise de conseils pratiques, nous apporterons les compléments suivants: – le local d’entreposage sera indépendant, fermé à clef et d’accès limité ; – il doit être ventilé, doté d’un point d’eau, d’un extincteur, d’un absorbant, de gants, de matériel de mesure de contamination (moniteur de contamination surfacique) et d’exposition (débitmètre) ainsi que d’une installation électrique en bon état. Des bacs de rétention seront utilisés. Les effluents radioactifs entreposés en bidons plastiques doivent être munis d’un cuvelage de sécurité rempli d’absorbant ; – un responsable sera désigné (le plus souvent, il s’agira de la PCR) et définira les rôles, les obligations et les responsabilités de chacun vis-à-vis de la gestion des déchets dans ce local commun (réalisation des contrôles réglementaires, conditionnement des déchets, réalisation des évacuations, tenue d’un registre de gestion des déchets, étiquetage des colis…). La figure 6.6 représente un local d’entreposage de déchets radioactifs et biologiques.

Figure 6.6. Vue partielle de locaux d’entreposage provisoire de déchets biologiques et radioactifs (Université de Caen Basse-Normandie, Photo ASN revue «Contrôle » n° 173).

Des consignes de sécurité et de radioprotection seront clairement affichées. La zone d’entreposage pourra être équipée d’un registre de suivi d’entrée et de sortie des radionucléides. Ce registre (cf. tableau 6.2) devra comporter les éléments suivants : – nature des déchets (liquides et/ou solides) ; – nature des radionucléides ;

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– date de mise en dépôt ; – activités, taux de comptage et débits de dose évalués lors de l’entreposage ; – résultats des contrôles avant élimination (taux de comptage, et contrôles de contamination surfacique et de débits de dose au contact et à 1 mètre du container) ; – date et voies d’élimination. Tableau 6.2. Exemple de registre de gestion des déchets radioactifs.

FICHE DE SUIVI DÉCHETS RADIOACTIFS Identification n° Radionucléide Identification de la source mère Mesure taux de comptage (c.s–1) Activité estimée (kBq) Mesure débit de dose Estimation du poids (kg) Collecte – refroidissement sous hotte ventilée Date de la fin de collecte sous hotte Mesure taux de comptage (c.s–1) avant transfert vers local XX (entreposage) Date et visa PCR Entreposage local XXX Identification du fût Date de mise dans le fût Identification des équipements pour mesure Si déchet à vie courte Limite de détection de l’équipement (c.s–1) Mesure taux de comptage (c.s–1) Mesure débit de dose Date du déclassement en non radioactif Visa PCR Si déchet à vie longue Mesure taux de comptage (c.s–1) Mesure débit de dose Date de la prise en charge ANDRA Visa PCR

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Pour en savoir plus Cas des déchets d’activités de soins à risques infectieux et assimilés (DASRI) La gestion des effluents et des déchets solides nucléaires d’activités de soins concerne souvent des déchets à risque infectieux (biologique), voire chimique, contaminés par des radionucléides. Ces déchets d’activités de soins à risques infectieux et assimilés (DASRI) peuvent être produits dans de nombreux secteurs d’activité (médical, recherche biologique, vétérinaire). Ils sont principalement issus des activités de médecine humaine et vétérinaire mais aussi des activités d’enseignement, de recherche ou de production industrielle. Voici la liste des déchets soumis aux dispositions des DASRI : – déchets présentant un risque infectieux, du fait qu’ils contiennent des microorganismes viables ou leurs toxines, dont on a de bonnes raisons de croire qu’en raison de leur nature, de leur quantité ou de leur métabolisme, ils peuvent causer des maladies chez l’homme ou chez d’autres organismes vivants ; – déchets relevant, même en l’absence de risque infectieux, de l’une des catégories suivantes : ♦ matériels ou matériaux coupants ou piquants destinés à l’abandon, qu’ils aient ou non été en contact avec un produit biologique, ♦ produits sanguins à usage thérapeutique incomplètement utilisés ou arrivés à péremption, ♦ déchets anatomiques humains, correspondant à des fragments humains non aisément identifiables. Les déchets potentiellement contaminés par des agents biologiques pathogènes représentent des risques infectieux pour les salariés qui les produisent, mais également pour les personnels des sociétés de nettoyage, de collecte, de transport ou de traitement. Pour prévenir de tels risques, il est important d’établir des procédures de travail limitant l’exposition des salariés et de respecter les circuits d’élimination. Ces déchets doivent, soit être incinérés dans des installations spécifiques ou des usines d’incinération des ordures ménagères aménagées pour recevoir et traiter des DASRI, soit être prétraités par des appareils de désinfection, de telle manière qu’ils puissent être incinérés ou stockés en centre de classe 2 comme des déchets ménagers. Ce dernier traitement vise à modifier l’apparence des déchets par broyage et à réduire la contamination microbiologique par des procédés thermiques ou chimiques. L’autoclavage des DASRI ne remplace en aucun cas le prétraitement et encore moins l’incinération. Les DASRI qui, outre un risque infectieux, présentent un risque radioactif ne sont pas soumis aux dispositions de l’arrêté du 7 septembre 1999 relatif aux modalités d’entreposage des DASRI et assimilés et des pièces anatomiques.

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

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Leur mode de gestion est le suivant : – prise en charge par l’ANDRA, si la période des radionucléides est supérieure à 100 jours, – entreposage de façon à permettre une décroissance radioactive (si la période des radionucléides est inférieure à 100 jours) : les déchets seront stockés jusqu’à ce qu’ils deviennent « inertes » d’un point de vue radiologique (valeur de taux de comptage égale à 2 fois le bruit de fond dû à la radioactivité naturelle du lieu d’entreposage). Ensuite, les déchets seront éliminés par la filière DASRI (arrêté du 7 septembre 1999). Les conditions d’entreposage dépendront du caractère fermentescible ou non fermentescible des DASRI comportant un risque radioactif : – les déchets non fermentescibles (matériels coupants ou piquants, papier, compresses…) doivent être entreposés dans le local de stockage adapté à la décroissance radioactive ; – les déchets fermentescibles (déchets anatomiques humains, certains déchets de laboratoires, restes de nourriture de patients..) peuvent être : ♦ conservés dans un local de stockage adapté pour la décroissance radioactive et réfrigéré (chambre froide), ♦ conservés dans une armoire réfrigérée installée dans le local de stockage adapté pour la décroissance radioactive, ♦ conservés dans un congélateur installé dans le local de stockage adapté pour la décroissance radioactive (arrêté du 7 septembre 1999 relatif aux modalités d’entreposage des DASRI et assimilés et des pièces anatomiques interdit la congélation ne s’appliquant pas aux déchets présentant un risque radioactif). Dans tous les cas, les DASRI seront, dès leur production, séparés des autres déchets et conditionnés dans des emballages spécifiques, prévenant la propagation et l’inoculation accidentelle des agents potentiellement pathogènes (un exemple de conditionnement est présenté figure 6.7).

Figure 6.7. Exemple de fût de collecte des DASRI.

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Le traitement des effluents liquides potentiellement infectieux varie en fonction de l’activité. En effet, les effluents issus de laboratoires de recherche peuvent présenter simultanément plusieurs risques : biologiques, chimiques ou encore radioactifs. Le traitement de l’effluent se fera en fonction de l’importance de chacun de ces risques. Les effluents des automates d’analyses, pouvant présenter des risques chimiques et biologiques, seront, selon les préconisations du fabricant, désinfectés chimiquement, puis évacués au titre des déchets liquides à risque chimique. D’autres techniques, actuellement à l’étude, consistent à gélifier les effluents afin de les éliminer comme déchets infectieux solides. Notons qu’en ce qui concerne les déchets à risques chimiques et radioactifs, ils seront gérés par une filière adaptée au risque chimique après décroissance radioactive.

6.4.8. Conditionnement, étiquetage et évacuation Afin que les déchets radioactifs, quelles que soient les circonstances, ne présentent aucun risque pour le public et l’environnement, il est essentiel de responsabiliser les producteurs et détenteurs de ces déchets. Pour les accompagner dans cette tâche, l’ANDRA, Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs, assure un service public au niveau de la gestion des déchets radioactifs. Cette entité a été créée en 1979 et est devenue indépendante des exploitants et des détenteurs en 1991. La loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 sur la gestion des déchets radioactifs renforçant ses missions, l’ANDRA réalise et met en place les filières de stockage adaptées à chaque catégorie de déchets radioactifs. Cela se traduit par la collecte, le conditionnement, le stockage et la surveillance des déchets issus des centrales nucléaires mais aussi des hôpitaux, des usines, des laboratoires de recherche, etc. Par ailleurs, le code de l’environnement stipule à l’article 12 de la loi L.542, que la prise en charge des déchets du nucléaire diffus est assurée par l’ANDRA : « L’ANDRA est chargée d’assurer la collecte, le transport et la prise en charge de déchets radioactifs et la remise en état des sites de pollution radioactive sur demande et aux frais de leur responsable ou sur réquisition publique lorsque les responsables sont défaillants. » En d’autres termes, cet article de loi met l’accent sur le principe « pollueur-payeur » ainsi que sur les missions de service public de l’agence pour pallier les défaillances des producteurs. Vis-à-vis des producteurs de déchets radioactifs du nucléaire diffus, l’ANDRA remplit deux missions : – une mission technique : collecter, trier, conditionner, contrôler et stocker les déchets radioactifs ; – une mission de conseil : recueillir et identifier les problèmes rencontrés par les producteurs le plus en amont possible. Pour répondre à cette double exigence de protection de la santé et de l’environnement, l’ANDRA a mis en place une organisation qui intervient de la création d’un colis de déchets jusqu’à son stockage (cf. figure 6.8).

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

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Les déchets qui ne peuvent être stockés sous leur forme initiale, liquides et solvants notamment, sont d’abord solidifiés. Ce traitement intermédiaire fait ensuite appel à des techniques d’incinération afin de réduire leur volume et d’éviter la réaction chimique entre les matériaux. Les déchets mixtes, c’est-à-dire ceux qui contiennent à la fois des solides et des liquides sont broyés. Les résidus obtenus sont incinérés puis conditionnés. Les déchets solides sont incinérés puis triés et envoyés sur les centres de stockage de l’ANDRA. Ils y subiront, avant leur stockage en surface, les traitements ultimes qui permettent notamment de réduire leur volume. Ces centres possèdent en effet leurs propres installations de conditionnement et de contrôle.

Producteurs Laboratoires de recherche, hôpitaux, universités

Centre de regroupement

Centre de traitement SO* SI*

Expertise SI*

Broyage SL*/SLV*

Incinérateur

Traitement LS*

Traitement LA*

Tri SNI*

Centre de stockage Faible et moyenne activité

Figure 6.8. Filières d’élimination des déchets des « petits producteurs » : synoptique général (les sigles* utilisés dans la figure sont explicités page suivante).

À l’origine de la démarche, le producteur soumet une demande d’enlèvement qui doit être acceptée par l’ANDRA. Les déchets respecteront ensuite un parcours précis, par étapes successives, jusqu’à leur stockage. Pour faciliter la prise en charge des colis, l’ANDRA a élaboré un guide d’enlèvement (cf. figure 6.9) disponible et téléchargeable sur le site internet : http ://www.andra.fr/guide. Il définit les consignes à l’intention des producteurs des déchets du nucléaire diffus. Il fait le point sur les procédures à suivre pour le conditionnement et la gestion des déchets en fonction de leur nature afin de permettre la prise en charge de leur évacuation dans le respect de la réglementation.

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Figure 6.9. Guide d’enlèvement des déchets radioactifs du « nucléaire diffus » publié par l’ANDRA.

Comme nous l’avons déjà mentionné au cours de ce chapitre, du fait de leur grande variété, les déchets radioactifs du nucléaire diffus doivent subir un premier tri le plus en amont possible, c’est-à-dire sur leur lieu de production. C’est à ce moment que le producteur les sépare en fonctions de leur nature (solides, liquides ou mixtes). À cet effet, plusieurs catégories de déchets ont été créées par l’ANDRA. Pour les déchets solides : – SI : solides incinérables : gants, cotons, papiers, chiffons, fioles polyéthylènes vides, bois… – SNI : solides non incinérables : verrerie, métaux compactables… – SO : solides organiques : sources non scellées, déchets de laboratoire, cadavres d’animaux, litières. Pour les déchets liquides : – LA : solutions aqueuses, – LS : solvants, – LH : huiles minérales ou organiques. Pour les déchets « mixtes » (solides, liquides) : – SL : flacons en polyéthylène de petite taille, – SLV : flacons en verre de petite taille.

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

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Les coûts d’élimination par l’ANDRA d’une bonbonne de 30 Ls d’effluent ou d’un fût de déchets de 120 L (50 kg) vont de 1 000 à 1 100 €, soit des coûts à la tonne variant de 22 000 à 35 000 €. Il est donc important de classifier les déchets afin de réduire leur volume pour des raisons économiques évidentes. Pour faire évacuer tout type de déchet radioactif, le producteur doit respecter une procédure rigoureuse élaborée par l’ANDRA, qui permet d’acheminer les déchets en toute sécurité jusqu’à leur lieu de stockage. Dans le cas où les déchets ne respecteraient pas les spécifications, il sera demandé un accord préalable à l’ANDRA, basé sur un mode de prise en charge spécifique. Pour chaque colis de déchets, trois documents doivent être complétés : – le formulaire de demande d’enlèvement, document propre à l’ANDRA ; – le document de transport (également appelé “déclaration d’expédition”) au titre de la réglementation transport de matières radioactives ; – le bordereau de suivi des déchets radioactifs, document propre à l’ANDRA. Ces documents doivent comporter les informations suivantes : poids du colis, éléments radioactifs contenus ainsi que leur activité radiologique au moment du conditionnement, les risques qu’ils présentent et les résultats des contrôles radiologiques. Concernant les emballages, l’ANDRA fournit aux producteurs des emballages spécifiques (cf. figure 6.10) : fûts pour les solides, fûts à bonde pour les liquides, afin d’entreposer sur place en attendant leur prise en charge. À chaque enlèvement de colis, le producteur peut demander un nouvel emballage.

Figure 6.10. Collecte de colis par l’ANDRA, déchets solides (colis bleus) et déchets liquides (colis blancs) avec une étiquette spécifique à l’ANDRA indiquant la nature du déchet, une étiquette exigée par la réglementation des transports radioactifs et une ou plusieurs étiquettes indiquant le risque chimique associé (Photo ANDRA, guide d’enlèvement fiche 4).

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Afin de garantir la traçabilité des déchets jusqu’à leur prise en charge dans la filière d’élimination, une étiquette numérotée fournie par l’ANDRA (cf. figure 6.11) sera apposée sur l’emballage. Le code barre spécifique y figurant permet à l’ANDRA d’organiser le suivi et le contrôle des déchets.

Figure 6.11. Exemple d’étiquette ANDRA (photo ANDRA).

La réglementation du transport des matières radioactive (cf. chapitre 10 du Livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation) impose également un étiquetage adapté qui sera éventuellement complété par une étiquette indiquant les risques associés (liquide inflammable, matière toxique, risque biologique… ).

6.4.9. Règles de gestion des effluents liquides radioactifs 6.4.9.1. Effluents de période inférieure à 100 jours Les effluents liquides contaminés sont dirigés vers un système de cuves ou de bonbonnes d’entreposage. Les canalisations sont étanches et résistent à l’action physique et chimique des effluents qu’elles sont susceptibles de contenir. Elles sont repérées in situ comme susceptibles de contenir des radionucléides. Ne peuvent être rejetés dans le réseau des eaux usées QUE les effluents aqueux provenant de radionucléides de périodes inférieures à 100 jours dont l’activité volumique, après contrôle, est inférieure à 10 Bq.L–1 (décision ASN n° 2008-DC-0095). Cette valeur peut être mesurée ou calculée. À titre d’information, ce nouveau seuil remplace l’ancienne valeur de 7 Bq.L–1. Les effluents actifs non aqueux, comme les liquides de scintillation, devront être collectés et suivre une filière d’élimination spécialisée faisant appel à l’ANDRA. La vérification du niveau d’activité volumique peut être effectuée par mesure à partir d’un échantillon d’effluent prélevé dans la cuve d’entreposage, ou bien par calcul de décroissance, pour les effluents contenus dans des fûts.

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

201

6.4.9.2. Effluents de période supérieure à 100 jours Dans le cas des radionucléides de période supérieure à 100 jours, l’ANDRA gère les effluents radioactifs avec une filière appropriée. Les rejets seront autorisés s’ils sont préalablement soumis à l’approbation de l’ASN conformément à l’article R.1333-23 du code de la santé publique. Cette approbation prend en compte les éléments de justification de l’exploitant, et en particulier les éléments suivants : – une étude technico-économique justifiant l’efficacité des dispositions mises en œuvre pour limiter la quantité d’activité rejetée ; – une étude d’incidence, moins contraignante qu’une étude d’impact, présentant les effets des rejets sur la population et l’environnement ; – les modalités mises en place pour contrôler les rejets et les suspendre si certains critères ne sont pas respectés. Dans le cadre de cette autorisation, l’ASN peut imposer : – un suivi en continu de l’activité et/ou de la concentration des effluents rejetés ; – des prélèvements ponctuels ; – la mise en place d’un plan de surveillance radiologique de l’environnement, avec une mutualisation entre établissements possible ; – l’information périodique des riverains ou des communes concernées. La figure 6.12 suivante synthétise un processus de gestion pratique des effluents liquides radioactifs dans un centre de recherche.

6.4.10.Règles de gestion des effluents gazeux radioactifs Les effluents gazeux sont préalablement traités par filtration absolue et/ou passage sur piège à iode. Les systèmes de ventilation des locaux et les équipements où sont manipulées des sources radioactives non scellées sont conçus de façon à limiter à un niveau aussi faible que raisonnablement possible les rejets d’effluents gazeux contaminés (article 22 de la décision ASN n° 2008-DC-0095) et les points de rejets dans l’environnement doivent être en nombre limité. Notons que la valeur seuil de 4 Bq.m–2 avant évacuation des effluents gazeux introduite dans l’arrêté du 30 octobre 1981 déjà cité est abrogée.

6.5. Encadrement réglementaire de la gestion des déchets et effluents radioactifs 6.5.1. Généralités Chaque établissement est responsable de l’élimination des effluents et déchets qu’il génère, conformément à la loi n° 75-633 du 15 juillet 1975 relative à l’élimination des

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

SOLUTIONS ACTIVES

PÉRIODE

COURTE

LONGUE

TRI selon l’isotope et la nature chimique (bidon Polyéthylène 20 cL)

CONTRÔLE ACTIVITÉ

si < 3000 désintégrations/min/mL stockage en décroissance SOUTE

CONTRÔLE ACTIVITÉ si < 2 fois Bruit de fond

TRI selon spécifications ANDRA

NATURE

AQUEUX

Rejet

ORGANIQUE

magasin chimie

NATURE Élimination vers filière agréée AQUEUX Rejet direct

si > 3000 désintégrations/min/mL

stockage provisoire SOUTE

ANDRA

ORGANIQUE

magasin chimie

Des protocoles calqués sur ce même schéma sont établis pour les déchets

Élimination vers filière agréée Figure 6.12. Exemple de processus de gestion des effluents liquides radioactifs dans une université (d’après Pierre Barbey, Université de Caen Basse-Normandie, revue Contrôle n° 173).

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

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déchets et à la récupération des matériaux (articles 1 à 21 et 23 à 27 abrogés par l’ordonnance n° 2000-914 du 18 septembre 2000). L’exercice de cette responsabilité doit conduire à une optimisation des expositions. Par ailleurs, la loi du 15 juillet 1975 a été complétée en 1991 par la loi appelée communément « loi Bataille », qui a fixé un cadre aux recherches effectuées sur les déchets de haute activité et à vie longue et dont la responsabilité a été confiée à l’ANDRA. La loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs donne un cadre législatif à leur gestion. Elle prévoit, entre autres, que le gouvernement soumette tous les trois ans au Parlement un plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs (PNGDR) dont les principes sont : – réduction de la quantité et de la nocivité des déchets, notamment par le retraitement ; – entreposage dans des installations spécifiques des matières en attente de traitement et des déchets radioactifs en attente de stockage ; – stockage géologique des déchets non susceptibles d’être stockés en surface ou en subsurface (à quelques mètres sous le niveau naturel du site). La gestion des déchets radioactifs provenant des INB, qui n’est pas l’objet de ce livre, repose sur un cadre réglementaire strict, précisé par un arrêté du 31 décembre 1999 fixant la réglementation technique générale destinée à prévenir et limiter les nuisances et les risques externes résultant de l’exploitation des INB. Il est prévu que ce texte soit modifié en 2009. La gestion des déchets, provenant spécifiquement des activités du nucléaire diffus, est décrite dans le décret n° 2007-1582 du 7 novembre 2007 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, et modifiant le code de la santé publique. L’article R.1333-12 de ce code prévoit que « lorsque l’activité nucléaire est soumise à autorisation, tout projet de rejet des effluents liquides et gazeux ainsi que d’élimination des déchets contaminés par des radionucléides, ou susceptibles de l’être du fait de l’activité nucléaire, doit faire l’objet d’un examen et d’une approbation, dans le cadre de la dite autorisation. Le titulaire doit tenir à disposition du public un inventaire des effluents et déchets éliminés en précisant les exutoires retenus. Cet inventaire doit être mis à jour chaque année ». Cet article s’applique à toutes les activités nucléaires à l’exception de celles exercées dans les INB et INBS (installations nucléaires de base secrètes), les ICPE soumises à autorisation en application des articles L.511-1 à L.512-2 du code de l’environnement et aux installations soumises à autorisation en application de l’article 83 du code minier. Cet article R.1333-12 est complété par la décision de l’ASN, n° 2008-DC-0095, homologuée par les ministres chargés de la santé et de l’environnement, qui remplace la circulaire DGS/DHOS du 9 juillet 2001 et qui fixe les règles techniques. Cette décision a pour objet : • l’identification des moyens nécessaires pour la gestion rigoureuse des déchets et effluents sous la responsabilité de l’employeur ; • la mise en place d’un référentiel documentaire (règles et procédures) pour encadrer cette gestion ;

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

• la protection du personnel de l’établissement ainsi que du public en garantissant l’utilisation des filières de déchets appropriées. La décision ne s’applique pas aux effluents et déchets contaminés générés par des patients hors établissement de santé. Par ailleurs, la décision ne s’applique pas non plus aux ICPE autorisées.

6.5.2. Plan de gestion interne des effluents et des déchets Un plan de gestion des effluents et des déchets (PGED) encore appelé plan de gestion interne est exigé par l’ASN (décision ASN) lors de toute production de déchets radioactifs. Il permet d’obtenir une vision globale de la gestion des déchets et effluents radioactifs dans l’établissement. Ce document doit être joint à la demande d’autorisation (cf. chapitre 1, partie 1.2.1.1, tableau 1.3). Le PGED doit comprendre (cf. article 11 de la décision ASN) : – les modes de productions des déchets et effluents radioactifs ; – les modalités de gestion à l’intérieur de l’établissement concerné ; – les dispositions permettant d’assurer l’élimination des déchets, les conditions d‘élimination des effluents liquides et gazeux, et les modalités de contrôles associés (cf. parties 6.4.6 et 6.4.8) ; – l’identification des zones où sont produits, ou susceptibles de l’être, des effluents liquides et gazeux et des déchets radioactifs (zonage déchets, cf. partie 6.4.1), ainsi que leurs modalités de gestion ; – l’identification des lieux destinés à entreposer les effluents et déchets contaminés (cf. partie 6.4.7) ; – l’identification et la localisation des points de rejet des effluents liquides et gazeux contaminés ; – des dispositions de surveillance périodique du réseau récupérant les effluents liquides de l’établissement, notamment aux points de surveillance définis par l’autorisation ; – le cas échéant les dispositions de surveillance de l’environnement. Le PGED est rédigé par le producteur et plus particulièrement par le titulaire de l’autorisation ou le déclarant sous la responsabilité de l’employeur. Il est à joindre à la demande d’autorisation. Il est établi à l’échelle de l’établissement et peut donc être commun à plusieurs titulaires. Les responsabilités sont alors à définir en cas de ressources communes. Si plusieurs établissements dépendant de la même entreprise sont présents sur un même site et s’ils utilisent des moyens communs, une convention est alors rédigée entre les établissements, précisant les responsabilités de chacun.

6 – Gestion des déchets et des effluents radioactifs

205

6.5.3. Bilan annuel La décision de l’ASN concernant la production de déchets précise qu’un bilan annuel mentionnant la quantité de déchets produits et d’effluents contaminés rejetés doit être transmis une fois par an à l’ANDRA. De plus, il doit être tenu à disposition des inspecteurs de la radioprotection en cas de contrôle et transmis dans le cadre du renouvellement d’autorisation.

6.6. Parcours de chasse aux risques Dans cette partie, nous vous proposons d’évaluer vos acquis en identifiant des erreurs relatives à des situations concrètes de travail. Des photographies et des documents représentant des situations « dégradées » de travail vous sont présentées dans la partie 6.6.1 et les situations adéquates et les réponses aux questions vous sont données dans la partie 6.6.2.

6.6.1. Situations « dégradées » Q1 Quel peut être le rôle de l’affiche présentée à la figure 6.13 ? Quelles sont les indications manquantes sur ce document en sachant qu’il est affiché au-dessus d’une paillasse où des sources émettrices de rayonnements β– sont manipulées, à proximité d’une poubelle radioactive ?

Déchets radioactifs de T 10

3

> 100

4

1 à 10

3

> 10

4

> 100

5

1 à 10

4

> 10

5

> 100

6

220

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 7.1. Suite.

Événement

Effet déterministe ou effet déterministe potentiel (au regard de la dose reçue) Décès ou niveau d’exposition où l’on observe des effets létaux**** au regard de la dose reçue.

Nombre d’individus exposés et classement final Classement minimal

Nombre Classement d’individus final* 1 à 10

3

> 10

4

> 100

5

1 à 100

4

> 10

5

> 100

6

3

4

* il convient de sélectionner le classement le plus élevé. ** exposition reçue lors de l’événement. *** lorsqu’une certaine limite de dose est dépassée du fait de l’accumulation d’exposition sur une période de temps, un classement au niveau 1 est attribué (défaut de culture radioprotection). **** effets très invalidants conduisant généralement à la mort.

7.2.6. Nature des événements significatifs en radioprotection À titre d’exemple, les évènements significatifs les plus fréquemment répertoriés sont : – l’irradiation non prévue d’une personne (travailleur ou personne du public) ; – l’irradiation d’une personne engendrant une dose supérieure à ce qui était prévu ; – la contamination accidentelle d’une personne (blessure par objet contaminé, inhalation accidentelle, ingestion accidentelle, aspersion…) ; La contamination accidentelle d’une personne est considérée comme événement significatif dans la mesure où elle correspond au critère 4.3 du guide ASN/DEU/03 : « Dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés » (cf. annexe I). Il faut noter que le guide ne donne aucun seuil d’activité au-delà duquel il doit y avoir une déclaration d’incident ce qui peut mettre en difficulté le déclarant. Toute contamination n’est donc pas déclarable et en cas de doute, il est conseillé de s’informer auprès de l’ASN avant d’effectuer une déclaration. S’il est donc envisageable qu’un événement radiologique ne soit pas déclaré à l’ASN, il est par contre inadmissible qu’il ne fasse pas l’objet d’une enquête en interne de la part de la PCR, de façon à en étudier les causes et à en réduire l’occurrence et les conséquences lors des activités futures.

7 – Gestion des situations incidentelles et dégradées

221

7.3. Le comportement en cas d’incident radiologique 7.3.1. Généralités Pour être efficace, la radioprotection nécessite une étroite collaboration entre la PCR et le personnel utilisant l’installation. La PCR doit être tenue informée de toute modification de l'installation : nouvelle manipulation de radionucléides en recherche par exemple. Outre la réalisation de ses missions quotidiennes (études de postes de travail, contrôles, formation, gestion dosimétriques et des déchets…), le conseil de la PCR et son intervention « sur le terrain » peuvent être demandés par les utilisateurs chaque fois que la situation l’exige (exemple des contrôles effectués par les utilisateurs mettant en évidence des anomalies : contaminations d’ambiance, étanchéité des protections, fonctionnement des sécurités...). Il est également certain que la radioprotection et la sécurité d’une expérience ne sont satisfaisantes que lorsque celles-ci ont été étudiées au stade du projet d’expérience et non après sa réalisation. Avant d’aborder le comportement en cas d’incident radiologique, il nous a semblé utile de rappeler les consignes de prévention des incidents. La PCR doit en effet veiller à ce que les expérimentateurs respectent les recommandations suivantes : – utiliser du matériel doté de systèmes de sécurité perfectionnés et si ces systèmes n’ont pas été prévus lors de la construction, les concevoir en collaboration avec les expérimentateurs ; – laisser une source en dehors de sa protection juste le temps nécessaire à son utilisation ; – prévoir tous les écrans adaptés pour se protéger du rayonnement (direct et diffusé) et vérifier le niveau d’exposition dû à ce rayonnement à l’aide d’un détecteur adéquat ; – vérifier régulièrement l’état de fonctionnement du matériel de radioprotection (appareils de mesure de débits de dose, contaminamètres) ; – à l’issue de toute modification de l’installation (conditions d’utilisation de la source ou intervention sur les protections), faire vérifier l’efficacité des protections avant la remise en service normal ; – procéder à des contrôles périodiques de l’état des sécurités, de la signalisation et de la sûreté des dispositifs expérimentaux ; – respecter les consignes de radioprotection de l’installation, en particulier celles relatives à la mise en service des sécurités et au port des dosimètres. Ces consignes doivent être affichées à l’entrée des zones réglementées, dans les locaux où sont stockées et manipulées les sources d’exposition (cf. chapitre 1, partie 1.2.2.3). Pour mémoire, toute personne appelée à travailler auprès de l’installation doit connaître

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ces consignes ainsi que le fonctionnement et les limites d’utilisation des appareils de radioprotection mis à sa disposition. La responsabilité de cette formation incombe à la PCR ; – en cas d’incident ou de présomption d’incident, la PCR doit obligatoirement être prévenue. Tout événement, ayant engendré ou non une exposition d’un ou plusieurs utilisateurs doit être recensé par la PCR, dans une optique d’amélioration continue des procédures de manipulation (retour d’expérience). La traçabilité des situations dégradées et des incidents est un indicateur de bonne gestion du risque radiologique. D’autre part, la gestion des situations dégradées et incidentelles impliquent un certain nombre d’actions concrètes et, éventuellement, administratives.

Pour savoir plus Dans le cadre du « retour d’expérience », le système RELIR, mis en place en 2001 par la Section des Personnes compétentes de la SFRP (Société française de radioprotection) a pour but de décrire des incidents ou des situations dégradées survenus en France, d’en analyser les causes et d’en tirer des leçons afin d’éviter qu’ils ne se reproduisent. La base de données se présente sous forme de fiches synthétiques qui peuvent attirer l’attention de la PCR sur des situations accidentogènes et être utilisées dans les formations aux postes de travail pour sensibiliser les différents acteurs. Site Internet : http://relir.cepn.asso.fr. Nous allons décrire dans les parties 7.3.2 et 7.3.3 suivantes les actions que la PCR doit impérativement effectuer en cas de situation dégradée. Les notions décrites dans ces partie seront complétées par des fiches réflexes présentées en annexe (cf. annexes II à VIII) décrivant l’ensemble des actions à mener selon la nature de l’incident. Dans chacune de ces fiches, nous avons fait figurer le numéro vert d’urgence radiologique ouvert par l’ASN dès 2003 : 0 800 804 135. Cette ligne, accessible 24 heures sur 24 et 7 jours sur 7, est destinée à recevoir les appels signalant les incidents mettant en jeu des sources de rayonnements ionisants utilisées hors INB. La PCR pourra utiliser ce moyen, y compris en cas de situation de présomption d’incident, afin de demander conseil et/ou assistance à un expert en radioprotection. Ce numéro d’urgence pourra faire partie des consignes à afficher dans les zones réglementées, au même titre que les coordonnées de la PCR et du médecin du travail. L’IRSN met également à disposition un numéro de téléphone pour les personnes confrontées à une situation de risque radiologique : le 06 07 31 56 63.

7.3.2. En cas d’exposition externe 7.3.2.1. Principes et actions La gestion d’un cas d’exposition externe de l’organisme doit s’effectuer sans précipitation car nous avons vu que le facteur « distance » est un moyen de protection efficace.

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Il suffit donc de se tenir à distance du lieu de l’exposition puis de prendre les mesures conservatoires qui s’imposent. Les actions à réaliser en priorité sont les suivantes : – mettre en sécurité la personne exposée et la rassurer, si nécessaire : cette dernière est placée à l’écart du plan de travail (en cas de contamination suite à la manipulation de sources non scellées, nous invitons le lecteur à se référer à la partie 7.3.3.3) ; notons que le comportement humain (perception du risque) en cas d’incident peut différer fortement du comportement en situation normale ; – mettre en sécurité la zone de travail pour supprimer l’exposition : dans le cas d’une manipulation de source par exemple, il faudra replacer celle-ci dans son conteneur à l’aide d’une pince à distance. Il faut éviter les gestes réflexes : on ne prend jamais une source à mains nues même en situation dégradée (pas de précipitation). En cas d’impossibilité de la mise en sécurité, il faudra s’assurer que le balisage mis en place ne soit pas franchi (cf. action suivante) ; – baliser la zone d’incident par la mise en place d’une signalisation appropriée, ce qui permet d’éviter que d’autres personnes ne soient exposées ; – recueillir les informations sur la personne (identité) et les modalités de l’exposition : conditions géométriques de l’incident (position de la source, du manipulateur exposé, nature et position des écrans, objets susceptibles de provoquer un rayonnement diffusé), nature du radionucléide, activité estimée, durée de l’exposition (celleci peut être estimée en effectuant une reconstitution des gestes ayant entraîné l’exposition) ; – prélever l'ensemble des dosimètres portés par la personne exposée ainsi que ceux situés à proximité de l’incident (dosimètres d’ambiance, mesure de balises dans le cas des installations importantes), les identifier avant de demander une lecture urgente. Si l’évaluation des doses indique que la valeur de dose efficace ou de dose équivalente à la peau a dépassé le quart de la limite annuelle (en une seule fois), le déclarant (en général l’employeur) doit effectuer une déclaration d’événement significatif en radioprotection auprès de l’ASN (critère I du guide ASN). Le cas du dépassement d’une limite d’exposition est présentée dans la partie 7.3.2.2.

7.3.2.2. Cas du dépassement d’une des limites d’exposition Les articles R.4453-34 à R.4453-38 du code du travail précisent les actions à mener en cas de dépassement d’une limite d’exposition. Outre les actions prévues en cas d’exposition externe (cf. partie 7.3.2.1 et fiche réflexe n° 1, cf. annexe II), un certain nombre d’actions supplémentaires sont requises de la part de l’employeur, de la PCR et du médecin du travail. L’employeur doit informer du dépassement : – le comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) ou, à défaut, les délégués du personnel ;

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– l’inspecteur du travail ; – l’ASN : le dépassement d’une des limites d’exposition est un des critères de déclaration d’un événement significatif radioprotection à l’ASN (critère 1) ; – l’IRSN. Il précise également les causes présumées, les circonstances et les mesures envisagées pour éviter le renouvellement de ce dépassement. Pendant la période où la dose reçue demeure supérieure à l’une des valeurs limites, le travailleur bénéficie des mesures de surveillance médicale applicables aux travailleurs relevant de la catégorie A. Pendant cette période, il ne peut être affecté à des travaux l'exposant aux rayonnements ionisants, sauf en cas de situation d’urgence radiologique (cf. chapitre « Réglementation en radioprotection » du livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation). Pendant la période où la dose reçue demeure supérieure à l’une des valeurs limites, si le travailleur est titulaire d’un contrat de travail à durée déterminée (CDD) ou d’un contrat de travail temporaire, il ne peut être affecté, pendant la prorogation du contrat ou pendant l’exécution du ou des contrats, à des travaux l’exposant aux rayonnements ionisants sauf en cas de situation d’urgence radiologique. Lorsque le dépassement de l’une des valeurs limites résulte de conditions de travail non prévues, la PCR, sous la responsabilité de l’employeur, prend les mesures pour : – faire cesser dans les plus brefs délais les causes de dépassement, y compris, si nécessaire, par la suspension du travail en cause ; – procéder ou faire procéder par l’IRSN dans les 48 heures après la constatation du dépassement à l’étude des circonstances dans lesquelles celui-ci s’est produit ; – faire procéder à l’évaluation des doses équivalentes reçues par les travailleurs et leur répartition dans l’organisme ; – étudier ou faire étudier par l’IRSN les mesures à prendre pour remédier à toute défectuosité et en prévenir un éventuel renouvellement ; – faire procéder, par un organisme agréé ou l’IRSN, aux contrôles techniques des sources et appareils émetteurs de rayonnements ionisants ainsi qu’aux contrôles d’ambiance (article R.4452-15 du code du travail). Enfin, le médecin du travail prend toute disposition qu’il estime utile. Toute exposition ultérieure du travailleur concerné requiert son avis (à titre informatif, nous conseillons la lecture de l’annexe IX traitant des relations entre la PCR et le médecin du travail). L’ensemble de ces données est synthétisé dans la fiche réflexe n° 2 (cf. annexe III).

7.3.2.3. Exposition externe conduisant à une dose efficace supérieure à 100 mSv Dans le cadre d’un tel évènement, il est nécessaire de contacter immédiatement l’ASN et de suivre les indications fournies.

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Il est conseillé de faire procéder dans les plus brefs délais à un examen sanguin (numération formule sanguine) et au recueil des urines (à conserver au froid) par un service médical. En effet dans les instants suivant une irradiation, même de forte ampleur, aucun des paramètres biologiques relatifs à la formule sanguine et aux urines ne sera modifié par rapport à l’état immédiatement antérieur à l’accident. Ces échantillons présentent donc l’intérêt primordial de renseigner sur les valeurs de base des paramètres biologiques du ou des sujets exposés. Ces valeurs sont les meilleures bases de comparaison avec les valeurs qui seront trouvées par la suite, au cours de l’évolution postérieure à l’exposition. Ces prélèvements sanguins sont destinés aux examens biochimiques, hématologiques et chromosomiques. L’évolution de la population de lymphocytes (faisant partie des globules blancs) est particulièrement suivie. En effet, la lymphopénie radio-induite est l’une des pathologies classiquement décrite faisant suite à une exposition à de fortes doses de rayonnements ionisants, les lymphocytes constituant l’une des populations les plus radiosensibles de l’organisme en terme de viabilité. La pente de la chute du taux de lymphocytes en fonction du temps est ainsi utilisée en dosimétrie biologique, car elle est directement corrélée à la dose reçue par la victime d’irradiation accidentelle, et cela dès une exposition du corps entier égale à 0,5 Gy. Le médecin du travail enverra le plus rapidement possible les personnes à l’IRSN où seront effectués des analyses complémentaires pour procéder à une évaluation biologique, et au besoin, à l’hôpital Percy à Clamart ou à l’Institut Curie à Paris, centres spécialisés dans le traitement des irradiés. L’ensemble de ces données est synthétisé dans la fiche réflexe n° 3 (cf. annexe IV).

7.3.3. En cas de contamination 7.3.3.1. Généralités sur la contamination radioactive La contamination radioactive est légalement définie comme étant : « La présence indésirable à un niveau significatif pour l’hygiène de substances radioactives à la surface ou à l’intérieur d’un milieu quelconque » ; elle est souvent le résultat d’un incident. Généralement, une contamination est une conséquence : – d’anomalie de fonctionnement momentanée, comme une panne de ventilateur, une coupure d’alimentation électrique, etc. ; – d’équipements défectueux (anciens ou mal entretenus) ; – d’une mauvaise conception de l’installation et/ou de mauvaises conditions de manipulation ; – d’une préparation incomplète et approximative d’une manipulation ; – de la maladresse et/ou de l’ignorance de l’opérateur. De ces dysfonctionnements, il peut résulter une contamination surfacique des matériels et du local, une contamination atmosphérique dans le local, une contamination externe et/ ou interne du manipulateur (projections sur le visage, les vêtements ; ingestion, inhalation).

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La fréquence et la qualité des contrôles pratiqués permettent la découverte plus ou moins rapide de traces de contamination, le plus sûr moyen pour ignorer une contamination étant de ne pas effectuer de contrôles ou bien d’utiliser des appareils de détection inadaptés ! Nous invitons le lecteur intéressé par des rappels sur les notions de contamination et exposition interne à consulter les références suivantes : – livre Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection– réglementation, chapitre 3 « Protection contre l’exposition interne », EDP Sciences, 2007, pour les notions théoriques relatives à la contamination radioactive ; – chapitre 1, partie 1.4.6, pour les notions relatives aux contrôles techniques d’ambiance ; – chapitres 3 et 4, pour les notions relatives à la mesure de la contamination surfacique (méthodes directes et indirectes).

7.3.3.2. Contamination surfacique non fixée En cas de contamination surfacique non fixée (hors contamination corporelle), les actions suivantes devront être effectuées : – identifier la cause de la contamination surfacique ; – estimer la gravité de la contamination surfacique : nature radioactive et physicochimique du contaminant, étendue de la contamination, risque de dispersion de la contamination, nature des surfaces et objets contaminés, détermination du risque prépondérant (exposition externe ou interne) ; – estimer le niveau de la contamination : mesure directe ou, à défaut, indirecte ; rappelons que les chapitres 1 (partie 1.4.6), 3 et 4 apportent des informations théoriques et pratiques sur ces modalités de mesure ; une mesure du débit de dose au niveau de la surface contaminée est conseillée (si la mesure est significative, il faudra répéter l’opération à 30 cm et à 1 m) ; – éliminer, dès que possible, la totalité de la contamination non fixée (cf. chapitre 4, partie 4.3.2) ; en cas de contamination résiduelle, des mesures doivent être prises pour signaliser les zones contaminées (nature et niveau de la contamination), empêcher leur accès (en recouvrant par exemple les taches de contamination d’une nappe en vinyle) et pour empêcher la contamination d’être remise en suspension ; d’autre part, le matériel de nettoyage devra être surveillé et dans tous les cas réservé à la zone dans laquelle il se trouve ; – gérer la fin de l’intervention : se contrôler régulièrement, gérer les déchets créés, appliquer des mesures correctives pour que l’incident ne se répète pas (retour d’expérience) ; – enfin, si la contamination répond au critère 4.3 du guide ASN/DEU/03 (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), l’employeur devra déclarer un événement significatif en radioprotection à l’ASN.

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Notons que d’après le guide ASN/DEU/03, ce critère concerne la dispersion de matières radioactives en dehors des zones connues comme susceptibles de faire l’objet d’une dispersion accidentelle telles que, par exemple, les zones contrôlées ou surveillées, les locaux dans lesquels la détention et l’utilisation de sources non scellées sont autorisées. L’ensemble de ces données est synthétisée dans la fiche réflexe n° 4 (cf. annexe V). Notons qu’en cas de contamination fixée, si les travaux entrepris ne sont pas de nature à créer une dispersion de cette contamination, les seules limites à respecter sont celles relatives à l’exposition externe. Des contrôles fréquents permettront de s’assurer que la contamination ne se transforme pas en contamination non fixée.

7.3.3.3. Contamination corporelle externe a) Introduction En cas de suspicion de contamination corporelle externe, l’ordre des actions à effectuer par la PCR peut différer sensiblement par rapport à l’exposition externe. En effet, la gestion de la personne contaminée est en général prioritaire par rapport à celle de la zone de travail. Ainsi, il suffira de s’assurer dans un premier temps que le plan de travail est inaccessible pour les autres manipulateurs éventuels. Nous conseillons donc l’ordre suivant : – rassurer la personne, si nécessaire ; – baliser la zone de l’incident de façon à la rendre inaccessible ; sécuriser rapidement la situation (la gestion du manipulateur contaminé est prioritaire) : par exemple en relevant le flacon si un flacon a été renversé et en le plaçant derrière un écran, en abaissant le panneau d’une hotte… – questionner la personne de façon à évaluer la gravité de l’incident ; – mettre à l’écart du plan de travail la personne contaminée ; – gérer la contamination corporelle (éventuellement, demander de l’assistance ) en procédant aux contrôles et à la décontamination ; – dans les cas de contaminations corporelles résiduelles ou associées à des blessures ou des brûlures, envoyer la personne dans un service médical ; – gérer la contamination radioactive au niveau du plan de travail : appliquer les actions décrites dans la partie 7.3.3.2 (cf. fiche réflexe n° 4). Ces actions sont résumées dans la fiche réflexe n° 5 (cf. annexe VI) et certaines d’entre elles sont détaillées ci-dessous.

b) Évaluation de la gravité de la contamination La PCR doit se faire expliquer avec précision, par le manipulateur, la nature et les circonstances de l’incident (étendue de la contamination), le radionucléide en cause ainsi que l’activité manipulée. Ces renseignements vont lui permettre d’évaluer la gravité de l’incident et ainsi, d’adapter son action, ainsi que de prévoir les équipements éventuels pour le

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contrôle du manipulateur (et éventuellement du personnel alentour) et pour intervenir de façon adaptée dans le local.

c) Mise en sécurité de la personne contaminée Avant de procéder aux contrôles, la PCR doit mettre en sécurité le manipulateur. Pour se faire, il est nécessaire qu’elle dispose de matériel d’intervention : plusieurs gants jetables, des surchaussures, du vinyle, des mouchoirs ou serviettes en papier (pour la décontamination), des sacs en plastique pour les déchets générés et du ruban adhésif pourront constituer a minima un « kit » utilisable lors des incidents de contamination. En général, ces équipements sont très utilisés dans les laboratoires où sont manipulées des sources non scellées mais nous conseillons à la PCR de rassembler ces éléments dans un kit ou une trousse spécifique pour les interventions, aisément accessible. Après chaque utilisation, il faudra veiller à réapprovisionner ce matériel. La personne contaminée sera amenée à l’écart du plan de travail (et même à l’extérieur s’il existe un risque de contamination atmosphérique), dans une zone où le bruit de fond des appareils de mesure est plus faible que dans le local de manipulation. Si l’on soupçonne une contamination au niveau des chaussures, la personne contaminée devra mettre des surchaussures de façon à ne pas contaminer le sol pendant son déplacement jusqu‘à la zone de contrôle. Elle doit être installée à proximité d'un lavabo (eau tiède, faible débit) et hors d'un lieu de passage (éviter un couloir). Une toile de vinyle (1 à 2 m2) pourra être fixée au sol (avec un ruban adhésif). Éventuellement, une chaise recouverte d’une feuille de vinyle permettra d’installer la personne susceptible d’être contaminée. Autour de cette zone, la PCR pourra disposer les matériels de détection, de décontamination et de récupération : sacs destinés à recevoir les déchets produits par l’intervention (gants jetables, mouchoirs en papier…) et éventuellement les effets personnels contaminés (vêtements).

d) Gestion de la contamination corporelle : contrôles La localisation des surfaces contaminées sur l’opérateur est réalisée avec un contaminamètre (moniteur de contamination) ; si le modèle est associé à des sondes, il faudra utiliser une sonde appropriée aux rayonnements émis par le radionucléide manipulé (information obtenue après avoir questionné le contaminé). Le contrôle sera effectué lentement, sans toucher le contaminé. Les différentes étapes sont les suivantes : – débuter le contrôle en priorité au niveau du visage, des cheveux puis sur les zones de peau qui n’auraient pas été protégées ; – le contrôle est ensuite effectué au niveau de la blouse, des gants et des surchaussures ; – le manipulateur retirera ensuite ses gants en respectant les bonnes pratiques (cf. chapitre 5, figure 5.6), puis mettra une paire de gants neuve avant de retirer sa blouse en prenant garde de ne pas mettre en contact le revers potentiellement contaminé avec ses vêtements civils (la PCR pourra l’aider par exemple à retourner les manches de sa blouse) ;

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– après que le manipulateur ait enlevé cette deuxième paire de gants (a priori non contaminée), la PCR pourra alors procéder aux contrôles au niveau des mains et des vêtements civils. Le principe est identique pour le retrait des surchaussures puis le contrôle des pieds ; – les taches et les niveaux de contamination (taux de comptage) pourront être reportés sur un schéma, afin de faciliter la décontamination ; – chaque vêtement contaminé sera placé dans un sac au niveau duquel sera noté le niveau de contamination mesuré ; attention à ne pas omettre de prélever l'ensemble des dosimètres portés par la personne contaminée après les avoir contrôlés ; – tout matériel jetable potentiellement contaminé (gants usagés, surchaussures…) sera géré en tant que déchet radioactif. Il est bien évident que la PCR devra également se contrôler régulièrement ou en cas de doute, et ne pas hésiter à changer de gants.

e) Gestion de la contamination corporelle : décontamination En règle générale, la PCR pourra procéder aux premières actions de décontamination au niveau cutané ou des cheveux. Pour toute contamination résiduelle, associée à une blessure ou au niveau des muqueuses, il est impératif de faire intervenir un service médical spécialisé, et de ne pas oublier que l’urgence médicale prime sur le traitement de la contamination. Une procédure de décontamination au niveau cutané (exemple d’une contamination au niveau de la main) est présentée ci-après : – après contrôle des vêtements, utiliser du savon doux au niveau de la surface contaminée, en allant du bord vers le centre afin de ne pas étaler la contamination ; – rincer à l’eau courante et répéter la séquence trois fois ; – sécher avec une serviette en papier et effectuer un nouveau contrôle ; – s’il subsiste une contamination, renouveler la séquence lavage/rinçage/séchage en prenant garde à ne pas « léser » la peau pour ne pas transformer cette contamination externe en contamination interne (la peau ne doit pas présenter de rougeur excessive) ; – si la contamination est présente au niveau des ongles, utiliser une brosse souple et frotter légèrement ; – s’il reste de la contamination, noter le niveau de contamination et orienter la personne vers un service médical adapté. En règle générale, l’utilisation de savon doux et d’eau permet de traiter avec efficacité la grande majorité des contaminations de types cutanées. Notons que les détergents utilisés pour la décontamination des surfaces de travail sont proscrits, de même que les solvants (alcool, éther, …).

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Pendant la durée de la décontamination, le manipulateur doit s’abstenir de tout geste pouvant entraîner une contamination interne éventuelle. En cas de contamination des cheveux, il ne faut pas préconiser une douche pour la personne contaminée mais uniquement un lavage des cheveux, toujours dans l’optique de « confiner » l’étendue de la contamination potentielle.

Pour en savoir plus Cas particulier de décontamination corporelle externe Les méthodes et conseils suivants sont souvent appliqués dans les services médicaux spécialisés. Contamination de la peau : badigeonner la surface contaminée avec du permanganate de potassium (KMnO4) à 5 % à l’aide d’une brosse souple pendant 2 minutes, rincer avec de l’hydroxylamine, puis de l’eau. Sécher nouveau et contrôler. Contamination résiduelle fixée : Malgré une décontamination bien conduite, il est possible d’utiliser les moyens cités ci-dessous pour extraire les produits radioactifs : – répartir une crème tensioactive (type Cetavlon¥, Osmogel¥) sur la surface contaminée, – enfermer celle-ci dans un pansement occlusif ou un doigtier (cas d’un doigt) pour dilater les pores de la peau. La sudation devrait éliminer une bonne partie de la contamination, – effectuer un nouveau contrôle 24 heures après et répéter l’opération si nécessaire. Cas particulier de contamination : – Visage : utiliser un savon doux (d'un pH légèrement acide, pH ≈ 5 à 6). – Cheveux : utiliser un shampooing doux, en veillant à ce que la contamination n’atteigne pas les yeux, les orifices naturels et ne se généralise pas. Mettre une chasuble en vinyle permettant le passage de la tête. Basculer la tête en arrière au-dessus de l’évier. – Yeux : laver à grande eau pendant 10 minutes. – Orifices naturels : bien décontaminer le pourtour à l’aide d’un « drapeau » (compresse montée sur un petit bâtonnet) et nettoyer l’intérieur avec un sérum physiologique. – Mains : insister sur le pourtour des ongles et entre les doigts. – Contamination par l'iode radioactif : laver avec de la Bétadine¥ ou du Lugol¥ (solution composée d’iode et d’iodure de potassium en solution dans de l’eau), rincer abondamment, passer de l’hyposulfite de sodium, rincer, sécher et contrôler.

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f) Gestion de la contamination au niveau du plan de travail La PCR procédera au contrôle du plan de travail au moyen d’un contaminamètre. Le sol devant le plan de travail et les zones que le manipulateur contaminé aurait pu toucher (sol, panneau de hotte ventilée, téléphone…) devront être contrôlés soit par mesure directe, soit en réalisant des frottis. Chaque tache de contamination localisée après contrôle sera décontaminée à l’aide de détergent dilué (cf. chapitre 4, partie 4.3.2, réponse à la question Q5). De nouveaux contrôles permettront de s’assurer que la décontamination a été efficace. Si tel n’est pas le cas, il faudra appliquer les consignes vues dans cette partie pour les cas de contaminations résiduelles.

7.3.3.4. Contamination atmosphérique et contamination corporelle interne En cas de suspicion de contamination atmosphérique, les actions à effectuer diffèreront selon l’absence ou la présence de personnel dans le laboratoire concerné. Ces deux situations sont résumées par les fiches réflexe n° 6 (cf. annexe VII) et n° 7 (cf. annexe VIII). En cas d’absence de personnel, la PCR commencera par identifier la cause présumée de l’incident et sa gravité (caractéristiques du contaminant, étendue de la contamination). Dans un deuxième temps, un prélèvement sera effectué pour évaluer le niveau de contamination atmosphérique. La partie 1.4.6.2 du chapitre 1 relative au contrôle de la contamination atmosphérique pourra servir d’aide lors de cette évaluation. Enfin, des mesures devront être prises pour éliminer la contamination et empêcher l’exposition éventuelle du personnel. Notons que si la contamination répond au critère 4.3 du guide ASN/DEU/03 (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), l’employeur devra déclarer un événement significatif en radioprotection à l’ASN. En cas de présence de personnel dans le laboratoire où a lieu la contamination, la PCR devra commencer par faire procéder à une évacuation de ce laboratoire, puis envoyer le personnel exposé (ou potentiellement exposé) dans un service médical adapté. Ce dernier devra prendre en charge ces personnes et réaliser (ou faire réaliser) des examens (analyses radiotoxicologiques, anthropogammamétrie, etc.) afin d’estimer les éventuelles doses efficaces engagées. Si nécessaire, une décontamination pourra être effectuée. L’examen par anthropogammamétrie (mesure des rayonnements γ émis par le corps suite à une contamination) sera préconisé si la contamination est due à des radionucléides émettant des rayonnements γ. Notons que la PCR peut également procéder à une évaluation par calcul si elle parvient à estimer l’activité mise en jeu par cet indicent (cf. chapitre 1, partie 1.3.4.2 « Estimation par le calcul des doses résultant de l’exposition interne »). Les mesures décrites précédemment lors d’un incident de contamination atmosphérique en l’absence de personnel devront également être effectuées.

7.4. Faites le point Vous pouvez maintenant vérifier vos acquis suite à la lecture de ce chapitre en répondant aux questions suivantes.

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1. Quelle différence faites-vous entre un événement significatif en radioprotection (ESR), un incident et un accident radiologique ? 2. À qui le responsable d’une activité nucléaire doit-il déclarer un « événement significatif en radioprotection (ESR) » ? a) à l’IRSN b) à l’ASN (ou à l’ASND) c) à l’inspecteur du travail 3. Quel est le délai maximal pour déclarer un ESR ? Même question pour rédiger le compte rendu d’événement significatif. 4. À qui devez-vous déclarer un dépassement de limite d’exposition ? a) à l’IRSN b) à l’ASN c) à l’inspecteur du travail d) au CHSCT e) à tous 5. Dans le cas d’une contamination externe des cheveux, on fait : a) prendre une douche à la personne b) un lavage uniquement de la tête 6. Dans le cas d’une contamination externe de la peau, on utilise de préférence : a) un détergent utilisé au laboratoire b) de l’alcool c) de l’eau et du savon 7. Dans le cas d’une tache de contamination externe sur la peau, on procède à une décontamination : a) en nettoyant tout à grande eau b) en allant de l’extérieur vers l’intérieur c) en allant de l’intérieur vers l’extérieur 8. Dans le cas d’une contamination interne avec un émetteur gamma, on effectue de préférence : a) une anthropogammamétrie b) une analyse d’urine c) une analyse de selles 9. Quels matériels ou éléments pourraient constituer un « kit » d’intervention pour gérer les situations dégradées, du type contamination surfacique ou contamination corporelle externe ? 10. Un manipulateur renverse par mégarde un flacon contenant du chrome-51. La solution, d’activité 300 MBq, se répand sur le sol du local où deux autres personnes sont présentes.

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D’après les données ci-dessous, estimez la dose efficace engagée par chaque manipulateur suite à cet événement. Comment jugez-vous la gravité de cet événement ? Données : – chrome-51 : radionucléide émettant des rayonnements γ de 320 keV avec une intensité d’émission de 10 %, les autres émissions ont de plus fortes intensités d’émissions mais des énergies très faibles (de 4 à 5 keV) ; – formule permettant d’estimer la dose efficace engagée suite à une inhalation : A×Q×t×k E ( τ ) = h ( g ) × -------------------------------- (cf. partie 1.3.4.2, chapitre 1) V×f – – – – – – –

volume du local : 100 m3 ; h(g) = 3.10–11 Bq.m–3 ; Q = 1,2 m3.h–1 ; durée d’exposition de chaque manipulateur, t = 5 minutes ; coefficient de volatilité du produit radioactifs, k = 0,01 ; travail sur paillasse (facteur de protection f = 1) ; manipulateurs classés en catégorie B.

Réponse 1 : paragraphes 7.1.1 et 7.1.2. Réponse 2 : b) Réponse 3 : Déclaration ESR : délai maximal de 2 jours après la détection. Rédaction compte rendu ESR : délai maximal de 2 mois après la déclaration. Réponse 4 : e) Réponse 5 : b) Réponse 6 : c) Réponse 7 : b) Réponse 8 : a) Réponse 9 : Les éléments constitutifs sont : des gants jetables, surchaussures, ruban adhésif, tapis vinyle (pour l’installation de la personne contaminée), sacs pour gérer les déchets produits et pour la récupération des effets contaminés, serviettes ou mouchoirs en papier pour la décontamination… Réponse 10 : Estimation de la dose efficace engagée par chaque manipulateur : 6

– 11 300.10 × 1,2 × 5 × 0,01 –8 A×Q×t×k E ( τ ) = h ( g ) × -------------------------------- = 3.10 × --------------------------------------------------------------- = 9.10 Sv ≈ 0,1 μSv V×f 100 × 60

La gravité de cette contamination ne semble pas importante. Cependant, la PCR devra tracer cet événement et étudier ses causes, dans une optique d’amélioration continue de la radioprotection.

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Des examens radiotoxicologiques seront pratiqués dans les jours suivant l’incident (période effective du chrome-51, non lié à une molécule : 22 jours). Si ces derniers mettent en évidence une contamination interne, il est alors possible d’évaluer la dose efficace engagée de façon moins approximative que par le calcul. Il est conseillé de déclarer un événement significatif en radioprotection à l’ASN au titre du critère 4.0 « Perte de contrôle de substances radioactives ou d’un dispositif conduisant à une exposition ».

7.5. Annexes Annexe I. Critères de déclaration des événements significatifs impliquant la radioprotection hors INB et le transport des matières radioactives. Tableau 7.2. (d’après document de synthèse : Guide ASN/DEU/03 relatif aux modalités de déclaration et à la codification des critères relatifs aux événements significatifs dans le domaine de la radioprotection hors installations nucléaires de base et transports de matières radioactives, version du 15/06/2007).

L’événement intéresse qui et/quoi ?

Cause ou conséquence de l’événement

Exposition ou situation mal ou non maîtrisée, ayant entraîné ou susceptible d’entraîner un Un ou plusieurs dépassement de la limite de dose individuelle travailleur(s) (salariés ou annuelle réglementaire associée au classement non, exerçant dans une du travailleur « activité nucléaire », ou classés en catégorie A ou B Situation imprévue ayant entraîné le ou non classés) dépassement, en une seule opération, du quart d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire pour un travailleur

Un ou plusieurs patient(s) soumis à une exposition à visée thérapeutique

Situation thérapeutique mal maîtrisée ou dysfonctionnement lors de l’utilisation d’une substance radioactive ou d’un dispositif d’irradiation des patients ayant entraîné ou susceptible d’entraîner : - l’apparition d’effets déterministes non prévus ; et/ou - l’exposition d’un ou plusieurs patients à des doses significativement différentes des doses prescrites.

Numéro du critère

1

2.1

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Annexe I. Suite.

L’événement intéresse qui et/quoi ?

Un ou plusieurs patient(s) soumis à une exposition à visée diagnostique

Cause ou conséquence de l’événement Pratique inadaptée ou dysfonctionnement lors de l’utilisation de sources radioactives ou de générateurs de rayons X à visée diagnostique ayant entraîné ou susceptibles d’entraîner : - des expositions significativement supérieures aux niveaux de référence diagnostiques ; ou

Numéro du critère

2.2

- des erreurs dans la réalisation de l’examen Le public (ou un ou plusieurs travailleur(s) exerçant dans une activité “non nucléaire”)

Situation mal ou non maîtrisée, perte de contrôle d’une substance radioactive ou d’un dispositif conduisant à une exposition, ayant entraîné ou susceptible d’entraîner un dépassement d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire pour le public

3

Source, rejet, déchet

Perte de contrôle de substances radioactives ou d’un dispositif conduisant à une exposition

4.0

Source, rejet, déchet

Perte ou vol de sources, de substances radioactives ou de générateurs de rayonnements ionisants

4.1

Source, rejet, déchet

Découverte de sources, de substances radioactives ou de générateurs de rayonnements ionisants

4.2

Source, rejet, déchet

Dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés

4.3

Source, rejet, déchet

Rejet non autorisé de radioactivité dans l’environnement

4.4

Source, rejet, déchet

Évacuation de déchets radioactifs vers une filière inappropriée

4.5

Source, rejet, déchet

Livraison non conforme à l’autorisation délivrée quant à l’activité totale ou la nature du radionucléide

4.6

Source, rejet, déchet

Découverte de la perte d’intégrité d’une source radioactive scellée, quelle que soit la cause de la perte d’intégrité

4.7

Source, rejet, déchet

Entreposage de sources, de substances radioactives ou de générateurs de rayonnements ionisants dans un lieu non autorisé pour cet usage

4.8

236

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Annexe I. Suite.

L’événement intéresse qui et/quoi ?

Cause ou conséquence de l’événement

Numéro du critère

Acte de malveillance

Acte ou tentative d’acte de malveillance susceptible d’affecter la protection des travailleurs, des patients ou du public contre les effets des rayonnements ionisants, y compris par des atteintes affectant l’environnement

5

Autre

Tout autre événement susceptible d’affecter la radioprotection jugé significatif par le responsable de l’activité nucléaire

6.1

Autre

Tout autre événement susceptible d’affecter la radioprotection jugé significatif par l’Autorité de sûreté nucléaire

6.2

7 – Gestion des situations incidentelles et dégradées

237

Annexe II. Fiche réflexe n° 1 : Cas de l’exposition externe.

Incident ou présomption d’incident Agir sans précipitation Appel PCR Rassurer la personne

Mise en sécurité : personne, plan de travail (arrêt exposition), balisage

Noter SUR UN PLAN • conditions géométriques de l’accident • collimation du faisceau ou position de la source • position et nature des écrans • objets pouvant provoquer un rayonnement diffusé • position de la (des) personne(s) exposée(s) • emplacement des dosimètres (passifs, actifs, complémentaires) • durée estimée de l’exposition Récupérer • les dosimètres du personnel • les dosimètres de zone (dosimétrie d’ambiance) Estimer • les doses reçues avec les dosimètres opérationnels • envoyer les dosimètres passifs en développement d’urgence

- si la dose* est inférieure au quart de la limite annuelle (LA) : traitement par la PCR - si la dose* est comprise entre le quart de la LA et la LA : l’employeur doit déclarer à l’ASN un événement significatif en radioprotection (guide ASN/DEU/03) - si la dose* est supérieure à la LA : consulter fiche réflexe n° 2 (annexe III) * dose efficace E ou dose équivalente peau Hpeau estimée par la grandeur opérationnelle lue sur le dosimètre

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

238

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Annexe III. Fiche réflexe n° 2 : Cas de l’exposition externe avec un dépassement de limite (dose efficace supérieure à 20 mSv).

Dose efficace supérieure à 20 mSv

En plus des actions de la fiche réflexe n° 1 L’employeur doit Informer : - l’inspecteur du travail - le comité d’hygiène et de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) - l’ASN

Contenu de la note d’information - causes présumées de l’incident - circonstances - mesures envisagées pour éviter le renouvellement,

Pour l’ASN - déclaration ESR critère 1 (dépassement de limites) - classement échelle INES minimum niveau 2 - inspection réactive à prévoir Pour le médecin du travail : affecter - le(les) travailleur(s) exposé(s) à un poste excluant l’exposition - si le(s) travailleur(s) exposé(s) est en CDD ou intérim : prolongation du contrat

La PCR doit Procéder ou faire procéder aux actions suivantes (IRSN) : - estimer les doses reçues par les travailleurs - étudier les circonstances du dépassement - étudier les mesures pour éviter le renouvellement - réaliser le contrôle technique des sources et d’ambiance

Si la dose efficace est supérieure à 100 mSv : consulter fiche réflexe n° 3 (annexe IV) n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

7 – Gestion des situations incidentelles et dégradées

239

Annexe IV. Fiche réflexe n° 3 : Cas de l’exposition externe avec un dépassement de limite (dose efficace supérieure à 100 mSv).

Dose efficace supérieure à 100 mSv

En plus des actions de la fiche réflexe n° 2

Contacter immédiatement l’ASN et suivre les indications données

Recueillir les urines (conservation au froid) Procéder à un examen sanguin le plus vite possible (Numération formule sanguine)

Faire envoyer les personnes exposées à l’IRSN pour procéder à des analyses biologiques Faire envoyer les personnes exposées à l’hôpital Percy à Clamart spécialisé dans le traitement des irradiés graves

Pour l’ASN - déclaration ESR critère 1 - revoir le classement échelle INES en fonction de la gravité de l’accident - inspection réactive à prévoir

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

240

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Annexe V. Fiche réflexe n° 4 : Cas d’une contamination surfacique non fixée.

Incident ou présomption d’incident

Appel PCR

Identification cause - anomalie de fonctionnement - erreurs de manipulation - préparation incomplète de la manipulation

Evaluation gravité - identification du produit (nature radioactive et physico-chimique) - étendue de la contamination - risque de dispersion - surfaces et objets contaminés

Estimation du niveau de la contamination surfacique non fixée - mesure directe si possible, sinon mesure indirecte par frottis - surface de frottis : 100 cm2 ou 300 cm2 (transports)

Rappel : Limites contamination surfacique pour le transport : - 4 Bq.cm-2 pour les émissions β/γ ou α (faible toxicité) - 0,4 Bq.cm-2 pour les autres émissions α

Eliminer dès que possible toute contamination non fixée

Attention, si la contamination surfacique répond au critère 4.3 du guide ASN/DEU/03 (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), il faut déclarer l’incident à l’ASN

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

7 – Gestion des situations incidentelles et dégradées

241

Annexe VI. Fiche réflexe n° 5 : Cas d’une contamination corporelle externe.

Incident ou présomption d’incident contamination corporelle

Agir sans précipitation

Appel PCR

Rassurer la personne Interroger la personne

Balisage et mise en sécurité rapide du plan de travail

Evaluation gravité - identification du produit (nature radioactive et physico-chimique) - étendue de la contamination - risque de dispersion - surfaces et objets contaminés

Mise en sécurité de la personne à l’écart du plan de travail (endroit calme)

Utiliser un « kit » d’intervention : gants, vinyle, surchaussures, mouchoirs papier, adhésif…

Contrôles (utilisation d’un contaminamètre) - mesure au niveau du visage, cheveux puis blouse, gants, surchaussures - faire ôter gants et blouse - mesure au niveau des mains et vêtements civils - reporter les taches de contamination sur un schéma - séparer les vêtements contaminés des déchets jetables - contrôler et récupérer les dosimètres pour analyse

« X c.s-1» PCR

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135 Voir suite

242

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Annexe VI. Fiche réflexe n° 5 : suite.

Incident ou présomption d’incident contamination corporelle (suite)

Décontamination Peau : - utiliser savon doux et eau (proximité d’un robinet) - « confiner » la contamination (de l’extérieur vers l’intérieur) - rincer à l’eau courante et répéter la séquence 3 fois - sécher (mouchoir ou serviette en papier) et contrôler - renouveler s’il subsiste de la contamination (attention à ne pas léser la peau : pas de rougeur de la peau) Cheveux : - lavage des cheveux A proscrire : détergents, alcools, éther

S’il reste de la contamination, en cas de blessure ou brûlure, si la contamination touche les muqueuses, en cas de doute …

Utiliser un « kit » d’intervention

envoyer la personne dans un service médical spécialisé

L’URGENCE MÉDICALE PRIME

Gestion de la contamination surfacique au niveau du plan de travail Appliquer les actions de la fiche réflexe n° 4

Si l’événement répond au critère 4.0 du guide ASN/DEU/03 (Perte de contrôle de substances radioactives ou d'un dispositif conduisant à une exposition), il faut déclarer l’incident à l’ASN

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

7 – Gestion des situations incidentelles et dégradées

243

Annexe VII. Fiche réflexe n° 6 : Cas de la contamination atmosphérique.

Incident ou présomption d’incident (absence de personnel)

Appel PCR

Identification de la cause : - anomalie de fonctionnement - erreurs de manipulation - préparation incomplète de la manipulation

Evaluation gravité : - nature radioactive et physico-chimique - étendue de la contamination

Mesure contamination atmosphérique (procéder ou faire procéder par un organisme spécialisé) : - mesure directe si possible (capteur de contamination donnant une alarme) - sinon mesure par prélèvement ayant un débit important et mesure du filtre (utiliser les équipements de protection individuelle pour effectuer le prélèvement)

Si mesure directe : Importance de la localisation du point de prélèvement dans le laboratoire

Si mesure du filtre : Vérification de la source d’étalonnage, du rendement de piégeage du filtre, du rendement de détection

Éliminer la contamination ou empêcher l’exposition du personnel

Attention, si la contamination répond au critère 4.3 du guide ASN/DEU/03 (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), il faut déclarer l’incident à l’ASN n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Annexe VIII. Fiche réflexe n° 7 : Cas de la contamination corporelle interne.

Incident ou présomption d’incident contamination corporelle interne (présence de personnel dans la zone)

Appel PCR

EVACUATION DU PERSONNEL DE LA ZONE

actions de la fiche réflexe n° 6

envoyer le personnel au service médical

Anthropogammamétrie Analyses radiotoxicologiques Prélèvements narinaires En fonction du radionucléide

Si examens positifs décontamination

Procédures de décontamination corporelle C’est le service médical travail qui gère ses procédures de décontamination. n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

7 – Gestion des situations incidentelles et dégradées

245

Annexe IX. Réflexion sur les relations entre le médecin du travail et la personne compétente en radioprotection, par Benoît Quesne, Médecin du travail, MELOX. Le médecin du travail et la personne compétente ont un même objectif : la protection de l’homme au travail vis-à-vis du risque des radiations ionisantes. Cet objectif commun rend leur coopération indispensable dans de nombreuses situations, partageant leur culture et leur connaissances afin d’amplifier l’efficacité de chacun. L’analyse des risques et leur évolution : nature des sources, nature des rayonnements, conditions d’exposition… relèvent de la personne compétente en radioprotection. Tous ces éléments sont indispensables au médecin pour établir une surveillance médicale adaptée et délivrer un avis d’aptitude en complète connaissance des risques et conditions de travail du salarié. Les moyens de protection (masque, tenues, tablier de plomb, gants…) prescrits par la personne compétente en radioprotection ont des conséquences sur les conditions de travail des salariés. Il faut ensemble avec le médecin du travail en mesurer les risques pour optimiser au mieux les protections. En situation normale, la personne compétente en radioprotection doit aussi pouvoir renseigner le médecin sur les mesures de protection collective mises en place et les moyens de mesures avec leur limite, leur seuil… Ceci permet, notamment, au médecin du travail de pouvoir prescrire le type d’examen radiotoxicologique et anthroporadiamétrique, leur fréquence. L’interprétation des résultats de ces examens de surveillance individuelle d’exposition interne ne peut être correctement faite qu’en pleine connaissance des conditions d’exposition. Pour réaliser une optimisation et une réduction des doses, la dosimétrie active n’est pas toujours suffisante à la personne compétente en radioprotection : dosimétrie interne, dosimétrie complémentaire, neutrons, extrémités… Le médecin doit pouvoir partager les résultats dosimétriques individuelles avec la personne compétente. Cette analyse conjointe permet une meilleure efficacité dans l’optimisation de la radioprotection et permet au médecin du travail d’alerter la personne compétente en radioprotection en cas de dérive. Ceci est particulièrement vrai en cas d’écart entre les résultats de la dosimétrie opérationnelle et la dosimétrie active où le médecin du travail a besoin des compétences métrologiques de la personne compétente en radioprotection. Les situations anormales doivent être si possible prévues ou au moins définies entre la personne compétente et le médecin du travail. Le traitement de ces situations doit être organisé en commun avant l’évènement : quand prévient-on le médecin du travail ? Quelles informations lui sont communiquées ? Quelle conduite à tenir immédiate ?... traitement ?... Quelles informations le médecin fournit-il en retour pour analyser au mieux l’évènement ?... avec quel délais ? Les réponses à toutes ces questions dépendent du type de sources et d’exposition et de l’organisation interne de l’entreprise. Elles doivent être abordées de façon pragmatique en concertation entre la personne compétente, le médecin du travail et le chef d’entreprise qui a la responsabilité de l’organisation des secours. Au total, les approches médicales et radioprotection sont complémentaires et doivent s’enrichir pour exercer au mieux la protection de l’homme au travail.

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Analyses de postes de travail Marc Ammerich, Séverine Balmain, Hugues Bruchet, Sandrine Lauglé

Introduction Certains postes de travail pouvant induire une exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants, leur analyse est une des missions essentielles de la PCR, en appui de l’employeur et du médecin du travail. Cette étude permet l’évaluation et la prévention des risques radiologiques, mais doit également être appréhendée dans un contexte plus général, incluant les autres risques professionnels. Cette analyse permettra concrètement à la PCR d’identifier les risques d’exposition aux rayonnements ionisants afin de mettre en œuvre les actions adéquates d’optimisation de la radioprotection, de classer les travailleurs et de délimiter les zones de travail. Dans ce chapitre, nous allons définir une méthodologie générale pour la mise en œuvre pratique des études de postes adaptées aux problématiques de la manipulation de sources non scellées dans les installations de l’industrie et de la recherche. Les étapes nécessaires à la réalisation des études de poste, à savoir la caractérisation du(des) poste(s) de travail, l’évaluation des doses, l’exploitation des résultats et le retour d’expérience, seront détaillées successivement. Certaines d’entre elles ont été décrites dans les autres chapitres de cet ouvrage ; à titre d’exemple, l’évaluation des doses résultant des expositions externe et interne aux rayonnements ionisants qui est la partie fondamentale de l’analyse de poste a été détaillée dans le chapitre 1 « Radioprotection dans les laboratoires » (partie 1.3 « Évaluation de l’exposition »). Nous indiquerons ces renvois chaque fois que nécessaire. Après la présentation de la méthodologie générale, nous considérerons quelques applications à des cas pratiques rencontrés dans les secteurs de l’industrie et la recherche, ainsi qu’une partie « Faites le point » qui servira de contrôle des connaissances. D’autre part, en guise de complément à ce chapitre, nous invitons le lecteur à se référer au guide pratique de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) sur la réalisation des études de poste (Guide IRSN : Réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants, DRPH/DIR n° 2007-6, L. Donadille, J.L. Rehel, 2007). Cet outil est constitué d’une partie théorique et méthodologique et de « fiches pratiques » relatives à des situations concrètes de travail. Le nombre de cas pratiques présentés dans ces fiches étant amené à être complété et élargi avec le temps, nous conseillons la visite régulière du site internet de l’IRSN : www.irsn.fr. L’Institut national de recherche et de sécurité (INRS) met également à disposition des opérateurs des fiches pratiques relatives aux études de postes : http://www.inrs.fr/.

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

8.1. Contexte et objectifs 8.1.1. Objectifs d’une analyse de poste de travail L’objectif d’une analyse ou étude de poste de travail est d’évaluer, dans des conditions normales de travail, les doses susceptibles d’être reçues par le personnel, consécutives à des expositions externe et interne aux rayonnements ionisants. Par ailleurs, cette évaluation des doses reçues devra également considérer les circonstances de travail anormales, mais raisonnablement prévisibles, pouvant conduire à un surcroît d’exposition radiologique (cf. Guide pratique IRSN Réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants). L’analyse permet d’identifier et de caractériser les sources d’exposition mais aussi les autres sources de danger afin d’estimer les risques et de mettre en œuvre les actions de prévention adaptées et d’apporter des éléments pour la gestion d’incidents éventuels. L’étude de poste va permettre également de fournir un certain nombre d’éléments à l’employeur et au médecin du travail pour : – apporter les éléments nécessaires à l’optimisation de la radioprotection : définition et mise en place des équipements de protection collective, et éventuellement individuelle, ainsi que des consignes de sécurité associées aux différents postes de travail ; – renseigner la fiche d’exposition du travailleur associée au poste de travail ; – déterminer le classement du travailleur (en catégorie A, B ou non exposé) ; – délimiter les zones de travail (zones non réglementée, surveillée, contrôlée verte, contrôlée jaune, contrôlée orange ou zone interdite rouge) ; cette délimitation pourra être validée ou affinée au moyen des contrôles techniques d’ambiance mis en place.

8.1.2. Cadre réglementaire L’étude des risques radiologiques liés aux postes de travail est une composante de l’évaluation générale des risques auxquels sont soumis les employeurs. Le code du travail précise à l’article R.4121-1 que cette évaluation concerne l’ensemble des risques identifiés sur les lieux de travail : « L'employeur transcrit et met à jour dans un document unique les résultats de l'évaluation des risques pour la santé et la sécurité des travailleurs à laquelle il procède en application de l'article L.4121-3. Cette évaluation comporte un inventaire des risques identifiés dans chaque unité de travail de l'entreprise ou de l'établissement. » La notion d’analyse « dosimétrique » de poste de travail apparaît à l’article R.4451-11 du code du travail : « Dans le cadre de l'évaluation des risques, l'employeur, en collaboration, le cas échéant, avec le chef de l'entreprise extérieure ou le travailleur non salarié, procède à une analyse des postes de travail qui est renouvelée périodiquement et à l'occasion de toute modification des conditions pouvant affecter la santé et la sécurité des travailleurs.

8 – Analyses de postes de travail

249

Lors d'une opération se déroulant dans la zone contrôlée définie à l'article R.4452-1, l'employeur (…) : – 1° fait procéder à une évaluation prévisionnelle de la dose collective et des doses individuelles que les travailleurs sont susceptibles de recevoir lors de l'opération ; – 2° fait définir par la personne compétente en radioprotection, désignée en application de l'article R.4456-1, des objectifs de dose collective et individuelle pour l'opération fixés au niveau le plus bas possible compte tenu de l'état des techniques et de la nature de l'opération à réaliser et, en tout état de cause, à un niveau ne dépassant pas les valeurs limites fixées aux articles D.4152-5, D.4153-34, R.4451-12 et R.4451-13. À cet effet, les responsables de l'opération apportent leur concours à la personne compétente en radioprotection ; – 3° fait mesurer et analyser les doses de rayonnement effectivement reçues au cours de l'opération pour prendre les mesures assurant le respect des principes de radioprotection énoncés à l'article L.1333-1 du code de la santé publique. Lorsque la technique le permet, ces mesures sont effectuées de manière continue pour permettre une lecture immédiate de leurs résultats. » Les analyses de postes sont également mentionnées par le biais des éléments qu’elles contribuent à définir : – fiche d’exposition (article R.4453-14 du code du travail) : « L'employeur établit pour chaque travailleur une fiche d'exposition comprenant les informations suivantes : – 1° la nature du travail accompli ; – 2° les caractéristiques des sources émettrices auxquelles le travailleur est exposé ; – 3° la nature des rayonnements ionisants ; – 4° les périodes d'exposition ; – 5° les autres risques ou nuisances d'origine physique, chimique, biologique ou organisationnelle du poste de travail. » – fiche médicale d’aptitude (article R.4454-1) : « Un travailleur ne peut être affecté à des travaux l'exposant à des rayonnements ionisants qu'après avoir fait l'objet d'un examen médical par le médecin du travail et sous réserve que la fiche médicale d'aptitude établie par ce dernier atteste qu'il ne présente pas de contre-indication médicale à ces travaux. Cette fiche indique la date de l'étude du poste de travail et la date de la dernière mise à jour de la fiche d'entreprise. » – choix des méthodes de dosimétrie (annexes de l’arrêté du 30 décembre 2004 relatif à la carte individuelle de suivi médical et aux informations individuelles de dosimétrie des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants) : « La surveillance individuelle de l’exposition par dosimétrie passive est effectuée par l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire ou par un organisme agréé (…). Il convient à cet effet de s’assurer que l’organisme retenu est en capacité de mesurer

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

les rayonnements ionisants révélés par l’analyse des postes de travail et que les dosimètres utilisés sont compatibles avec les conditions de travail envisagées (annexe 1.2) ». Cette référence aux études de poste se retrouve également dans les annexes 2.2 et 3.2 relatives à la surveillance individuelle de l’exposition par dosimétrie interne et opérationnelle, respectivement ; – délimitation des zones (article R.4452-1) : « Après avoir procédé à une évaluation des risques et recueilli l'avis de la personne compétente en radioprotection mentionnée à l'article R.4456-1, l'employeur détenteur, à quelque titre que ce soit, d'une source de rayonnements ionisants délimite, au vu des informations délivrées par le fournisseur de la source, autour de la source : – 1° une zone surveillée (…) ; – 2° une zone contrôlée (…). Enfin, sans être citées textuellement, le rôle des analyses de postes est sous-entendu dans les articles du code du travail relatifs à la classification des travailleurs (articles R.4453-1 et R.4453.3) et à la définition du programme des contrôles techniques d’ambiance (article R.4452-13).

8.2. Préparation : caractérisation des postes de travail Il est souvent considéré, à tort, que l’analyse de poste se résume à une simple évaluation des doses reçues par les travailleurs. Or, la phase de préparation est une étape très importante dans la réalisation de l’étude de poste. En effet, ses conclusions permettent de faciliter les étapes suivantes, en orientant par exemple le choix de la méthode retenue pour l’évaluation des doses, ou bien en apportant des informations sur les critères d’optimisation à retenir. La phase de préparation de l’étude de poste consiste à recueillir toutes les informations relatives aux postes de travail, à savoir : – la ou les sources produisant des rayonnements ionisants et donc induisant un risque d’exposition pour les travailleurs ; nous parlerons de « terme source » ; – la constitution du poste de travail, lequel sera caractérisé par les différentes actions successives qui le constituent ; nous parlerons de « tâches » à effectuer ; – les équipements utilisés pour le poste : matériel de protection et de contrôle ; – l’organisation du travail dans l’entreprise ; – l’ergonomie et les facteurs d’ambiance ; – les risques radiologiques attendus pour chaque tâche constituant le poste, ainsi que les risques conventionnels associés ; – la perception des risques par les différents acteurs concernés.

8 – Analyses de postes de travail

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La méthodologie adoptée ici se voulant générale, ces différentes informations doivent faire l'objet d'une réflexion par la PCR afin de dégager les éléments pertinents pour la sécurité radiologique et classique propre au poste de travail concerné. Par ailleurs, nous avons présenté certaines des parties suivantes sous la forme de questions concrètes que la PCR doit se poser pendant la phase de préparation de l’étude de poste.

8.2.1. Généralités La notion de poste de travail peut prendre plusieurs sens en fonction du contexte considéré : elle peut être associée à un lieu (paillasse, local ou laboratoire…), un équipement utilisant les rayonnements ionisants, une fonction dans l’entreprise (technicien, chercheur, ingénieur en radioprotection…). Dans le Guide pratique IRSN, un poste de travail est défini comme « un espace organisé et équipé en vue de l’exécution d’une ou de plusieurs tâches. Il peut être constitué d’un ou de plusieurs équipements, chacun pouvant contenir des sources de rayonnements ionisants de natures et débits différents ». Il est également possible de considérer le poste de travail sous son aspect « dynamique ». Dans ce cas, un poste de travail pourra être assimilé à une opération constituée d’une ou plusieurs tâches, effectuée(s) au sein d’un espace identifié. En outre, cette définition présente l’avantage de tenir compte du fait que les différentes tâches ne sont pas forcément associées à une unité de lieu. En effet, certaines d’entre elles peuvent être effectuées dans des locaux différents de ceux ayant servi aux tâches précédentes. Dans ce cas, pour obtenir des conclusions relatives à la délimitation des zones de travail, il sera nécessaire d’étudier les expositions, séparément, pour chacune d’entre elles. Pour conclure sur l’exposition du ou des travailleur(s), un bilan des doses susceptibles d’être reçues sur l’ensemble de l’opération sera effectué.

8.2.2. Caractérisation des termes sources La caractérisation des termes sources consiste dans un premier temps à identifier le type de sources de rayonnements ionisants au niveau du poste de travail. Seront distingués essentiellement : – les radionucléides sous forme de sources non scellées ; – les radionucléides sous forme de sources scellées ; – les générateurs électriques de rayonnements ionisants. Pour le cas des sources non scellées qui nous intéresse ici, il s’agira de connaître et décrire les données suivantes : – identification du ou des radionucléides présents au niveau du poste de travail, et par conséquent, natures, énergies, intensités des rayonnements émis et périodes radioactives ; – activité des sources correspondantes (sources mères, sources filles…) ;

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Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– caractéristiques des champs de rayonnements : géométrie, orientation, débits de doses « types » obtenus par exemple dans la littérature (le guide Radionucléides et radioprotection, EDP Sciences contient des valeurs d’exposition externe en μSv.h–1 pour une activité de 1 Bq) ; – formes physico-chimiques des substances radioactives ; – valeurs des doses efficaces engagées par unité d’incorporation correspondantes, h(g) en Sv.Bq–1, obtenues par exemple dans les annexes de l’arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants. Cette étude « bibliographique » a pour but de connaître les données théoriques relatives aux sources d’exposition liées au poste de travail. Cependant, elle ne constitue pas une fin en soi. En effet, les caractéristiques du terme source peuvent évoluer pendant l’accomplissement des différentes tâches constituant le poste de travail : c’est le cas fréquemment de l’activité (sources mères, prélèvements et dilutions en « sources filles »), de la forme physico-chimique du produit radioactif (expériences de marquages radioactifs…). Il sera donc nécessaire d’étudier l’évolution des paramètres du terme source en fonction des tâches successives de l’opération. Cette étude « dynamique » nécessitant de connaître précisément les différentes tâches à réaliser, elle sera l’objet de l’étape « Risques radiologiques pour chaque tâche », vue dans la partie 8.2.4.

8.2.3. Tâches à réaliser 8.2.3.1. Procédures et modes opératoires Il s’agit de « fractionner » l’opération ou la manipulation en plusieurs tâches successives, chacune d’entre elles se caractérisant par une action identifiée et une unité d’espace. Cette étape nécessite d’utiliser les procédures ou les modes opératoires de ces opérations. La PCR devra donc commencer par rassembler ces documents. Nous donnerons dans la partie 8.5.1.1 un exemple pratique où ce principe de « fractionnement » de l’activité en plusieurs tâches est employé. En parallèle à ce travail, nous attirons l’attention de la PCR sur la nécessité d’échanger avec les opérateurs pour évaluer les écarts éventuels entre les procédures théoriques et la réalité du « terrain ». Pour chaque tâche, un certain nombre de paramètres seront identifiés. En tout premier lieu, il faudra connaître la durée allouée à chaque tâche. De plus, la PCR devra essayer de répondre aux questions suivantes : – Quelles sont les principales caractéristiques des tâches confiées à l'opérateur ? – Quels sont les objectifs de l’opération ? – Quelle est la chronologie des tâches qui lui sont confiées ? – Les informations obtenues dans les procédures et modes opératoires (durée, description des étapes, informations relatives à la sécurité…) sont-elles assez précises ? En d’autres termes, est-il nécessaire de questionner les personnes concernées par ces manipulations (ou futures manipulations) pour obtenir les informations désirées ?

8 – Analyses de postes de travail

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Nota : il est fortement conseillé, dans tous les cas, de discuter avec les opérateurs. – Quelles sont les tâches et les opérations qui ne font pas l'objet d'un mode opératoire écrit (tâches faisant l'objet d'apprentissage par « compagnonnage » par exemple) ? – Est-ce que l'application de certains modes opératoires, de certaines procédures ou consignes particulières posent des problèmes dans la réalisation de certaines tâches ? – Pour le personnel féminin, quelles sont les procédures et affectations en cas de grossesse ? en cas d’allaitement ? – Quelles sont les procédures spécifiques pour les jeunes travailleurs (apprentis), les stagiaires et le personnel intérimaire ou en CDD ? Les autres renseignements à identifier pour chaque tâche seront décrits dans les parties 8.2.3.2 à 8.2.3.4.

8.2.3.2. Environnement de travail Il est intéressant de connaître la situation du poste de travail étudié dans le bâtiment ainsi que les aspects liés à la signalisation : – Y a-t-il des accès extérieurs ? – Le local est-il à l’étage ou au rez-de-chaussée ? – Quels sont les accès possibles au local ? – Quels sont les panneaux de signalisation existants ? – Sont-ils adaptés aux risques ? – Sont-ils apposés sur tous les accès ? Ces informations devront être complétées par celles relatives à l’environnement humain. Outre les manipulateurs impliqués dans le poste de travail, il est intéressant de savoir si d’autres personnes se trouvent dans le local ou à proximité pendant l’opération. Éventuellement, la PCR pourra tenir compte de ces informations lorsqu’elle devra conclure sur le classement des travailleurs : le choix du classement d’un manipulateur en catégorie A ou B sera établi à partir de l’exposition aux rayonnements ionisants lors des opérations du manipulateur concerné. Cependant, il est possible que des opérations effectuées par d’autres travailleurs occasionnent une légère exposition aux personnes présentes dans le local concerné pendant la réalisation de certaines tâches : la PCR devra estimer s’il est opportun d’évaluer cette exposition et d’en tenir compte pour le bilan des doses reçues. Enfin, l’environnement matériel pendant les opérations effectuées par les manipulateurs devra être décrit, et en particulier les équipements nécessaires à la réalisation des tâches ainsi que les équipements de protection et les aspects de sécurité. L’utilisation de certains équipements de protection permettant de réduire les niveaux d’exposition aux rayonnements ionisants, une connaissance précise de ces derniers et de leur utilisation réelle par les travailleurs est impérative.

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Voici les questions à renseigner : – Quelle est la liste exhaustive des équipements utilisés ou prévus pour chaque tâche de l’opération ? – Parmi ces équipements, quels sont ceux servant à la protection de l’opérateur (préciser les équipements de protection collective et ceux de protection individuelle) ? – Lesquels permettent le contrôle de l’exposition aux rayonnements ionisants (appareils de détection des rayonnements ionisants, dosimètres…) ? – Tous ces équipements sont-ils utilisés de manière continue ou occasionnelle au poste de travail ? – Les aspects de sécurité sont-ils pris en compte dans les procédures et modes opératoires ? – Faut-il « repenser » ces documents dans une optique de sécurité ?

8.2.3.3. Organisation du travail La connaissance de l’organisation du travail dans l’entreprise est indispensable dans la mesure où elle apporte de nombreux renseignements sur la structure des équipes de travail, sur les horaires et la fréquence de certaines manipulations ainsi que sur le comportement des travailleurs. Voici les questions pouvant être évoquées : – Quelle est l'organisation du travail dans laquelle se trouve inclus le poste ? – Quelle est la structure de l'équipe de travail (équipe constituée uniquement du personnel de l’entreprise, présence de sous-traitants...) ? – Quels sont les horaires de travail pratiqués (journée normale, service continu comme les 3 × 8) au niveau du poste ? – Y a-t-il des opérateurs expérimentés qui pourraient être des personnes ressources notamment en matière de formation au poste de travail ou dans l’explicitation des procédures ? – Quel est l'état du niveau de formation au risque radiologique des travailleurs ? – Quelles sont les options possibles concernant l’optimisation en radioprotection ? – Quelle est la proportion de personnel féminin ? – Y a-t-il d’autres postes de travail qui dépendent de l’activité étudiée ? – Quelles sont les principales causes de fluctuations des tâches et quels sont les moments de plus fortes contraintes de temps ? – Y a-t-il d’autres personnels pouvant être exposés notamment le personnel d’entretien ?

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8.2.3.4. Ergonomie et facteurs d’ambiance Cette phase résulte de celle dédiée à l’organisation du travail. Elle a pour but de collecter les informations sur les facteurs pouvant accroître les risques pour les travailleurs, dans le but de les éliminer. Voici les questions qui peuvent être évoquées : – Existe-t-il dans la conception et l'aménagement du poste de travail, des éléments qui conduisent l'opérateur à adopter des postures pénalisantes ou dangereuses ? – L'activité de travail oblige-t-elle l'opérateur à se déplacer en portant des produits, ou des outils ? Dans l'affirmative, précisez les tâches concernées. – Quels sont les facteurs d'ambiance susceptibles de compliquer la réalisation des tâches et de constituer de ce fait des facteurs de risque (éclairage, niveau sonore, ambiance thermique, ventilation et assainissement de l'air…) ? Les points à examiner sont les suivants : mauvaise définition des plans de travail par rapport au travail à réaliser, mauvaise conception ou emplacement inadapté des commandes et des moyens de signalisation visuelle…

8.2.4. Risques radiologiques pour chaque tâche Cette étape a pour but d’évaluer les risques d’expositions externe et interne pour chacune des tâches de l’opération. Elle est liée à la caractérisation des termes sources (cf. partie 8.2.2) dans la mesure où elle consiste à étudier les critères pour chaque tâche successive, étant donné l’évolution très probable du risque radiologique pendant l’opération. De cette façon, la PCR identifiera les phases de l’activité de travail (tâches) les plus critiques du point de vue du risque radiologique. Par ailleurs, les situations incidentelles prévisibles pouvant modifier les conditions d’exposition devront être identifiées avec les opérateurs. Pour compléter ces renseignements quantitatifs, la PCR devra répondre aux questions suivantes : – Quelles sont les dispositions prises en matière d’entreposage temporaire de sources ? – Quelles sont les dispositions prises en matière d’entreposage des déchets ? – Y a-t-il du matériel d’urgence (kit d’intervention) prévu pour faire face à un incident ? Concrètement, il sera utile à la PCR d’établir un schéma du local de travail afin de préparer la phase d’évaluation des doses. Les éléments suivants pourront être indiqués : – position du ou des postes de travail ; – emplacement de tout type de sources (sources mères, sources filles, zones de collecte des déchets radioactifs…) ; – zones où les débits de doses devront être estimés ;

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– emplacement des équipements de contrôle de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi que des équipements de protection.

8.2.5. Risques conventionnels associés Une étude « dosimétrique » de poste de travail ne peut pas être conçue sans tenir compte des autres risques auxquels les travailleurs sont confrontés. En effet, on ne peut ignorer l’article R.4452-23 du code du travail : « L'employeur définit les mesures de protection collective adaptées à la nature de l'exposition susceptible d'être subie par les travailleurs exposés. La définition de ces mesures prend en compte les autres facteurs de risques professionnels susceptibles d'apparaître sur le lieu de travail, notamment lorsque leurs effets conjugués sont de nature à aggraver les effets de l'exposition aux rayonnements ionisants. Elle est faite après consultation de la personne compétente en radioprotection mentionnée à l'article R.4456-1, du médecin du travail et du comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou, à défaut, des délégués du personnel. » Les questions associées à ces risques et auxquelles il faudra répondre sont les suivantes : – quels sont les risques de heurt ou de chute de personnes ou d'objets dans la zone de travail ? – quels sont les risques d'entraînement, d'écrasement, de cisaillement, de sectionnement provenant des pièces en mouvement ? Quels sont les gestes critiques du point de vue de ces risques ? – quels sont les risques de coupure ou de piqûre par manipulation, en vous référant aux points suivants à examiner : désignation des objets dangereux, absence de protection adaptée, types de manipulations concernées du point de vue de ces risques ? – quels sont les risques de projection de liquides (acides, bases, mélanges...), en vous référant aux points suivants à examiner : désignation des produits, absence de protection adaptée, types de manipulations concernées par ce risque ? – quels sont les risques liés à l'utilisation de produits dangereux en vous référant aux points à examiner suivants : nature des produits utilisés ; conditionnement, entreposage, étiquetage ; manipulations exposant à des risques de contact, d'inhalation, d'ingestion ; absence de protection efficace ? – quelles sont les principales sources de risques liées au travail avec des produits d’origine biologique et leurs conséquences potentielles ? – quelles sont les principales sources de risques d’origine électrique ; les équipements sont-ils en conformité ? – quelles sont les principales sources de risques d’incendie et d’explosion et leurs conséquences potentielles ?

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– quelles sont les principales sources de risques liées au travail en atmosphère confinée et leurs conséquences potentielles ? – quelles sont les principales sources de risques liées au travail avec des lasers et leurs conséquences potentielles ?

8.2.6. Perception des risques par les acteurs Il est important de cerner la façon dont les travailleurs perçoivent les risques, aussi bien radiologiques que conventionnels : existe-t-il des craintes vis-à-vis du risque radiologique, ou au contraire une banalisation du risque ? Quelles sont les réactions face à une situation dégradée ? Ces comportements sont souvent liés au niveau de formation des travailleurs concernés (nouveaux embauchés…). La PCR devra donc remédier à ces situations éventuelles lors des actions de formation (article R.4453-4 du code du travail sur la formation du personnel susceptible d’intervenir en zone réglementée).

8.3. Évaluation des doses 8.3.1. Généralités Nous reprendrons ici les préconisations du Guide IRSN « réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants ». L’évaluation de doses doit être effectuée dans des conditions réalistes du poste de travail, c'est-à-dire telles qu’elles se présentent lors du fonctionnement normal de l’installation. Les incidents raisonnablement prévisibles c’est-à-dire qui ne peuvent être exclus sont également à prendre en compte : exemples du renversement d’un flacon, dysfonctionnement d’une sécurité… Les données nécessaires à l’évaluation des doses peuvent être issues de mesures, de calculs, de données publiées dans la littérature, et de l’analyse du retour d’expérience du fonctionnement de l’installation (historique dosimétrique par exemple). Notons que les évaluations visant à classer le personnel sont effectuées en tenant compte du port éventuel d’équipements de protection individuelle, comme par exemple derrière un tablier plombé. À l’inverse et il convient de le préciser une nouvelle fois, le zonage des locaux se fait uniquement en fonction des sources de rayonnements sans prendre en compte les équipements de protection individuelle. Les « doses » à estimer lors d’une étude de poste sont : – dans tous les cas, la dose efficace E ; – la dose équivalente à la peau Hpeau si l’on présume une exposition des extrémités (mains, doigts). Rappelons que ces grandeurs sont appelées « grandeurs de protection » et qu’elles ne sont pas directement mesurables.

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8.3.2. Doses associées à chaque tâche L’évaluation de la dose au poste de travail doit correspondre à la somme des doses, qu’elles soient d’origine interne ou externe, associées à chacune des tâches. Néanmoins, dans un premier temps, l’étude peut être faite pour les tâches contribuant a priori à l’essentiel de la dose. Il convient d’être vigilant vis-à-vis des tâches peu irradiantes individuellement mais fréquentes (cf. Guide IRSN). D’autre part, afin de prendre en compte les pratiques professionnelles dont la fréquence et la nature sont susceptibles de varier dans le temps, une moyenne sur une période représentative peut être effectuée. Enfin, l’évaluation des doses peut être complétée en considérant des situations plausibles s’écartant des conditions normales de travail, par exemple une tâche de durée plus longue que prévu en raison d’une difficulté technique, ou celles relevant de mauvaises pratiques, telles le défaut d’utilisation d’équipements de protection radiologique. Dans les parties suivantes relatives aux doses résultant des expositions externe et interne, nous conseillons au lecteur de lire en détail la partie 1.3 « Évaluation de l’exposition » du chapitre 1 « Radioprotection dans les laboratoires ». Ne seront mentionnés ci-après que les rappels utiles et les compléments pratiques concernant la mise en œuvre de cette évaluation.

8.3.2.1. Doses résultant de l’exposition externe Le choix d’une méthode d’évaluation des doses résultant de l’exposition externe, mesure ou calcul, dépend : – des caractéristiques des sources à étudier : si certaines doses sont difficilement mesurables, du fait d’une activité du terme source trop faible par exemple, l’utilisation de méthodes par calcul est conseillée ; – du type d’étude : on pourra privilégier les méthodes par calcul lors d’une évaluation prévisionnelle des doses (avant la réalisation concrète par le manipulateur des opérations constituant le poste de travail) ; une validation par la mesure des résultats obtenus sera réalisée dans un deuxième temps.

a) Mesure Les moyens de mesure possibles sont décrits dans la partie 1.3.3.1 « Mesure de l’exposition externe et grandeur opérationnelle » du chapitre 1 « Radioprotection dans les laboratoires ». Les instruments de mesure utilisés pour évaluer l’exposition externe doivent être adaptés aux types de rayonnements à étudier (nature, énergie), aux caractéristiques des sources (activité) et de l’exposition (caractéristiques directionnelles de l’exposition, géométrie). D’autre part, rappelons que la grandeur opérationnelle mesurée par l’instrument doit être en adéquation avec la grandeur de protection recherchée : – la dose efficace E sera estimée par l’intermédiaire de la grandeur opérationnelle Hp(10), mesurée par des dosimètres personnels portés à la surface du corps (poitrine) ; éventuellement les dosimètres d’ambiance pourront être utilisés pour

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cette estimation s’ils sont étalonnés par rapport à la grandeur opérationnelle H*(10) (cas d’une « cartographie des débits de dose », cf. ci-après) ; – la dose équivalente à la peau Hpeau sera estimée par l’intermédiaire de la grandeur opérationnelle Hp(0,07), mesurée par des dosimètres personnels portés au niveau des extrémités (exemple des bagues en fluorure de lithium FLi au niveau des doigts). Concrètement, l’évaluation des doses par la mesure peut être conçue selon le type de tâche constituant l’opération : – Pour les tâches dites « statiques » : on peut mesurer tout d’abord les débits de doses au niveau des points représentatifs des positions occupées par les manipulateurs. Cette « cartographie » de l’espace constituant le poste de travail pourra être réalisée au moyen d’instruments de mesure d’ambiance (débitmètres) correctement étalonnés. Ensuite, les doses pour chaque tâche sont obtenues en multipliant les débits de doses évalués à la position de l’opérateur la plus exposée par la durée. – Pour les tâches dynamiques, la mesure des débits de dose n’est pas adaptée. Il est alors préférable d’estimer les doses par intégration : par exemple, dans une boîte à gants, les mains de l’opérateur réalisent une tâche dynamique. Dans ce cas, les doses sont généralement évaluées au moyen de dosimètres passifs fixés sur un ou plusieurs doigts et portés durant une période représentative.

b) Calcul Les méthodes de calcul possibles sont décrites dans la partie 1.3.3.2 « Outils de calcul » du chapitre 1 « Radioprotection dans les laboratoires ». Rappelons que les données d’exposition externe issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006) permettent l’évaluation de la dose efficace ou de la dose équivalente à la peau pour un certain nombre de cas concrets de manipulations de sources non scellées. Ces méthodes présentent l’avantage de permettre une évaluation aisée des doses pour chaque tâche ou « sous-tâche » constituant l’opération. Ainsi les actions les plus pénalisantes du point de vue des doses reçues peuvent être plus facilement identifiées qu’avec une méthode par mesure où il est parfois nécessaire d’intégrer la dose sur plusieurs tâches dynamiques. Nous présenterons deux exemples d’évaluation des doses par calcul dans la partie 8.5.1, pour des manipulations de tritium et d’iode-125.

8.3.2.2. Doses résultant de l’exposition interne Pour ce qui concerne l’exposition interne, bien qu’il ne faille pas négliger les contaminations par voie cutanée, l’inhalation constitue la voie la plus probable d’incorporation de radionucléides dans l’organisme. De fait, l’évaluation des niveaux de contamination atmosphérique (en Bq.m–3) de chacun des radionucléides identifiés est importante. La contamination surfacique (Bq.m–2) doit être évaluée pour toute surface susceptible d’être contaminée, comme par exemple les surfaces sur lesquelles sont manipulées des sources radioactives non scellées.

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Cette évaluation se fera principalement par la mesure : – pour l’évaluation de la contamination surfacique, une méthode directe ou indirecte pourra être utilisée selon le contexte ; – pour l’évaluation de la contamination atmosphérique, des appareils permettent de prélever l’air sur un système de piégeage : filtre, cartouches à charbon actif dans le cas de l’iode… (cf. chapitre 1, partie 1.4.6.2 « Contrôle de la contamination atmosphérique). Afin que l’échantillon prélevé soit représentatif du volume d’air inhalé par un travailleur, une attention particulière doit être portée au débit et à la position de prélèvement, cette dernière devant être au plus près de celle(s) occupée(s) par les opérateurs (Guide pratique IRSN). Notons cependant que si cette évaluation montre des niveaux chroniques de contamination, la PCR devra s’interroger sur l’origine de celle-ci afin de l’éliminer le plus rapidement possible. Ceci est d’autant plus vrai pour la contamination atmosphérique. Les méthodes par calcul peuvent également être utilisées pour estimer les doses efficaces engagées. Ainsi nous renverrons le lecteur vers la partie 1.3.4 « Estimation des doses résultant de l’exposition interne » (chapitre 1) et rappellerons la relation suivante : A×Q×t×k E ( τ ) = h ( g ) × -------------------------------V×f Cette formule permet d’estimer la dose efficace engagée à partir des données obtenues lors de la phase de caractérisation des termes sources pour chaque tâche constituant l’opération. Notons que pour une évaluation des doses en considérant des situations plausibles s’écartant des conditions normales de travail, il est possible de ne pas tenir compte du facteur de sécurité f dans cette relation. Ainsi on considérera que le manipulateur n’a pas eu recours aux dispositifs de protection collective lors de la manipulation ou lors de certaines tâches (hotte ventilée par exemple).

8.4. Exploitation des résultats et retour d’expérience Dans cette partie, nous reprendrons les conclusions issues du guide pratique de l’IRSN sur la réalisation des études de poste. L’évaluation des doses (externe + interne) décrite précédemment permet de bien identifier les risques d’exposition aux rayonnements ionisants et sert de base à la classification du personnel, à la délimitation des zones de travail et au processus d’optimisation de la radioprotection.

8.4.1. Classification du personnel Les données collectées doivent permettre l’estimation des doses que les travailleurs sont susceptibles de recevoir au corps entier (dose efficace) ou sur une partie du corps (dose équivalente), ceci pour une durée d’une année (12 mois consécutifs).

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Pour chaque travailleur, il convient de considérer les tâches qu’il réalise en moyenne sur une période de référence. Les doses associées à chaque tâche sont pondérées par la fréquence de réalisation de la tâche, puis sommées, et le résultat est extrapolé sur une base annuelle. Si cette extrapolation conduit à des valeurs supérieures aux trois dixièmes d’une des limites réglementaires annuelles pour les travailleurs, l’opérateur est classé en catégorie A. Dans le cas contraire, si la dose efficace est plus grande que 1 mSv, ou si l’une des doses équivalentes au cristallin (yeux) et à la peau (en valeur moyenne pour toute surface de 1 cm2) est respectivement plus grande que 15 mSv et 50 mSv (article R.1333-8 du code de la santé publique), le travailleur est classé en catégorie B. Sinon il peut être considéré comme non exposé. Cependant, par rapport aux extrapolations précédentes, il est recommandé d’une part de considérer une marge de sécurité. D’autre part, il faut s’assurer que les personnels non classés ne travaillent que de manière occasionnelle en zone réglementée. Dans le cas contraire, il conviendrait de s’interroger sur la pertinence de la délimitation des zones considérées. En tout état de cause, la définition des catégories du personnel relève in fine de la responsabilité de l’employeur, après avis du médecin du travail.

8.4.2. Délimitation des zones de travail Contrairement à la classification des travailleurs, le choix de la délimitation des zones de travail dépendra des valeurs de doses obtenues sans port des équipements de protection individuelle (cf. partie 1.2.2.2 « Zonage radiologique des locaux », chapitre 1). À titre d’exemples, les écrans mobiles et les masques respiratoires entrent dans cette catégorie. L’utilisation d’équipements de protection collective (équipements de protection attachés à l’installation : murs, écran plombé fixe, ventilation, hotte ventilée…) sera par contre retenu pour conclure sur le zonage. D’autre part, les événements radiologiques recensés fréquemment pouvant induire un surplus d’exposition (rupture de confinement, renversement de flacon entraînant une dispersion de substance radioactive et une contamination du travailleur) seront également étudiés. Pour chaque zone de travail étudiée, les doses obtenues devront être extrapolées pour une heure de travail afin de permettre la comparaison avec les valeurs issues de l’arrêté « zonage » du 26 octobre 2005 (cf. tableau 1.6 ; partie 1.2.2.2 du chapitre 1). L’heure de travail la plus pénalisante du point de vue des doses reçues sera choisie. Attention, le fait d’étudier les doses intégrées sur une heure ne doit en aucun cas dispenser de vérifier les débits de doses maximaux. En effet, l’article 7 de l’arrêté « zonage » fait référence à des valeurs « seuil » de débits de doses (exposition du corps entier) pour les zones spécialement réglementées, au sein des zones contrôlées : – débit d’équivalent de dose ne devant pas dépasser 2 mSv·h–1 pour la zone contrôlée jaune ; – débit d’équivalent de dose ne devant pas dépasser 100 mSv·h–1 pour la zone contrôlée orange. Dans un deuxième temps, connaissant le nombre d’opérations de tous types pour chaque zone de travail, il sera possible de vérifier la conformité du zonage par rapport aux niveaux limites d’expositions annuelles. Les contrôles d’ambiance radiologique mis en place permettront également de s’assurer de la cohérence du zonage retenu.

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8.4.3. Optimisation de la radioprotection L’étude de poste de travail est un des éléments du processus d’optimisation car elle permet d’identifier les tâches contribuant à l’essentiel des doses reçues ; par suite elle permet donc d’améliorer les protocoles sur la base d’une analyse comparative des différentes solutions possibles, et de mettre en œuvre les protections adaptées (Guide pratique IRSN). Parmi les actions les plus fréquemment envisagées, on relève : – la réduction de la durée et/ou de la fréquence des tâches : la réalisation d’opérations contribuant fortement à la dose reçue peut-elle être mieux répartie entre plusieurs opérateurs ? – l’augmentation de la distance à la source de rayonnements : utilisation de pinces à distance… – l’utilisation d’équipements de protection collective et individuelle supplémentaires ou mieux adaptés (ajout de protections biologiques, changement d’équipements de protection collective…) ; – l’optimisation des paramètres des sources radioactives : une activité plus réduite peut-elle suffire pour obtenir des résultats intéressants dans le cadre d’une opération donnée ? – la mise en place de moyens de contrôles adaptés en fonction des résultats obtenus de l’étude de poste : cas du choix du suivi dosimétrique ; – la réflexion autour de la délimitation des zones de travail : zonage de l’ensemble d’un local ou des seuls espaces constituant le poste dans cette zone (paillasse, hotte ventilée…) ? – l’adaptation de la formation au poste de travail : mise en place de répétitions de la gestuelle de certaines tâches sans présence de radioactivité (essais à blanc), conception de travaux-pratiques ; – l’enregistrement de l’étude de poste de travail (article R. 4454-1 du code du travail) : « Un travailleur ne peut être affecté à des travaux l'exposant à des rayonnements ionisants qu'après avoir fait l'objet d'un examen médical par le médecin du travail et sous réserve que la fiche médicale d'aptitude établie par ce dernier atteste qu'il ne présente pas de contre-indication médicale à ces travaux. Cette fiche indique la date de l'étude du poste de travail et la date de la dernière mise à jour de la fiche d'entreprise. » La PCR devra transmettre la date à laquelle l’étude de poste a été réalisée au médecin du travail.

8.5. Exemples 8.5.1. Évaluation de doses Dans cette partie, nous avons fait figurer deux exemples d’études de poste : l’une avec une source non scellée de tritium, l’autre avec une source non scellée d’iode-125, en privilégiant la phase d’évaluation des doses.

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Attention, ces cas sont présentés de façon synthétique, en particulier pour la phase de préparation de l’étude. Ainsi, la PCR désireuse de s’inspirer de ces exemples devra vérifier s’ils sont compatibles avec sa propre problématique « de terrain » et approfondir les étapes préparatoires à l’évaluation des doses.

8.5.1.1. Exemple de manipulation de tritium Objet : Évaluation du risque radioactif (tritium) lors de l’« Étude de l’effet d’un inhibiteur de l’enzyme YYY ». Objectif de la manipulation : Le but de cette manipulation est de montrer l’efficacité d’un inhibiteur d’enzyme dans le domaine des XXXXX. Date de l’étude : 14/06/2008 Présents lors de la présentation des résultats de l’étude : les trois opérateurs concernés, le représentant du service sécurité.

a) Terme source Il est constitué par un flacon d’acide gamma-aminobutyrique tritiée (GABA tritié) stocké dans la partie basse de la porte d’un réfrigérateur. Le flacon contient 1 mL de produit et a une activité de 37 MBq (source mère). L’activité va évoluer pendant l’opération (sources filles) : se rapporter aux valeurs données dans le tableau 8.1. Rappelons que le tritium (3H) est un émetteur β– de très faible énergie (Eβmax = 18,6 keV). Dans le cadre de cette opération, le tritium est lié à une molécule organique : les grandeurs de dose efficace par unité d’incorporation h(g) et de coefficient de volatilité k sont données dans la partie « g) Évaluation des doses ».

b) Description des tâches effectuées Cette opération fait l’objet d’une procédure détaillée, facilement compréhensible par les opérateurs : se reporter au tableau détaillé en annexe I pour connaître l’intégralité des tâches prévues. Cette opération est « nouvelle » dans l’installation mais la procédure est très détaillée dans la mesure où les tâches dérivent d’une ancienne opération. Par ailleurs, il est nécessaire pour la PCR d’échanger avec les opérateurs pour obtenir des informations complémentaires à celles identifiées dans les procédures (Nota : cette phase de dialogue essentielle a pourtant tendance à être souvent négligée). Pour le personnel féminin, il existe des procédures prévues en cas de grossesse.

c) Environnement de travail et produits utilisés Cette nouvelle opération se déroulera dans le local A, situé au 1er étage, avec 2 accès (dont une sortie de secours). La signalisation est adaptée aux risques rencontrés (risques chimique et radiologique essentiellement) : – risque radiologique : cette zone est classée pour l’instant en zone non réglementée, hormis au niveau du lieu de stockage des sources non scellées de tritium (réfrigérateur fermé à clé) classé en zone surveillée : les conclusions de cette étude

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permettront de valider ou d’infirmer la solution retenue : d’autre part, un balisage d’identification des sources a été placé au niveau des lieux de stockage, manipulation et collecte des déchets dans ce local ; – risque chimique : un balisage adapté a été mis en place. Équipements utilisés dans le local A : – un bain-marie, – un agitateur vibrant, – un coupeur de tissus placé sous une sorbonne, – un automate Multimek 96, – une balance de précision, – un four, – une étuve. Équipements de contrôle et protection contre les rayonnements ionisants : – travail sur paillasse ou hotte ventilée, – port d’une blouse et de gants jetables à l’entrée dans le local A, – équipements prévus pour réaliser des contrôles de contamination surfacique par frottis (pour analyse par scintillation liquide). Produits utilisés : – solution tampon Krebs, – acide gamma-aminobutyrique tritiée (GABA tritié) stockée dans la partie basse de la porte du réfrigérateur. Le flacon contient 1 mL de produit et a une activité de 37 MBq, – produit 138 (Inhibiteur de l’enzyme YYY), – produit 115 (Antagoniste des récepteurs de l’enzyme YYY), – produit 141 (Antagoniste des récepteurs XXX), – DMSO, – Solvable : base forte, très irritante, – Scintillant : produit nocif. Environnement humain Ces opérations seront effectuées par trois manipulateurs, à tour de rôle. Il n’est pas sensé y avoir d’autres travailleurs dans le local A pendant cette opération.

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En fin de journée, l’ensemble du local est mis en sécurité de façon à ce que le personnel d’entretien ne soit pas exposé. Cette expérience est réalisée une fois par jour environ, soit un nombre maximum de 250 opérations sur une année. Voici les noms des manipulateurs concernés : – Mme AS, – Mme MH, – M. BT. Chacun des 3 manipulateurs a déjà réalisé des expériences utilisant des sources non scellées de rayonnements ionisants, dont le tritium. Les formations aux postes de travail, réalisées par la PCR, sont à jour : le cas de l’exposition de la femme enceinte a été étudié, de même que la réglementation associée. Une nouvelle formation est prévue, relative à cette nouvelle opération.

d) Organisation du travail Une manipulation se déroule sur une journée (6 heures) : Le matin – Préparation des échantillons biologiques – Incorporation ajout du produit GABA tritié incubation et lavage – Pré-incubation mise en plaque des échantillons biologiques ajout des solutions à tester filtration, lavage et incubation – Libération de GABA tritié non incorporé dans les échantillons biologiques ajout des solutions à tester filtration, lavage et incubation récupération des deux filtrats dans deux plaques – Libération de GABA tritié incorporé dans les échantillons biologiques ajout de solution basique incubation transvasement du GABA tritié incorporé dans une autre plaque L’après-midi – Comptage ajout du scintillant dans les trois plaques (deux filtrats + GABA tritié incorporé) comptage

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e) Ergonomie Il n’existe pas, dans la conception et l'aménagement du poste de travail, d’éléments conduisant les opérateurs à adopter des postures pénalisantes ou dangereuses. L’intégralité de l’opération se déroulera dans le local A.

f) Risques radiologique et conventionnel associés Se rapporter à l’annexe I.

g) Évaluation des doses Les modalités d’évaluation sont détaillées ci-après. Le choix s’est porté sur une méthode d’évaluation par calcul, les doses dues au tritium n’étant pas mesurables directement. • Évaluation de l’exposition externe Pas d'exposition externe pour le tritium : Eexterne = 0 mSv • Évaluation de l’exposition interne Pour cette évaluation, nous allons considérer une situation de travail très pénalisante du point de vue des niveaux d’expositions potentiels, en faisant les approximations suivantes : – chaque tâche nécessitant la manipulation d’une source de tritium induit un risque d’inhalation en conditions normales de travail ; – pour l’évaluation de la dose efficace engagée pour chaque tâche, nous prendrons comme activité mise en jeu l’activité totale manipulée (cf. méthodologie détaillée ci-après) ; – les durées retenues pour chaque tâche seront représentatives du travail d’un manipulateur « novice », donc surestimées par rapport à celles d’un manipulateur plus expérimenté (cas des 3 manipulateurs concernés ici). Détail de la méthodologie par calcul La dose efficace engagée est calculée à partir de la relation suivante (cf. partie 1.3.4.1, chapitre 1) : E(τ) =

¦ h ( g )j,ingéré × Aj,ingéré + ¦ h ( g )j,inhalé × Aj,inhalé j

j

Pour un travailleur exposé appartenant au groupe d’âge g : – h(g)j,ingéré et h(g)j,inhalé sont les doses efficaces engagées par unité d’incorporation du radionucléide j (en Sv.Bq–1) ingéré ou inhalé (définies dans l’arrêté du 1er septembre 2003) ; – Aj,ingéré et Aj,inhalé sont respectivement les activités incorporées par ingestion ou par inhalation du radionucléide j (en Bq).

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La classification des travailleurs se basant sur des conditions normales de travail, on considérera qu’il n’y a pas d’ingestion de radionucléide : – Hypothèse : Aj, ingéré = 0 La formule devient : E(τ) =

¦ h ( g )j,inhalé × Aj,inhalé j

Aj,inhalé peut alors être estimée à partir de la relation suivante (cf. parties 1.3.4.2, chapitre 1 et 8.3.2.2) : A×Q×t×k A j,inhalé = -------------------------------V×f Nous en déduisons ainsi la dose efficace engagée : A×Q×t×k E ( τ ) = h ( g ) × -------------------------------V×f où : – h(g) est la dose efficace par unité d’incorporation du radionucléide concerné due à l’inhalation (en Sv.Bq–1) : pour le tritium lié à une molécule organique, l’arrêté du 1er septembre 2003 donne une valeur de h(g) inhalé égale à 4,1.10–11 Sv.Bq–1 ; – A est l’activité manipulée (en Bq) : notons que cette activité pourra varier en fonction de la tâche effectuée ; – Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » ; il est généralement fixé à 1,2 m3.h–1 ; – t est le temps estimé de l’exposition (en h) : nous prendrons comme référence les durées des tâches ; – k est le coefficient de volatilité du composé radioactif (sans dimension), obtenu par exemple sur les fiches issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006) : pour le tritium lié à une molécule organique, nous retiendrons la valeur 0,01 ; – V est le volume du local dans lequel a lieu la manipulation (soit 154,7 m3). Nous ferons l’approximation que le composé radioactif est instantanément réparti de façon homogène dans le local, hypothèse au demeurant très pénalisante ; – f est le facteur de sécurité apporté par les dispositifs de protection collective utilisés lors de la manipulation. Nous considérerons un facteur de 1 correspondant à un travail sur paillasse (valeur présentée dans le tableau 1.8 du chapitre 1). Résultats (les numéros des tâches sont référencés en annexe I) : – tâche 2 : exposition à la source mère de tritium de 37 MBq pendant 40 secondes : 1,31.10–9 Sv ;

268

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– tâches 3 à 5 : exposition à un flacon de 1,85 MBq de tritium pendant 30 minutes : 2,94.10–9 Sv ; – tâches 14 à 17 : exposition à un flacon de 1,85 MBq de tritium pendant 35 minutes : 3,43.10–9 Sv ; – tâches 25 à 38 : exposition à un flacon de 1,85 MBq de tritium pendant 5 minutes : 4,9.10–10 Sv ; – tâches 42 à 44 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 90 secondes : 9,4.10–11 Sv arrondi par excès à 1.10–10 Sv ; – tâches 46 à 48 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 90 secondes : 9,4.10–11 Sv arrondi par excès à 1.10–10 Sv ; – tâches 50 à 54 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 90 secondes : 9,4.10–11 Sv arrondi par excès à 1.10–10 Sv ; – tâches 56 à 58 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 30 secondes : 3.10–11 Sv ; – tâches 59 à 61 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 1 minute : 6.10–11 Sv ; – tâches 63 à 64 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 150 secondes : 1,6.10–10 Sv ; – tâches 66 à 70 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 5 minutes : 3,1.10–10 Sv ; – tâches 73 : exposition à une plaque de 1,184 MBq de tritium pendant 30 secondes : 3.10–11 Sv. La dose efficace engagée a été évaluée à environ 9,1.10–9 Sv pour une opération, soit 2,27.10–6 Sv par an (ou 2,27 μSv par an) pour un manipulateur effectuant la totalité des opérations annuelles (environ 250 par an) ; soit 0,76.10–6 Sv par an (ou 0,76 μSv par an) par manipulateur si les 250 opérations sont réparties entre les 3 manipulateurs concernés, ce résultat étant plus représentatif de l’organisation fixée. Les détails des calculs sont présentés dans le tableau 8.1. Remarque : L’activité utilisée diminue tout le long de la manipulation. Cependant, pour faciliter le calcul, on admettra que l’on a toujours 1,85 MBq dans le flacon de tritium contenant les échantillons biologiques, et ce malgré les différents lavages qui font diminuer l’activité. Et on admettra que l’on a toujours 1,184 MBq dans la plaque, et ce malgré les différents lavages et filtrations. Le calcul de l’exposition interne est donc largement majoré. • Cas des situations incidentelles raisonnablement prévisibles pouvant conduire à un surcroît d’exposition : renversement du flacon de source mère. La dose efficace engagée sera calculée d’après la relation précédente et en considérant une activité de 37 MBq (source mère) et une durée d’exposition t de 10 minutes (très pénalisant). Les autres paramètres étant inchangés par rapport à l’évaluation précédente.

8 – Analyses de postes de travail

269

Tableau 8.1. Calcul détaillé de la dose efficace engagée estimée pour les différentes tâches de l’opération. n° tâche

libellé radionucléide

h(g) inhalé

A (kBq)

k

t (h)

(Sv.Bq–1)

2

3H lié 4,1.10–11 organiquement

3à5

Libellé 3 équipe- f V (m ) (m3.h–1) ment Q

E(τ) (Sv)

Nb

E(τ)

an–1 (Sv.an–1)

37 000 0,01 0,011

1,2

154,7 Paillasse 1 1,31.10–9 250 3,27.10–7

3H lié 4,1.10–11 organiquement

1 850

0,01 0,500

1,2

154,7 Paillasse 1 2,94.10–9 250 7,35.10–7

3 14 à H lié 4,1.10–11 17 organiquement

1 850

0,01 0,583

1,2

154,7 Paillasse 1 3,43.10–9 250 8,58.10–7

3H lié 25 à 4,1.10–11 38 organiquement

1 850

0,01 0,083

1,2

154,7 Paillasse 1 4,9.10–10 250 1,22.10–7

3H lié 42 à 4,1.10–11 44 organiquement

1 184

0,01 0,025

1,2

154,7 Paillasse 1 1,0.10–10 250 2,50.10–8

3H lié 46 à 4,1.10–11 48 organiquement

1 184

0,01 0,025

1,2

154,7 Paillasse 1 1,0.10–10 250 2,50.10–8

3 50 à H lié 4,1.10–11 54 organiquement

1 184

0,01 0,025

1,2

154,7 Paillasse 1 1,0.10–10 250 2,50.10–8

3H lié 56 à 4,1.10–11 58 organiquement

1 184

0,01 0,008

1,2

154,7 Paillasse 1 3.10–11

250 7,50.10–9

3 59 à H lié 4,1.10–11 61 organiquement

1 184

0,01 0,017

1,2

154,7 Paillasse 1 6.10–11

250 1,50.10–8

3H lié 63 à 4,1.10–11 64 organiquement

1 184

0,01 0,042

1,2

154,7 Paillasse 1 1,6.10–10 250 4,00.10–8

3 66 à H lié 4,1.10–11 70 organiquement

1 184

0,01 0,083

1,2

154,7 Paillasse 1 3,1.10–10 250 7,75.10–8

1 184

0,01 0,008

1,2

154,7 Paillasse 1 3.10–11

73

3H lié 4,1.10–11 organiquement

250 7,50.10–9

270

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Nous en déduisons que : E (τ) = 1,96.10–8 Sv ≈ 0,02 μSv pour un incident. L’évaluation de l’occurrence d’un tel événement sur une année est établie en faisant référence au retour d’expérience issu d’opérations similaires. Nous considérerons que l’occurrence est de 1. Ce résultat peut paraître faible comparativement aux estimations en conditions normales de travail. Ceci s’explique par le fait que nous avions considéré alors une méthodologie d’évaluation des doses par calcul très pénalisante. En sommant les composantes « conditions normales » et « incidents probables » sur une année, nous obtenons une dose efficace engagée de 2,29 μSv pour un opérateur effectuant toutes les manipulations de ce type en une année.

h) Conclusions Nous remarquons que malgré la méthode d’évaluation des doses par calcul très pénalisante, les niveaux d’exposition obtenus sont très faibles : < 1 μSv par an, si les 250 opérations annuelles sont réparties également entre les trois opérateurs. Ainsi, il ne nous paraît pas nécessaire d’affiner cette méthodologie pour la rendre plus représentative de l’exposition réelle pendant l’opération. • Classification des travailleurs La limite à atteindre potentiellement pour être catégorie B est de 1 mSv par an, soit une valeur environ 440 fois plus élevée que l’exposition évaluée pour ces opérations. Sur la base de cette étude seule, la PCR proposerait à l’employeur que les travailleurs soient non exposés. Il est cependant demandé d’être vigilant car les activités de recherche peuvent varier : les manipulateurs doivent faire connaître à la PCR tout changement dans l’opération ainsi que toute nouvelle opération utilisant des sources de rayonnements ionisants. S’il existe le moindre doute, la PCR peut proposer un classement des travailleurs qui permettra d’assurer un suivi médical (analyse d’urines afin de rechercher d’éventuelles contaminations internes dues au tritium). • Délimitation des zones La dose efficace a été évaluée à 9,1.10–9 Sv pour une opération. Sachant qu’une opération dure une journée environ soit au minimum 6 heures, nous sommes très en deçà de la valeur horaire limite de dose efficace (7,5 μSv) nécessaire pour que la zone soit surveillée. D’autre part, la dose efficace susceptible d’être reçue en un mois est de 0,2 μSv environ (2,27 μSv annuels résultant des situations normales de travail divisés par 12 auxquels est rajouté 0,02 μSv résultant des situations incidentelles raisonnablement prévisibles) soit une valeur bien inférieure à 80 μSv par mois, valeur limite à ne pas dépasser dans une zone non réglementée. Sur la base de cette seule étude, il est donc proposé que le local A soit une zone non réglementée. • Optimisation Les actions d’améliorations retenues sont rassemblées dans le tableau 8.2.

8 – Analyses de postes de travail

271

Tableau 8.2. Actions d’optimisation retenues.

Actions

Qui ?

coller une boîte en plexiglas sur le réfrigérateur contenant les sources pour y insérer la « fiche radionucléide » correspondant au tritium

PCR

Quand ?

immédiat

placer le bain-marie sous une hotte ventilée

manipulateur

dès la 1re manipulation

mettre un bac de rétention sous la polybonne ANDRA

manipulateur

dès la 1re manipulation

effectuer le prélèvement de la source mère de tritium sous la hotte ventilée

manipulateur

dès la 1re manipulation

jeter les déchets solides contaminés par le tritium dans une poubelle « déchets solides 3H »

manipulateur dès la 1re manipulation

jeter les déchets radioactifs liquides dans une polybonne ANDRA. Nota : les échantillons biologiques sont jetés dans la polybonne car ils sont en solution dans du GABA tritié. Les manipulateurs ajoutent donc de la javel dans la polybonne environ une fois par semaine.

manipulateur

dès la 1re manipulation

Même si les niveaux d’exposition sont très réduits, nous avons préconisé l’utilisation d’une hotte ventilée pour certaines tâches de l’opération (cf. dernière colonne du tableau détaillé en annexe I). Rappelons que le facteur de sécurité f apporté par la manipulation d’un dispositif de protection collective de type hotte ventilée est de 10.

8.5.1.2. Exemple de manipulation d’iode-125 Objet : Évaluation du risque radioactif (125I) au poste de screening secondaire sur cellules Date de l’étude : 22/09/2008 Présents lors de la présentation des résultats de l’étude : les 2 opérateurs concernés, une personne du service sécurité.

a) Terme source Il est constitué par un ligand radioactif (iode-125). La source radioactive est conservée au réfrigérateur, dans un tiroir identifié : volume de 250 μL équivalent à 925 kBq (source mère). L’activité mise en jeu va évoluer pendant l’opération (sources filles) : se rapporter aux valeurs données dans le tableau 8.3.

272

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Rappelons que l’iode-125 est un émetteur de rayonnements γ, X et d’électrons de faibles énergies : – 5 émissions X d’énergies comprises entre 27 et 32 keV (somme des intensités d’émission I : 139,5 %), – une émission γ de 35,5 keV (I = 6,67 %), – 3 émissions électroniques (électrons Auger et de conversion interne) d’énergies comprises entre 27 et 35 keV (somme des intensités d’émission I : 34 %), Les valeurs de dose efficace par unité d’incorporation h(g) et de coefficient de volatilité k sont données dans la partie « g) Évaluation des doses ».

b) Description des tâches effectuées Cette opération est « nouvelle » dans l’installation et fait l’objet d’une procédure détaillée. Pour le personnel féminin, il existe des procédures prévues en cas de grossesse et allaitement. Nota : contrairement à l’étude précédente (tritium), nous n’avons pas fait figurer de tableau détaillé sur le descriptif des tâches constituant l’opération. Pour les principes d’identification des tâches constituant une opération, le lecteur pourra s’inspirer du tableau présenté en annexe concernant l’étude de poste « tritium ».

c) Environnement de travail et produits utilisés Cette opération se déroulera dans 3 locaux : local n° 1, local n° 2 et local n° 3, tous situés au 2e étage de l’installation, avec présence d’une sortie de secours. Ces locaux sont tous ventilés. Les tâches comportant un risque d’exposition pour les opérateurs auront lieu essentiellement dans les locaux n° 1 et 2. Comme dans l’étude précédente, la signalisation est adaptée aux risques rencontrés : risques chimique, radiologique + biologique pour cette opération. Équipements utilisés dans le local n° 1 : – un PSM, – un agitateur vibrant, – un réfrigérateur, – une centrifugeuse, – un congélateur, – une pompe à vide, – un agitateur de plaques. Équipements utilisés dans le local n° 2 : – un compteur de plaques,

8 – Analyses de postes de travail

273

– un compteur de tube, – une étuve ventilée. Équipements utilisés dans le local n° 3 : – un congélateur à –80 °C. Équipements de contrôle et protection contre les rayonnements ionisants : – travail sous hotte ventilée, – port d’une blouse et de gants jetables à l’entrée dans le local A, – contaminamètre + sonde adaptée, – équipements prévus pour réaliser des contrôles de contamination surfacique par frottis. Produits utilisés : – cellules, – milieu de culture, – solutions tampon, – scintillant, – polyéthylenimine (PEI), – produit ABC. Environnement humain Ces opérations seront effectuées par deux manipulateurs, à tour de rôle. En fin de journée, l’ensemble des locaux est mis en sécurité de façon à ce que le personnel d’entretien ne soit pas exposé. Les manipulateurs concernés seront : – M. RA, – Mme VC. Chacun des manipulateurs a déjà réalisé des expériences utilisant des sources non scellées de rayonnements ionisants, dont l’iode-125. Les formations aux postes de travail, réalisées par la PCR, sont à jour : le cas de l’exposition de la femme enceinte a été étudié, de même que la réglementation associée. Une nouvelle formation est prévue, relative à cette nouvelle opération.

d) Organisation du travail Cette expérience se déroule de 9 h à environ 15 h (cela dépend du nombre de produits à tester). Voici le détail des manipulations :

274

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– préparation des dilutions des produits, – préparation des dilutions du témoin, – préparation des cellules, – préparation de la solution radiomarquée, – insertion des produits dans les puits des plaques, – insertion du ligand radioactif dans les puits des plaques, – insertion des cellules dans les puits des plaques, – incubation des plaques à température ambiante, – lavage des plaques, – passage des plaques au compteur. Cette opération est réalisée en moyenne trois fois par semaine, soit 150 manipulations environ sur une année. Pour chaque manipulation, il y a entre 16 et 40 produits à tester, et le manipulateur effectue 6 dilutions pour chaque produit. Chaque dilution est insérée dans deux puits d’une plaque. Au total, il y a entre deux et cinq plaques de 96 puits.

e) Ergonomie Il n’existe pas, dans la conception et l'aménagement du poste de travail, d’éléments conduisant les opérateurs à adopter des postures pénalisantes ou dangereuses.

f) Risques radiologique et conventionnel associés Les risques doivent être décrits pour chaque tâche constituant l’opération. Il est possible de se rapporter à l’annexe I relative à l’étude de poste précédente (tritium) pour avoir un modèle de tableau détaillant les risques pour chaque tâche.

g) Évaluation des doses • Évaluation de l’exposition externe Le choix s’est porté sur une méthode d’évaluation par calcul dans un premier temps. Une validation par la mesure sera ensuite effectuée. Détails de l’évaluation par calcul L’ouvrage de référence pour cette étude est le Guide pratique Radionucléides et radioprotection, D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006. 1re partie de l’opération (tâches 1 à 5): Pendant cette phase, l’opérateur doit manipuler des sources radioactives contenues dans des flacons en verre ou des tubes.

8 – Analyses de postes de travail

275

Nous évaluerons la dose équivalente à la peau par l’intermédiaire de la dose superficielle (ds) au contact de la source radioactive contenue dans un flacon (Guide pratique Radionucléides et radioprotection), soit 1,1.10–4 μSv.h–1 pour 1 Bq d’activité. Cette dose superficielle en Sv pour chaque tâche est estimée grâce à la relation suivante : ds = 1,1 ⋅ 10

–4

× 10

–6

×A×t

où : – A est l’activité manipulée (en Bq), – t est la durée d’une tâche. Nous considérerons que cette grandeur estimera la dose équivalente à la peau Hpeau. H peau ≈ ds Nous considérerons que la dose efficace sera estimée par la dose en profondeur (dp) à 30 cm de la source. Cette valeur sera évaluée à partir de la valeur d’exposition externe à 1 m d’un flacon, dp = 1,4.10–8 μSv.h–1 pour 1 Bq (cf. guide pratique Radionucléides et radioprotection), en appliquant la loi en 1/d2 (source gamma/X ponctuelle). Nous en déduisons que la dose en profondeur à 30 cm est de 1,55.10–7 μSv.h–1 pour 1 Bq. Ainsi, la dose en profondeur à 30 cm, en Sv pour chaque tâche, est estimée grâce à la relation suivante : dp = 1,55 ⋅ 10

–7

× 10

–6

×A×t

2e partie de l’opération (tâches 6 à 10) Pendant cette phase, la radioactivité n’est plus dans un flacon mais a été déposée sur des plaques. Nous considérerons que ces sources sont ponctuelles sans écran interposé. La dose équivalente à la peau sera estimée quasiment au contact des sources. Nous retiendrons comme distance de référence « quasiment au contact des sources » la distance 3 cm (approximation nécessaire). Cette exposition sera évaluée à partir de la valeur d’exposition externe à 30 cm d’une source ponctuelle (dose superficielle = 4,4.10–7 μSv.h–1 pour 1 Bq, cf. Guide pratique Radionucléides et radioprotection), multipliée par 100 pour l’avoir à 3 cm, soit 4,4.10–5 μSv.h–1 pour 1 Bq. La dose équivalente à la peau en Sv est donc estimée grâce à la relation suivante : H peau ≈ ds = 4,4 ⋅ 10

–5

× 10

–6

×A×t

Pour évaluer la dose efficace, nous retiendrons comme valeur de référence l’exposition externe à 30 cm d’une source ponctuelle : dose en profondeur = 3,9.10–7 μSv.h–1 pour 1 Bq (cf. Guide pratique Radionucléides et radioprotection). Ainsi : E ≈ dp = 3,9 ⋅ 10

–7

× 10

–6

×A×t

276

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

• Bilan La dose équivalente à la peau et la dose efficace pour chaque opération seront estimées en sommant les doses superficielles et en profondeur respectivement pour chaque tâche constituant l’opération. La dose équivalente à la peau et la dose efficace annuelles seront estimées en multipliant les valeurs obtenues par le nombre d’opérations effectuées sur une année. Notons que, pour la réalisation des calculs, on se place toujours dans la situation la plus défavorable. – tâche 1 : exposition à la source mère d’iode-125 de 925 kBq pendant 10 secondes : Hpeau = 2,83.10–7 Sv ; E = 4,0.10–10 Sv ; – tâche 2 : exposition à un flacon de 148 kBq d’iode-125 pendant 15 secondes : Hpeau = 6,78.10–8 Sv ; E = 9,6.10–11 Sv arrondi par excès à 1.10–10 Sv ; – tâche 3 : exposition à un tube de 1,47 kBq d’iode-125 pendant 40 secondes : Hpeau = 1,80.10–9 Sv ; E = 3.10–12 Sv ; – tâche 4 : exposition à un tube de 1,47 kBq d’iode-125 pendant 30 secondes : Hpeau = 1,35.10–9 Sv ; E = 2.10–12 Sv ; – tâche 5 : exposition à un flacon de 148 kBq d’iode-125 pendant 10 secondes : Hpeau = 4,52.10–8 Sv ; E = 7.10–11 Sv ; – tâche 6 : exposition à 142,4 kBq d’iode-125 pendant 100 secondes : Hpeau = 1,74.10–7 Sv ; E = 1,54.10–9 Sv ; – tâche 7 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 3 minutes et 30 secondes : Hpeau = 3,65.10–7 Sv ; E = 3,24.10–9 Sv ; – tâche 8 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 4 minutes et 30 secondes : Hpeau = 4,70.10–7 Sv ; E = 4,17.10–9 Sv ; – tâche 9 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 6 minutes et 30 secondes : Hpeau = 6,79.10–7 Sv ; E = 6,02.10–9 Sv ; – tâche 10 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 30 secondes : Hpeau = 5,22.10–8 Sv ; E = 4,6.10–10 Sv. La dose efficace résultant de l’exposition externe a été évaluée à environ 1,6.10–8 Sv pour une opération, soit 2,4.10–6 Sv par an (ou 2,4 μSv par an) pour un manipulateur effectuant la totalité des opérations annuelles (environ 150 par an) ; soit 1,2.10–6 Sv par an (ou 1,2 μSv par an) par manipulateur si les 150 opérations sont réparties entre les 2 manipulateurs concernés, ce résultat étant plus représentatif de l’organisation fixée. La dose équivalente à la peau a été évaluée à environ 2,1.10–6 Sv pour une opération, soit 0,32 mSv par an pour un manipulateur effectuant la totalité des opérations annuelles ou 0,16 mSv par an par manipulateur si les 150 opérations sont réparties entre les 2 manipulateurs concernés. Les détails des calculs sont présentés dans le tableau 8.3.

8 – Analyses de postes de travail

277

Tableau 8.3. Calcul détaillé des doses résultant de l’exposition externe (dose efficace et dose équivalente à la peau).

n° Local tâche*

libellé radio- A (kBq) nucléide

t (h)

Hpeau estimée (Sv)

E estimée (Sv)

Nb E opérations (Sv.an–1) (an–1)

1

L1

125I

925

0,003 2,83.10–7 4,0.10–10

150

6,00.10–8

2

L1

125I

148

0,004 6,78.10–8 1,0.10–10

150

1,50.10–8

3

L2

125I

1,47

0,011 1,80.10–9

3.10–12

150

4,5.10–10

4

L2

125

I

1,47

0,008 1,35.10–9

2.10–12

150

3,0.10–10

5

L1

125

I

148

0,003 4,52.10–8

7.10–11

150

1,05.10–8

6

L1

125

I

142,4

0,028 1,74.10–7 1,54.10–9

150

2,31.10–7

7

L1

125

I

142,4

0,058 3,65.10–7 3,24.10–9

150

4,86.10–7

8

L1

125

I

142,4

0,075 4,70.10–7 4,17.10–9

150

6,26.10–7

9

L2

125

I

142,4

0,108 6,79.10–7 6,02.10–9

150

9,03.10–7

10

L2

125I

142,4

0,008 5,22.10–8 4,6.10–10

150

6,90.10–8

* Notons que dans cette étude, seules les tâches contribuant à l’exposition de l’opérateur ont été numérotées. En réalité, l’opération comporte d’autres tâches non explicitées ici.

Validation par la mesure La validation par la mesure a eu lieu lors des 3 premières manipulations effectuées par chaque opérateur sur une semaine (cf. tableau 8.4). Les deux opérateurs ont été munis : – d’un dosimètre électronique à lecture directe porté à la poitrine mesurant la grandeur opérationnelle Hp(10) estimant la dose efficace ; – de bagues dosimètres constituées de cristaux de fluorure de lithium portés aux index droit et gauche mesurant la grandeur opérationnelle Hp(0,07) estimant la dose équivalente à la peau. L’analyse des résultats par dosimétrie opérationnelle montre qu’aucune dose efficace n’est enregistrée pour ces 3 opérations. Ceci confirme la très faible valeur de dose efficace obtenue par calcul pour une opération (1,6.10–8 Sv). L’analyse des résultats par dosimétrie passive au niveau des extrémités montre que les doses équivalentes sont de l’ordre de 7 μSv pour une opération, soit un rapport de 3,5 environ avec les valeurs obtenues par calcul (environ 2 μSv). Extrapolées sur une période d’un an (considérant qu’un seul manipulateur effectue les 150 opérations actuelles), ces valeurs atteignent environ 1 mSv. Notons que, lors de la mesure des doses au niveau des doigts, il s’agit d’être très vigilant sur la position du dosimètre et de positionner ce dernier au plus près de la zone au

278

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 8.4. Mesure des doses résultant de l’exposition externe (dose efficace et dose équivalente à la peau, en Sv).

Hp(10) Hp(10) extrapolé Opérateur pour 3 pour 1 opérations opération

Hp(0,07) Hp(10) Hp(0,07) Hp(0,07) pour 3 extrapolé extrapolé opérations extrapolé sur 1 an sur 1 an (moyenne pour 1 (150 (150 index droit et opération opérations) opérations) gauche)

RA

0

0

0

18.10–6

6.10–6

9.10–4

VC

0

0

0

24.10–6

8.10–6

1,2.10–3

Moyenne

0

0

0

21.10–6

7.10–6

1,05.10–3

contact des sources. En effet, on observe une grande variation des résultats de doses obtenus selon la position du dosimètre. • Évaluation de l’exposition interne Pour cette évaluation, nous allons considérer une situation de travail très pénalisante du point de vue des niveaux d’expositions potentiels, en faisant les approximations suivantes : – chaque tâche nécessitant la manipulation d’une source d’iode-125 induit un risque d’inhalation en conditions normales de travail ; – pour l’évaluation de la dose efficace engagée pour chaque tâche, nous prendrons comme activité mise en jeu l’activité totale manipulée (cf. méthodologie détaillée ci-après). Détail de la méthodologie par calcul La dose efficace engagée est calculée à partir de la relation suivante (cf. partie 1.3.4.1, chapitre 1 et exemple précédent d’étude de poste) : E(τ) =

¦ h ( g )j,ingéré × Aj,ingéré + ¦ h ( g )j,inhalé × Aj,inhalé j

j

La classification des travailleurs se basant sur des conditions normales de travail, on considérera qu’il n’y a pas d’ingestion de radionucléide. La formule devient : E(τ) =

¦ h ( g )j,inhalé × Aj,inhalé j

Aj,inhalé peut alors être estimée à partir de la relation suivante : A×Q×t×k A j,inhalé = -------------------------------V×f

8 – Analyses de postes de travail

279

Nous en déduisons ainsi la dose efficace engagée : A×Q×t×k E ( τ ) = h ( g ) × -------------------------------V×f où : – h(g) est la dose efficace par unité d’incorporation du radionucléide concerné due à l’inhalation (en Sv.Bq–1) : nous prendrons la valeur la plus pénalisante pour l’iode125 soit 7,3.10–9 Sv.Bq–1 ; – A est l’activité manipulée (en Bq) : notons que cette activité pourra varier en fonction de la tâche effectuée ; – Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » ; il est généralement fixé à 1,2 m3.h–1 ; – t est le temps estimé de l’exposition (en h) : nous prendrons comme référence les durées des tâches ; – k est le coefficient de volatilité du composé radioactif (sans dimension), obtenu par exemple sur les fiches issues du Guide pratique Radionucléides et radioprotection (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006) : pour cette forme physico-chimique de l’iode-125, nous retiendrons la valeur 0,01 ; – V est le volume du local dans lequel a lieu la manipulation (soit 130 m3). Nous ferons l’approximation que le composé radioactif est instantanément réparti de façon homogène dans le local (les deux locaux L1 et L2 ont le même volume) ; – f est le facteur de sécurité apporté par les dispositifs de protection collective utilisés lors de la manipulation. Nous considérerons un facteur de 10 correspondant à un travail sous hotte ventilée (valeur présentée dans le tableau 1.8 du chapitre 1). Résultats – tâche 1 : exposition à la source mère d’iode-125 de 925 kBq pendant 40 secondes : 6,9.10–10 Sv ; – tâche 2 : exposition à un flacon de 148 kBq d’iode-125 pendant 15 secondes : 4.10–11 Sv ; – tâche 3 : exposition à un tube de 1,47 kBq d’iode-125 pendant 40 secondes : 1.10–12 Sv ; – tâche 4 : exposition à un tube de 1,47 kBq d’iode-125 pendant 30 secondes : 8.10–13 Sv ; – tâche 5 : exposition à un flacon de 148 kBq d’iode-125 pendant 10 secondes : 3.10–11 Sv ; – tâche 6 : exposition à 142,4 kBq d’iode-125 pendant 100 secondes : 2,7.10–10 Sv ; – tâche 7 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 3 minutes et 30 secondes : 5,6.10–10 Sv ;

280

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– tâche 8 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 4 minutes et 30 secondes : 7,2.10–10 Sv ; – tâche 9 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 6 minutes et 30 secondes : 1,04.10–9 Sv ; – tâche 10 : exposition à une plaque de 142,4 kBq d’iode-125 pendant 30 secondes : 8.10–11 Sv ; La dose efficace engagée a été évaluée à environ 3,4.10–9 Sv pour une opération, soit 5,2.10–7 Sv par an (ou 0,52 μSv par an) pour un manipulateur effectuant la totalité des opérations annuelles (environ 150 par an) ; 2,6.10–7 Sv par an (ou 0,26 μSv par an) par manipulateur si les 150 opérations sont réparties entre les 2 manipulateurs concernés, ce résultat étant plus représentatif de l’organisation fixée. Les détails des calculs sont présentés dans le tableau 8.5. Tableau 8.5. Calcul détaillé de la dose efficace engagée estimée pour les différentes tâches de l’opération. n° Local tâche

h(g) libellé A inhalé radio(kBq) nucléide (Sv.Bq–1)

k

t (h)

Libellé équipe(m3.h–1) (m3) ment Q

V

f

E(τ) (Sv)

Nb

E(τ)

(an–1) (Sv.an–1)

1

L1

125I

7,3.10–9

925 0,01 0,003

1,2

130

Hotte 10 6,9.10–10 ventilée

150 1,04.10–7

2

L1

125

I

7,3.10–9

148 0,01 0,004

1,2

130

Hotte 10 ventilée

4.10–11

150 6,00.10–9

3

L2

125

I

7,3.10–9 1,47 0,01 0,011

1,2

130

Hotte 10 ventilée

1.10–12

150

1,5.10–10

4

L2

125I

7,3.10–9 1,47 0,01 0,008

1,2

130

Hotte 10 ventilée

8.10–13

150

1,2.10–10

5

L1

125

7,3.10–9

148 0,01 0,003

1,2

130

Hotte 10 ventilée

3.10–11

150 4,50.10–9

6

L1

125I

7,3.10–9 142,4 0,01 0,028

1,2

130

Hotte 10 2,7.10–10 ventilée

150 4,05.10–8

7

L1

125

I

7,3.10–9 142,4 0,01 0,058

1,2

130

Hotte 10 5,6.10–10 ventilée

150 8,40.10–8

8

L1

125

I

7,3.10–9 142,4 0,01 0,075

1,2

130

Hotte 10 7,2.10–10 ventilée

150 1,08.10–7

9

L2

125

I

7,3.10–9 142,4 0,01 0,108

1,2

130

Hotte 10 1,04.10–9 ventilée

150 1,56.10–7

10

L2

125

I

7,3.10–9 142,4 0,01 0,008

1,2

130

Hotte 10 ventilée

150 1,20.10–8

I

8.10–11

8 – Analyses de postes de travail

281

• Cas des situations incidentelles raisonnablement prévisibles pouvant conduire à un surcroît d’exposition : renversement du flacon de source mère. La dose efficace engagée sera calculée d’après la relation précédente et en considérant une activité de 925 kBq (source mère), une durée d’exposition t de 10 minutes (très pénalisant) et un facteur de sécurité f de 1 (le flacon se brise sur le sol d’un local). Les autres paramètres étant inchangés par rapport à l’évaluation précédente. Nous en déduisons que : E (τ) = 1,04.10–7 Sv ≈ 0,1 μSv pour un incident. L’évaluation de l’occurrence d’un tel événement sur une année est établie en faisant référence au retour d’expérience issu d’opérations similaires. Nous considérerons que l’occurrence est de 1. En sommant les composantes « conditions normales » et « incidents probables » sur une année, nous obtenons une dose efficace engagée de 0,62 μSv pour un opérateur effectuant toutes les manipulations de ce type en une année. • Bilan Dose efficace totale E = Eexterne + Einterne = Eexterne + E(τ) Pour ce calcul global, nous choisirons la dose efficace la plus pénalisante, c’est-à-dire celle obtenue par calcul : – pour une opération, E = 1,6.10–8 + 3,4.10–9 ≈ 1,9.10–8 Sv ; – pour 150 opérations annuelles effectuées par le même manipulateur, E = 2,4.10–6 + 5,2.10–7 = 2,9.10–6 Sv par an ; – pour 75 opérations annuelles effectuées par le même manipulateur (situation conforme à la réalité), E = 1,2.10–6 + 2,6.10–7 = 1,5.10–6 Sv par an ; – pour 150 opérations annuelles effectuées par le même manipulateur et en considérant un situation incidentelle (renversement du flacon de source mère), E = 2,4.10–6 + 5,2.10–7 + 1,0.10–7 = 3.10–6 Sv par an. Dose équivalente à la peau Nous choisirons la dose équivalente la plus pénalisante, c’est-à-dire celle obtenue par la mesure : – pour une opération, Hpeau = 7.10–6 Sv ; – pour 150 opérations annuelles effectuées par le même manipulateur, Hpeau = 1,05.10–3 Sv par an ; – pour 75 opérations annuelles effectuées par le même manipulateur (situation conforme à la réalité), Hpeau = 5,3.10–4 Sv par an.

h) Conclusions Nous remarquons que malgré la méthode d’évaluation de la dose efficace engagée par calcul très pénalisante, les niveaux d’exposition obtenus sont très faibles : < 3 μSv par an.

282

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Ainsi, il n’est pas nécessaire d’affiner cette méthodologie pour la rendre plus représentative de l’exposition réelle pendant l’opération. • Délimitation des zones Cette opération a lieu dans 3 locaux différents (rappelons que seuls les locaux n° 1 et 2 sont concernés par un risque d’exposition). Cependant nous allons considérer le cas le plus défavorable, à savoir que la totalité des expositions a lieu dans le même local. La dose efficace a été évaluée à 1,9.10–8 Sv (soit environ 0,02 μSv) pour une opération. Sachant qu’une opération dure environ 6 heures, nous sommes très en deçà de la valeur horaire limite de dose efficace (7,5 μSv) nécessaire pour que la zone soit surveillée. D’autre part, la dose efficace susceptible d’être reçue en un mois est de 0,34 μSv environ : 2,9 μSv annuels résultant des situations normales de travail divisés par 12 auxquels est ajouté 0,1 μSv résultant de situations incidentelles raisonnablement prévisibles. Cette valeur est largement inférieure à 80 μSv par mois, seuil à ne pas dépasser pour une zone non réglementée. Les locaux seraient donc des zones non réglementées vis-à-vis de l’exposition du corps entier. Notons également qu’à aucun moment de l’opération, le débit de dose ne dépasse 2 mSv·h–1 pour l’exposition du corps entier. Concernant les doses équivalentes à la peau susceptibles d’être reçues, nous obtenons environ 1 mSv par an dans le cas le plus défavorable (un seul manipulateur effectuant la totalité des opérations annuelles). Cette valeur est inférieure au dixième de la limite annuelle, soit 50 mSv par an (zone non réglementée). Sur la base de cette seule étude, les locaux seraient donc des zones non réglementées. Cependant, en raison des autres opérations effectuées dans les locaux n° 1 et 2 (non présentées ici), la PCR a finalement proposé que ces deux locaux soient des zones surveillées du fait de l’exposition des extrémités. Notons qu’il n’existe pas dans l’arrêté « zonage » de valeur horaire d’exposition des extrémités à partir de laquelle une zone est classée en zone surveillée (seuil « bas » de la zone surveillée). Néanmoins, la PCR peut proposer à l’employeur des valeurs opérationnelles à respecter (doses équivalentes susceptibles reçues en une heure) en plus des valeurs limites annuelles (dixième de la limite annuelle : 50 mSv par an). • Classification des travailleurs La limite de dose efficace à atteindre potentiellement pour être catégorie B est de 1 mSv par an, soit une valeur environ 300 fois plus élevée que l’exposition évaluée pour ces opérations. La limite de dose équivalente à la peau à atteindre potentiellement pour être catégorie B est de 50 mSv par an, soit une valeur environ 50 fois plus élevée que l’exposition évaluée pour ces opérations. Sur la base de cette étude seule, les travailleurs seraient donc non exposés. Cependant, même si le classement des travailleurs et le zonage radiologique sont deux concepts différents, le pragmatisme peut inciter la PCR à proposer un classement en catégorie B pour les deux travailleurs concernés, avec un suivi de l’exposition des extrémités par dosimétrie passive. Cette suggestion a le mérite d’être harmonisée avec la proposition de délimitation des locaux n° 1 et 2 en zone surveillées en raison de l’exposition des extrémités.

8 – Analyses de postes de travail

283

De plus, les activités des travailleurs peuvent varier rapidement dans les laboratoires de recherche (nouvelles opérations) et par conséquent, la considération d’une marge de sécurité est recommandée. Les manipulateurs doivent donc faire connaître à la PCR tout changement dans l’opération ainsi que toute nouvelle opération utilisant des sources de rayonnements ionisants. Enfin, n’oublions pas que la définition des catégories du personnel et de la délimitation des zones relève in fine de la responsabilité de l’employeur, après avis du médecin du travail. • Optimisation Pour les manipulateurs intervenants dans les locaux n° 1 et 2 (zones surveillées du fait de l’exposition des extrémités), il est proposé un suivi de l’exposition externe des extrémités par bagues dosimètres (dosimètres thermoluminescents).

8.5.2. Exploitation des résultats et classement des travailleurs Nous proposons dans le tableau 8.6 un exemple de document formalisé permettant de faire la synthèse des expositions annuelles par travailleur afin de proposer un classement à l’employeur après avis du médecin du travail. Cet outil tient non seulement compte des différentes opérations effectuées par chaque manipulateur concerné (situations normales de travail + situations incidentelles raisonnablement prévisibles), mais il trace également les autres opérations auxquelles il ne participe pas mais qui peuvent avoir lieu au même moment. En effet, il est possible que des opérations effectuées par d’autres travailleurs occasionnent une légère exposition aux personnes présentes dans le local concerné pendant la réalisation de leurs tâches (cf. partie 8.2.3.2). Ainsi nous proposons deux évaluations dosimétriques annuelles : – la première du fait des seules opérations du manipulateur concerné ; – la deuxième en tenant compte de la contribution des autres opérations ayant lieu dans le local à l’exposition du travailleur ; nous considérerons dans ce cas que les doses dues à l’exposition interne (doses efficaces engagées) résultent de toutes les opérations ayant lieu dans le local pendant la présence du manipulateur concerné.

8.5.3. Exploitation des résultats et délimitation des zones Le tableau 8.7 est un exemple de document synthétisant les informations dosimétriques utiles pour conclure sur la délimitation des zones. Il fait le bilan de toutes les opérations ayant lieu dans le local concerné. Ce tableau pourra être tenu à jour et validé régulièrement à partir des contrôles techniques d’ambiance mis en place dans les locaux concernés.

8.5.4. Faites le point Le but de cette partie est d’étudier et prévoir la mise en œuvre des moyens de protection, de prévention et de contrôle afin de préparer une nouvelle manipulation dans un laboratoire : préparation d’une solution marquée de phosphore-32.

284

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 8.6. Classification des travailleurs – synthèse des expositions.

Nom Prénom

Monsieur J. B.

Service / Département

…

Locaux de manipulation et volume

Local 172 240 m3

Local 173 160 m3

(1) n° des protocoles d’opérations mises en œuvre par le manipulateur

n° 1, n° 2

n° 4

(2) n° des protocoles d’opérations également mises en œuvre dans ces locaux

n° 3, n° 7

Protocoles (1)

Local

Radionucléide

Nombre d’opérations annuelles

E (mSv/an)

Hpeau (mSv/an)

n° 1

172

Phosphore-33

130

0,11

0

n° 2

172

Phosphore-33

42

0,03

0

n° 4

173

Phosphore-32

50

0,09

36

E (mSv/an) → E (τ)

Hpeau (mSv/an)

Nombre d’opérations Radionucléide annuelles simultanément aux protocoles (1)

Protocoles (2)

Local

n° 3

172

Carbone-14

30

0,14

0

n° 7

172

Carbone-14

25

0,05

0

E (mSv/an)

0,23

Hpeau (mSv/an)

36

E (mSv/an)

0,42

Hpeau (mSv/an)

36

Bilan (1) : opérations mises en œuvre par le manipulateur

Bilan (2) : toutes opérations mises en œuvre

Classement proposé

Date et visa PCR

Catégorie B particulièrement en raison de l’exposition des extrémités et en appliquant une marge de sécurité

8 – Analyses de postes de travail

285

Tableau 8.7. Délimitation des zones – synthèse des expositions.

Référence du local

n° 172

Volume

240 m3

n° des protocoles relatifs aux opérations dans le local (manipulateur concerné)

Radionucléide

Nombre d’opérations annuelles

n° 1 (JB)

Phosphore33

n° 2 (JB)

Hpeau (mSv)

E (mSv) heure la plus pénalisante

1 an

heure la plus pénalisante

1 an

130

1,0.10–3

0,11

0

0

Phosphore33

42

0,4.10–3

0,03

0

0

n° 3 (GD)

Carbone14

60

4,2.10–3

0,28

0

0

n° 7 (GD)

Carbone14

50

1,2.10–3

0,10

0

0

6,8.10–3*

0,52

0*

0

Bilan des expositions

Zone surveillée en appliquant une marge de sécurité Délimitation de zone proposée

5 intégralité du local ‰ délimitation sectorielle, si oui, préciser les secteurs concernés :

Date et visa PCR * Pour déterminer cette valeur dans le local, nous considérons la situation la plus défavorable en sommant l’heure la plus pénalisante de chacune des opérations induisant les plus fortes expositions. Ici cela revient à considérer que les deux manipulateurs effectuent en même temps les opérations n° 1 (manipulateur JB) et n° 3 (manipulateur GD).

Cet exemple concerne un radionucléide fréquemment utilisé en biologie. Cependant, cette méthodologie d’analyse de poste peut être appliquée quels que soient les radionucléides manipulés en sources non scellées. Nous interrogerons régulièrement le lecteur lors de cet exemple afin de permettre la validation des connaissances acquises dans ce chapitre mais également dans les autres parties de cet ouvrage. Nous insisterons particulièrement sur des problématiques très pratiques, complémentaires des notions vues dans les deux exemples précédents relatifs au tritium et à l’iode-125. Les réponses aux questions sont rassemblées dans la partie 8.5.4.2. Attention, cette partie ne saurait se substituer à une véritable étude de poste « de terrain » : la PCR désireuse de s’inspirer de cet exemple devra vérifier s’il est compatible avec sa propre problématique et approfondir chacune des étapes de l’analyse.

286

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

8.5.4.1. Préparation d’une solution marquée de phosphore-32 a) Contexte Un marquage au phosphore-32 doit être réalisé dans votre laboratoire. Le but de cette partie est de définir les mesures et dispositions à prendre en terme de radioprotection, de l’arrivée de la solution mère jusqu’au marquage proprement dit, et d’établir un cahier des charges concernant la conception du laboratoire. L’opérateur doit effectuer 3 dilutions successives à partir d’une solution mère marquée au phosphore-32 dont l’activité est de 37 MBq contenue dans un flacon de verre de 1 mL. Ce flacon a une épaisseur de 2,5 mm et une masse volumique de 2,7 g.cm–3. Il prélève à chaque fois 5 μL de cette solution et ajoute 95 μL d’eau. La durée prévue pour ces prélèvements est de 1 minute. Nous considérerons que, pendant cette tâche, la main du manipulateur est en contact avec le flacon de la source mère ainsi qu’avec la micropipette servant aux prélèvements (hypothèse très pénalisante). La 2e phase correspond aux dépôts des sources « filles » dans 3 plaques et dure également 1 minute. Les mains du manipulateur sont au contact de la micropipette ayant servi aux prélèvements. Le reste de l’opération de marquage sera assimilée à une 3e tâche unique de 1 heure, pendant laquelle nous considérerons que les mains du manipulateur seront situées à 30 cm des sources filles. Pendant cette phase, les sources filles sont constituées par des plaques, que nous assimilerons à des sources ponctuelles « nues ». Q1 Calculez l’activité totale et l’activité volumique des prélèvements (solutions filles) ?

b) Analyse des risques : caractérisation du terme source Afin de déterminer les risques prépondérants, il est indispensable d’examiner les caractéristiques nucléaires et notamment la nature des rayonnements émis par le radionucléide manipulé. Les données concernant les radioéléments sont résumées sur la figure issue du Guide pratique Radionucléides et radioprotection et présentée en annexe II. • Nature des rayonnements émis – période Q2 Complétez le tableau 8.8 à l’aide de la figure présentée en annexe II. Tableau 8.8. Principales émissions et période du phosphore-32. 32

Principales émissions

Rayonnement

P Énergie (keV)

Intensités d’émission

Période T (jours) • Risques d’exposition externe Q3 D’après vos connaissances, pouvez-vous prévoir un risque d’exposition externe pour le phosphore-32 ? Si oui, ce risque est-il présent : au contact des sources ? à distance ?

8 – Analyses de postes de travail

287

Q4 Compléter le tableau 8.9. Tableau 8.9. Données relatives à l’exposition externe pour le phosphore-32. 32

Situation de travail Activité mise en jeu (Bq) Grandeur d’exposition externe

Intérêt

Débit de dose superficiel (ds) à 30 cm (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de Hpeau

Débit de dose en profondeur (dp) à 30 cm (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de E

Débit de dose au contact (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de Hpeau

Débit de dose à 100 cm (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de E

P

Source Source dans un Source dans une « nue » flacon de verre seringue en plastique (sans écran) de 10 mL (densité 1) de 5 mL 3,7.107

3,7.107

1,85.105

Q5 Parmi les données d’exposition externe demandées, lesquelles pourraient vous être utiles pour l’étude de ce poste ? • Risques d’exposition interne Q6 Complétez dans le tableau 8.10 les données d’exposition interne relatives au phosphore-32 (cf. annexe II). N’oubliez pas les unités des grandeurs demandées. Tableau 8.10. Données relatives à l’exposition interne pour le phosphore-32. 32

h(g) e(g) AI20inhalation AI20ingestion LPCA Coefficient de volatilité k

P

288

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Q7 Parmi les données d’exposition interne demandées, lesquelles pourraient vous être utiles pour l’étude de ce poste ? Q8 Avant de passer à l’évaluation des doses, quelles informations complémentaires non décrites ici faudrait-il rassembler ?

c) Évaluation des doses • Conditions normales de travail Q9 Complétez le tableau 8.11 relatif à l’évaluation par calcul des doses résultant de l’exposition externe. Conseil : si nécessaire, ne pas hésiter à relire les explications sur cette opération dans la partie « Contexte ». Tableau 8.11. Évaluation des doses résultant de l’exposition externe par calcul.

A (Bq)

Tâche

3,7.107

Prélèvements (1)

3 × 1,85.105

Dépôts sur plaques (2) Suite de l’opération de marquage (3)

Hpeau E Nb Hpeau t E estimée estimée opérations (min) (Sv/an) (Sv/an) (Sv) /an (Sv) 1

120

3 × 1,85.105

1

120

3 × 1,85.105

60

120

Bilan

120

Notons que ces calculs ne tiennent pas compte des équipements de protection individuels qui pourraient être utilisés lors d’une telle opération. Q10 En réalité, il s’avère que le flacon contenant la source mère de phosphore-32 a une épaisseur de verre de 8 mm (arrêt de tous les rayonnements β–) au lieu de 1,5 mm pour notre approximation. Qu’en concluez-vous quant aux valeurs de doses au contact de la source mère (tâche (1)) ? Q11 Ces résultats peuvent-ils vous être utiles pour conclure sur le zonage du local ou bien sur la classification du manipulateur concerné ? Q12 Quelle(s) méthode(s) de mesure proposeriez-vous pour valider ces résultats ? Quelles situations normales de travail pourriez-vous également étudier, en particulier pour conclure sur la classification du manipulateur concerné ? Concernant l’exposition interne, la dose efficace engagée a été évaluée par calcul à environ 0,3 μSv pour une opération, soit 36 μSv pour une année.

8 – Analyses de postes de travail

289

Notons que pour cette estimation, des hypothèses très pénalisantes ont été fixées. Q13 Complétez le tableau 8.12 relatif au bilan des expositions, en tenant compte des éléments suivants : – les mesures de dosimétrie opérationnelle n’ont pas enregistré de dose efficace ; – nous ferons une approximation en considérant que les doses reçues en une opération (1 h 02 exactement) sont assimilées à des doses reçues en 1 heure, afin de faciliter en particulier les comparaisons avec les valeurs opérationnelles de l’arrêté zonage ; – rappelons que 120 opérations de ce type sont prévues en une année. Tableau 8.12. Bilan de l’évaluation des doses par calcul.

Opération de marquage au phosphore-32

Hpeau (Sv en 1 heure)

E (Sv en 1 heure)

Hpeau E (Sv par an) (Sv par an)

• Circonstances anormales En complément des expositions en situation normale de travail, il peut être intéressant d’étudier les circonstances de travail anormales mais raisonnablement prévisibles pouvant conduire à un surcroît d’exposition radiologique. Ainsi nous avons estimé que l’évaluation de l’exposition due à une contamination cutanée d’un opérateur ne portant pas de gants pouvait être utile. Q14 Complétez le tableau 8.13 relatif à l’exposition due à la contamination des mains par une goutte de solution de phosphore-32. Nous utiliserons les données de la figure présentée en annexe II « contamination d’une goutte de 0,05 mL », en considérant qu’elle est applicable à notre cas. Tableau 8.13. Exposition externe due à une contamination cutanée.

Contamination de la peau par une goutte de 0,05 mL

A contenue dans la goutte (Bq)

Hpeau (Sv en 1 minute)

Hpeau (Sv en 1 heure)

1,85.105

Q15 Que pensez-vous des résultats ? Q16 Quelle(s) autre(s) situation(s) anormale(s) pourrai(en)t-être étudiée(s) ?

d) Classification du manipulateur Q17 D’après l’ensemble de ces résultats d’exposition, quelle classification préconiseriezvous pour le manipulateur ?

290

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

e) Délimitation des zones Q18 D’après ces résultats d’exposition, quelle délimitation préconiseriez-vous pour le local ?

f) Optimisation • Lieu de la manipulation – conception Il est préconisé les recommandations suivantes pour le laboratoire : – murs et sols : surfaces lisses facilement décontaminables, absence de peinture granulée, absence de joints et de plinthes favorisant la contamination radioactive fixée ; – canalisations , évacuations : éviter le cuivre et ses alliages ; – éviers : plastique (éviter la porcelaine, matériau poreux), évier à commande déportée ; – local ventilé, cascade de dépression. • Aménagement du plan de travail Le plan de travail doit être convenablement préparé avant toute manipulation en actif. Tout le matériel utile doit être présent afin d’éviter tout transfert de contamination de la zone active vers la zone « froide » et réciproquement. Cette phase de préparation permet également de limiter les risques radiologiques (temps, distance, écran). Il est nécessaire de bien différencier le plan de travail actif du reste du laboratoire. Le plan de travail actif doit comporter : – une surface de stockage du matériel propre et des accessoires spécifiques ; – une surface de stockage des réactifs ; – une surface de travail proprement dite (bac en plastique dur ou en inox à bords relevés muni d’un papier absorbant type Benchkote™) ; – une surface de stockage du matériel contaminé et des déchets ; – une surface de stockage des sources radioactives. D’autre part, il faudra identifier chaque support, flacon, poubelle utilisés pour les manipulations radioactives. Les étiquettes comporteront un trèfle radioactif, le symbole du radionucléide, l’activité contenue et la date de préparation. L’étiquetage devra être effectué dans la mesure du possible avant la manipulation. • Contrôle du colis Un certain nombre de contrôles devront être effectués par la PCR au moment de la réception du colis contenant la source mère de phosphore-32, et en premier lieu une vérification de son état général ainsi que de la conformité des éléments figurant sur le certificat d'accompagnement de la source et ceux inscrits sur la commande correspondante.

8 – Analyses de postes de travail

291

Vérification du débit d’équivalent de dose Q19 Sachant que le colis est un colis excepté, quelles valeurs de débits de dose devez-vous vérifier ? Mesure de contamination surfacique Pour les vérifications de non-contamination surfacique, le lecteur pourra se reporter à la partie 1.2.1.3 « Réception de sources non scellées (chapitre 1). • Équipements de protection collective Concernant la protection contre l’exposition interne, le choix d’un équipement de protection collective dépend de l’évaluation de la dose efficace engagée due à l’opération. Dans notre cas, il est proposé d’effectuer cette opération sous une hotte ventilée. En effet, cet équipement induit un facteur de protection de 10 par rapport au travail sur paillasse (à intégrer donc lors du calcul de la dose efficace engagée). Afin d’adapter le type d’équipement (paillasse, hotte ventilée ou boîte à gants), l’opérateur peut éventuellement s’aider de l’Activité maximale manipulable (cf. figure présentée en annexe II). Attention, cette grandeur est indicative mais en aucun cas réglementaire ! • Moyens et équipements de protection individuelle Q20 Complétez le tableau 8.14 en classant les équipements de protection individuelle suivants selon leur utilité : protection contre l’exposition externe / protection contre l’exposition interne. Lesquels sélectionneriez-vous pour ce poste de travail ? Tableau 8.14. Équipements de protection individuelle.

Équipement Pince à distance Écran en verre plombé pour plan de travail Surchaussures Porte-tube en plexiglas Protège-seringue plombé Gants en latex Masque filtrant Château de plomb pour la source mère Écran en plexiglas pour plan de travail Brique de plomb Tablier plombé

Protection contre Protection contre Utilité ? l’exposition l’exposition interne et OUI / externe la contamination NON

292

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

• Moyens et matériels de contrôle Q21 Complétez le tableau 8.15 en classant les équipements de contrôle suivants selon leur utilité : – contrôle de la contamination surfacique, – contrôle de la contamination atmosphérique, – mesure de l’exposition externe. Lesquels sélectionneriez-vous pour ce poste de travail ? Conseil : si nécessaire, ne pas hésiter à se reporter aux chapitres 3, 4 et 5 pour les références relatives aux détecteurs MIP10, Babyline, Radiagem (société Canberra). Tableau 8.15. Moyens et matériels de contrôle.

Équipement

Contrôle de la Contrôle de la Mesure de Utilité ? contamination contamination l’exposition OUI / NON surfacique atmosphérique externe

Contaminamètre multisonde + sonde β (exemple : MIP10) Contaminamètre multisonde + sonde X (exemple : MIP10) Débitmètre de type Babyline Appareil de prélèvement atmosphérique sur filtre Débitmètre de type Radiagem Matériel nécessaire pour la réalisation de frottis Certains de ces équipements sont nécessaires pour les contrôles d’ambiance radiologique. Pour mémoire, les modalités de ces contrôles sont décrites dans la partie 1.4 (chapitre 1). • Moyens de surveillance du personnel Q22 Quels moyens de contrôle dosimétrique préconiseriez-vous pour le suivi du travailleur concerné par cette opération ? Concernant le suivi médical du travailleur, c’est le médecin du travail qui décidera des analyses à effectuer.

8 – Analyses de postes de travail

293

• Évacuation et entreposage des déchets et effluents Le lecteur se rapportera au chapitre 6. Notons que la gestion par décroissance peut s’appliquer au phosphore-32 étant donné sa courte période (< 100 jours).

g) Résumé de l’analyse de poste de travail Le bilan de cette étude de poste est présenté dans le tableau 8.16. Tableau 8.16. Bilan de l’analyse de poste de travail (marquage au phosphore-32).

Analyse de poste de travail Opération

Marquage au phosphore-32

Période

14,3 j

Énergie

Énergie βmax : 1 710 keV (100 %)

Activité maximale manipulée

10 MBq

Lieu de la manipulation

- surfaces lisses continues facilement décontaminables - sols lisses, pas de joints ni de plinthes - murs lisses (pas de peinture granulée) - éviers plastiques (éviter la porcelaine)

Délimitation de la zone

Zone contrôlée (exposition des extrémités)

Classification du travailleur

Catégorie B - préparer la surface de travail avant toute manipulation en actif - tout le matériel utile doit être présent afin d’éviter tout transfert imprévu de la zone active vers la zone froide et réciproquement

Plan de travail

Débit de dose équivalente

Contrôle du colis/ flacon solution mère Contamination surfacique

Prévoir : - surface de stockage pour : matériel propre, accessoires, réactifs, sources radioactives, matériel contaminé et déchets - surface de travail proprement dite (bac) - étiquetage adapté (nom du radionucléide, activité, date de préparation, trèfle radioactif) < 5 μSv.h–1 au contact (colis excepté) pour les émetteurs β, γ et de faible toxicité : 4 Bq.cm–2

Moyens & équipements de protection Confinement dynamique : hotte ventilée (bon collectifs fonctionnement à vérifier)

294

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Tableau 8.16. Suite.

Analyse de poste de travail Opération

Marquage au phosphore-32

Moyens & équipements de protection individuels

- gants, blouse, surchaussures - écran en plexiglas (1 cm d’épaisseur) : portoir pour microtubes - (pas de protège-seringue en métal pour éviter le freinage) - pince à distance

Moyens & matériels de contrôle

- prélèvement atmosphérique - contaminamètre avec sonde adaptée (β) - débitmètre (Babyline)

Surveillance du personnel

- Dosimètre passif corps entier - Dosimètre passif extrémités (bagues FLi) - Dosimètre opérationnel - Surveillance médicale adaptée

Évacuation & entreposage des déchets radioactifs

- gestion en décroissance - solides : poubelle en plexiglas (1 cm d’épaisseur) - effluents : bonbonnes derrière écran en plexiglas

Autre action d’optimisation

Formation au poste de travail obligatoire

8.5.4.2. Réponses aux questions Réponse 1 7

–6 5 A 3,7.10 A prélèvement = § ----· × V prélevé = ------------------- × 5,10 = 1,85.10 Bq = © V¹ source mère –3 10

185 kBq par prélèvement 5 A prélèvement 9 –1 1,85.10 = A Vprélèvement = ----------------------------= ----------------------- = 1,85.10 Bq ⋅ L –6 V 100,10

1,85 kBq.μL–1 par prélèvement Réponse 2 Tableau 8.17. Principales émissions et période du phosphore-32 – Corrigé. 32

Principales émissions

Période T (jours)

P

Rayonnement

Énergie (keV)

Intensités d’émission

β–

Eβmax = 1710

100 %

14,3 jours

8 – Analyses de postes de travail

295

Réponse 3 Le phosphore-32 étant un émetteur bêta de forte énergie, il existe un risque d’exposition externe au contact ou à distance des sources, principalement pour l’exposition de la peau : grandeur opérationnelle Hp(0,07) estimant la dose équivalente à la peau Hpeau. L’exposition en profondeur (grandeur opérationnelle Hp(10) estimant la dose efficace E) ne peut résulter que des éventuels rayonnements X de freinage. Réponse 4 Tableau 8.18. Données relatives à l’exposition externe pour le phosphore-32 – Corrigé. 32

Situation de travail Activité mise en jeu (Bq)

P

Source Source dans un Source dans une « nue » flacon de verre seringue en plastique (sans écran) de 10 mL (densité 1) de 5 mL 3,7.107

3,7.107

1,85.105

Grandeur d’exposition externe

Intérêt

Débit de dose superficiel (ds) à 30 cm (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de Hpeau

4,44.10–3

/

/

Débit de dose en profondeur (dp) à 30 cm (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de E

sans objet

/

/

Débit de dose au contact (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de Hpeau

/

4,07.10–3

4,44.10–3

Débit de dose à 100 cm (Sv.h–1)

Aide à l’estimation de E

/

rayonnement de freinage

/

Réponse 5 En ne tenant pas compte des volumes des solutions mises en jeu, les données d’exposition externe utiles pour l’étude de ce poste pourraient être celles relatives aux situations de travail suivantes : – source dans un flacon de verre pour la tâche n° 1 de l’étude (si cette épaisseur de verre correspond à celle du flacon contenant la source mère) ; – source dans une seringue en plastique que nous assimilerons à la micropipette utilisée lors de cette étude, pour les tâches n° 1 (prélèvement) et n° 2 (dépôts dans les plaques). Notons qu’il faudra multiplier par 3 cette valeur puisqu’il y a 3 prélèvements ;

296

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

– source « nue » (sans écran) pour la tâche n° 3 où les prélèvements radioactifs sont déposés sur des plaques. Attention, l’activité à prendre en compte pour ce calcul sera celle des 3 prélèvements (soit 3 × 1,85.105 Bq) et non celle de la source mère ! Réponse 6 Tableau 8.19. Données relatives à l’exposition interne pour le phosphore-32 – Corrigé. 32P

3,2.10–9 Sv.Bq–1 h(g)

n’ayant pas d’information sur la forme chimique, nous choisissons la valeur de h(g) la plus pénalisante

e(g)

2,4.10–9 Sv.Bq–1

AI20inhalation

6,3.106 Bq

AI20ingestion

8,3.106 Bq

LPCA

2,6.103 Bq.m–3

Coefficient de volatilité k

0,01

Réponse 7 Le risque prépondérant d’exposition interne sur les lieux de travail étant dû à l’inhalation, les données les plus utiles sont : – la dose efficace engagée par unité d’incorporation h(g) due à l’inhalation ; – le coefficient de volatilité k. Les données AI20inhalation et LPCA sont des grandeurs opérationnelles relatives à l’incorporation de substances radioactives (cf. partie 1.3.4.3, chapitre 1). N’étant pas définies dans la réglementation (contrairement à h(g)), nous ne les utiliserons pas dans cette partie. Réponse 8 Lors d’une étude de poste complète, il faut rassembler les informations relatives à : – l’environnement de travail ; – l’organisation du travail ; – l’ergonomie et les facteurs d’ambiance ; – les risques conventionnels associés pour chacune des tâches de l’opération ; – la perception des risques par les acteurs. Le lecteur pourra se reporter à la partie 8.2 de ce chapitre.

8 – Analyses de postes de travail

297

Réponse 9 Tableau 8.20. Évaluation des doses résultant de l’exposition externe par calcul – Corrigé. t (min)

Hpeau estimée (Sv)

E estimée (Sv)

Nb opérations /an

Hpeau (Sv/an)

E (Sv/an)

1

2,90.10–4*

Rayonnement de freinage

120

0,035

Rayonne -ment de freinage

3 × 1,85.105

1

2,22.10–4**

/

120

0,027

/

Suite de l’opération de 3 × 1,85.105 marquage (3)

60

0,67.10–4***

/

120

0,008

/

5,79.10–4

?

120

0,070

?

Tâche

Prélèvements (1) Dépôts sur plaques (2)

A (Bq) 3,7.107 3 × 1,85.105

Bilan

Détails des calculs pour une opération : * tâche (1) : H peau = –4

7

–2

5

–6

–4 ( 1,1.10 × 3,7.10 + 2,4.10 × 3 × 1,85.10 ) × 10 ------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- = 2,90.10 Sv 60

** tâche (2) : H peau = 2,4.10

–2

*** tâche (3) : H peau = 1,2.10

5

× 3 × 1,85.10 + 10

–4

5

–6

× 3 × 1,85.10 + 10

–4 1 × ------ = 2,22.10 Sv 60

–6

–4 60 × ------ = 0,67.10 Sv 60

Notons qu’en raison de l’absence de données numériques relatives à l’exposition en profondeur due au rayonnement de freinage, la dose efficace éventuelle ne peut être estimée par calcul. Réponse 10 Nous en concluons qu’il n’y aurait pas d’exposition au contact de la source mère pendant la phase (1) de prélèvement ; le calcul de Hpeau pour la tâche (1) devient : –2

5

–6

–4 ( 2,4.10 × 3 × 1,85.10 ) × 10 H peau = ------------------------------------------------------------------------------------ = 2,22.10 Sv 60

Il en résulte que la valeur de dose équivalente à la peau pour la tâche (1) est de 2,22.10–4 Sv au lieu de 2,90.10–4 Sv pour notre approximation de départ (calcul avec une source mère contenue dans un flacon de verre de 1,5 mm d’épaisseur, d’après le guide Radionucléides et radioprotection).

298

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Réponse 11 Ces résultats sont représentatifs de situations de travail sans utilisation d’équipements de protection individuelle, ils peuvent donc être utiles pour conclure sur le zonage du local dans lequel a lieu cette opération. Réponse 12 Il semble primordial de valider ces résultats grâce à la mesure. Ce moyen permettrait de : – valider les résultats de dose équivalente à la peau Hpeau : port de dosimètres passifs au niveau des doigts étalonnés par rapport à Hp(0,07) (bagues FLi par exemple) ; – vérifier si une dose efficace E est enregistrée : port d’un dosimètre opérationnel au niveau de la poitrine étalonné par rapport à Hp(10). D’autre part, il serait utile d’effectuer ces mesures y compris en tenant compte des équipements de protection individuelle : par exemple, estimation de Hpeau en cas d’utilisation d’un écran en plexiglas (1 cm d’épaisseur) pour l’étape (3) de marquage. Ceci permettrait d’obtenir des informations utiles pour conclure sur la classification du manipulateur. Réponse 13 Tableau 8.21. Bilan de l’évaluation des doses par calcul – Corrigé.

Opération de marquage au phosphore-32

Hpeau (Sv en 1 heure)

E (Sv en 1 heure)

Hpeau (Sv par an)

E (Sv par an)

5,79.10–4

3.10–7

0,070

3,6.10–5

Réponse 14 Tableau 8.22. Exposition externe due à une contamination cutanée – Corrigé.

Contamination de la peau par une goutte de 0,05 mL

A contenue dans la goutte (Bq)

Hpeau (Sv en 1 minute)

Hpeau (Sv en 1 heure)

1,85.105

4.10–3

0,241

Réponse 15 Ces résultats ne peuvent qu’inciter l’opérateur à être très précautionneux lors des manipulations de phosphore-32 et à se contrôler régulièrement au niveau des mains (gants). En effet, une goutte de 0,05 mL au niveau des mains de solution de phosphore-32 d’activité équivalente au prélèvement induit un niveau d’exposition non négligeable : 4 mSv par minute, soit 241 mSv par heure (Hpeau)… Le port des gants est obligatoire pour empêcher une éventuelle contamination cutanée. Par contre, les gants ne constituent en aucun cas un écran efficace dans ce cas. Réponse 16 Toute exposition résultant d’une situation incidentelle doit être estimée dès lors que l’on considère qu’elle est raisonnablement prévisible, et probable. Dans notre cas, il semble qu’un renversement de flacon (source mère par exemple) entre dans cette catégorie.

8 – Analyses de postes de travail

299

Réponse 17 La dose équivalente à la peau obtenue par calcul s’élève à 70 mSv par an. Il est donc proposé de classer le manipulateur en catégorie B en raison de l’exposition des extrémités (comprise entre 50 et 150 mSv). La dose efficace quant à elle semble être très en deçà des limites. Notons cependant qu’il faudrait aussi évaluer les expositions en tenant compte des équipements de protection individuelle (et valider tous les résultats par la mesure) pour proposer une classification totalement justifiée (cf. réponse à la question Q11). Réponse 18 En 1 heure, la dose équivalente à la peau est de 0,58 mSv environ (sans tenir compte des équipements de protection individuelle), il est donc proposé que le local ou le plan de travail utilisé pour la manipulation soit une zone contrôlée verte en raison de l’exposition des extrémités, comprise entre 0,2 et 0,65 mSv en 1 heure (par contre, la dose efficace semble en deçà des limites). Réponse 19 Le débit de dose équivalente au contact d’un colis excepté ne doit pas dépasser 5 μSv.h–1 et celui à 1 mètre doit être nul. Réponse 20 Tableau 8.23. Équipements de protection individuelle – Corrigé.

Équipement

Protection contre l’exposition externe

Pince à distance

X

OUI (éventuellement)

Écran en verre plombé pour plan de travail

X

NON

Surchaussures

Protection contre l’exposition interne et la contamination

X

Utilité ? OUI / NON

OUI

Porte-tube en plexiglas

X

OUI

Protège-seringue plombé

X

NON

Gants en latex

X

OUI

Masque filtrant

X

NON

Château de plomb pour la source mère

X

NON

Écran en plexiglas pour plan de travail

X

OUI (éventuellement)

Brique de plomb

X

NON

Tablier plombé

X

NON

300

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Réponse 21 Tableau 8.24. Moyens et matériels de contrôle – Corrigé. Équipement

Contrôle de la contamination surfacique

Contrôle de la contamination atmosphérique

Contaminamètre multisonde + sonde β (exemple : MIP10)

X

OUI

Contaminamètre multisonde + sonde X (exemple : MIP10)

X

NON (sonde inadaptée)

Débitmètre de type Babyline

X

Appareil de prélèvement atmosphérique sur filtre

X

Débitmètre de type Radiagem Matériel nécessaire pour la réalisation de frottis

Mesure de l’exposition externe

OUI OUI

X X

Utilité ? OUI / NON

NON (mal adapté pour les émetteurs bêta) OUI

Réponse 22 Nous préconiserons un suivi dosimétrique par dosimétrie passive « corps entier » et « extrémités » de l’opérateur, conformément à l’évaluation dosimétrique effectuée. La proposition de zonage du local étant la zone contrôle verte (intégralité ou partie du local nécessaire à cette manipulation), un suivi par dosimétrie opérationnelle sera adjoint.

Tâche Description de la manipulation

Danger

Risque

Moyens de prévention et protection existants

Tps

Commentaires

E (mSv)

Moyens de prévention et protection à mettre en place Recommandations

Préparation des échantillons biologiques Incorporation 1

Sortir flacon (2) de GABA tritié du réfrigérateur

1) Bris du flacon

3

2

Ouvrir le flacon (2) de GABA tritié Prélever 50 μL Fermer le flacon (2) de GABA tritié

3

4

H

Insérer les 1,85 MBq de 3H dans le flacon (1) contenant les échantillons biologiques Reposer le flacon dans le bain marie

3

3

H

H

Ranger le flacon (2) de GABA tritié

5

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination du plan de 2) Protection de la travail paillasse avec un Benchkot™

3

H

40 s

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination du plan de travail 1) Bris du flacon

3H

2) Contamination atmosphérique 3) Contamination surfacique

1) Conditionnement: emballage d'origine (plastique) 2) Flacon fermé

1) Bris du flacon 1) Flacon en plastique polypropylène 2 Contamination atmosphérique 3) Contamination surfacique 3) Le flacon est déposé dans un bac dans le bain-marie

Flacon(2) de 1 mL à 37 MBq

Coller une boîte en plexiglas sur le réfrigérateur Insérer les fiches radionucléides Noter la quantité prélevée sur la fiche

50 μL prélevé représente 1,85 MBq de 3 H

1) Effectuer cette opération sous la sorbonne 2) Protection de la sorbonne par un Benchkote™

1,31.10–6

Flacon (1) de 20 mL à 1,85 MBq 30 min

Le tritium est volatil. –6 Ici il est chauffé 2,94.10 (bain-marie), ce qui augmente la contamination atmosphérique

2) Effectuer l'insertion au dessus du Benchkote™ Identifier le flacon radioactif

3) Utiliser une nouvelle paire de gants après avoir rangé le flacon 2) Mettre le bain-marie sous une sorbonne

301

Laisser incuber le flacon (1) ouvert (échantillons biologiques +1,85 MBq de 3H) dans le bain-marie pendant 30 minutes en l'oxygénant

2) Contamination atmosphérique 3) Contamination surfacique

1) Conditionnement: emballage d'origine (plastique) 2) Flacon fermé

8 – Analyses de postes de travail

n°

8.6. Annexes

Annexe I. Tableau détaillé de l’étude de poste « Évaluation du risque radioactif (tritium) lors de l’étude de l’effet d’un inhibiteur de l’enzyme YYY » (cf. partie 8.5.1.1).

n°

Tâche Description de la manipulation

Danger

Risque

Moyens de prévention et protection existants

302

Annexe I. Suite.

Tps

Commentaires

E (mSv)

Moyens de prévention et protection à mettre en place Recommandations

Préparation de la plaque Prélever la solution tampon Krebs avec une pipette automatique

7

Insérer 100 μL dans chaque puits d'une plaque (3) de 96 puits à fond filtrant

Permet d'humidifier le filtre (améliore la filtration)

Préparation des solutions de produits Tube (4): dilution à

8

Peser le produit 138 dans un tube (4) (entre 1 et 2 mg) et ajouter du DMSO (entre 200 et 500 μL)

Dangerosité du produit chimique

Contamination

9

Recommencer pour Dangerosité - le produit 115 avec un tube (5) et du produit - le produit 141 avec un tube (6) chimique

Contamination

Pour le produit 138, prélever 40 μL Dangerosité du tube (5) et l'insérer dans un tube 10 du produit (8) contenant 3 960 μL de tampon chimique Krebs

Contamination

Pour le produit 115 , prélever 20 μL Dangerosité 11 du tube (4) et l'insérer dans un tube du produit (7) contenant 1 980 μL d'eau chimique

Contamination

Puis prélever 400 μL de ce tube (8) Dangerosité et l'insérer dans un autre tube (9) 12 du produit contenant 3 600 μL de tampon chimique Krebs

Contamination

Dangerosité du produit chimique

Contamination

13

Recommencer les étapes 24 et 25 pour le produit 141

10–2 molaire Ces solutions peuvent être préparées avant et congelées

Ajouter le DMSO sous la sorbonne

Tube (7) : dilution à 10–4 molaire Tube (8) dilution à 10–4 molaire Tube (9) dilution à 10–5 molaire

Effectuer ces opérations sous la sorbonne

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

6

n°

Tâche Description de la manipulation

Danger

Risque

Moyens de prévention et protection existants

Tps

Commentaires

E (mSv)

Moyens de prévention et protection à mettre en place Recommandations

Suite de l'incorporation Au bout des 30 minutes, effectuer trois lavages successifs de la solution du flacon 14 (1) : - retirer le surnageant - remettre 20 mL de tampon Krebs Puis laver la solution du flacon (1) toutes les 5 minutes pendant 30 minutes (soit six 15 fois) : - retirer le surnageant - remettre 20 mL de tampon Krebs 5 minutes plus tard, effectuer deux lavages successifs de la solution du flacon (1) : - retirer surnageant 16 - remettre 20 mL de tampon Krebs Puis un dernier lavage: - retirer surnageant - remettre 15 mL de tampon Krebs Vider le bécher (10) contenant le 17 surnageant dans la polybonne ANDRA

1) Bris du flacon 2 Contamination atmosphérique 3H

3) Contamination surfacique

Contamination atmosphérique et surfacique

Le surnageant est prélevé à l'aide d'une pipette et vidé dans un 1) Flacon en plastique bécher (10) polypropylène Flacon (1) de 20 mL à Même remarque que 35 min 1,85 MBq 3,43.10–6 point 5 3) Le flacon est déposé Au dernier dans un bac dans le lavage, on bain-marie considère que le flacon (1) de 15 mL contient 1,85 MBq (majoration)

8 – Analyses de postes de travail

Annexe I. Suite.

Mettre un bac de rétention sous la polybonne

Préparation des bacs Préparer 4 bacs et les identifier : Bac 1: Tampon Krebs 18 Bac 2: produit 138 Bac 3: produit 138/115 Bac 4: produit 138/141 Insérer 5 mL de tampon Krebs dans chaque bac

20

Insérer 1 mL de tampon Krebs dans le bac 1

303

19

Tâche Description de la manipulation

n°

Danger

Dangerosité du produit chimique

22 Insérer 1mL de produit 115 dans le bac 3

Dangerosité du produit chimique

23 Insérer 1 mL de produit 141 dans le bac 4

Dangerosité du produit chimique

24

Contamination

Moyens de prévention et protection existants

Tps

Commentaires

E (mSv)

Moyens de prévention et protection à mettre en place Recommandations

Les 4 bacs sont posés sur un portoir

Chaque bac contient alors 10 mL de produit

Insérer 4 mL de tampon Krebs dans les bacs 1 et 2 et 3 mL dans les bacs 3 et 4

Pré incubation 25

Sortir le flacon (1) contenant les prismes du bain-marie, 26 et transvaser les 15 mL de prismes dans un bac identifié (bac 5)

27

Permet l'humidification des membranes

Filtrer la plaque (3) avec du tampon, à l'aide de la pompe à vide

Homogénéiser les prismes avec une pipette multicanaux

Avec la pipette multicanaux, prélever les 28 prismes du bac 5 et insérer 100 μL dans chaque puits de la plaque (3)

3H

Dangerosité du produit chimique

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination surfacique

Les cÙnes de la 2) Mettre un papier 5 min pipette doivent être 4,9.10–7 benchkote™ sur le préalablement coupés plan de travail pour pouvoir laisser passer les prismes 9,6 mL prélevé (96*100 μL) représente 1,184 MBq Reste environ 5,4 mL dans le bac (0,666 MBq)

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Insérer 1 mL de produit 138 dans les bacs 2,3 et 4

21

Risque

304

Annexe I. Suite.

n°

29

Tâche Description de la manipulation

Danger

Risque

Moyens de prévention et protection existants

Tps

Commentaires

E (mSv)

Moyens de prévention et protection à mettre en place Recommandations

Filtrer la plaque (3) à l'aide de la pompe à vide

Avec la pipette multicanaux, prélever le 30 tampon Krebs et insérer 100 μL dans chaque puits de la plaque (3) 31

Filtrer la plaque (3) à l'aide de la pompe à vide

8 – Analyses de postes de travail

Annexe I. Suite.

32 Recommencer les étapes 43 et 44 Avec la pipette multicanaux, prélever la solution du bac 1 et insérer 100 μL dans 33 la première et la deuxième ligne de la plaque (3) Avec la pipette multicanaux, prélever la solution du bac 2 et insérer 100 μL dans 34 la troisième et la quatrième ligne de la plaque (3) Avec la pipette multicanaux, prélever la solution du bac 3 et insérer 100 μL dans 35 la cinquième et la sixième ligne de la plaque (3)

36

Avec la pipette multicanaux, prélever la solution du bac 4 et insérer 100 μL dans la septième et le huitième ligne de la plaque (3)

37

Mettre la plaque (3) à l'étuve pour environ 30 minutes Vider le bac 5 contenant les prismes dans la polybonne ANDRA

38

2) Mettre un papier Benchkote™ sur le plan de travail 3H

Dangerosité du produit chimique

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination surfacique

Fermer la plaque avant de la mettre à l'étuve 5,4 mL représentant 0,666 MBq

305

Ajouter de la javel dans la polybonne, environ une fois par semaine

Même remarque que point 30

n°

Tâche Description de la manipulation

Danger

Risque

Moyens de prévention et protection existants

306

Annexe I. Suite.

Tps

Commentaires

Moyens de prévention E et protection à mettre (mSv) en place Recommandations

Nettoyage et préparation des bacs

39 Nettoyer les bacs 1 à 4

41

2) Contamination surfacique

Préparer à nouveau les bacs 1 à 4 (étapes 32 à 38)

Suite pré-incubation

42

Au bout des 30 minutes, sortir la plaque (3) de l'étuve et la filtrer 3H

43

Recommencer la distribution dans les puits de la plaque (3) (étapes 47 à 50)

44

Remettre la plaque (3) à l'étuve pour environ 30 minutes

Pendant ce temps, préparer à nouveau 45 les bacs 1 à 4 (étapes 52 à 55)

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination surfacique

Plaque (3) à 1,184 MBq 1.10–7

1 min 30

Dangerosité du produit chimique

même remarque que point 25

Fermer la plaque avant de la mettre à l'étuve 3H

Dangerosité du produit chimique

Contamination atmosphérique et Plaque placée dans l'étuve surfacique

Libération de GABA tritié non incorporé dans les prismes 46

Au bout des 30 minutes, sortir la plaque (3) de l'étuve et la filtrer

47

Recommencer la distribution dans les puits de la plaque (3) (étapes 46 à 49)

48

Fermer la plaque (3) et la mettre au four environ 15 minutes

3H

Dangerosité du produit chimique

Plaque (3) à 1,184 MBq

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination surfacique

1 min 30 Plaque fermée

même remarque que 1.10–7 point 25

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Dangerosité du Préparer à nouveau les solutions diluées produit chimique 40 (étapes 23 à 26)

Rincer avec de l'eau distillée puis frotter 1) Contamination avec du papier atmosphérique absorbant

n°

Tâche Description de la manipulation

Pendant ce temps, préparer à nouveau les bacs 1 à 4 (étapes 52 à 49 54)

50

Au bout des 15 minutes, sortir la plaque (3) du four et la filtrer

Danger 3H

Dangerosité du produit chimique 3H

Dangerosité du Récupérer le filtrat dans une plaque produit chimique 51 (11) à fond plat 52

Fermer la plaque (11) et l'identifie « Basale »

Recommencer la distribution dans 53 les puits de la plaque (3) (étapes 47 à 50) 54

Fermer la plaque (3) et la remettre au four 15 min

3H

Dangerosité du produit chimique

Risque

Moyens de prévention et protection existants

Tps

Commentaires

Moyens de prévention et E protection à mettre en place (mSv) Recommandations

Contamination atmosphérique et Plaque fermée et placée surfacique dans le four 1) Contamination atmosphérique

Plaque (3) à 1,184 MBq 1 min 30

8 – Analyses de postes de travail

Annexe I. Suite.

1.10–7 même remarque que point 25

2) Contamination surfacique

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination surfacique

1) Plaque « Basale » fermée

Plaque fermée

même remarque que point 25

Pendant ce temps : - Boucher les tubes des produits à 10–2 molaire avec du parafilm et les ranger au congélateur - Vider les autres tubes dans la polybonne ANDRA et les jeter dans 55 la poubelle à verre - Ranger le flacon de la solution tampon Krebs au réfrigérateur - Éteindre le bain-marie - Jeter le Benchkote™ dans la poubelle « déchets radioactifs 3H »

Éteindre le bain-marie dès la fin de son utilisation (étape 27)

307

n°

56

57

Au bout des 15 minutes, sortir la plaque (3) du four et la filtrer Récupérer le filtrat dans une plaque (12) à fond plat Fermer la plaque (12) et l'identifier « Filtrat »

Danger

3H

Dangerosité du produit chimique

Risque

Moyens de prévention et protection existants

Tps

Commentaires

Moyens de prévention et E protection à mettre en place (mSv) Recommandations

Plaque (3) à 1,184 MBq

1) Contamination atmosphérique 30 s

3.10–8 même remarque que point 25

1 min

6.10–8 Effectuer ces opérations sous la sorbonne

2) Contamination surfacique 1) Plaque « Filtrat » fermée

Libération de GABA tritié incorporé dans les prismes 59

Préparer du solvable dans un bac (6)

Avec la pipette multicanaux, prélever le solvable du bac (6) et 60 insérer 75 μL dans chaque puits de la plaque (3) 61 Fermer la plaque (3) Laisser incuber la plaque (3) 62 pendant environ 90 minutes

Au bout des 90 minutes, prélever 40 μL de chaque puits de la plaque 63 (3) et les insérer dans une nouvelle plaque (13) a fond plat identifiée « échantillons biologiques » Fermer la plaque (13) 64 « échantillons biologiques » et la plaque (3) d'origine

Irritant

3H

Dangerosité du produit chimique

Irritation

1) Contamination atmosphérique 2) Contamination surfacique

Mettre un papier benchkote™ sur le plan de travail

Plaque fermée Incubation à température ambiante

Plaque fermée

3H

Dangerosité du produit chimique

Plaque (3) à 1,184 MBq

1) Contamination atmosphérique 2 min 30 2) Contamination Plaque fermée surfacique

Effectuer ces opérations sous la sorbonne 1,6. 10–7 Et mettre un papier Benchkote™ sur le plan de travail

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

58

Tâche Description de la manipulation

308

Annexe I. Suite.

n°

Tâche Description de la manipulation

Danger

Risque

Moyens de prévention et protection existants

Tps

Commentaires

E (mSv)

Moyens de prévention et protection à mettre en place Recommandations

Comptage de la radioactivité 65

Préparer du scintillant dans un bac (7)

66

Ouvrir la plaque (11) « Basale »

67

Avec la pipette multicanaux, prélever le scintillant du bac 7 et insérer 175 mL dans chaque puits de la plaque (11)

68

Fermer la plaque (11) avec un adhésif transparent

69

Mettre la plaque (11) sur un support

70

Recommencer les étapes 80 à 83 pour la plaque (12) « Filtrat » et la plaque (13) « échantillons biologiques »

71

Insérer les plaques (11, 12 et 13) dans le compteur bêta

72

Mettre en route l'analyse

73

Une fois l'analyse terminée, jeter les plaques (3, 11, 12 et 13)

Nocif

Irritation

8 – Analyses de postes de travail

Annexe I. Suite.

Effectuer ces opérations sous la sorbonne 3H

Dangerosité du produit chimique

3H

Dangerosité du produit chimique

3

H Dangerosité du produit chimique

1) Contamination atmosphérique 1) Plaque « Basale » fermée 2) Contamination surfacique

5 min

Et mettre un papier 3,1.10–7 Benchkote™ sur le plan de travail

1) Contamination atmosphérique 1) Plaques fermées 2) Contamination surfacique

1) Contamination atmosphérique 2) Jeter les plaques dans la poubelle « déchets 2) Contamination radioactifs 3H » surfacique

30s

3.10–8

309

310

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Annexe II. Fiche relative au phosphore-32 (Guide pratique Radionucléides et radioprotection, D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, EDP Sciences, 2e édition, 2006).

Références bibliographiques Arrêté du 30 octobre 1981 relatif aux conditions d’emploi des radioéléments artificiels utilisés en sources non scellées à des fins médicales. Arrêté du 7 septembre 1999 relatif aux modalités d'entreposage des déchets d'activités de soins à risques infectieux et assimilés et des pièces anatomiques, JO n° 230 du 3 octobre 1999. Arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants, JO n° 262 du 13 novembre 2003. Arrêté du 30 décembre 2004 relatif à la carte individuelle de suivi médical et aux informations individuelles de dosimétrie des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants, JO n° 304 du 31 décembre 2004. Arrêté du 26 octobre 2005 définissant les modalités de contrôle de radioprotection en application des articles R. 231-84 du code du travail et R. 1333-44 du code de la santé publique, JO n° 276 du 27 novembre 2005. Arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont imposées, JO n° 137 du 15 juin 2006. Arrêté du 23 juillet 2008 portant homologation de la décision n° 2008-DC-0095 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 29 janvier 2008 fixant les règles techniques auxquelles doit satisfaire l’élimination des effluents et des déchets contaminés par les radionucléides, ou susceptibles de l’être du fait d’une activité nucléaire, prise en application des dispositions de l’article R. 1333-12 du code de la santé publique. Arrêté du 23 juillet 2008 portant homologation de la décision n° 2008-DC-0095 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 29 janvier 2008 […], Tronel C., Visseaux H., 6es rencontres nationales des personnes compétentes en radioprotection, (12 ; 2008 ; Paris), SFRP, 2008. Catalogue PMDS (Protection manipulation Détection Sécurité) des centres nucléaires – Enceintes de confinement-Ventilation-Épuration, CEA/IPSN, décembre 1988.

312

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Circulaire DGT/ASN n° 01 du 18/01/08 relative à l’arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont imposées. Code de la santé publique – Partie réglementaire – Première partie : protection générale de la santé et environnement – Livre III : protection de la santé et environnement – Titre III : prévention des risques sanitaires liés à l’environnement de travail – Chapitre III : rayonnements ionisants. Code du travail – Partie réglementaire – Quatrième partie : santé et sécurité au travail – Livre I : dispositions générales – Titre V : dispositions particulières à certaines catégories de travailleurs, et Livre IV : prévention de certains risques d’exposition – Titre V : prévention des risques d’exposition aux rayonnements ionisants. Décret n° 95-680 du 9 mai 1995 modifiant le décret n° 82-453 du 28 mai 1982 relatif à l'hygiène et à la sécurité du travail, ainsi qu'à la prévention médicale dans la fonction publique, JO n° 110 du 11 mai 1995. Détermination des distributions de dose absorbée dans les tissus irradiés par des sources β. Application à l’étude de la réponse des dosimètres de radioprotection, Giroux J., Thèse de l’Université Scientifique et Médicale de Grenoble, 1977. Dosimétrie des rayonnements ionisants (CD ROM), document pédagogique, Vivier A., CEA/INSTN, 2007. Éléments de sûreté nucléaire, Libmann J., EDP Sciences,1996. Guide ASN/DEU/03 relatif aux modalités de déclaration et à la codification des critères relatifs aux événements significatifs dans le domaine de la radioprotection hors installations nucléaires de base et transports de matières radioactives, version du 15/ 06/2007. Guide national « Intervention médicale en cas d’événement nucléaire ou radiologique », ASN, version V3.6., 2008. Guide pratique IRSN : Réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants, Donadille L., Rehel J.-L., DRPH/DIR, n° 2007-6, 2007. Implementations of the ICRP recommandations on skin dose measurement using thermoluminescent dosimeters, Charles M.-W., Phys. Med. Biol., 1978, 23, (5), 972975. L'utilisation de sources radioactives dans l'industrie et la recherche, Revue Contrôle, ASN, n° 173, 2006. La mise en œuvre de l’arrêté zonage, Aubert B., Cordier G., Fracas P., Radecki J.-J., 6e congrès national de radioprotection, (06 ; 2007 ; Reims), SFRP, 2007. La radioactivité, manuel d’initiation, Chelet Y., Nucléon, 2006. La radioactivité artificielle et les sciences de la vie, CNRS, Institut Curie, Ligue nationale française contre le cancer, CEA, Synelog, 1984.

Références bibliographiques

313

Les radioisotopes en recherche biologique – Détection et radioprotection, Simonnet G., Masson, 1994. Loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs, JO n° 149 du 29 juin 2006. Mini table de radionucléides, CEA/LNE/LNHB, EDP Sciences, 2007. Norme ISO 11929-4 : Détermination de la limite de détection et du seuil de décision des mesurages des rayonnements ionisants – Partie 4 : Principes fondamentaux et leur application aux mesurages réalisés à l’aide d’ictomètres analogiques à échelle linéaire, sans l’influence du traitement de l’échantillon. Norme ISO 60648-2 : 1994 : Enceintes de confinement. Partie 2 : classification selon leur étanchéité et méthodes de contrôle associées. Norme NF ISO 7503-1 : Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha. Norme NF ISO 7503-2 : Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha. Norme NF M 62-200 : Enceintes de confinement – Classification des enceintes selon leur étanchéité, décembre 1982. Norme NF M 62-206 : Installations de ventilation nucléaire – Méthode de contrôle du coefficient d'épuration des pièges à iode. Norme NF M 62-210 : Enceintes de confinement – Méthode de contrôle du taux de fuite horaire – classes 1 et 2 – Méthode de mesurage de l’augmentation du titre volumique en oxygène. Norme NF M 62-211 : Enceintes de confinement – Méthode de contrôle du taux de fuite horaire – classe 3. Norme NF M 62-212 : Enceintes de confinement – Méthode de contrôle du taux de fuite horaire – classe 4. Norme NF M 62-213 : Enceintes de confinement – Méthode de contrôle du taux de renouvellement horaire – Enceintes de classe 5. Norme NF X 44-011 : Séparateurs aérauliques – Méthode de mesure de l'efficacité des filtres au moyen d'un aérosol d'uranine (fluorescéine). Principes de radioprotection – Réglementation, Jimonet C., Métivier H., Ed., , EDP Sciences, 2007 (Personne compétente en radioprotection). Radionucléides et radioprotection, Delacroix D., Guerre J.-P., Leblanc P., EDP Sciences, 2e édition, 2006. Radioprotection et ingénierie nucléaire, Métivier H., Ed., EDP Sciences, 2006. Règles générales de radioprotection du CEA, Ammerich M., CEA/PMT/DPSN, août 2007.

314

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

Sites internet Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs : http://www.andra.fr Association pour les Techniques et les Sciences de la Radioprotection : http://www.atsrri.asso.cc-pays-de-gex.fr Autorité de sûreté nucléaire : http://www.asn.gouv.fr Institut national de recherche et de sécurité : http://www.inrs.fr Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire : http://www.irsn.org Legifrance : http://www.legifrance.gouv.fr Retours d’expériences sur les incidents radiologiques (RELIR) : http://www.relir.cepn.asso.fr Société française de radioprotection : http://www.sfrp.asso.fr

Sites internet de fabricants d’instruments de mesure CANBERRA : http://www.canberra.com SAPHYMO : http://www.saphymo.com APVL : http://www.apvl.com MPE : http://www.mpe-site.com LND Inc. : http://www.lndinc.com MIRION Technologies : http://www.mirion.com NOVELEC : http://www.novelec.com

Index Vous trouverez dans cet index des renvois concernant les termes principaux et mots-clés relatifs à la radioprotection pratique en industrie et recherche (cas des sources non scellées). Lorsque ces renvois concernent des définitions ou des développements de concepts, les numéros de pages indiqués apparaissent en caractères gras. A accident radiologique 214 ANDRA 185, 195-201, 203, 205 ASN 10-11, 181, 186, 191, 201, 203-204, 216217, 219-220, 224 activité incorporée 44 activité incorporée par ingestion 46 activité incorporée par inhalation 46 activité nucléaire 9-11, 217 activité surfacique voir « contamination surfacique » affichage 23 aménagement des laboratoires/locaux 9, 19-20, 290 analyses de postes / analyse de risques 5, 7, 22, 35, 247-310 animal (utilisation de radioisotopes sur l’) 34 aspiration 73 autorisations 10-11, 22

B bilan des activités détenues 18 boîte à gants 28-29, 76, 77

C catégorie de travailleurs / classement 35, 248, 260-261, 270, 282-284, 289 code de calcul 39, 167 code de la santé publique 10-11, 51 code du travail 21, 51, 248 coefficient de volatilité 45, 267, 279 colis 17, 199, 290

commande (de radionucléides) voir « sources non scellées » confinement dynamique 28, 32, 72, 74 confinement statique 28, 32, 76 consignes de travail (de sécurité) 16, 23, 32-33, 192, 221-222 contamination atmosphérique (activité atmosphérique) 28, 58-59, 72, 231, 243, 259-260 contamination corporelle 227-230, 289 contamination fixée 56, 134, 227 contamination non fixée 56, 134, 137, 139, 226-227 contamination radioactive 27, 30, 225 contamination surfacique 56-58, 118-119, 134, 137-138, 226, 259-260 contrôles 38, 51-64, 262 - arrêté « contrôles » du 26 octobre 2005 38, 51 - contrôles administratifs 52 - contrôles techniques d’ambiance 37, 51, 55-64, 62-64, 261, 283 - contrôles dans le domaine de la ventilation 92-93 - contrôle de colis / emballage 17-18, 57, 290 - contrôle de la contamination atmosphérique 58 - contrôle de la contamination surfacique 33, 55, 57, 95, 134, 155-156 - contrôles de la gestion des sources 18-19, 53 - contrôles des débits de dose 61

316

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

- contrôles des dispositifs de sécurité et d’alarme 51, 53 - contrôles des équipements contenant des sources 53 - contrôles des instruments de mesure / appareils de radioprotection 7, 51, 54, 115 - contrôles des règles de gestion des sources 51, 53 - contrôles externes 51 - contrôles internes 52 - contrôles relatifs aux effluents et déchets radioactifs 51, 54, 190-191 - contrôles techniques des sources 51-52

D DASRI (déchets d’activités de soin à risque infectieux) 194-196 débit de dose au contact 17 débit de ventilation 72, 77 déchet radioactif 19, 54, 181-211, 293 - classification 184-186 - collecte 187-188 - conditionnement 196-200 - entreposage 191-193, 293 - étiquetage 196-200 - évacuation 196-200, 293 - guide d’enlèvement ANDRA 197-198 - identification / tri 187 - plan de gestion interne 204 - registre / suivi 192-193, 211 - règles de gestion 186, 188-190 déclaration 11 décontamination 142-143, 230 défense en profondeur 213 délimitation des zones / zonage radiologique 21-25, 48, 248, 250, 261, 270, 282-283, 290 - arrêté « zonage » du 15 mai 2006 21, 26, 33, 261, 282 - délimitation partielle 25 - valeurs opérationnelles 21-22 - zone contrôlée 21 - zone non réglementée 21, 270 - zone non réglementée attenante 23 - zone surveillée 21, 282 dépassement (de limite de dose ou valeur opérationnelle) 21, 223-224, 238-239 dépression 78 distance 32 document unique d’évaluation des risques 52, 248 dose efficace 36, 257-259, 275-276 dose efficace engagée 37, 44-45, 47, 51, 260, 267-268, 278-279

dose efficace engagée par unité d’incorporation (DPUI ou h(g)) 43-47, 252, 267, 279 dose équivalente / dose équivalente à la peau 35-36, 257, 259, 275-276 dosimétrie biologique 225 dosimétrie individuelle voir « dosimétrie opérationnelle » et « dosimétrie passive » dosimétrie opérationnelle 37, 277 dosimétrie passive 37, 170, 277

E écran 30-32, 111-112 effluent radioactif 18, 54, 61, 181-182, 200201, 293 épaisseur massique 40 emballage 17 enceinte de confinement 72-77 environnement de travail 253-254, 263-264, 272-273 équipement de laboratoire 28 équipements de protection collective 28, 72, 262, 291 équipements de protection individuelle 22, 262, 291 ergonomie 255, 266, 274 étude de postes voir « analyse de postes » évaluation de l’exposition / des doses 35-37, 39, 43-44, 151-180, 257-260, 262-281, 288-289 évaluation de l’exposition externe par calcul 36, 38-39, 165-171, 259, 274-277, 288 évaluation de l’exposition interne par calcul 36, 44, 259, 266-268, 278-280 exposition externe / protection 32 exposition interne / protection 32-33 exposition des extrémités 48 extraction 84

F facteur de prélèvement (frottis) 137-138 facteur de sécurité (équipements de protection collective) 45, 267, 279 fiche d’exposition 249 fiche médicale d’aptitude 249 fiche « réflexe » : réagir lors d’une situation incidentelle 237-244 filtration / filtre 79-83, 93 formation / information 35, 257, 262, 265, 273, 294 formule / relation 40-41 frottis voir « mesures indirectes »

G grandeurs de protection 35-36, 40, 258 grandeurs dosimétriques 40

Index

317

grandeurs opérationnelles 38-41, 48, 51, 258 grandeur physique 40

H hotte ventilée (sorbonne) 28-29, 33, 72-76 hotte ventilée à flux dirigé 74-75 hotte ventilée à flux laminaire 76

I incertitude 101 incident radiologique 214, 216 - comportement en cas d’incident radiologique 221-231 - comportement en cas d’incident : contamination radioactive 225-231, 240-244 - comportement en cas d’incident : exposition externe 222-225, 237-239 - déclaration des incidents radiologiques / ESR 216-217 - échelle INES 214-216, 218-220 - événement significatif en radioprotection (ESR) 214, 216, 220 - numéro d’urgence radiologique (ASN) 222 - situations dégradées 213-245 - situations incidentelles 213-244 ingestion 33 inhalation 33, 46, 259 instruments / appareils de détection et de mesure 16, 31, 38, 56, 135, 158, 160-162 - bruit de fond 100-101, 164 - contaminamètre (moniteur de contamination) / sondes 95-132, 135, 231, 292 - mesure de l’activité volumique (effluents liquides) 61 - mesure de la contamination surfacique 31, 56-57 - mesure de la contamination atmosphérique 31, 58-59, 90-91 - mesure de l’exposition externe / débitmètres 31, 37-38, 61-62, 80, 158-164, 258259, 277-278 - mesure de l’exposition interne 44 - rendement pratique de mesure 115-118, 120 IRSN 11, 17, 52, 224-225, 247, 260

L limite de détection 101-104, 135-136 limites de contamination surfacique 57 limite Pratique de Concentration dans l’Air (LPCA) 49-51

M manomètre 80 marquage 3

matériel de laboratoire 28, 152-153 mesures directes 56, 95, 155 mesures indirectes (frottis) 57, 95, 133-149, 155-156 mode opératoire / procédure 252

O opération 251 optimisation 248, 262, 270-271, 283, 290 organisation du travail 254, 265, 273-274 organisme agréé 38, 51

P paillasse 28 passage transcutané 33 perception des risques 257 perte de comptage 109-110 pictogramme 24 poste de travail 247-310 prélèvement (aérosols) 91 prélèvement (contamination de surface) 136

R radon 60 rapport signal sur bruit 108 réception (de radionucléides – sources non scellées) voir « sources non scellées » registre (suivi et gestion des déchets radioactifs) voir « déchet radioactif » registre (gestion des sources non scellées) voir « sources non scellées » règles d’hygiène, sécurité et entretien 21, 26 rejet 184 rendement de source 119 repère en concentration atmosphérique (RCA) 22, 46-48 retrait de gants 34, 157-159 risques classiques / conventionnels 31, 256

S saturation (d’un détecteur) 110 scintillation liquide 7-8, 137-138, 140-141 seuil de décision 101-104 signalisation 20, 23-26, 263, 272 sonde voir « instruments de mesure » soufflage 74, 84-85 sources non scellées 2, 5, 9, 11, 14, 17, 26 - applications dans l’industrie 3 - applications en recherche biologique et médicale 2 - commande 11 - contrôle 51-52 - entreposage 17-18 - gestion 18 - réception 17

318

Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche – Sources non scellées

- registre (gestion des sources non scellées) 15, 18-19, 63, 210-211 sources scellées 7-9, 14, 26, 105 sûreté nucléaire 215

T tâche 250-252, 255, 259, 261, 263, 269, 272, 277, 280 taux de fuite 79

taux de renouvellement de l’air 77, 92 temps de résolution 110 terme source 5, 7, 250-252, 263, 271-272, 286 traceurs radioactifs / traceurs isotopiques 3, 5 transports 13

V ventilation 84-85, 92