Radioprotection pratique pour l'industrie et la recherche: Sources scellées 9782759809363

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Personne compétente en radioprotection Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche Sources scellées et générateurs de rayonnements X

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Personne compétente en radioprotection Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche Sources scellées et générateurs de rayonnements X

Jean-Claude Moreau et Marc Ammerich

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

Illustrations de couverture : La Vénus de Milo. Détermination et préparation du contrôle gammagraphique. Cette opération a été menée pour visualiser l’intérieur de la statue afin de repérer ses zones fragiles, avant de pouvoir la déplacer lors de la rénovation de la salle qui lui est dédiée. c C.Dupont/CEA. 

Imprimé en France

ISBN : 978-2-86883-590-9 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. c EDP Sciences 2010 

Préface Christine Jimonet

Avec la publication de cet ouvrage, un nouveau pas est franchi dans l’objectif que nous nous étions assigné : fournir aux Personnes compétentes en radioprotection un ensemble d’outils nécessaires à leur fonction, utiles dans leur pratique quotidienne. Les Personnes compétentes disposent toutes du volume intitulé « Principes de radioprotection – réglementation », la brique élémentaire de la série qui traite des données théoriques et des fondamentaux. Ce volume de base a fait l’objet d’une réédition, pour prendre en compte les modifications réglementaires intervenues depuis sa parution. Autour de ce socle de base gravitent des volumes résolument pratiques, chacun répondant aux spécificités des différents domaines d’application. C’est ainsi que paraît aujourd’hui le volume « Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche – Sources scellées et générateurs de rayonnements X », faisant suite aux volumes consacrés respectivement aux personnes travaillant au sein d’INB/ICPE et à celles utilisant des sources non scellées dans les domaines industriels et de recherche. Ce volume est bien sûr, comme les précédents, 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. Conformément à l’esprit de la série, cet ouvrage pratique contient peu de théorie mais fourmille de données concrètes. Les valeurs de débit de dose sont par exemple indiquées pour quasiment l’ensemble des utilisations des générateurs X et sources scellées décrites. Il est essentiel pour les utilisateurs de connaître ce point, et un chapitre entier est donc consacré à la détermination pratique du débit de dose dû à ces sources de rayonnement. Sur le terrain, la PCR est la clé de voûte sur laquelle repose la protection des opérateurs utilisant les rayonnements ionisants. Elle exerce ses fonctions dans la gestion des sources de rayonnement, la gestion du personnel et des espaces au travers des études de postes, comme le détaille très précisément le document du chapitre 11 en annexe de ce volume. Véritable pivot autour duquel s’articulent les missions de gestion du risque radiologique, les études de postes font l’objet de deux chapitres. Le premier propose au lecteur un guide méthodologique ; quant au second, il démontre au travers d’exemples concrets comment utiliser cette méthode en accompagnant le lecteur dans sa propre démarche d’analyse de poste de travail. Support pédagogique à la formation, ce livre alterne les méthodes d’apprentissage. Il est par exemple demandé au lecteur de devenir acteur dans le chapitre traitant de la détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements, où chaque notion est abordée sous forme de questionnement, à la manière d’un cahier de travaux pratiques.

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Pour les autres chapitres, le lecteur est fréquemment invité à faire le point et tester ses connaissances au travers de la résolution d’exercices qui lui sont régulièrement proposés. Véritable outil de travail pour la PCR, ce livre est conçu pour une lecture non nécessairement linéaire et de fréquents renvois guident et orientent le lecteur vers des notions connexes ou complémentaires avec un objectif d’exhaustivité de l’information. La relative aridité du sujet qui pourrait émousser l’intérêt et l’attention du lecteur est compensée par une importante iconographie ainsi que quelques références historiques qui rythment et allègent le propos. Pour conclure, je ne peux que féliciter les auteurs de cet ouvrage pour la somme de données concrètes compilées dans ce volume. Cet ouvrage est aussi le reflet d’une vie entière d’expertise en radioprotection qui permet aux auteurs de transmettre leur expérience de terrain et ainsi d’émailler le texte de commentaires et autres mises en garde. Souhaitons donc que cet ouvrage réponde aux interrogations de la PCR intervenant dans le milieu industriel et de la recherche mettant en œuvre soit des radio-isotopes sous forme de sources scellées, soit des générateurs de rayons X ! Christine Jimonet Ingénieur Chercheur Responsable d’enseignement à l’INSTN

Table des matières

Auteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Contributeurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . xiii Chapitre 1 : Introduction Chapitre 2 : Rappels réglementaires 2.1. 2.2. 2.3. 2.4. 2.5. 2.6. 2.7.

Protection des travailleurs et Personne compétente . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Autorisations et déclarations d’activités nucléaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Exemptions de déclaration et d’autorisation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Régime de déclaration . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Régime d’autorisation et régime INB . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Les interdictions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . La Personne compétente en radioprotection (PCR) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3 4 4 5 6 6 7

Chapitre 3 : Les générateurs X 3.1. 3.2.

3.3.

3.4.

Émission des rayonnements X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Générateurs X dans l’industrie et la recherche . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.1. Production d’images . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.2. Cristallographie, diffraction. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.3. Fluorescence X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.4. Grands appareillages de puissance . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2.5. Autres applications . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Débit de dose dû à un générateur X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.3.1. Quelques valeurs de référence dans le faisceau . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.3.2. Rayonnement diffusé et fuites . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Moyens de prévention et protection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.4.1. Supprimer le risque . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.4.2. Les écrans . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.4.3. Distance et balisages. Classement des personnels . . . . . . . . . . . . . . . 3.4.4. Formation du personnel . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

9 11 12 14 16 18 20 20 20 22 22 22 24 24 25

viii

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

3.5.

3.6. 3.7.

Moyens de détection et de mesure . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.5.1. Spécificités des rayonnements X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.5.2. Dosimétrie individuelle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.5.3. Mesure au poste de travail. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Contrôles . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Corrections des exercices et questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

26 26 26 30 34 34

Chapitre 4 : Substances radioactives sous forme scellée 4.1.

4.2.

4.3.

Caractéristiques des sources scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.1.1. Définition d’une source scellée . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.1.2. Types de sources scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Utilisation des sources scellées dans l’industrie et la recherche . . . . . . . . . . . . 4.2.1. Ionisation et irradiation industrielle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.2. La gammagraphie en contrôle non destructif . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.3. Mesures de paramètres : jauges de niveau, d’épaisseur, de densité 4.2.4. Mesure d’humidité et de densité des sols . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.5. Analyse par fluorescence X : détection du plomb dans les peintures . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.6. Détecteurs à capture électronique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.7. Détecteurs de fumées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.2.8. Sources étalons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Correction des exercices et des questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

37 37 38 39 39 43 54 64 70 72 74 74 76

Chapitre 5 : Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée 5.1.

5.2. 5.3.

5.4.

Générateur X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.1.1. Formule permettant de calculer le débit de dose dans le faisceau 5.1.2. Rayonnement diffusé . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Accélérateurs de particules lourdes chargées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Rayonnements émis par les sources radioactives . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.3.1. Rayonnement α. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.3.2. Rayonnement β . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.3.3. Rayonnement γ et X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.3.4. Neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Correction des exercices . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

79 79 81 81 81 81 82 85 92 93

Chapitre 6 : Estimation des épaisseurs d’écran 6.1. 6.2.

6.3. 6.4.

Générateurs de rayonnements X (faible énergie) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Rayonnements α et autres particules lourdes chargées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.2.1. Rayonnement α. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.2.2. Autres particules lourdes chargées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Rayonnement β . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Rayonnements γ et X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.1. Retour sur la théorie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.2. Utilisation des épaisseurs 1/10e et 1/2 (hors diffusion dans l’air) . .

97 99 99 99 99 99 100 100

Table des matières

6.4.3.

6.5. 6.6.

Utilisation des abaques du guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] (hors diffusion dans l’air) . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.4. Influence de la diffusion dans l’air . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Correction des exercices et réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

ix

101 103 105 106

Chapitre 7 : Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements 7.1. 7.2. 7.3. 7.4. 7.5.

7.6.

Objectifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Matériel utilisé . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Mode opératoire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Résultats des mesures . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Utilisation des résultats . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.5.1. Contrôles de contamination surfacique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.5.2. Recherche de faisceaux parasites de rayonnements (fuites de rayonnements) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

109 109 111 111 111 111 112 113

Chapitre 8 : Conduite à tenir en situation accidentelle 8.1. 8.2.

8.3.

8.4. 8.5. 8.6.

Organisation de l’action . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Mesures conservatoires d’urgence . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.1. Risque d’exposition externe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.2. Risque d’exposition interne . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Réflexion – Communication . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3.1. Prise de renseignements . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3.2. Communication avec les services de secours . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3.3. Communication avec les institutionnels et les autorités . . . . . . . . . . Gestion des accidentés . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Récupération de la situation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Gestion administrative de l’incident . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.1. Obligations réglementaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.2. Comportement en cas d’incident radiologique . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.3. Critères de déclaration et de classement des événements . . . . . . . .

117 117 118 118 118 119 119 120 120 120 121 121 124 128

Chapitre 9 : Méthodologie des études de postes 9.1. 9.2.

9.3.

9.4.

Connaissance des sources et des risques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Analyse des postes de travail et évaluation prévisionnelle de dose . . . . . . . . . 9.2.1. Méthode d’analyse . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.2.2. Évaluation prévisionnelle de dose (EPD) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Application du principe ALARA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.3.1. Moyens de prévention . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.3.2. Moyens de protection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Gestion du personnel affecté et politique dosimétrique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.4.1. Classement des personnels en A, B, ou NE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.4.2. Organisation du suivi médical . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.4.3. Mise en place des formations adéquates . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

9.5.

9.6.

9.7. 9.8.

9.4.4. Choix des moyens dosimétriques individuels . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.4.5. Mise en route du suivi dosimétrique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Gestion de l’installation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.5.1. Zonage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.5.2. Mise en place du programme de contrôles internes et externes . . . 9.5.3. Mise en place des moyens de détection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Analyse des situations anormales et accidentelles potentielles . . . . . . . . . . . . . 9.6.1. Liste des situations . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.6.2. Mesures préventives . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.6.3. Limitation des conséquences en situation incidentelle ou accidentelle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Gestion documentaire : études de postes et fiches d’exposition . . . . . . . . . . . . Et la sécurité classique ? . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 10 : Exemples d’études de postes 10.1.

10.2. 10.3. 10.4. 10.5.

Générateur X auto-protégé : le plus simple . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10.1.1. Cas général : « tout va bien » . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10.1.2. Variante avec faisceaux parasites . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Détecteur de plomb dans les peintures anciennes : « le plus courant » . . . . . Utilisation de jauges de niveau . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Contrôle radiologique par gammagraphie : le plus compliqué . . . . . . . . . . . . . Corrections des exercices . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

143 143 154 157 168 191 210

Chapitre 11 : Annexe : missions du ressort de la PCR Glossaire Références bibliographiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 225

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 de 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 autre la fonction d’inspecteur avec la spécialité « radioprotection ». Il est actuellement affecté à l’inspection générale et nucléaire du CEA, en tant qu’inspecteur nucléaire. Prix SFEN 1989 pour la réalisation du banc ICARE.

Jean-Claude MOREAU

Technicien Supérieur en Radioprotection, Ingénieur CNAM en Physique, il a exercé la Radioprotection au CEA/SACLAY pendant 16 ans, puis occupé des fonctions de direction à STMI (groupe AREVA). Après un bref détour dans les technologies de l’environnement, il fonde en 2000 la société CAP2i, cabinet spécialisé en radioprotection : études, expertises, formation. Il a enseigné la radioprotection à l’INSTN, dans plusieurs Universités, et formé de nombreuses PCR. Jean-Claude MOREAU est expert en prévention des risques et évaluateur pédagogique au Comité Français de Certification des Entreprises pour la Formation et le suivi du personnel travaillant sous Rayonnements Ionisants (CEFRI).

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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.

Jean-Christophe BODINEAU CEA, Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires (INSTN) Jean DENOST

Philips Panalytical (retraité)

Jean-Baptiste FLEUTOT

conseiller médical du Délégué à la Sûreté Nucléaire et à la radioprotection pour les activités et installations intéressant la Défense (DSND)

Clarisse GERBAUD

APERCORA/CAP2i

Denis GIORDAN

Cellule Mobile d’Intervention Radiologique (CMIR) du Haut-Rhin

Bernard SCHAFER

CEPi groupe Bureau Veritas

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Introduction

Le dictionnaire des sciences et techniques nucléaires (Omniscience, 2008) définit une source scellée comme étant « une source radioactive enfermée dans une enveloppe scellée ou munie d’un revêtement auquel elle est intimement liée, cette enveloppe ou ce revêtement devant présenter une résistance mécanique et chimique suffisante pour empêcher un contact extérieur avec la substance radioactive et la dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles elle a été conçue ». En 2000, la France comptait ainsi 5 300 utilisateurs de sources scellées au sens d’entreprises ou d’organismes, eux-mêmes détenteurs de 30 000 sources achetées chez environ 200 fournisseurs et utilisées par 30 000 à 40 000 opérateurs. En regard de l’utilisation de l’ensemble de ces sources scellées, notons également que la dose collective annuelle est de l’ordre de 22 h.Sv. Afin de compléter ce tour d’horizon, la figure 1.1 présente les différentes applications industrielles et de recherche des sources scellées.

Figure 1.1. Sources scellées (Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2008).

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Figure 1.2. Générateurs X (Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2008).

Pour des informations plus détaillées, le lecteur pourra se reporter au chapitre 5 « Principales utilisations des sources de rayonnement ionisants et gestion des déchets générés » du volume théorique « Principes de radioprotection-réglementation ». Avant 2002, les générateurs de rayons X devaient être simplement déclarés à l’inspecteur du travail. Les détenteurs de ces appareils n’entreprenant pas toujours la démarche, la Direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection (DGSNR) a alors repris les dossiers d’autorisation et de déclaration. Mais la publication des textes réglementaires n’ayant pas toujours été accompagnée des modalités pratiques que devaient suivre les détenteurs, l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) n’est donc pas aujourd’hui en possession d’un recensement exhaustif. D’après les éléments publiés (figure 1.2), il y aurait plusieurs milliers de générateurs X en France aujourd’hui. Nous invitons le lecteur à compléter ses connaissances générales relatives aux générateurs de rayons X en se reportant au chapitre 3 « Rayonnements d’origine électrique : rayonnements X et accélérateurs » du volume théorique « Principes de radioprotectionréglementation ». Précisons juste, au terme de cette courte introduction, que les sources scellées et générateurs X utilisés en INB et dans le cadre de la Défense nationale ne sont pas comptabilisés dans les chiffres présentés et notons une particularité : certaines sources voyagent sur le territoire et parfois en dehors, comme l’atteste le petit millier d’appareils de gammagraphie mobiles.

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Rappels réglementaires

2.1. Protection des travailleurs et Personne compétente Les dispositions du code du travail [R1]1 concernant la prévention du risque d’exposition aux rayonnements ionisants s’appliquent à tous les établissements, sauf les mines et les entreprises de transport sous statut particulier, dans le respect des principes de justification d’utilisation, d’optimisation de la radioprotection, et de limitation de la dose [R2], dès lors que des travailleurs sont susceptibles d’être exposés à un risque dû aux rayonnements ionisants provenant de sources artificielles, ou de sources naturelles utilisées pour leurs propriétés radioactives. Ce risque d’exposition résulte, soit d’activités nucléaires soumises à un régime d’autorisation ou de déclaration [R2], soit d’interventions en situation d’urgence radiologique, ou d’interventions justifiées par une exposition durable aux rayonnements ionisants non acceptable (voir article 4451-1 [R1]1 ). Ces dispositions s’appliquent également aux sources constituées par des radionucléides naturels non utilisés pour leurs propriétés radioactives, dans la mesure où leur présence entraîne une augmentation notable de l’exposition des travailleurs par rapport au niveau naturel de rayonnements, de nature à porter atteinte à leur santé. On en déduit que les dispositions du code du travail et du code de santé publique s’appliquent dès que l’exposition annuelle des individus est potentiellement supérieure à 1 mSv.an−1 . Ces dispositions s’appliquent également au travailleur non salarié, dès lors qu’il existe un risque pour lui-même ou pour d’autres personnes. Sont donc concernés les salariés, les artisans, les gérants, les professions libérales, les bénévoles... Les dispositions ne s’appliquent pas aux expositions résultant de la présence des radionucléides contenus naturellement dans le corps humain, du rayonnement cosmique régnant au niveau du sol, ou du rayonnement tellurique issu des radionucléides présents dans la croûte terrestre non perturbée. Elles s’appliquent, par contre, au personnel navigant, aux astronautes, au personnel minier, etc. 1

Voir la bibliographie en fin d’ouvrage.

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2.2. Autorisations et déclarations d’activités nucléaires Sont soumises au régime d’autorisation ou de déclaration (art. R.1333-17 du code de santé publique [R2]), les activités nucléaires suivantes, sous réserve qu’elles ne bénéficient pas d’une exemption : – pour les radionucléides et produits ou dispositifs en contenant : la fabrication, l’utilisation ou la détention, la distribution, l’importation ou l’exportation (que ces radionucléides, produits ou dispositifs soient détenus ou non dans l’établissement) ; – pour les accélérateurs de tout type de particules et les appareils électriques émettant des rayonnements ionisants autres que les microscopes électroniques : la fabrication, l’utilisation ou la détention, la distribution ; – l’irradiation de produits de quelque nature que ce soit, y compris les denrées alimentaires. Le transport de matières radioactives est soumis à autorisation ou déclaration dans les conditions énoncées à l’article R. 1333-44 [R2]. La procédure de classement des installations détenant ou utilisant des radionucléides vis-à-vis de la protection de l’environnement a considérablement évolué à la fin de l’année 2006 [R10]. Cette procédure s’applique maintenant uniquement aux installations déjà classées autorisées pour une autre activité ou une autre substance que la matière radioactive. Par exemple, une installation de gammagraphie industrielle, n’étant pas soumise à une autre rubrique que la rubrique n˚ 1715 de la nomenclature des installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE), n’a plus lieu d’être classée. Par contre, une fonderie, une fabrique de plastiques, risque fort d’être classée ICPE autorisée, puisque dépendant d’une autre rubrique de la nomenclature des installations classées. Si elle dispose d’une jauge de niveau ou d’épaisseur, par exemple de l’américium 241, il faudra inclure cette source dans le dossier d’autorisation.

2.3. Exemptions de déclaration et d’autorisation Il n’y a pas d’exemption possible (voir R. 1333-18 [R2]) : – pour la détention et l’utilisation des sources de rayonnements dans le domaine médical ; – pour la fabrication, l’importation et l’exportation de radionucléides ou de dispositifs en contenant ; – pour l’irradiation des produits, de quelque nature que ce soit. Dans le domaine industriel, pour les sources radioactives, il existe des « seuils d’exemption », en activité ou en concentration (activité massique), en dessous desquels la déclaration n’est pas requise (voir liste dans le code de santé publique [R2] : annexe 13-8), sous réserve de disposer de moins d’une tonne de matière radioactive.

2 – Rappels réglementaires

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La distribution et l’utilisation de certains biens de consommation et matériaux de constructions contenant des substances radioactives pourraient éventuellement être exemptées. Une décision de l’ASN devrait préciser ces dispositions. Toujours dans le domaine industriel, pour les tubes générateurs de rayons X, les exemptions sont les suivantes : – générateurs et accélérateurs de tension < 5 kV, et microscopes électroniques ; – appareils dont le débit de dose à 10 cm de tout point accessible ≤ 1 μSv.h−1 , dans les conditions normales de fonctionnement et : ◦ conforme à une liste de normes (cette liste n’est pas établie. Une décision ASN devrait préciser ces dispositions) ; ou ◦ titulaire d’un certificat d’exemption (ces exemptions ne sont pas connues aujourd’hui. une décision ASN devrait préciser ces dispositions) ; ou ◦ HT ≤ 30 kV. Quelques remarques : – L’exemption ne signifie pas absence de risques potentiels. Il peut donc y avoir nécessité d’une PCR. Cette fonction peut alors être externalisée. – Les caractéristiques permettant l’exemption de déclaration et d’autorisation s’entendent dans les conditions normales de travail. Une potentialité de situation accidentelle ne doit pas entraîner une procédure de déclaration, mais nécessite d’engager des actions visant à supprimer cette potentialité. – La liste des normes auxquelles un générateur devrait se conformer pour être exempté de déclaration n’est pas parue. Dire par exemple qu’un générateur conforme à la norme NF C 74-100 est « exemptable » n’a donc pas de sens.

2.4. Régime de déclaration Sont soumis à déclaration : – la détention et/ou l’usage des sources radioactives d’activité totale ou massique supérieure à un des seuils d’exemption du tableau A de l’annexe 13-8 du code de santé publique, ou masse > 1 tonne, figurant sur une liste d’activités nucléaires publiée par l’ASN (décision ASN à paraître) ; – les générateurs X de recherche médicale et diagnostic figurant sur la liste ad hoc de l’ASN (décision ASN à paraître) ; – les générateurs X, industrie et recherche (hors médical) délivrant à 10 cm de tout point accessible de la surface un débit de dose ≤ 10 μSv.h−1 , dans les conditions normales de fonctionnement. Pour ces applications, la fonction PCR est requise, bien que pas forcément nécessaire sur le plan de la prévention des risques (générateurs X auto-protégés par exemple). Cette fonction peut être externalisée. Une décision de l’ASN fixera dans un avenir à déterminer l’évolution des conditions d’externalisation.

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2.5. Régime d’autorisation et régime INB Le régime d’autorisation s’applique dès que les caractéristiques des sources radioactives, ou des générateurs de rayonnements, sont supérieures à celles indiquées ci-dessus, et pour toute autre activité « nucléaire » non mentionnée ci-dessus (sauf paragraphe 2.6 ci-après : interdictions). Le régime d’autorisation peut correspondre aussi au classement de l’installation si celle-ci est une ICPE « autorisée » selon le code de protection de l’environnement. L’activité détenue ou manipulée est comparée au seuil d’exemption du radionucléide concerné, tel qu’indiqué dans le code de santé publique. Si plusieurs radionucléides sont utilisés ou entreposés simultanément, on calcule alors le coefficient Q = ΣAi/Aiex. Si ce rapport est inférieur à 1, il n’y a pas lieu de classer l’installation. Si Q est ≥ 1 et < 104 , l’installation est soumise à déclaration, Si Q est ≥ 104 , l’installation est soumise à autorisation. Au-delà de certains seuils, les installations sont classées INB. Pour une source scellée, c’est le cas si l’activité est supérieure à 1011 fois le seuil d’exemption. Exemple : seuil d’exemption du cobalt-60 = 105 Bq. L’installation est une INB quand l’activité est de 1016 Bq. Les accélérateurs d’électrons sont également classés en INB si les deux conditions suivantes sont simultanément remplies : a) L’énergie pouvant être communiquée aux électrons est supérieure à 50 MeV ; b) La puissance correspondante du faisceau d’électrons est supérieure à 1 kW. Les accélérateurs d’ions, si les deux conditions suivantes sont simultanément remplies, sont aussi des INB : a) L’énergie pouvant être communiquée aux ions est supérieure à : ◦ 300 MeV pour les ions de nombre de masse inférieur ou égal à 4 ; ◦ 75 MeV par nucléon pour les ions de nombre de masse supérieur à 4 ; b) La puissance correspondante du faisceau d’ions est supérieure à 0,5 kW. (Pour plus de détails, voir décret 2007-830 du 11/5/2007, art. 2 et 3.) Dès lors qu’on est en régime d’autorisation, pour l’activité ou l’installation, ou bien en INB, la PCR est obligatoirement salariée de l’établissement. Il ne peut y avoir externalisation de la fonction.

2.6. Les interdictions Les additions intentionnelles (y compris par activation) dans les biens de consommation et les produits de construction de radionucléides artificiels ou naturels (sauf produits présents naturellement dans les produits originels, qui peuvent cependant faire l’objet de restrictions), de matériaux et déchets, contaminés ou susceptibles de l’être, provenant d’une activité nucléaire, sont interdites. L’exportation et l’importation de ces biens et produits sont également interdites.

2 – Rappels réglementaires

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Des dérogations peuvent être accordées, si elles sont justifiées par les avantages qu’elles procurent au regard des risques sanitaires qu’elles peuvent présenter. Mais il n’y a pas de dérogation possible pour les denrées alimentaires et eaux destinées à la consommation humaine, les matériaux placés en contact avec ces denrées et les eaux, les jouets, les parures et produits cosmétiques.

2.7. La Personne compétente en radioprotection (PCR) Dès lors que la présence, la manipulation, l’utilisation ou le stockage de toute source radioactive scellée ou non scellée ou d’un générateur électrique de rayonnements ionisants entraîne un risque d’exposition pour les salariés de l’établissement ainsi que pour les salariés des entreprises extérieures ou les travailleurs non salariés y intervenant, le chef d’établissement désigne, après avis du comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou, à défaut, des délégués du personnel, au moins une personne compétente en radioprotection (art. R. 4456-1 [R1]). La PCR doit être salariée de l’établissement s’il comporte des ICPE ou INB, ou si les sources de rayonnements sont des sources radioactives supérieures au seuil d’exemption. Il en est de même dans le cas où l’établissement est soumis à un dossier d’autorisation. La PCR peut être externalisée dans les cas suivants : – dans les entreprises dont les personnels sont exposés aux rayonnements mais qui ne possèdent pas de sources radioactives en propre ou qui n’en utilisent pas, comme les entreprises prestataires de services en secteur nucléaire ; – lorsque l’établissement possède des sources radioactives d’activité inférieure au seuil d’exemption, ou d’activité soumise à déclaration (décision ASN à paraître), ou lorsque les sources sont des générateurs X industriels soumis à déclaration et non à autorisation ; – dans les établissements détenant ou utilisant, des générateurs de radiodiagnostic, hors mammographie. Pour le compte et sous la responsabilité de l’employeur et/ou du chef d’établissement, la PCR exerce ses fonctions dans quatre domaines : – la gestion des sources de rayonnements : elle collecte des données, rédige des dossiers de déclaration et d’autorisation, les dossiers DRIRE ou ASN, si nécessaire, gère les contrôles techniques internes et externes, effectue le suivi des mouvements de sources et leur restitution au fournisseur ; – la gestion du personnel : elle étudie les postes de travail incluant les évaluations prévisionnelles de dose, propose un classement du personnel, effectue la gestion du suivi médical, de la formation, de l’information et de la dosimétrie ;

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– la gestion des espaces : le zonage, le balisage et les contrôles d’ambiance ; – la gestion des situations incidentelles ou accidentelles. La liste complète des missions et actions est présentée en annexe. L’étude de poste de travail, avec l’évaluation prévisionnelle de dose (EPD), constitue l’élément primordial et incontournable de l’ensemble des actions. En effet, celle-ci doit être réalisée préalablement au dossier de déclaration ou de demande d’autorisation à l’ASN. Elle est nécessaire pour classer le personnel en catégorie A ou B, ou pour apporter la preuve qu’il n’est pas nécessaire de le classer, et pour estimer les situations de risques potentiels. Les mesures permettent aussi de déterminer les zones de travail.

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Les générateurs X

3.1. Émission des rayonnements X Dans une enveloppe sous vide en céramique ou en verre, qui peut être entourée de métal, un filament en tungstène est chauffé électriquement. Le nuage électronique créé autour du filament au pôle négatif, appelé cathode, est attiré et accéléré par une cible portée à un potentiel positif, c’est l’anticathode ou anode. En général, la différence de potentiel est très élevée. Le tube est schématisé sur la figure 3.1 et représenté sur la figure 3.2.

Figure 3.1. Principe d’un générateur X.

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Figure 3.2. Tube de Coolidge.

La cible est constituée d’une pastille de métal (cuivre, tungstène, etc.) enchâssée le plus souvent dans un bloc de cuivre dont on évacue la chaleur par un système de refroidissement par circulation de fluide ou radiateur pour les premiers appareils. Le faisceau d’électrons accélérés depuis le filament interagit avec les atomes de la cible ce qui produit le rayonnement de freinage, et par collision avec les électrons du nuage électronique, créant des raies caractéristiques. En effet, les réorganisations du cortège électronique s’accompagnent de l’émission de rayonnements électromagnétiques X qui ont une énergie bien définie. Le spectre d’émission est donc constitué d’un fond continu et de raies caractéristiques (figure 3.3). Nombre de photons

Raies X dues au réarrangement électronique

Emoyenne = 23 Emax Emax

Énergie

Figure 3.3. Spectre en énergie d’un faisceau de générateur X.

Dans la pratique Emax a la même valeur numérique que la haute tension (HT) appliquée entre le filament et la cible. Elle s’exprime directement en keV, la tension s’exprimant en kV. Ainsi un générateur X sous tension de 150 kV émet un spectre continu de 0 à 150 keV, avec une énergie moyenne de 100 keV. Le rayonnement X créé dans la cible sort de l’appareil par la fenêtre, constituée d’une feuille de métal léger, généralement du béryllium. Le faisceau peut être collimaté par un diaphragme. Il peut également être filtré, ce qui revient en général à rendre négligeable les photons de faible énergie. On dit alors que le spectre se « durcit ».

3 – Les générateurs X

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L’ensemble du dispositif est placé dans une enveloppe destinée à protéger les opérateurs des rayonnements émis, ce qui n’était pas le cas avec les premiers tubes.

Pour en savoir plus À la construction, on place dans le tube un produit appelé « getter ». Après création du vide, on chauffe le tube scellé. Le getter va réagir avec les atomes et molécules résiduels de l’air pour fabriquer un composé solide qui va se déposer sur les parois. Le vide est ainsi encore plus poussé. Le « getter » est un véritable « piège à gaz ». L’émission des rayons X à partir de la cible s’effectue dans toutes les directions, mais n’est pas isotrope, c’est-à-dire que le débit de fluence des rayons et leur énergie ne sont pas les mêmes dans toutes les directions. Précaution : le béryllium, constituant la fenêtre, très mince et donc fragile, est un métal toxique. Exercice 3.1. Certains générateurs X disposent d’une fenêtre « en bout » (figures 3.4 et 3.5). Tracer le cheminement des électrons dans le tube et l’émission des rayons X (réponse à la fin du chapitre 3).

Fenêtre en bout (Be)

Filament chauffé masse

Anode Potentiel positif

+ THT

Figure 3.4. Tube générateur « profilé » à fenêtre en bout.

Figure 3.5. Schéma de principe du fonctionnement d’un générateur X à fenêtre en bout.

3.2. Générateurs X dans l’industrie et la recherche Selon l’utilisation prévue du générateur, on privilégie telle ou telle composante du faisceau. Dans le cas de la radiologie industrielle, les raies de réarrangement du cortège électronique de la cible n’ont pas d’intérêt. Elles sont de faible énergie (quelques dizaines de keV au mieux), donc sont très rapidement atténuées et ne contribuent pas à l’image, alors qu’elles participent au risque d’exposition externe. On durcira le spectre en augmentant la tension, et en mettant une filtration adéquate.

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Si, au contraire, l’appareil est utilisé en cristallographie, diffraction ou fluorescence X, on privilégie le spectre de raies, en baissant la tension, car le fond continu n’apporte rien à la mesure, alors qu’il est la source principale de l’exposition externe.

3.2.1. Production d’images 3.2.1.1. Contrôles non destructifs Le but est d’analyser, par radiologie, de façon non destructive, la structure interne de pièces mécaniques (pièces de réacteurs d’avions, d’automobile, canalisations et capacités en centrale de production d’électricité ou en raffineries. . .), ou d’architecture (piles de pont..). On utilise pour cela soit des sources radioactives (voir chapitre 4 « Substances radioactives sous forme scellée »), soit des générateurs X, lorsque les épaisseurs à traverser ne sont pas trop importantes, jusqu’à 100 mm d’acier pour une THT de 400 kV. Les faisceaux sont extraits à l’air libre, sur chantier (figure 3.6) ou en casemate (figure 3.7).

Figure 3.6. Contrôle d’une canalisation l’aide d’un Générateur RX Eresco (photo GE Inspection Technologies). Figure 3.7. Casemate de contrôle non destructif (société Sirac).

La haute tension appliquée est de l’ordre de 80 à 150 kV. Le débit de dose au contact de la fenêtre de tir est de l’ordre de 400 Gy.h−1 .

3.2.1.2. Contrôles qualité et sécurité Le but est de s’assurer qu’en fin de chaîne de fabrication, les pièces ne présentent pas de défauts par rapport au cahier des charges ou d’anomalies susceptibles d’être dangereuses : qualité des pièces mécaniques, constance de l’épaisseur de surfaces, absence de corps étrangers dans les conditionnements alimentaires. Ainsi sont contrôlés les pots de yoghourts, de confitures, les boîtes de conserves, les sachets de produits congelés, pour

3 – Les générateurs X

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Figure 3.8. Contrôle des boites de conserves. Exemples de corps étrangers détectés.

éviter que le consommateur y retrouve des tessons de verre, des morceaux de métal ou des cailloux. La vitesse de passage est de plusieurs produits par seconde (figure 3.8). La THT varie de 50 à 150 kV. Les générateurs sont en général dans des coffrages ou tunnels auto-protégés, disposant d’un tapis roulant sur lequel sont positionnés les objets à contrôler. Le débit de dose au niveau des entrées-sorties des tunnels est inférieur à 1 μSv.h−1 . À l’intérieur du tunnel, dans le faisceau, le débit de dose est de l’ordre de 10 Sv.h−1 . Selon le même principe, les bagages et effets personnels, les colis en soute, sont contrôlés dans les aéroports, les gares, au niveau des entrées des installations sensibles (50 à 300 kV). Cette approche n’est pas nouvelle (figure 3.9). La figure 3.10 montre un appareil utilisé actuellement.

Figure 3.9. Les débuts des contrôles douaniers en 1897, d’après l’Illustration.

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Figure 3.10. Scanner bagages « Rapiscan 627XR » (photo HTDS).

Incroyable mais vrai. . . Le progres.fr Article du jeudi 26 février 2004 « Correctionnelle : bizutage aux rayons X. À l’aéroport de Lyon Saint-Exupéry, les quatre vérificateurs de bagages de bagages à soute bizutaient leurs collègues féminines en les faisant passer dans les appareils de détection. Déclarés coupables de « mise en danger d’autrui », ils ont écopé, hier, de 6 mois de prison avec sursis. » Lire la suite sur le site du journal. . .

Les camions et les conteneurs pour bateaux sont contrôlés également avec des générateurs de forte puissance (jusqu’à plusieurs mégavolts). Le débit de dose dans le faisceau, à 1 m, est de l’ordre de 30 Gy.min−1 . La dose intégrée pour un passage complet est de l’ordre de 50 à 80 μSv. Les figures 3.11 et 3.12 montrent l’installation et les résultats obtenus.

3.2.2. Cristallographie, diffraction Ces générateurs sont utilisés en recherche (état de surface, structure de la matière) et dans l’enseignement supérieur (universités, écoles d’ingénieurs), pour étudier par exemple les structures cristallines. La longueur d’onde du rayonnement émis est de l’ordre de grandeur des dimensions des cristaux, l’énergie des rayonnements est donc relativement faible (raies caractéristiques de la cible), et la haute tension varie de 10 à 50 kV. Les faisceaux émis sont très fins. Le débit de dose à la fenêtre du générateur est de l’ordre de 104 Gy.h−1 . Les appareils modernes sont « enfermés » dans une armoire auto-protégée, le débit de dose au contact de l’armoire est inférieur à 1 μSv.h−1 (sauf fuites. . .). La figure 3.13

3 – Les générateurs X

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Figure 3.11. Installation de contrôle de véhicules : scanner Cargo « Eagle Mobil » Rapiscan (photo HTDS).

Figure 3.12. Coupe d’un camion et détection du contenu (photos HTDS).

présente un appareil en fonction au centre de recherche et restauration des musées de France (C2RMF). Il y a quelques dizaines d’années, les gaines des générateurs étaient posées sur des plans de travail, à l’air libre ou presque. Les systèmes de sécurité empêchant la sortie des faisceaux à l’air libre pouvaient être « shuntés », par construction ou par « bricolage ». L’alignement des faisceaux, les réglages au niveau des fenêtres, sont des sources potentielles d’exposition grave, pouvant conduire à des effets biologiques déterministes (3 Gy.s−1 à la sortie de la fenêtre). La figure 3.14 présente deux exemples de ces appareils très anciens. La référence (toujours en vigueur !) de l’époque était la norme NF C 74-100, qui autorise un débit de fuite (hors faisceau) à 1 m de la gaine de 2 mSv.h−1 (200 mrem/h en unité de l’époque) si THT ≤ 200 kV, et de 10 mSv.h−1 si THT > 200 kV, valeur très importante, en contradiction totale avec le principe ALARA, les règles de zonage, etc.

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Figure 3.13. Armoire auto-protégée contenant un générateur X de diffractométrie.

Dispositifs expérimen taux

Fen être

Tube X

Figure 3.14. Générateurs X (anciens modèles).

Par nature très solides, certains de ces appareils sont toujours utilisés aujourd’hui, en particulier dans l’enseignement supérieur (derniers appareils rencontrés par les auteurs en 2007 !). Nous vous incitons à la plus grande méfiance vis-à-vis de ces appareils. Gare aux faisceaux directs (de 1 à 4) et aux fuites de rayonnements. . .

3.2.3. Fluorescence X Une ou plusieurs raies X caractéristiques émises par la ou les cibles du générateur (ou rayonnements gamma émis par une source radioactive) sont utilisées pour éjecter les électrons de la couche K (et des suivantes) des impuretés et composants de mélanges et d’échantillons à analyser. Ces appareils fonctionnent sous une THT de 20 à 100 kV, et une intensité généralement de l’ordre de 100 μA, mais qui peut être beaucoup plus élevée.

3 – Les générateurs X

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Les appareils sont auto-protégés, ou au contraire présentent des faisceaux extraits à l’air libre. La figure 3.16 présente le tube radiogène installé dans l’analyseur par fluorescence de la figure 3.15. La figure 3.17 montre un appareil à faisceau extrait à l’air libre.

Figure 3.15. Générateur de fluorescence auto-protégé (photo Oxford Instruments).

Figure 3.16. Tube générateur incorporé dans l’appareil Oxford Instruments.

Figure 3.17. Générateur X à faisceau extrait à l’air libre pour analyse de pigments de peintures (C2RMF).

Le débit de dose dans le faisceau, à 10 cm de la fenêtre, est de l’ordre de 5 Gy.h−1 (40 kV, 700 μA, cible Mo) sous 7 mg.cm−2 . Remarque : Le même principe est utilisé pour la recherche du plomb dans les peintures anciennes (voir au chapitre 4 « Substances radioactives sous forme scellée »).

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3.2.4. Grands appareillages de puissance On regroupe dans cette catégorie différents types d’accélérateurs : synchrotrons, cyclotrons, accélérateurs linéaires, etc. Certains de ces appareils sont des installations nucléaires de base (INB), et/ou appartiennent à de grands organismes de recherche et d’enseignement (SOLEIL, GANIL, LURE, CERN. . .), hors champ du présent volume. Il existe également quelques installations plus modestes mais non négligeables du point de vue de la radioprotection : accélérateurs Van de Graaff, accélérateurs linéaires LINAC, installations de traitement par ionisation. . . (une cinquantaine d’installations recensées par l’ASN en 2007). Leurs domaines d’utilisation sont multiples : voici un inventaire « à la Prévert » : – la recherche et l’enseignement, particulièrement l’analyse surfacique ou en profondeur de la matière, – l’expertise d’œuvres d’art, – la chimie, la pétrochimie, l’industrie du caoutchouc pour les étapes de polymérisation, réticulation, greffage et vulcanisation, – la désinfection, par rapport à des germes, des bactéries, des champignons ou des insectes, la stérilisation des produits d’alimentation, pharmacie. . . – la dépollution de l’eau et des terres, – la gravure de composants électroniques, – le contrôle radiographique, – l’étude du vieillissement de la bière (en Belgique), – l’authentification des vins (dans le Bordelais). . . Par ailleurs, de nombreux accélérateurs sont utilisés dans le domaine médical (radiothérapie), que nous n’abordons pas dans cet ouvrage. Les accélérateurs comportent un générateur de particules chargées (électrons, protons, deutons, noyaux d’hélium, noyaux lourds), une ou plusieurs sections accélératrices et focalisatrices, une fenêtre de sortie (utilisation de faisceaux de particules) ou une cible d’émission de rayons X. Pour les applications industrielles hors recherche, les hautes tensions appliquées vont de 2 MV à 20 MV. Les figures 3.18 et 3.19 présentent le schéma d’un générateur tandem Pelletron et la tête de sortie du faisceau. Rappelons que c’est avec ce type d’appareil qu’ont été identifiés les composants des yeux et du nombril de la déesse Ishtar (figure 3.20) : il s’agit de rubis. Les débits de dose dans le faisceau sont de l’ordre de 2.103 à 105 Gy.h−1 à 1 m de la cible en cas d’émission de rayonnements X de freinage, beaucoup plus dans le cas de faisceaux extraits de particules chargées. Des réactions « γ - n » ou « particules chargées-neutrons » provoquent l’émission de neutrons secondaires. Ces rayonnements neutroniques sont souvent la composante prioritaire du rayonnement diffusé.

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Figure 3.18. Schéma du tandem Pelletron « AGLAE » du C2RMF.

Figure 3.19. Dispositifs d’extraction à l’air du faisceau de particules d’AGLAE (D. Bagault, C2RMF).

La radioprotection de ces appareils est du type « tout ou rien » : l’appareil est enfermé dans une casemate, dont l’accès est impossible en cas de tir. Réciproquement, il est impossible de lancer l’appareil lorsqu’un opérateur est à l’intérieur, ou lorsque les portes sont ouvertes. Toute la sécurité est basée sur l’impossibilité de court-circuiter les sécurités. . .(voir paragraphe 4.2.1.1 du chapitre 4 « Substances radioactives sous forme scellée » pour les informations relatives aux casemates).

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Figure 3.20. Analyse d’œuvres d’art, les yeux de la déesse Ishtar (Crédit C2RMF) et peinture c L. Beck, C2RMF). (

3.2.5. Autres applications On range dans cette catégorie tous les appareils qui émettent des rayonnements X parasites, à commencer par les anciens téléviseurs, les soudeuses à bombardement électronique, les klystrons, et autres canons à électrons, ainsi que les microscopes électroniques. En effet, tout électron ayant acquis une certaine énergie va la céder, dès lors qu’il interagit avec la matière, par rayonnement de freinage ou réarrangement du cortège électronique. Tout dépend donc des obstacles et des diaphragmes présents dans le faisceau d’électrons primaires, et de l’énergie de ces électrons. Ces appareils méritent d’être expertisés (recherche qualitative des fuites, estimation des débits de fuite et du rayonnement diffusé), selon les procédures décrites plus loin pour les générateurs X industriels ou de cristallographie. Les résultats de ces expertises démontrent en général qu’il n’y a pas lieu de classer les zones ni le personnel en fonction des risques liés aux rayonnements ionisants. Exercice 3.2. Quel est l’usage de l’appareil présenté figure 3.21 ? (voir réponse en fin de chapitre 3) : – Stéréoscope pour clichés érotiques (Brighton’s pier –1930) ; – Visualisation des pieds dans les chaussures (1930–1960 ?) ; – Contrôle des bagages à l’aéroport (années 1950).

3.3. Débit de dose dû à un générateur X 3.3.1. Quelques valeurs de référence dans le faisceau Ces valeurs sont des ordres de grandeur, à utiliser avec précautions, car certains appareils peuvent avoir des débits de doses beaucoup plus élevés (facteur 10). Elles ne présentent

3 – Les générateurs X

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Figure 3.21. Objet à découvrir (photo Oak ridge associated universities – ORAU).

aucun intérêt pour les appareils auto-protégés ou en casemate, en fonctionnement normal. Par contre, en fonctionnement dégradé, il est utile de connaître ces ordres de grandeur pour apprécier une situation accidentelle potentielle. Pour les appareils à faisceau extrait à l’air libre, elles donnent par contre une idée du niveau du risque d’exposition. Pour les calculs de débits de dose, voir chapitre 5 : « Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée ».

3.3.1.1. Générateurs industriels de radiologie (Valeurs ramenées à 100 kV, 10 mA. Cible en cuivre. Fenêtre Be. Pas de filtration particulière. Mesures réalisées sous une épaisseur massique de 300 mg.cm−2 , équivalant aux tissus mous. Ceci permet d’avoir un ordre de grandeur du débit de dose en profondeur.) Au contact de la fenêtre : jusqu’à 120 Gy.h−1 . À 50 cm : 7 à 25 Gy.h−1 . À 1 m : 1,4 Gy.h−1 à 12 Gy.h−1 .

3.3.1.2. Générateurs de fluorescence (Valeurs ramenées à 40 kV, 1 mA. Mesures estimées sous 7 mg.cm−2 , équivalant aux tissus mous. Ceci permet d’avoir un ordre de grandeur sur le débit de dose au niveau de la peau.) Au contact de la fenêtre : 6 Gy.h−1 .

3.3.1.3. Générateurs de diffraction et cristallographie (Valeurs ramenées à 40 kV, 20 mA, cible Mo, fenêtre Be, pas de filtration. Mesures estimées sous 7 mg.cm−2 .) Au contact de la fenêtre : 2.103 à 6.103 Gy.h−1 . À 10 cm : 3. 102 Gy.h−1 . À 30 cm : 30 Gy.h−1 .

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3.3.2. Rayonnement diffusé et fuites Il s’agit d’un rayonnement dégradé en énergie. Le diffusé est plus homogène dans l’espace que le rayonnement principal. Les rayonnements de fuite sont rarement une fraction du faisceau principal, et sont donc également dégradés en énergie. Leurs sections sont très variables, généralement assez petites. Par rapport au faisceau principal d’un générateur X de diffraction, on peut considérer que le débit de dose du rayonnement diffusé, à 10 cm de l’axe du faisceau et perpendiculairement à celui-ci, est de l’ordre de 0,1 à 1% du débit dans le faisceau. Nous avons constaté, avec un générateur industriel de 100 kV, présentant un débit de dose de 40 Gy.h−1 dans le faisceau, à 1 m de la fenêtre, des valeurs de diffusé de 0,5 mGy.h−1 , soit à peu près 1 000 fois moins, mais à 5 m de distance. . . L’environnement du générateur, l’objet radiographié. . ., interviennent significativement dans le niveau du rayonnement diffusé. Rappelons que, selon la norme NF C 74-100 ADD 1 de septembre 1977, non abrogée et non amendée à ce jour, le débit de dose dû aux rayonnements de fuite, à 1 m du foyer, doit être, pour un appareil en fonctionnement, hors champ de rayonnement ou fenêtre fermée, ◦

Df ≤ 2 mGy.h−1 si V ≤ 200 kV, ou ◦

Df ≤ 10 mGy.h−1 si V > 200 kV. Ce qui est en contradiction avec le principe ALARA, principe qui veut que l’on maintienne les doses individuelles et collectives aussi faibles que raisonnablement possible. On constate qu’avec de tels débits de dose, les limites d’exposition sont très vite atteintes.

3.4. Moyens de prévention et protection 3.4.1. Supprimer le risque Supprimer le risque revient à éviter toute exposition du personnel au rayonnement direct ainsi qu’au rayonnement diffusé. Ceci est réalisé avec les appareils « auto-protégés » enfermés dans une armoire blindée (voir figures 3.13, 3.22 et 3.23), sous réserve que les conditions suivantes soient réunies : – Toute ouverture de porte ou de trappe sur l’appareil entraîne la coupure de la haute tension, ou la fermeture électrique de la ou des fenêtres du générateur. Cette coupure ou fermeture reste en l’état tant que les portes et trappes restent ouvertes. – Il est impossible matériellement d’entrer et de rester dans l’armoire. – Les dispositifs de coupure de THT ou de fermeture des fenêtres ne peuvent être shuntés, même par le personnel de maintenance, en cas de réparation ou d’étalonnage, par exemple (voir contacteur en figure 3.24).

3 – Les générateurs X

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Figure 3.22. Diffractomètre auto-protégé.

Figure 3.23. Diffractomètre auto-protégé (photo Panalytical).

Figure 3.24. Exemple de contact de sécurité shuntable.

– Il n’y a pas de fuites de rayonnements au niveau des blindages de l’armoire (ce point doit être vérifié à la livraison et/ou mise en service par la PCR, ainsi que très régulièrement (voir chapitre 7 « Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements »).

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S’il est nécessaire de disposer d’un espace plus important pour réaliser les expérimentations ou les opérations industrielles, l’armoire blindée devient une « casemate » ou un « blockhaus ». L’opérateur ne peut pas pénétrer dans une armoire blindée. En revanche, il est possible, voire obligatoire, de pénétrer dans une casemate, afin d’y amener des matériels qui peuvent être conséquents en dimensions ou en nombre. Les casemates sont décrites au paragraphe 4.2.1. Les niveaux de risque en cas d’accident d’exposition sont à la hauteur des débits de dose : ils peuvent provoquer des effets biologiques déterministes. C’est pourquoi la rigueur dans la gestion de ces installations ne doit souffrir aucune exception ni dérogation. Pour s’en convaincre, consulter le site « relir.cepn.asso.fr » puis « fiches », « industrie », « faisceau d’électrons ». Ce site est une banque de données à usage pédagogique, relatant des accidents radiologiques.

3.4.2. Les écrans Les rayonnements X émis par les appareils industriels et de recherche sont généralement de faible énergie, de 10 keV à 300 keV. Il est donc aisé de s’en protéger par des écrans de plomb de faible épaisseur (voir calculs d’écrans au chapitre 6, « Estimation des épaisseurs d’écran »).

3.4.3. Distance et balisages. Classement des personnels 3.4.3.1. Appareils auto-protégés Les appareils auto-protégés présentent, en l’absence de fuites, un débit de dose à 10 cm de tout point accessible de la surface ≤ 10 μSv.h−1 pour les appareils soumis à déclaration, et généralement ≤ 1 μSv.h−1 . Dans la pratique il est courant de rencontrer des appareils ◦

pour lesquels D ≤ 0,1 μSv.h−1 . Les définitions des zones et les balisages correspondants sont faciles à réaliser. La zone ◦

est surveillée à partir de D ≤ 80 μSv par mois, soit en moyenne 0,5 μSv.h−1 pour les travailleurs, sachant que les appareils sont loin de fonctionner 40 h par semaine : cette zone pourra être confondue avec les parois de l’appareil auto-protégé. Le personnel n’a pas lieu d’être classé A ou B. Des cas moins simples sont possibles : dans ce cas, les zones sont organisées et le personnel classé selon la réglementation en vigueur.

3.4.3.2. Appareils avec faisceau extrait à l’air libre Le cas de ces appareils est plus délicat. En chantier, c’est la définition de la zone d’opération qui s’applique alors, avec un balisage à 2,5 μSv.h−1 en moyenne sur la durée de l’opération. À noter qu’en l’absence d’écrans ou de collimateurs, les dimensions d’un tel balisage sont très importantes.

3 – Les générateurs X

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À titre exceptionnel, le balisage peut être effectué à 25 μSv.h−1 , sous réserve qu’un protocole spécifique soit établi et disponible sur place (voir articles 14 et suivants de l’arrêté « zonage » [R3]). Le balisage et la signalisation sont les mêmes que ceux de la zone contrôlée, plus dispositif lumineux spécifique pour la radiographie industrielle. Le débit de dose est élevé dans la zone d’intervention. En fonction des mesures d’ambiance connues pour des opérations identiques, il sera judicieux de classer le personnel en catégorie A.

3.4.4. Formation du personnel 3.4.4.1. Cas général On appelle formation une action qui répond aux critères suivants : – progression pédagogique, – contrôle de l’assiduité des participants, – validation de l’acquis des connaissances et/ou des comportements. Il est judicieux que le formateur soit formé à la pédagogie. En cas de sous-traitance, il faut choisir une entreprise déclarée organisme de formation auprès du ministère du Travail. La réglementation prévoit, pour les travailleurs de catégorie A et B, une formation spécifique aux risques liés aux rayonnements ionisants. Cette formation est de la responsabilité de l’employeur. La PCR et le médecin du travail (MdT) doivent être parties prenantes de ces actions de formation. Les formations peut être effectuées en interne ou sous-traitées.

3.4.4.2. Aptitude à la radiologie industrielle L’arrêté du 21 décembre 2007 portant homologation de la décision n˚ 2007-DC-0074 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 29 novembre 2007 précise la liste des appareils ou catégories d’appareils pour lesquels la manipulation requiert le certificat d’aptitude à la manipulation des appareils de radiologie industrielle : – générateur X : ◦ servant à la radiologie industrielle, ◦ soumis à déclaration ou autorisation, ◦ fonctionnant sous une différence de potentiel supérieure ou égale à 200 kV, ou d’une puissance absorbée par le tube radiogène supérieure à 150 W. sauf : ◦ si l’appareil ne crée en fonctionnement normal, en aucun point situé à 10 cm de sa surface accessible, un débit de dose équivalente supérieur à 10 μSv.h-1 de par sa conception ;

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◦ ou l’appareil est utilisé à poste fixe dans une installation conforme aux exigences de la norme française homologuée NF C 15-160 et de la norme complémentaire NF C 15-164, il ne crée en fonctionnement normal, en aucun point situé à 10 cm des surfaces accessibles du local d’installation, un débit de dose équivalente supérieur à 10 μSv.h−1 et son utilisation ne nécessite pas la présence d’un opérateur à l’intérieur du local ; – accélérateurs : l’opérateur doit être titulaire d’un certificat d’aptitude (R. 4453-11 à 13 du code du travail) délivré par l’IRSN. Ceci sous-entend donc le suivi d’une formation préparant au test d’aptitude. Sont exclus de cette obligation d’aptitude les utilisateurs des générateurs X à usage médical ou vétérinaire, les servants des contrôleurs de bagages ainsi que les utilisateurs d’accélérateurs utilisés à des fins de recherche (voir [R4]).

3.4.4.3. Travailleurs en INB du CEA, d’EDF, d’AREVA et des Armées Les grands acteurs de l’industrie nucléaire, et les armées, ont rendu obligatoires des formations pour les travailleurs classés A et B, tant pour leur personnel que pour le personnel de leurs sous-traitants. Dans ce dernier cas, ces formations répondent à un référentiel précis élaboré et contrôlé par le Comité français de certification des entreprises pour la formation et le suivi du personnel travaillant sous rayonnements ionisants (CEFRI), et sont dispensées par des entreprises de formation certifiées par cet organisme. Ces formations ne dispensent pas l’employeur des actions de formations spécifiques à l’utilisation des rayonnements X.

3.5. Moyens de détection et de mesure 3.5.1. Spécificités des rayonnements X Les rayonnements X sont en général de faible énergie (radiographie, cristallographie, fluorescence, rayonnement diffusé), avec une composante significative de leur spectre inférieure à 100 keV. Ils peuvent également, paradoxalement, avoir des énergies très élevées, et produire des neutrons secondaires. Les rayonnements X peuvent se présenter sous forme de faisceaux fins. Les protections biologiques peuvent présenter des fuites, ce qui ramène au cas précédent. Les débits de dose dans les faisceaux sont très élevés.

3.5.2. Dosimétrie individuelle 3.5.2.1. Dosimétrie passive Elle est obligatoire pour les travailleurs évoluant en zone surveillée et/ou contrôlée. Ce sont des dosimètres à lecture différée. Le résultat n’est obtenu qu’après développement (voir Personne compétente en radioprotection. Principes de radioprotection – réglementation [T1]). Tous les dosimètres passifs répondent bien (quelquefois trop. . .) aux énergies faibles.

3 – Les générateurs X

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Les films photographiques présentent une très forte hypersensibilité à 50 keV (facteur >>10) qu’il est impératif de corriger par des écrans placés dans le boîtier du film (film IRSN PS1). Ils ne sont plus commercialisés à grande échelle depuis le début de l’année 2009. Les dosimètres RPL ou OSL (radiophotoluminescents) présentent eux aussi une sursensibilité à la même énergie (facteur 2) qui est aussi corrigée par des écrans dans le boîtier. Les dosimètres TLD (thermoluminescents) présentent une sur-sensibilité de 30 % qu’il n’est pas nécessaire de corriger. Quelques dosimètres passifs « poitrine » (la réglementation veut qu’on les porte à cet endroit, sauf cas très particulier) sont présentés sur les figures 3.25 à 3.27.

Figure 3.25. Dosimètre passif type OSL (photo LCIE).

Figure 3.26. Dosimètre passif photographique type PS1 (photo IRSN).

Figure 3.27. Dosimètre passif type RPL (photo IRSN).

L’existence de faisceaux fins, et dans tous les cas d’une collimation, entraîne un risque d’exposition externe partielle de l’organisme, qui ne sera pas mis en évidence par le dosimètre poitrine. C’est pourquoi il est conseillé d’utiliser en complément des bagues et dosimètres spécifiques (bout des doigts, yeux figures 3.28 et 3.29).

Figure 3.28. Bague TLD (photo LCIE).

Figure 3.29. Dosimètres TLD extrémités.

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

La mesure de la dose neutronique peut être rendue obligatoire en cas d’énergies de photons très élevées : on utilise dans ce cas des dosimètres passifs TLD au lithium 7, ou plus généralement des détecteurs solides de traces (CR39 de LANDAUER – ex LCIE – par exemple). Remarque : lorsque les travailleurs sont classés en catégorie B, il y a intérêt à mettre en œuvre une dosimétrie trimestrielle, et non mensuelle, la limite inférieure de sensibilité étant ainsi meilleure.

3.5.2.2. Dosimétrie opérationnelle La plupart des dosimètres électroniques opérationnels sont insensibles, ou peu sensibles, aux photons de basse énergie, sauf quelques cas très particuliers. Il convient donc, avant tout achat, d’étudier la courbe de réponse en énergie de ces instruments (par exemple le Thermo commercialisé par APVL, le DMC 2000 X commercialisé par MIRION – ex MGPI – ou l’EDM II vendu par la société Dosilab – ex Comet, figures 3.30 à 3.32). Attention à la sensibilité aux champs électromagnétiques émis par les téléphones portables. Il peut en résulter des « doses » qui ne sont pas dues à l’exposition aux rayonnements ionisants.

Figure 3.30. Dosimètre opérationnel βγX Thermo distribué par APVL.

Figure 3.31. Dosimètre opérationnel βγX 2000XB (photo Mirion Technologies).

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Figure 3.32. Dosimètre opérationnel βγX EDM III (photo Dosilab Sarl).

Remarque : Se renseigner sur les coûts, les délais correspondant aux opérations d’étalonnage (obligatoires tous les ans), de réparation et de maintenance. Il peut s’avérer utile de connaître en direct le débit de dose ou la dose subie aux extrémités, aux yeux, en particulier dans le cas de faisceaux fins ou très collimatés (figures 3.33 et 3.34). Il existe pour cela des dosimètres opérationnels de très petites dimensions.

Figure 3.34. Courbe de réponse en énergie du débitmètre Unfors (photo GIPS – groupe Qualimedis). Figure 3.33. Débitmètre Unfors (photo GIPS – groupe Qualimedis).

La dosimétrie opérationnelle neutrons présente encore quelques difficultés malgré l’homologation des appareils. Il convient de s’assurer, dans la mesure du possible, de la linéarité de la réponse en énergie (sauf en cas de spectre neutronique parfaitement défini, ce qui est rarement le cas), et de vérifier l’insensibilité aux champs électromagnétiques, ce qui est aussi rarement le cas. Les spectres aux postes de travail sont rarement identiques à ceux utilisés pour procéder aux étalonnages.

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3.5.3. Mesure au poste de travail 3.5.3.1. Mesures d’ambiance Par principe, on considère que l’exposition externe d’ambiance est due à une présence relativement homogène de rayonnements dans l’espace, pouvant provenir de toutes directions. Il convient donc que l’appareil de mesure ait une réponse en énergie linéaire dès les faibles énergies, c’est-à-dire à partir de 10 keV, et que la réponse spatiale soit correcte. Le meilleur appareil est incontestablement une chambre d’ionisation portative à parois équivalentes aux tissus (figure 3.35). Son défaut est une limite inférieure de sensibilité assez élevée (dans la pratique, 0,2 à 0,5 μSv.h−1 ).

Figure 3.36. Compteur proportionnel FH40 (distribué par APVL). Figure 3.35. Chambre d’ionisation Babyline avec son cache fabrication Canberra.

Un appareil à compteur proportionnel peut être utilisé (figure 3.36), mais il présente une moins bonne réponse en énergie (seuil à 30 keV), et une sélectivité spatiale. En revanche, le seuil de mesure est très bas, de l’ordre de 10 nSv.h−1 L’appareil à compteur GM présenté ci-dessous, en figure 3.42, pour la détection des fuites convient également. Une solution consiste à utiliser un dosimètre opérationnel individuel en position débitmètre (attention à la confusion des genres entre dosimétrie individuelle et mesure au poste de travail). Un autre appareil à mesure impulsionnelle rapide est apparu sur le marché. Un rapport de stage d’un étudiant du Master de radioprotection de Grenoble montre les qualités de l’appareil en question (figures 3.37 et 3.38). Les essais de l’AT1123 se sont montrés très concluants (figure 3.39). En plus d’une « répétabilité » et d’une reproductibilité très fiables, on peut remarquer sur la figure 3.38 que ses performances sont remarquables lors de tirs de faible durée. La valeur qu’il indique est en effet constante quelle que soit la durée d’irradiation, contrairement aux autres radiamètres.

3.5.3.2. Détection des fuites La difficulté est dans la mise en évidence de ces fuites.

3 – Les générateurs X

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Sensibilité de réponse en énergie

R(Eγ)/R(0.662 MeV) 1,4

1,2 0,015

Énergie

1,0 0,1

0,662

0,1

10

E.MeV

0,8

0,6

Figure 3.37. Courbe de réponse en fonction de l’énergie (Thomas Le Gouefflec).

Figure 3.38. Réponse de l’appareil en fonction de la durée d’émission (Thomas Le Gouefflec).

a) Utilisation de plaques photographiques Le positionnement des plaques doit être bien repéré sur l’appareil ou la paroi. La dose intégrée doit être de plusieurs mSv. L’opération peut donc prendre du temps. Cette technique est difficile à mettre en œuvre sur de grands appareils. En cas de détection positive, les mesures dans les faisceaux seront effectuées avec des détecteurs appropriés, type dosimètres luminescents, stylodosimètres SEQ7, etc. Une chambre d’ionisation portative type Babyline ne peut être utilisée pour la mesure dans les fuites et faisceaux. La valeur indiquée est dans le rapport volume de la chambre exposé aux rayonnements / volume total de la chambre. Cette valeur sera en général largement inférieure à la réalité, voire nulle.

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Figure 3.39. AT1123 – Scintillateur plastique (photo APVL).

b) Utilisation de sondes de détecteur de contamination surfacique Elle permet le balayage de grandes surfaces. Attention à la saturation des sondes : l’opération commence donc par la mise en fonctionnement, à distance significative du générateur, de l’ensemble de détection, puis consiste à s’approcher petit à petit du générateur, si possible en tournant autour (approche en spirale), en étant particulièrement attentif aux informations sonores délivrées par le moniteur. On termine par un balayage systématique des surfaces du générateur. La sonde idéale est la sonde X à scintillation, à défaut une sonde β mou à fenêtre mince (figure 3.40), ou un contaminamètre équipé de ce type de sonde (figure 3.41). Cependant cette sonde ne détecte que les photons de faible énergie, jusqu’à 30-40 keV. Remarque : Ne pas utiliser la sonde γ, ni aucune autre sonde. (Voir le chapitre 7 : « Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements », consacré à l’utilisation des sondes de détection de contamination de surface.)

c) Utilisation du radiamètre-contaminamètre « RadEye » Ce petit appareil (figure 3.42) est équipé d’un compteur GM qui peut-être utilisé tel quel dans les très basses énergies (il remplace ainsi une sonde β mou), ou équipé d’un écran compensateur qui le positionne en radiamètre (à partir de 17 keV, sensibilité de 0,05 μSv.h−1 ). Cet appareil permet ainsi la détection et la mesure dans les faisceaux de fuites, et la mesure de l’ambiance au poste de travail.

3 – Les générateurs X

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Figure 3.40. Moniteur avec sondes Canberra.

Figure 3.41. Minitrace β (photo SAPHYMO).

Figure 3.42. Radiamètre RadEye distribué par APVL.

3.5.3.3. Mesure dans le faisceau Pour éviter tout risque pour l’opérateur, il est impératif que la lecture de l’appareil soit déportée du détecteur proprement dit. Il faut que l’appareil supporte par ailleurs des débits de dose élevés. La mesure peut être indirecte, à l’aide de dosimètres TLD ou RPL non nominatifs. Seul le temps est à mesurer avec précision. La mesure peut être également indirecte, avec une chambre d’ionisation type Babyline en position intégrateur. Enfin il existe des chambres de très petites dimensions, à positionner dans le faisceau, l’électronique étant déportée (matériel Baldwin). Ces appareils sont rares en France (Service de protection radiologique/Saclay par exemple). Par principe nous déconseillons la pratique de telles mesures par du personnel non averti.

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3.6. Contrôles Les contrôles à réaliser sur les générateurs X et accélérateurs sont indiqués dans le code du travail et dans l’arrêté « contrôle » [R5]. On rappelle que les contrôles doivent être effectués : – à la réception et/ou la mise en service (contrôle interne) ; c’est important pour la détection des fuites et le retour éventuel chez le fabricant ; – régulièrement (CI) : mensuellement en ce qui concerne les niveaux de risque (contrôles d’ambiance), pour tous les appareils, et annuellement ou semestriellement selon le type d’appareil (tous les 6 mois pour les accélérateurs, et générateurs X au débit de dose > 10 μSv.h−1 ) ; – annuellement : contrôles techniques externes (contrôle externe) ; – annuellement : contrôles des dosimètres opérationnels ; – tous les trois ou cinq ans : appareils de mesure. Les contrôles internes (CI) sont réalisés par la PCR, à défaut par un organisme agréé (qui n’est pas celui qui réalise les contrôles externes (CE).

3.7. Corrections des exercices et questions Exercice 3.1

Rayonnement X rétrodiffusé par l’anode

fenêtre en bout (Be)

Filament chauffé masse

Électrons émis par le filament et accélérés par la différence de potentiel

Anode Potentiel positif

+ THT

Figure 3.43. Tube à fenêtre en bout. Trajectoire des électrons et émission des rayons X.

3 – Les générateurs X

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Exercice 3.2  Stéréoscope pour clichés érotiques (Brighton’s pier –1930)  Visualisation des pieds dans les chaussures (ca 1930–1960 ?)   Contrôle des bagages à l’aéroport (années 1950)

Figure 3.44. Pédascope (photo Oak Ridge Associated Universities).

Ces appareils appelés « radio-chausseurs » ou « pédascopes » permettaient, par radioscopie, de s’assurer que les pieds étaient « à l’aise » dans les chaussures, particulièrement pour les enfants. On les trouvait donc chez les marchands de chaussures dans les années 1930–1950. Interdits dans la pratique aux États-Unis vers 1950, ces appareils ont continué à être utilisés au Canada et en Grande-Bretagne jusqu’en 1970. Caractéristiques techniques : THT = 50 kV, I = 3 à 8 mA, filtration 1 mm Al. Durée d’exposition de 5 à 45 s. débit de dose au pied : 12 à 200 Gy.h−1 , débit de dose au pelvis : 50 à 300 mGy.h−1 , selon les sources documentaires. 2 cas identifiés d’effets biologiques : dermatose des mains d’une vendeuse, une irradiation d’une jambe de mannequin modèle ayant nécessité l’amputation.

Figure 3.45. Radiographie d’une chaussure : extrait du catalogue « Radiguet ».

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

4

Substances radioactives sous forme scellée

4.1. Caractéristiques des sources scellées 4.1.1. Définition d’une source scellée La réglementation française propose la définition suivante : « Source radioactive scellée : source dont la structure ou le conditionnement empêche, en utilisation normale, toute dispersion de matières radioactives dans le milieu ambiant ». (figure 4.1) Une situation accidentelle peut donc générer une contamination surfacique ou atmosphérique. Les sources scellées sous forme spéciale (figure 4.2) sont des capsules scellées contenant une matière radioactive, construites de façon à ce qu’on ne puisse les ouvrir qu’en les détruisant. La probabilité d’apparition d’une contamination surfacique ou atmosphérique en provenance des ces sources est donc quasiment nulle.

Pour en savoir plus sur les sources scellées La normalisation internationale (norme ISO 2919) donne la définition suivante : « C’est une source radioactive enfermée dans une enveloppe scellée ou munie d’un revêtement auquel elle est intimement liée. Cette enveloppe ou ce revêtement doivent présenter une résistance suffisante pour empêcher le contact avec la matière radioactive et la dispersion de celle-ci dans les conditions pour lesquelles elle a été conçue. » Cette norme, reprise par la norme française NF M 61-002, précise également les essais auxquels doivent être soumis les sources scellées, en fonction de leur utilisation. Les méthodes d’essais sont précisées dans les normes NF ISO 9978 et NF M 61-003. Les sources scellées sous forme spéciale résistent : – – – – –

à une chute de 9 m, à la percussion d’un poids de 1,4 kg tombant de 1 m, au pliage (pour les sources minces), à 800 ◦ C pendant 10 min, à l’immersion pendant 4 h à 50 ◦ C.

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Figure 4.1. Pseudo-source (à peu près) scellée à usage domestique.

Figure 4.2. Sources scellées sous forme spéciale Berthold.

Le détail de ces tests figure dans l’arrêté relatif au transport des matières dangereuses par route.

4.1.2. Types de sources scellées Les sources sont conditionnées selon le rayonnement émis. Pour les radionucléides émettant des rayonnements γ énergétiques (cas du cobalt-60, du césium-137 ou de l’iridium-192), l’enveloppe est constituée par de l’acier inox. Pour les radionucléides émettant des rayonnements γ ou X peu énergétiques, l’enveloppe comporte une fenêtre faite d’un métal léger, mais résistant, pour réduire au maximum l’atténuation (0,1 mm d’acier, ou de béryllium par exemple). Les sources scellées sous forme spéciale sont en général conditionnées sous double enveloppe, ce qui réserve cette technologie aux sources γ d’énergie significative. Pour les radionucléides émetteurs β, l’enveloppe comporte une fenêtre en titane très mince, de l’ordre de 5 μm.

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Pour les sources α, les radionucléides sont fixés sur le support par électrodéposition, ou déposés sur un support en céramique, ensuite revêtu d’émail et vitrifié. La couche d’émail est protégée par un film de 2 μm de tantale. On comprend bien que ces sources α et β soient fragiles, et qu’une dissémination de matière radioactive puisse se produire en situation accidentelle. Les sources émettant des neutrons sont constituées par un mélange d’américium-241 et de béryllium (voir le paragraphe 4.2.4). L’énergie des neutrons est d’environ 4 à 6 MeV. On rencontre aussi de vieilles sources de radium-226-béryllium et des sources émettant spontanément des neutrons comme celles de californium-252. Le mélange est placé dans une enveloppe en acier, simple ou double.

4.2. Utilisation des sources scellées dans l’industrie et la recherche 4.2.1. Ionisation et irradiation industrielle Nous invitons le lecteur à compléter son information sur cette application industrielle en consultant le paragraphe 3.2.4.

4.2.1.1. Descriptif des installations Ces installations sont des INB, utilisées principalement pour la stérilisation. On les rencontre dans l’industrie, l’agroalimentaire, le milieu médical, et l’industrie chimique. Le traitement par irradiation permet également la destruction d’insectes, de bactéries ou de moisissures. Il est utilisé pour le traitement du bois et la décontamination des plantes en parapharmacie. Les sources sont constituées de cobalt-60. L’activité varie de 1 à 55 PBq. Au-dessus de 10 PBq, ces installations sont des INB (en 2007, il en existe 3 en France). En dessous de cette valeur en activité, les installations peuvent être des installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE), à condition d’être autorisées au titre d’une autre rubrique que celles liées à la radioactivité (décret n˚ 2006-1454 du 24 novembre 2006). Un irradiateur ne contient pas une seule source radioactive, mais un ensemble de sources qui créent un champ d’irradiation aussi homogène que possible. Au repos, les sources sont stockées dans une piscine. Les doses distribuées pour l’hygiénisation des aliments vont de 50 Gy (antigermination des pommes de terre) à 50 kGy pour l’appertisation du poulet et du bœuf. 20 000 tonnes de produits stabilisés (secs ou surgelés) sont ainsi traitées par an en France. Le logo apposé sur les emballages de produits traités par ionisation est représenté en figure 4.3. Rappelons que le débit de dose à 1 m d’une source de cobalt-60 de 100 TBq (= 1014 Bq) est de 33 Gy.h−1 . La gestion du risque d’exposition externe est du type tout ou rien. Tout doit être mis en œuvre pour éviter toute exposition. On utilise pour cela une casemate blindée. L’irradiation de l’air entraîne la formation d’ozone qu’il faut évacuer à l’aide d’une ventilation. Le laps de temps nécessaire est inclus dans le programme d’arrêt de la machine.

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Figure 4.3. Logo des aliments traités par ionisation.

Les objectifs d’une casemate (figure 4.4) sont : – de protéger l’environnement contre les rayonnements incidents et diffusés. C’est le rôle des murs, sol et plafond), – de rendre impossible à un opérateur d’être exposé dans la casemate pendant le tir, ce qui signifie qu’il doit être impossible de lancer un tir (débuter l’exposition) si un opérateur est dans la casemate, et qu’il doit être impossible de pénétrer dans la casemate lors d’un tir.

3

Circuit de contrôle

1

4

2

sortie entrée du convoyeur

Entrée – sortie personnel

Clé prisonnière unique

Figure 4.4. Principe d’une casemate d’irradiation (ici avec sources non ponctuelles).

a) Fonction écran Les murs, sol et plafond sont constitués soit d’un matériau très dense (plomb), soit, si on a un peu d’espace, d’un matériau moins coûteux (béton), mais d’une épaisseur significative allant jusqu’à plusieurs mètres. La salle d’irradiation peut être enterrée, ou entourée de

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merlons de terre, pour disposer d’une meilleure protection. Le béton peut être chargé en composants plus lourds pour assurer une meilleure protection par exemple le béton baryté, jusqu’à une masse volumique de 6 g.cm−3 ). Il est impératif d’étudier les protections des espaces au-dessus et au-dessous de la salle d’irradiation. Pour éviter d’installer des portes trop lourdes, difficilement manœuvrables, on dessine une chicane qui va empêcher le rayonnement direct de frapper la porte. Celle-ci ne sera soumise qu’au rayonnement diffusé, par nature dégradé en énergie et en débit de fluence. Lorsque le faisceau est collimaté et que sa direction est définitivement figée, on peut différencier les épaisseurs des murs, le mur placé dans le faisceau direct étant plus épais (mur primaire) que les murs non directement exposés (murs secondaires). Cette approche n’est pas valable en cas de champ de rayonnement homogène et multidirectionnel (cas de la figure 4.4), ou lorsqu’on n’a pas la garantie absolue que l’agencement de la casemate ne sera jamais modifié. Les murs et dalles ne doivent pas présenter d’inhomogénéité ni de failles, génératrices de rayonnements de fuite. La coulée du béton doit être faite de façon continue. En général le béton est vibré, sans armatures transversales. Calculs d’écrans : voir au chapitre 6 : « Estimation des épaisseurs d’écran ». Si un hublot est encastré dans un mur (figure 4.5), celui-ci est constitué de lames de verres de dimensions différentes les unes des autres, pour éviter toute fuite de rayonnement. Le verre doit être chargé en matériaux plus denses pour proposer la même atténuation que le mur en béton. Entre les lames de verres du hublot, une lame d’huile permet d’améliorer l’indice de réfraction. Cette huile conduit l’électricité statique, évitant ainsi à l’ensemble de se comporter comme des condensateurs en série. Verre « au plomb » Béton baryté

Béton baryté

Figure 4.5. Implantation d’un hublot dans un écran.

b) Occultation des sources Il existe deux possibilités : – Les sources sont mobiles, et se déplacent d’un espace de stockage vers un espace d’irradiation (et vice versa). C’est le cas des irradiateurs industriels : les sources sont stockées dans une piscine dont l’eau assure la protection biologique. En position de tir, les sources sont extraites verticalement de la piscine. – Les sources sont fixes, dans un blindage. Une fenêtre dans ce blindage s’ouvre pour provoquer l’exposition. Les dispositifs de levée-descente des sources et les fenêtres des faisceaux sont télécommandés.

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c) Gestion des entrées-sorties du personnel Il faut : – empêcher le personnel d’entrer pendant un tir, – empêcher un tir si le personnel est dans la casemate. Pour réaliser ces deux conditions, deux possibilités : – Le système à compteur entrée-sortie : ce dispositif, de type tripode (qui n’assure pas toutes les garanties car on peut sauter par dessus), ou de type portillon à badge, permet le passage d’une seule personne (type centrale nucléaire EDF). Le système compte le personnel qui entre et décompte le personnel qui sort. Le système d’irradiation ne peut fonctionner que lorsque le compteur est à zéro. Inconvénient : le coût. – Le système à clé prisonnière : une seule clé commande à la fois l’ouverture et la fermeture de la porte d’accès, et la commande et fin de tir, selon la procédure suivante : ◦ Avant le tir : l’opérateur titulaire de la clé pénètre dans la casemate pour y effectuer une ronde, afin de s’assurer qu’il n’y a personne dans le local. Cette phase de procédure peut être formalisée par un circuit de « mouchards », coups de poing électriques à enfoncer selon un ordre et dans un délai prévus. L’opérateur sort de la casemate, ferme la porte et emporte la clé. ◦ L’opérateur, au pupitre de commande, insère la clé dans la serrure ad hoc et lance les opérations de tir. Cette approche technique et procédurière ne garantit pas une efficacité de 100 %. On peut imaginer des scénarios (c’est le rôle de la PCR) dans lesquels un deuxième opérateur est pris d’un malaise dans le local, ou se laisse enfermer volontairement, pour faire, par exemple, des mesures. Quel que soit le système retenu, on implantera dans la casemate un détecteur d’irradiation, le plus simple et le plus fiable possible, avec alarme sonore et visuelle, et des panneaux lumineux de zone interdite, à l’intérieur et à l’extérieur. Ces dispositifs doivent empêcher la mise en route d’un tir en cas de défaillance. d) Gestion du flux de matériel irradié Dans les irradiateurs industriels, il existe un système de convoyeur (tapis roulant, balancelles, etc.) qui permet de transporter en continu les objets et matériaux à irradier. L’entréesortie de ces dispositifs constitue une faille dans le système de protection, par principe. Les tunnels d’entrée et de sortie doivent avoir des sections suffisamment petites pour empêcher matériellement un individu de s’introduire dans la casemate. On peut envisager également des détecteurs de masse, des barrières optiques, etc. qui déclencheront l’arrêt du tir en cas d’anomalie.

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4.2.1.2. Radioprotection du personnel et de l’installation Si l’installation est correctement conçue, ce qui sera vérifié à la réception et à la mise en service, l’espace se divise en deux zones : l’intérieur de la casemate, qui est une zone interdite pendant les phases de tir, et l’extérieur de la casemate, qui est une zone « publique », pour peu que les murs, plafond et sol aient été bien dimensionnés. Il faut vérifier l’absence de fuites de rayonnements, au niveau de la porte d’accès, des tunnels d’entrée-sortie des convoyeurs, du hublot, des passages de câbles et des passages de gaines de ventilation. Le personnel n’a pas lieu d’être classé A ou B. Aucune formation n’est donc réglementairement nécessaire au titre de la radioprotection. Cependant, on se rappellera cette grande règle du code du travail qui indique que les travailleurs doivent être formés aux risques encourus. Ici, il s’agit d’un risque vital en cas de non-respect des consignes et/ou de « contournement » des dispositifs de sécurité. Ceci est d’autant plus important que le code du travail précise dans l’article R.44535 que, lorsque les travailleurs sont susceptibles d’être exposés à des sources de haute activité, la formation est renforcée, en particulier sur les aspects relatifs à la sûreté et aux conséquences possibles de la perte du contrôle adéquat des sources. Les contrôles internes à réaliser par la PCR sont mensuels (ambiance sauf s’il y a un contrôle en continu) et trimestriels (techniques) car il s’agit de sources de haute activité (pour le cobalt-60, l’activité est supérieure à 4 GBq). Il faut s’assurer prioritairement de l’absence de fuites de rayonnements et du bon fonctionnement des sécurités. A priori, tout détecteur de rayonnements est efficace pour la mesure de l’exposition externe. Pour les contrôles d’étanchéité, voir chapitre 7 : « Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements ». Les contrôles externes sont annuels.

4.2.1.3. Situation incidentelle ou accidentelle Il s’agit typiquement d’une situation en tout ou rien. Tant que le problème reste technique, il n’y a pas d’incidence pour le personnel. Dès qu’il y a exposition du personnel, il y a probabilité de forte exposition et d’apparition d’effets biologiques graves, dont le pronostic peut être vital. (Voir la base de données RELIR, la documentation IRSN citée en bibliographie, et, sur le site AFCN, les éléments relatifs à l’accident Sterigenics à Fleurus survenu le 11 mars 2006.) Voir le chapitre 8 : « Conduite à tenir en situation accidentelle » .

4.2.2. La gammagraphie en contrôle non destructif Voir paragraphe 3.2.1.

4.2.2.1. Principe et applications Les projecteurs de gammagraphie sont utilisés pour la radiographie de soudures et le contrôle d’homogénéité des matériaux dans les industries de pointe comme le nucléaire (exemple : soudures du circuit primaire des réacteurs), la pétrochimie ou l’aéronautique

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(les soudures des ailes d’avion par exemple). Ils sont également utilisés pour de nombreux contrôles non destructifs lors de la mise en service et pendant les opérations de maintenance de sites industriels. C’est l’épaisseur du matériau à étudier qui guide le choix entre appareil générateur X (quelques cm dans la pratique) et appareil de gammagraphie. On utilise, pour les appareils portatifs (il en existe environ 900 en France), des sources d’iridium-192 (1 à 4 TBq) ou, si les épaisseurs à traverser sont plus importantes comme dans le cas d’ouvrages en béton (ponts, bâtiments), des sources de cobalt-60 (1 à 2 TBq). Il existe aussi dans des pays étrangers des sources de sélénium-75. L’autorisation ASN pour utiliser ces sources, en France, est en attente. Rappelons que : – 1 TBq d’iridium-192 délivre à 1 m un débit de dose de 0,14 Gy.h−1 (plusieurs énergies γ de 200 à 620 keV) ; – 1 TBq de cobalt-60 délivre à 1 m un débit de dose de 0,33 Gy.h−1 (énergies γ de 1,17 et 1,33 MeV). Pour approfondir la notion de calcul des débits de dose en fonction de la distance, voir chapitre 5 : « Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée ». Ces mêmes appareils, ou des équipements susceptibles de recevoir des sources plus importantes, peuvent être également installés à poste fixe dans des casemates (on est alors ramené au cas précédent des ionisateurs, en ce qui concerne la gestion des risques). Nous traitons ici les appareils portatifs utilisant l’iridium-192, qui sont les cas les plus courants. La source d’iridium-192 est scellée sous double enveloppe inox (forme spéciale). Ses dimensions sont de quelques mm de longueur et de diamètre. Elle est contenue dans un porte-source, d’une quinzaine de cm de longueur comprenant : – le logement de la source, cylindre de quelques cm de longueur et de 7-8 mm de diamètre percé en son extrémité pour éviter d’atténuer le faisceau, – un dispositif intermédiaire souple (ressort à boudin, éléments articulés, tresse métallique) contenant des écrans (tungstène, acier) destinés à atténuer le faisceau arrière, assurant la liaison entre le logement de la source et le dispositif d’accrochage, – un dispositif d’accrochage, permettant de relier le porte-source au câble d’extraction de l’appareil, selon le principe de l’accrochage du câble de frein de vélo sur le guidon (figure 4.6). Le porte-source est contenu au repos dans le projecteur de gammagraphie (figure 4.7). Pour effectuer une radio, l’opérateur doit connecter d’une part une gaine de « télécommande » contenant le câble d’évacuation, et d’autre part une gaine d’éjection, qui va, après ouverture de l’obturateur du projecteur, guider le porte-source, accroché au câble, jusqu’à un dispositif d’irradiation solidaire du câble d’éjection (figure 4.8).

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Figure 4.6. Porte-source de gammagraphie – 192 Ir (photo Cegelec).

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Figure 4.7. Projecteur de gammagraphie en coupe (photo Cegelec).

Figure 4.8. Appareil de gammagraphie équipé de sa gaine d’éjection et de sa gaine de télécommande.

La gaine d’éjection est complétée par un dispositif d’irradiation qui est obturé de façon à ce que le porte-source ne puisse s’échapper (figure 4.9). Après le tir, l’opérateur rappelle le porte-source à l’aide du câble, le porte-source revient en position de sécurité dans le projecteur, l’obturateur se ferme, les gaines peuvent alors être déconnectées (figure 4.10). Une signalisation à commande mécanique indique la position de la source et de l’obturateur. Il est impossible de déverrouiller ce dernier sans une clé qui reste prisonnière (figure 4.11).

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Figure 4.9. Embout de gaine d’éjection.

Figure 4.10. Manivelle de rappel du câble d’éjection.

Figure 4.11. Projecteur avec sa signalisation mécanique (à droite), et sa clé de sécurité (à gauche). Sous la poignée, levier d’armement (photo Cegelec).

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Signal vert apparent : porte-source en position de stockage, obturateur fermé, système verrouillé (clé ôtée). Signal jaune apparent : porte-source en position de stockage, obturateur fermé, système non verrouillé. Signal rouge apparent : porte-source en position de stockage ou non, obturation non complète. Le blindage de l’appareil est constitué d’uranium appauvri. L’ensemble pèse 18 kg. Avant soudure de la coque, l’intérieur de l’appareil est étuvé de façon à éliminer toute trace d’eau. En effet, l’uranium s’oxyde au contact de l’eau et de la vapeur d’eau, et se délite. L’uranium massif devient ainsi pulvérulent, et la fonction écran n’est plus assurée (un cas vu par les auteurs). Remarque : on rappelle par ailleurs que l’uranium est pyrophorique, et nécessite quelques précautions opératoires pour son usinage. Le projecteur de gammagraphie (ou son suremballage de transport) est un conteneur type B(U), par référence à la réglementation de transport des matières dangereuses, c’està-dire qu’il supporte des conditions accidentelles graves (feu, chute, poinçonnement, etc.). Lors du transport, la clé de sécurité doit être retirée (dans la poche de l’opérateur). (Arrêté du 2 mars 2004.)

4.2.2.2. Débits de dose associés a) Dans le faisceau Calculés à partir de la valeur de référence indiquée au paragraphe précédent, les débits de dose dans un faisceau d’angle solide ouvert sont les suivants, pour une source standard de 3,7 TBq (100 Ci) : ◦

– à 1 m (distance de référence) : D = 0,4 Gy.h−1 , ◦

– à 10 cm (devant le dispositif d’irradiation) : D = 40 Gy.h−1 , ◦

– à 5 mm (porte-source pris à la main) : D = 16 000 Gy.h−1 . La prise à la main d’un porte-source de gammagraphie, et/ou son transport ou sa manipulation hors conteneur, vont provoquer une irradiation partielle des mains et avant-bras, avec effets précoces graves (et peut-être des effets stochastiques à long terme). La réalisation d’un balisage correspond aux distances suivantes [R3] : ◦

– à 400 m (cas général) : D = 2,5 μSv.h−1 , ◦

– à 125 m (cas d’impossibilité) : D = 25 μSv.h−1 . Voir calculs de débits de dose au chapitre 5 : « Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée ».

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b) Porte-source dans le projecteur Le projecteur étant initialement conçu comme un conteneur de transport, il respecte la réglementation correspondante, le règlement des transports de matières dangereuses par route (ADR). Par conséquent le débit de dose au contact devrait être : ◦

D ≤ 2 mGy.h−1 . ◦

Et, à 1 m : D ≤ 0,1 mGy.h−1 . Cependant le règlement des transports ne prend pas en compte la spécificité des projecteurs de gammagraphie, qui sont considérés comme portatifs et sont donc des instruments de travail pouvant en particulier être portés à bout de bras et être entreposés à proximité immédiate des opérateurs. Le décret n˚ 85-968 du 27/8/85 fixe donc des valeurs plus restrictives (tableau 4.1) : Tableau 4.1. Valeurs maximales fixées par le décret 85-968.

Projecteur

portatif mobile fixe ∗

Débit de dose absorbée dans l’air (mGy.h−1 ) au contact à 50 mm des parois à 1 m des parois du projecteur∗ du projecteur maximal maximal moyen maximal 1 0,5 0,02 0,1 2 0,5 0,02 0,1 2 1 0,02 0,1

En cas de choc, le débit de dose à 1 m des parois doit rester ≤ 10 mGy/h.

4.2.2.3. Prévention des risques et moyens de protection a) Les écrans Pour les petites pièces, on utilisera le matériel en casemate plutôt que sur site. En chantier, on jouera avec l’environnement : murs en béton, etc. L’arrière de la plaque photographique ou numérique sera protégé par un écran On vérifiera que, à chaque retour du porte-source en position de repos, la source est bien rentrée dans l’appareil, et que le barillet s’est bien refermé, par une mesure de débit de dose au contact de l’appareil et dans l’axe du canal d’éjection. Les mesures seront effectuées en plaçant la partie sensible du détecteur dans l’axe du canal d’éjection, les mains et le reste du corps en dehors de l’axe. La protection biologique du projecteur étant constituée d’uranium appauvri, un contrôle radiologique mettra en évidence un faible niveau d’exposition externe sur les parois latérales du projecteur, même en l’absence de source. Pour compléter ses connaissances sur les calculs des protections (plomb, acier, béton) utilisées en gammagraphie au cobalt-60 et iridium-192 : voir chapitre 6 : « Estimation des épaisseurs d’écran ».

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NON

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OUI

Figure 4.12. Vérification de la position du barillet par utilisation d’un appareil de détection.

b) Le temps La source ne doit être en position opérationnelle que le temps strictement nécessaire. Les temps de transport ne doivent pas être négligés, l’exposition correspondante du chauffeur routier doit être prise en compte. c) Distance et balisages. Classement des opérateurs La loi en 1/d2 s’applique, les faisceaux étant peu ou pas collimatés. On a vu plus haut que les distances de balisages de la zone d’intervention sont très importantes, en l’absence d’écrans (dans la pratique, le dispositif d’irradiation en bout de gaine d’éjection comprend en général un dispositif de collimation). Il faut donc s’attendre à ce que la réglementation en terme de balisage ne soit pas toujours strictement respectée. À titre d’exemple en chantier ouvert, il faudrait, en fonction de l’activité de la source, baliser à plus de 400 m de celle-ci, ce qui est très contraignant pour les opérateurs. Les personnels sont classés catégorie A. d) Formation des opérateurs Cette profession bénéficie des actions de formations suivantes : 1. Une formation en vue de l’obtention du certificat d’aptitude à la manipulation d’appareils de radiologie « CAMARI » (voir paragraphe 3.4.4 du chapitre « générateurs X industriels »). 2. En cas d’utilisation d’appareil portatif, si le transport est effectué par route par un des opérateurs, celui-ci doit également avoir suivi avec succès la formation relative à la sécurité du transport des matières dangereuses, option transport des matières radioactives classe 7 (formation dispensée uniquement à l’INSTN). 3. En cas de prestations servies à EDF, au CEA, chez Areva et aux Armées, une formation type « prévention des risques » (PR) certifiée par le CEFRI est obligatoire. 4. Si non traitée dans les formations précédentes, formation renforcée relative à l’utilisation des sources de haute activité. Les formations 1) et 3) correspondent à la formation aux risques radiologiques obligatoire pour les travailleurs A et B. Dans le cas de prestations servies à EDF, des formations « qualité sureté des prestataires » (QSP) et habilitations nucléaires (HN) sont nécessaires en plus de la formation CEFRI.

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Ces formations spécifiques ne dispensent pas des autres formations professionnelles nécessaires (habilitations du Comité français des essais non destructifs – COFREND). À ce jour, il faut rappeler qu’EDF est le premier client en France pour les prestations de contrôle non destructif de type radiologie industrielle.

Éviter l’accoutumance aux risques

4.2.2.4. Moyens de détection et de mesure Les énergies γ de l’iridium-192 et du cobalt-60 sont suffisamment élevées pour ne pas apporter de contraintes particulières au choix des dosimètres et appareils de détection. Tous les dosimètres passifs présents sur le marché donnent une réponse correcte. Tous les dosimètres opérationnels conviennent : on cherchera la fiabilité et solidité de l’appareil, la facilité de mesure, l’insensibilité aux paramètres extérieurs, tels que les téléphones portables.. Il est recommandé de s’assurer que les délais d’étalonnage (fréquence annuelle) et de maintenance ne sont pas trop longs. Piège : Dans la majorité des cas, les opérateurs de gammagraphie utilisent également des générateurs X industriels. Dans ce cas, il faut se plier aux difficultés spécifiques de détection des rayonnements de faible énergie, et choisir le dosimètre opérationnel en fonction de cette contrainte (voir paragraphe 3.5 correspondant plus haut).

4.2.2.5. Contrôles internes et externes Conformément aux dispositions réglementaires (arrêté du 26 octobre 2005 [R5] en cours de modification via une décision ASN), les contrôles internes à réaliser par la PCR sont mensuels (ambiance) et trimestriels (techniques) car il s’agit de sources de haute activité (pour le cobalt-60 : activité supérieure ou égale à 4 GBq, pour l’iridium-192 : activité supérieure ou égale à 10 GBq). Il faut s’assurer, prioritairement, de l’absence de fuites de rayonnements et du bon fonctionnement des sécurités. Attention, il y a des contrôles additionnels spécifiques à la radiologie industrielle, et aux appareils mobiles.(voir arrêté « contrôle » [R5]). Pour les contrôles d’étanchéité, voir chapitre 7 : « Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements » Les contrôles externes sont annuels.

4.2.2.6. Exemples d’accidents et remèdes a) Exemples d’accidents techniques Les appareils fonctionnent dans des conditions de chantier particulièrement difficiles. Les gaines d’éjection, de télécommande peuvent être pliées, écrasées... Voici quelques exemples : Le premier exemple est le blocage du porte-source, en bout de gaine d’éjection, en milieu de gaine, à la jonction appareil-gaine d’éjection, ou encore dans le canal d’éjection

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de l’appareil (panne de fermeture). Ce blocage peut intervenir en début ou en fin d’opération. Ces incidents surviennent le plus souvent à la suite d’un mauvais entretien ou un mauvais usage du matériel. Ce type de blocage peut aussi survenir en cas d’écrasement de la gaine d’éjection lors des opérations, mais également en cas de présence de corps étrangers à l’intérieur de la gaine ; d’où l’intérêt d’obturer les gaines avec les bouchons adéquats hors phase d’utilisation Le second est la désolidarisation du porte-source, lorsque le câble de télécommande se décroche du porte-source. Dans ce cas le porte-source peut être éjecté mais ne peut plus revenir dans le projecteur. Le porte-source est dans la gaine d’éjection. C’est un cas rare mais qui existe. Le troisième exemple est la présence du porte-source hors de l’appareillage. Cette situation peut se produire lorsque l’embout d’irradiation est décroché de la gaine d’éjection et que le porte-source est simultanément déplacé hors du projecteur. L’origine possible d’une telle situation est soit un embout oublié ( ?), ou alors un contrôle « visuel » volontaire ( ? ?) – (figure 4.13). Enfin le quatrième exemple est celui où le porte-source se retrouve à l’extérieur de l’appareillage, sans aucune attache. Ce cas est pratiquement impossible dans la phase primaire de l’accident technique. Ce peut être par contre la conséquence d’une tentative de récupération ratée.

Figure 4.13. Embout oublié ou « contrôle visuel » ?

b) Mesures conservatoires et récupération de la situation La première action à mener, dans tous les cas, est de vérifier la qualité du balisage, voire de le renforcer éventuellement, et de s’assurer qu’il est respecté.

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En deuxième lieu, il faut réfléchir aux modalités de l’intervention : – Qui va intervenir (au choix tout ou partie des équipes suivantes) ? ◦ Les opérateurs de gammagraphie eux-mêmes. ◦ Les services de radioprotection locaux. ◦ Les fournisseurs des appareils. ◦ Les équipes d’intervention d’entreprises ou d’organismes spécialisés. – Comment va-t-on intervenir ? ◦ En élaborant préalablement un mode opératoire précis et clair, avec des solutions alternatives. ◦ En s’entraînant préalablement sur des appareils identiques (sans source). ◦ En établissant une évaluation dosimétrique préalable des intervenants. ◦ En imaginant les anomalies, incidents et accidents qui pourraient intervenir pendant la récupération. – Avec quel matériel va-t-on intervenir ? ◦ Pinces à distance, pinces coupe boulons, conteneurs blindés... ◦ Robots. L’opération sera suivie sur le plan dosimétrique avec le matériel suivant : – Dosimétrie opérationnelle et passive. – Détecteurs d’ambiance et détecteurs sur perches. – Télédosimétrie éventuellement. En fin d’intervention, on procédera au « retour d’expérience » (REX), afin de capitaliser les bonnes pratiques et mettre en lumière les axes d’amélioration possibles. Cela devrait pouvoir servir à d’autres opérateurs dans des circonstances analogues. c) Cas accidentels d’exposition du personnel Plusieurs cas peuvent être envisagés, depuis la présence d’un opérateur à côté du portesource pendant un tir, jusqu’à la prise à la main de la gaine d’éjection, du dispositif de collimation, voire du porte-source. Ces accidents sont rares, mais la probabilité d’occurrence n’est pas d’ordre résiduel. Dans cette hypothèse d’exposition, la procédure à appliquer est celle indiquée au chapitre 8 : « Conduite à tenir en situation accidentelle », considérant qu’une dose importante a été subie, pouvant produire des effets biologiques à court terme.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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4.2.2.7. Gammagraphie industrielle en casemate Le principe et les applications sont sensiblement les mêmes que ceux de la gammagraphie sur site à l’aide d’appareils portatifs. Les appareils utilisés sont soit des appareils portatifs (voir ci-dessus), soit des appareils portables ou fixes contenant des sources plus puissantes. Les débits de dose au contact et à distance des appareils sont indiqués ci-dessus. Les casemates sont conçues comme indiqué au paragraphe 4.2.1 ci-dessus (la différence essentielle est que la source radioactive est ponctuelle) : une porte blindée suivie d’une chicane permet d’accéder à la salle d’irradiation ; les murs, le plafond et les sols sont blindés ou très épais, la position de la source est télécommandée à distance avec système de clé(s) prisonnière(s). La casemate est classée zone contrôlée hors période de tir, zone interdite pendant les tirs. Les zones attenantes, en fonction de la qualité des blindages de la porte et des parois, sont classées zone contrôlée, zone surveillée, ou zone non surveillée. Le personnel n’a pas lieu d’être classé vis-à-vis des rayonnements ionisants, si la casemate est de qualité, c’est-à-dire conforme aux exigences de la norme française homologuée NF C 15-160 et de la norme complémentaire NF C 15-164. Si, de plus, en fonctionnement normal, en aucun point situé à 10 cm des surfaces accessibles du local d’installation, le débit de dose équivalente est inférieur à 10 μSv.h−1 et qu’il n’y a pas nécessiter de présence d’un opérateur à l’intérieur du local pendant les tirs, le certificat d’aptitude « CAMARI » n’est pas nécessaire.

4.2.2.8. Documentation Compte tenu de la haute activité des sources radioactives mises en œuvre, la radiographie industrielle présente un risque avéré pour les travailleurs, notamment sur les chantiers où la co-activité des entreprises rend plus difficile la mise en œuvre de mesures de prévention. Elle présente également un risque potentiel pour le public en cas de perte de source. Des règles de protection renforcées ont été édictées par l’ASN et la Direction générale du travail pour sécuriser cette activité professionnelle aux enjeux prioritaires en matière de radioprotection. L’ASN exerce des contrôles réguliers de l’application de la réglementation et invite les industriels à renforcer la prévention, notamment lors des interventions de nuit qui induisent des risques supplémentaires pour les opérateurs. Des actions conjointes de prévention menées avec les Caisses régionales d’assurance maladie (CRAM) dans plusieurs régions (PACA, Haute-Normandie) auprès des entreprises ont par ailleurs permis d’élaborer des chartes de bonnes pratiques adaptées aux spécificités techniques, économiques et sociales locales. Pour donner une cohérence à ces interventions locales, l’ASN et la Direction générale du travail ont mené une action de prévention d’envergure nationale. Cette action de fond a été engagée lors des journées de le Comité français des essais non destructifs (COFREND) en mai 2005, journées qui visaient à définir, au niveau national, des règles de bonnes pratiques, notamment pour la préparation et le déroulement des chantiers et à engager une réflexion sur la justification de l’activité de radiographie industrielle. Le COFREND, s’appuyant sur la compétence d’experts de la Société française de radioprotection (SFRP), a ensuite mené un travail d’ampleur confié à neuf groupes de travail

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

qui ont rendu des recommandations dans tous les domaines concernés. Ces recommandations font aujourd’hui l’objet d’une publication par la SFRP et sont disponibles en ligne sur son site, ainsi que celui de l’ASN. Ces recommandations vont alimenter les réflexions de l’ASN pour la mise à jour du dispositif réglementaire qui encadre cette activité. L’ASN veillera également à la prise en compte de ces recommandations par les industriels. Pour s’assurer de la cohérence des démarches nationale et régionale engagées, évaluer leur impact en matière de santé et sécurité et, enfin, veiller à leur mise à jour au fil des évolutions techniques et réglementaires, la Direction générale du travail et l’ASN constituent un comité de suivi regroupant les principaux acteurs de la prévention dans le domaine de la radiologie industrielle.

4.2.3. Mesures de paramètres : jauges de niveau, d’épaisseur, de densité La matière atténue les rayonnements γ et X, et arrête les rayonnements α et β. À partir de cette propriété, on va pouvoir « jauger » en tout ou rien le niveau de remplissage d’un four de fonderie, ou d’un moule, par du métal en fusion, ou des canettes de boisson. On va pouvoir mesurer de façon analogique le niveau dans un réservoir de produits inflammables ou toxiques. On va mesurer également la masse volumique apparente d’une tuyauterie, donc le flux de liquide s’écoulant. On mesurera également la masse volumique apparente de la terre dans des sondages de sols. Avec des sources α et β, on va pouvoir mesurer ou contrôler des épaisseurs de matériaux légers (plastique, colle, papier...). La matière rétrodiffuse les rayonnements γ et X et β. Cette propriété va être utilisée pour mesurer les épaisseurs fines de matériaux sur des supports épais, tels que couches métalliques sur supports électroniques ou flux de matériaux (céréales par exemple) sur tapis roulant. En effet l’épaisseur du support empêche d’utiliser un détecteur basé sur l’atténuation ou l’arrêt des rayonnements. (voir schémas 5.19, 5.20 et 5.21 de l’ouvrage Personne compétente en radioprotection. Principes de radioprotection – réglementation [T1]). Les jauges faisant intervenir des sources radioactives sont utilisées dans la mise en œuvre de processus très variés lorsque : – une grande précision dans la mesure du niveau est recherchée (embouteillage de boissons avec présence de mousse, de parfums...), – les récipients sont opaques (industrie chimique, remplissage de réservoirs de gaz, remplissage de boîtes métalliques avec des boissons...), – les niveaux sont difficiles à apprécier par des moyens classiques (trémies de matières solides), – lorsque les conditions opératoires sont dangereuses : risque d’explosion, produits solvants, produits chauds, acides et bases, etc., – la variation relative de la densité de produits tels que la canne à sucre, le sucre de betterave, le tabac, etc., doit être évaluée.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Figure 4.14. Mesure de niveau dans une capacité (photo Berthold France).

4.2.3.1. Sources utilisées et débits de dose associés a) Sources γ Les sources γ sont utilisées en atténuation ou en rétrodiffusion (tableau 4.2). Leur activité peut varier de quelques dizaines de mégabecquerels (MBq) à quelques dizaines de gigabecquerels (GBq). Tableau 4.2. Quelques exemples de radionucléides utilisés en sources scellées.

Radio Émissions γ Période nucléide 60 Co Eγ = 1,17 MeV 5,27 ans

137

Cs

Débit de dose à 1 m par GBq

Am EX = 0,014 MeV

T=

−1

(43 %) 432,7 ans Eγ = 0,060 MeV (36 %)

◦

dizaines de GBq Jusqu’à

D = 92 μGy.h−1

10 GBq

−1

◦

Remarques Atténuation dans

◦

(100 %) et qq dizaines D = 330 μGy.h Eγ = 1,33 MeV de GBq (100 %) Eγ = 0,662 MeV 30,15 ans jusqu’à qq (85,4 %)

241

Activité utilisée entre 1 GBq

les matériaux denses

idem Atténuation dans

D = 7,6 μGy.h

les matériaux légers. Attention : fenêtre mince.

Pour les autres radionucléides : voir chapitre 5 : « Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée ». Ces sources sont en général scellées sous double enveloppe (sauf pour les émetteurs γ de faible énergie tels que l’américium-241, qui nécessitent une fenêtre mince pour éviter

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Figure 4.15. Système de mesure de densité des fluides dans une canalisation (schéma Berthold).

une auto-atténuation trop forte de l’enveloppe de la source). Les risques de dispersion de matière peuvent donc être considérés d’ordre résiduel (sauf pour l’américium-241). Remarque importante Il n’existe pas de radionucléide émetteur γ pur, ce rayonnement « accompagnant » un rayonnement α ou β. Dans la pratique, l’enveloppe en acier inox de la source γ élimine les autres types de rayonnements. b) Sources β Les sources β sont utilisées en général en rétrodiffusion, mais peuvent être également utilisées en absorption dans des matériaux légers (liquides aqueux par exemple). Parmi les radionucléides émetteurs « bêta purs » utilisés dans les jauges, on trouve principalement le strontium-90 - yttrium-90 et le krypton-85. Les activités peuvent varier de 100 MBq à quelques dizaines de GBq. L’enveloppe des sources est scellée, mais il existe cependant une fenêtre mince pour laisser passer le rayonnement sans trop perdre d’énergie. Cette fenêtre est un élément de fragilité puisque, à titre d’exemple, on trouve des fenêtres en titane ayant une épaisseur de 5 μm. Tableau 4.3. Exemples de sources β utilisés dans les jauges. Débit de dose sous 7 mg.cm−2 pour A = 1 GBq.

Source 85

Kr 90 Sr-90 Y

Eβ max (keV) 687 546 & 2 284

Periode (an) 10,7 28,2

« Contact » 1.103 2.103

Debit de dose (Gy.h−1 ) 1 cm 10 cm 30 cm 0,8.102 0,9 0,1 2 1,6.10 1,8 0,2

100 cm 5.10−4 7,8.10−2

Remarques sur les valeurs du tableau 4.3 : – Les valeurs au contact et à 1 cm sont des ordres de grandeur. – Pour les émetteurs β dont le rayonnement a une énergie maximale supérieure à 300 keV, le débit de dose absorbée à courte distance est sensiblement le même, quelle que soit l’énergie.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Figure 4.16. Jauge de mesure d’épaisseur de papier (photo Berthold France).

– Les valeurs correspondant au strontium-90 - yttrium-90 sont le double de celles du krypton-85 parce qu’il y a deux émissions β dans le premier cas, contre une pour le krypton-85. – Par contre, à 1 m, l’absorption des β dans l’air annihile l’effet des faibles énergies. – Le krypton-85 se présente généralement sous forme de gaz dans une ampoule. Pour les autres radionucléides : voir chapitre 5 : « Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée ». c) Sources α Elles sont utilisées pour la mesure et/ou le contrôle de très faibles épaisseurs de matériaux légers, par exemple du papier. Le radionucléide utilisé est l’américium-241, émetteur αγ. Il est déposé sur un support en céramique, recouvert d’une couche d’émail et est vitrifié. Une couche de 2 μm de tantale protège l’ensemble. L’activité est de l’ordre de quelques dizaines de GBq. Tableau 4.4. Caractéristiques de l’américium-241 (extrait du tableau 4.2).

Radio Émissions γ nucléide 241 Am EX = 0,014 MeV

Période

Activité utilisée Jusqu’à

Débit de dose à 1 m par GBq ◦

Remarques Atténuation dans

−1

(43 %) T = 432,7 100 GBq D = 7, 6 μGy.h Eγ = 0,060 MeV ans (36 %)

les matériaux légers. Attention : fenêtre mince.

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Attention aux sources α électrodéposées et aux sources α anciennes à support en résine. Il existe un risque de fuite de matière radioactive, car il y a une dégradation de la fixation avec le temps. Attention aux sources au radium-226, car le risque d’exposition externe est important : 250 μGy.h−1 à 1 m pour 1 GBq.

Pour en savoir plus Durée de vie des sources scellées Les sources scellées ont une durée de vie administrative de 10 ans. On a vu ci-dessus des sources dont la période est longue, et dont l’activité au bout de 10 ans est encore suffisante pour leur usage industriel. Retirer une source de l’appareillage qui la contient, la transporter et la mettre en stockage définitif initient des risques radiologiques et entraînent des coûts pour l’entreprise et la « Société ». Si on peut apporter la preuve que la source en question n’a pas subi de dommages pendant sa phase d’exploitation (agressions mécanique, thermique, chimique, etc.), qu’elle est en bon état, et qu’il n’y aura pas de dégradation avec le temps, on peut demander à l’ASN une « prolongation de durée de vie » de la source. Il faudra démontrer également qu’une solution ultérieure de reprise de source existe sur le plan technique et financier. Il est nécessaire de s’y prendre quelques mois à l’avance. . .

4.2.3.2. Risques associés et moyens de protection Les débits de dose à distance ne sont pas négligeables. Ils sont très importants au contact et à courte distance, particulièrement pour les émetteurs β. Les sources sont généralement contenues dans un appareillage faisant office de blindage. Le faisceau utile est en général collimaté. Une fenêtre blindée occulte le faisceau hors fonctionnement. Le risque d’exposition externe à distance est donc facilement maîtrisé, par le blindage, la collimation du faisceau et une délimitation des zones. Il faut cependant vérifier que le blindage de l’appareil et le collimateur ne présentent pas de fuites de rayonnements, tout comme la fenêtre d’obturation. Le balisage doit être correctement délimité (idéalement au niveau de la limite inférieure de la zone surveillée), et infranchissable. Le risque d’exposition externe au contact sera éliminé par l’impossibilité de démonter l’appareil et d’accéder à la source. Enfin on établira des consignes de sécurité qui seront discutées au cours d’actions de formation. Attention : – Aux opérations de maintenance, d’étalonnage, d’échange standard des sources. Ces manipulations doivent faire l’objet d’études de postes spécifiques et d’évaluations prévisionnelles de doses. Le fait que ces opérations soient éventuellement soustraitées n’enlève rien de la responsabilité de l’exploitant. – Aux opérations de nettoyage de fenêtres de mesures. On connaît l’exemple de sources β, ou d’américium-241, dont les fenêtres s’encrassent par les vapeurs ou les

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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poussières. Le nettoyage à la main, régulier, de ces fenêtres, entraîne un risque important d’exposition des extrémités (voir tableau 4.3 : valeurs au contact et à 1 cm), ainsi qu’un risque de destruction de la paroi de la fenêtre, et donc de contamination surfacique et atmosphérique. – Aux opérations de contrôles internes de non-contamination : mêmes problèmes potentiels que le cas précédent.

4.2.3.3. Zonage et classement du personnel Moyennant les dispositions indiquées ci-dessus, les zones contrôlée et surveillée sont matérialisées, en général de façon infranchissable. Il n’y a donc pas lieu, dans ce cas, de classer le personnel. Les études de postes, à réaliser dans tous les cas de figures, confirmeront ou infirmerons ce choix. Dans certains cas, sources de contrôle de remplissage des lingotières en fonderie par exemple (10 à 100 MBq de cobalt-60 par source), ces sources sont mises en place pour les coulées, retirées et entreposées dans un local dédié entre chaque coulée. Les transferts de sources peuvent être générateurs de doses pour le personnel, qui sera alors classé A ou B.

4.2.3.4. Contrôles En général, les contrôles techniques à réaliser, internes et externes, sont annuels. Les contrôles d’ambiance sont mensuels. Rappelons également qu’il faut effectuer des contrôles à la livraison et à la mise en service.

4.2.3.5. Moyens de détection et de mesure Il y a dans tous les cas nécessité d’effectuer des mesures, même en l’absence de personnel classé, dans le cadre des contrôles ci-dessus. Ces contrôles portent sur l’exposition externe et le risque de contamination (tableau 4.5). La perte de confinement de la source radioactive sera probablement mise en évidence par une dégradation du fonctionnement de l’appareil auquel elle est associée. La réglementation prévoit par ailleurs un contrôle annuel (interne et externe) ; la recherche de contamination s’effectue par frottis à proximité immédiate de la source, mais pas sur la source ni la fenêtre, bien évidemment. Ce frottis sera ensuite contrôlé à l’aide d’un contaminamètre à sonde(s) intégrée ou externe(s). Évidemment, la sonde doit être adaptée au type de rayonnement émis par la source. (voir chapitre 7 : « Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements »). Notons que le krypton-85 se trouve sous forme de gaz (rare donc neutre chimiquement). S’il s’échappe de son confinement, il ne provoquera pas de contamination de surface. Il n’y aura donc pas de détection possible. C’est le dysfonctionnement de l’appareil associé qui va indiquer la fuite.

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Tableau 4.5. Matériel de mesure et détection de l’exposition externe en fonction des sources utilisées.

Type de source Sources γ moyenne et forte énergie (> 80 keV)

Exemples

137

Sources γ faible énergie (< 80 keV)

Sources β

Sources α

85

Ambiance

Recherche de fuites de rayonnements

Dosimétrie individuelle (si nécessaire)

Cs, 60 Co

Tout radiamètre, débitmètre

Radiamètre à compteur proportionnel, sonde X ou γ, sonde β mou, radiamètre à GM à fenêtre mince, films radiographiques...

Tout dosimètre passif Tout dosimètre opérationnel

241

Radiamètre à compteur proportionnel, radiamètre à GM à fenêtre mince, chambre d’ionisation

Idem ci-dessus (sauf sonde γ)

dosimètre passif ne présentant pas d’hypersensibilité non corrigée aux faibles énergies. Dosimètre opérationnel sensible aux γX de faible énergie

Chambre d’ionisation

Sonde β mou, radiamètre à GM fenêtre mince

Tout dosimètre passif. Dosimètre opérationnel sensible aux β

Am

Kr, 90 Sr-90 Y

241

Am

À gérer en fonction des autres rayonnements émis (γ faible énergie pour le 241 Am)

4.2.3.6. Situations accidentelles a) Cas de l’incendie En cas d’incendie, les sources scellées sous forme spéciale sont capables de résister, et le risque de perte de confinement de la matière radioactive est faible. Pour les sources α, β, et γ de faible énergie, on a vu que la source disposait d’une fenêtre mince. Cette fenêtre ne résistera pas aux agressions extérieures : feu, chocs, etc.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Tout ou partie de la source radioactive peut alors être répandu dans l’atmosphère et sur les surfaces. L’opérateur ou la PCR devra assister les secours et définir un périmètre de sécurité en ayant à l’esprit que, s’il y a un transfert de contamination, celui-ci suivra préférentiellement le cheminement des fumées. Une fois l’incendie circonscrit, la personne compétente devra s’assurer qu’il n’y a pas eu de contamination surfacique en effectuant des contrôles de la zone la plus éloignée vers la zone la plus proche de l’appareil. Les restes de l’appareil devront être conditionnés dans un sac en vinyle en vue d’être transférés chez le fabricant. Pendant la durée du sinistre et pendant les opérations de récupération de la situation, le port d’un dispositif respiratoire (masque avec cartouche filtrante, bouteille ou adduction d’air comprimé) est nécessaire. Dans le cadre des exercices et des visites de sécurité de l’entreprise, la personne compétente s’assurera que les forces de secours sont informées de la présence de sources radioactives dans l’entreprise et en précisera la localisation exacte.

Pour en savoir plus sur l’estimation de l’exposition subie par le personnel présent dans le local pendant l’incendie Une partie ou la totalité de l’activité présente dans l’enveloppe de source passe dans l’atmosphère. La première hypothèse à poser est donc le pourcentage de transfert de l’activité dans l’air du local. On admet que, pour les gaz et vapeurs, 100 % de l’activité est dispersée. Pour les autres phases, liquide et solide, tout dépend de la volatilité de l’élément radioactif, et de l’intensité de l’agression. Le coefficient de volatilité est pris en général égal à 1 %, sauf agression grave type incendie. Nous conseillons dans ce cas de prendre la valeur maximale de 100 %. La deuxième hypothèse porte sur le temps de dispersion de la substance radioactive dans l’air, et sur le gradient de contamination en fonction de la distance à la source : on prend l’hypothèse d’une dispersion instantanée, avec contamination homogène de l’atmosphère du local. Troisième hypothèse : le temps de présence du personnel dans le local pendant l’accident. Le choix est libre, mais doit rester raisonnable... Deux autres paramètres sont également nécessaires : le volume du local (on admettra que durant la courte durée de présence du personnel pendant la phase accidentelle, le taux de renouvellement horaire du local n’intervient pas), et le débit respiratoire humain, qui est de 1,2 m3 .h−1 (données de l’homme standard).

Exemple d’application Soit une source de 5 GBq de strontium-90 - yttrium-90 piégée dans un incendie, dont on suppose qu’il provoque la destruction de l’enveloppe de la source. L’atelier dans lequel se trouve cette machine de contrôle de l’épaisseur de feutres géotextiles a un volume de 250 m3 .

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Réponse Le temps d’évacuation du personnel de l’ensemble de l’atelier est de 5 minutes. Quel est l’ordre de grandeur de la dose efficace subie, par exposition interne, par les personnels ? On considère que 100 % de l’activité est répandue de façon instantanée et homogène dans l’air du local. L’activité volumique de l’air est donc de : Av =

(5.109 × 1) / 250 = 2.107 Bq.m−3 . ↓ ↓ ↓ Bq

m3

100 %

L’activité inhalée (« incorporée ») par les travailleur présents est donc de : Ainh =

2.107 × 1,2 × (5/60) = 2.106 Bq. ↓ ↓ ↓ Bq.m−3 m3 .h−1

h

Pour déterminer la dose efficace subie suite à cette incorporation par inhalation, il nous faut connaître la valeur de la dose efficace engagée par unité d’incorporation (DPUI). Cette valeur s’exprime en Sv.Bq−1 . Elle dépend du radionucléide incorporé, du mode d’incorporation, de la nature physico-chimique du radionucléide, du diamètre aérodynamique des particules dans l’air, et de la vitesse d’incorporation dans l’organisme. Ces valeurs ont été calculées par la CIPR. Elles sont publiées au journal officiel [R7], et figurent dans les fiches techniques du guide pratique Radionucléides et radioprotection [T2]. On ne connaît pas en général la composition chimique du radionucléide, ni la granulométrie des particules, encore moins la vitesse d’absorption pulmonaire des individus. On prend donc la valeur de la DPUI la plus pénalisante. Dans notre exemple, on trouve 1,5.10−7 Sv.Bq−1 pour le strontium-90 sous forme de titanate de strontium (ce qui est peut-être le cas), et la même valeur pour le fils, l’yttrium-90. En effet, par convention, on n’indique que l’activité du père, sachant que le fils de période plus courte est à l’équilibre avec son père et a donc la même activité. Pour le strontium-90 - yttrium-90, la dose efficace engagée est donc globalement de 2 × 1,5.10−7 = 3.10−7 Sv.Bq−1 . En conséquence, la dose efficace engagée par personne est de : E = 2.106 Bq × 3.10−7 Sv.Bq−1 = 0,6 Sv. Cette dose est considérable. Elle doit être envisagée comme limite supérieure, sachant que les hypothèses de transfert intégral dans l’air de l’activité de la source, d’une part, et de répartition instantanée et homogène d’autre part, sont majorées concernant une source solide. Ce calcul a cependant le mérite de montrer que le risque n’est pas négligeable, qu’il justifie les contrôles systématiques de non-contamination, et les examens médicaux qui seraient demandés au niveau des personnels concernés suite à cet accident.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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b) Cas de l’écrasement d’un colis L’écrasement d’un colis ou d’un conteneur, au cours d’une opération de transport ou de logistique, ou en cas d’opération sur chantier, va avoir pour conséquences potentielles une perte de l’intégrité des écrans, et une perte d’intégrité de l’enveloppe de confinement. Les risques encourus sont donc l’exposition externe, la contamination atmosphérique et la contamination surfacique. La conduite à tenir est la même que dans le cas précédent. Exercice 4.1. Soit une entreprise de logistique. Dans un local de répartition on manipule et trie les colis de produits radioactifs destinés aux secteur médical et à l’industrie en fonction de leurs destinations, puis on charge les véhicules qui vont les acheminer vers leur destination, hôpitaux, aéroports, etc. Ce local a un volume de 2 000 m3 . Cette activité de logistique et transport porte sur environ 100 000 colis par an. Pratiquement tous les colis sont de type A, c’est-à-dire qu’ils résistent aux conditions normales de transport et de manutention, mais pas aux situations accidentelles. 80 % des colis contiennent soit de l’iode-131, soit du molybdène-99 - technétium-99m. Un colis est une source scellée tant qu’il n’est pas ouvert. Bien que les colis soient essentiellement destinés au milieu médical, la manipulation et le transport de ces colis est du ressort du secteur industrie et recherche. D’où la formation de la PCR en « IR – SS et générateurs X », et l’intérêt de cet exercice dans cet ouvrage. Supposons qu’un colis d’iode-131 soit écrasé par un véhicule au moment du chargement, et que cela conduise à la destruction de l’enveloppe du colis, ce qui ne fait aucun doute, mais également au bris du flacon contenant la substance radioactive, ce qui est un peu moins probable. L’activité spécifique de la source est de 1 GBq.ml−1 , et le flacon contient 10 ml de solution aqueuse. On considère que 100 % de l’activité est répandue de façon instantanée et homogène dans l’air du local. La DPUI la plus restrictive de l’iode-131 est 2.10−8 Sv.Bq−1 . Quelle est la dose efficace subie par les travailleurs présents lors de l’écrasement, sachant que le temps d’exposition est de 2 minutes ?

c) Prise d’une source à la main Une telle situation peut se produire, volontairement ou involontairement. C’est aussi un risque majeur, pour les tiers, en cas de perte ou de vol. Les tableaux 4.2 et 4.3 ci-dessus permettent d’apprécier le niveau de risque (voir également chapitre 5 : « Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée »). Par exemple, une source γ de cobalt-60, de 1 GBq, conditionnée en double enveloppe, avec un diamètre de 8 mm, délivre un débit de dose au contact de 21 Gy.h−1 (en profondeur sous 1 g.cm−2 de tissu). Une source β de strontium-90 - yttrium-90, de 1 GBq, délivre au contact un débit de dose de l’ordre de 2 000 Gy.h−1 (à la peau sous 7 mg.cm−2 ). Il y a dans ces hypothèses d’accident présomption d’exposition externe grave avec effet biologique possible (voir le chapitre 8 : « Conduite à tenir en situation accidentelle »).

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

4.2.4. Mesure d’humidité et de densité des sols 4.2.4.1. Principe et applications Les gammadensimètres-humidimètres, encore appelés nucléo-densitomètres, constituent une application particulière des jauges d’épaisseur et de densité. Ils sont utilisés essentiellement dans l’industrie du bâtiment et des travaux publiques (BTP), la recherche pétrolière. Ils contiennent une source βγ, à laquelle est associée, pour la mesure relative de l’humidité, une source de neutrons (figures 4.17 à 4.20). Les sources sont scellées sous forme spéciale.

Gammadensimètre - HumidimètreTroxler

Ecran gamma

Détection par tubes GM

Source Gamma

Détecteur Neutrons (He3)

Source Neutron

Figure 4.17. Schéma d’un gammadensimètre-humidimètre (documentation Lindqvist-international).

MESURE DE LA DENSITÉ Modes Diffusion et Absorption

Mode Diffusion

Mode Absorption, exemple, 10 cm

Figure 4.18. Mesures de densité (documentation lindqvist-international).

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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MESURE DE LA TENEUR EN EAU

Eau dans le Sol

Figure 4.19. Mesures d’humidité en rétrodiffusion (documentation Lindqvist-nternational).

Figure 4.20. Jauge de densité et d’humidité (photo Lindqvist international).

a) Source de neutrons Les neutrons sont émis par une source d’américium-241-béryllium, selon la réaction nucléaire suivante : α 241 1 → 42 α + 94 Be → − 12 95 Am − 6 C + 0n

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Ils sont ralentis par les collisions avec les atomes légers présents dans le milieu, en particulier l’hydrogène, donc l’eau. Plus le milieu est riche en hydrogène, plus ils sont rétrodiffusés et facilement détectables par un compteur de neutrons placé à proximité. L’activité de la source de neutrons est en principe de 1,48 GBq. b) Source de rayonnement γ La détection des rayonnements gamma émis par le césium-137 permet de déterminer la densité du sol ou des roches en calculant l’atténuation ou la rétrodiffusion du rayonnement gamma par le milieu absorbant. L’activité de la source γ est en principe de 300 MBq. Remarque : certains appareils, utilisés en particulier pour le contrôle des revêtements routiers, ne comportent qu’une source gamma. L’activité peut être dans ce cas beaucoup plus élevée : jusqu’à 22 GBq de césium-137 et 28 Bq de cobalt-60, ces appareils sont utilisés en rétrodiffusion.

4.2.4.2. Risques associés, moyens de prévention et protection a) Poste transport Si la source de césium-137 possède un obturateur métallique dans un matériau de forte densité (tungstène par exemple), ce n’est pas le cas de la source de neutrons. Si l’on voulait arrêter la plupart d’entre eux, il faudrait un obturateur de 10 à 15 cm fabriqué avec un matériau hydrogéné, ce qui augmenterait considérablement l’encombrement et le poids. Il résulte de cet état de fait qu’il existe un débit de dose équivalente au contact et à distance des appareils au repos, ces valeurs étant limitées par les règlements de transport des matières radioactives [R8] [R9] (tableau 4.6). Tableau 4.6. Valeurs maximales (règlement de transport) des débits de dose équivalente au contact et à distance des gamma-densimètres.

Projecteur

au contact

portatif

maximal 1 mSv.h−1

Débit de dose absorbée dans l’air à 50 mm des parois à 1 m des parois du projecteur du projecteur maximal moyen maximal 0,5 mSv.h−1 0,02 mSv.h−1 0,1 mSv.h−1

Dans la pratique, les débits de dose au contact et à distance de ces appareils sont beaucoup plus faibles : – de 0,1 à 0,3 mSv.h−1 en gamma, et de 0,03 à 0,12 mSv.h−1 en neutrons, au contact, – de 1 à 4 μSv.h−1 en gamma, et de 0 à 2 μSv.h−1 en neutrons, à 1 m de l’appareil. On note que la composante neutronique du débit de dose équivalente est faible vis-à-vis de la composante gamma : de 0,1 % à quelques %, au contact de l’appareil.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Important : ces composantes n’évoluent pas de la même façon en fonction de la distance à l’appareil. À 30 cm, le rapport γ/n se réduit (2 à 8), à 1 m et plus loin, les deux composantes sont du même ordre de grandeur. La valise de transport est un colis type A, étiquette jaune II (étiquette 7B), indice de transport IT = 0,3. Les temps de transport (ordre de grandeur : heure) peuvent être longs au regard des temps de mesure (ordre de grandeur : minute). Il en résulte que le poste transport est souvent le plus pénalisant en terme dosimétrique. Moyens de protection : on utilisera une camionnette plutôt qu’un véhicule personnel, et on placera l’appareil le plus loin possible du siège conducteur. Le colis sera arrimé. Ne pas rester dans son véhicule pendant les phases d’arrêt. Compte tenu des débits de dose généralement rencontrés, il n’est pas « raisonnable » de blinder l’arrière du siège conducteur. b) Poste mesure Le poste mesure est souvent peu pénalisant, les sources n’étant pas en vue directe, les temps d’expérimentation étant courts, et les commandes étant déportées. Il faut cependant l’analyser dans le cadre de l’étude de poste. Dans certains cas, les sources peuvent être descendues dans un puits de forage, à l’aide d’une potence, en étant désolidarisées de l’appareil de mesure. Les sources sont donc « visibles à nu » pendant un temps plus ou moins long. Moyens de protection : on balisera la zone d’intervention aux valeurs réglementaires, et on surveillera le balisage de l’extérieur (voir paragraphe 4.2.2). c) Poste maintenance Les sources étant utilisées dans des milieux terreux ou boueux, des opérations de nettoyage du porte source doivent être effectuées régulièrement. Il en est de même pour l’obturateur. Moyens de protection : Lors de ces nettoyages, il ne faut pas manipuler les sources directement à la main avec un chiffon. Il faut utiliser des dispositifs de préhension à distance tels que : un balai brosse, une pince, etc. La PCR établira le mode opératoire correspondant. d) Entreposage Il n’est pas rare qu’une même entreprise ou organisme dispose de plusieurs appareils. Leur présence simultanée créera dans le local un débit de dose ambiant important, entraînant le classement en zone contrôlée à séjour limité (zone jaune). Moyens de protection : les murs, le sol et le plafond sont blindés de telle façon que la zone attenante soit une zone non surveillée (limite 80 μSv par mois [en moyenne sur un mois] en zone de travail, ou 1 mSv par an en zone publique). La porte d’accès doit répondre aux mêmes critères, ou disposer d’une chicane (voir paragraphe 4.2.1). Le balisage au niveau de la porte d’accès indique la nature de la zone (trèfle de couleur ad hoc sur fond blanc) et la présence des sources. Une consigne est placardée, interdisant l’accès aux personnes non autorisées. La porte est fermée à clé, les clés sont dans les poches de la PCR et des opérateurs. La porte est blindée pour éviter les vols et la propagation de l’incendie.

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Figure 4.22. Risque de rayonnements. Figure 4.21. Zone à séjour limité.

On veillera à ce que seuls les gamma-densimètres et leurs accessoires soient entreposés, à l’exclusion de tout autre objet, particulièrement des matières inflammables. Les temps de séjour dans ce local restent toujours très courts, et contribuent donc peu à la dose individuelle des travailleurs.

4.2.4.3. Classement du personnel et formation En général, le personnel est classé B. Les études de postes confirment ou infirment cette généralité. Les formations requises sont : – la formation aux risques liés aux rayonnements ionisants, – la formation obligatoire au titre du transport des matières radioactives (formation ADR classe 7).

4.2.4.4. Moyens de mesure et détection L’appareil présente l’originalité d’un champ mixte γ, n. Les neutrons sont émis avec une énergie élevée (neutrons rapides de 4 à 6 MeV), cette énergie se dégradant ensuite par collisions multiples avec les noyaux légers (neutrons intermédiaires puis thermiques). Le champ γ est dû au gamma du césium-137 (662 keV) et au gamma de l’américium241 (60 keV). Il y a donc une composante gamma basse énergie. a) Dosimétrie individuelle Le dosimètre passif est un dosimètre radiophotoluminescent, qui ne présente pas de problème pour la mesure des doses dues aux γ, y compris ceux de faible énergie, pour lesquels il présente d’ailleurs une sur-sensibilité. Les neutrons (à partir de 100 keV) seront détectés à l’aide d’un dosimètre type détecteur solide de traces « NR », qui sera adjoint au dosimètre passif. Les neutrons thermiques peuvent être détectés avec un dosimètre type TLD au lithium-6, mais ces dosimètres ne

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Figure 4.23. Détection de neutrons rapides à l’aide d’un détecteur solide de traces type CR39 – Neutrak de LCIE-Landauer (photo LCIE).

sont pas encore disponibles sur le marché. Il faudra donc se procurer des dosimètres passifs adaptés à la détection des neutrons (figure 4.23). Les dosimètres radiothermoluminescents permettront si nécessaire d’estimer la dose aux extrémités due aux rayonnements γ et nth . À la date de parution de cet ouvrage, il existe sur le marché français deux dosimètres opérationnels γ/n, et un appareil uniquement dédié aux neutrons. Les critères d’achat sont : – la linéarité de réponse en énergie gamma, de 50 keV (ou moins...) à 700 keV, – la linéarité (relative..., un facteur 2 conviendra) de la réponse en énergie neutrons (à partir de 10 keV sinon moins, jusqu’à 5 MeV), – l’insensibilité aux champs électromagnétiques, particulièrement ceux des téléphones portables... b) Mesures sur l’appareil et au poste de travail La composante γ directe, ou après atténuation, du césium-137, sera mesurée avec un radiamètre quelconque. La composante γ de l’américium-241 ainsi que le rétrodiffusé dû au césium-137 ne pourront être mesurés correctement qu’avec une chambre d’ionisation portative à parois équivalentes aux tissus, ou un débitmètre à compteur proportionnel FH40 (attention cet appareil mesure dans une direction privilégiée). Le débit d’équivalent de dose dû à la composante neutronique peut être mesuré à l’aide d’un appareil spécifique rare et onéreux, composé d’un détecteur (sensible aux neutrons thermiques) entouré d’un mélange hydrogéné (polyéthylène), d’une dizaine de cm d’épaisseur, destiné à ralentir tous les neutrons présents. Faute de disposer d’un tel appareil, on multipliera par 2 le débit de dose mesuré en gamma, pour les mesures pratiques à distance (validation du balisage par exemple). Ce coefficient pourra être affiné au vu des mesures réalisées sur l’appareil par un organisme disposant de ce genre de matériel (services de radioprotection du CEA par exemple), ou au vu des mesures indiquées dans la notice technique de l’appareil par le fournisseur.

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4.2.4.5. Contrôles La réglementation prévoit les contrôles suivants : – des contrôles initiaux à la réception et mise en service (s’attacher à vérifier l’absence de fuites de rayonnements sur l’appareil, particulièrement au niveau de la semelle, de l’obturateur, des passages des tiges porte-source...) ; – un contrôle périodique : tous les mois ; – un contrôle annuel interne (contrôle de contamination non pertinent) et externe (avec contrôle de contamination) ; – des contrôles aussi souvent que nécessaires sur chantier, afin de vérifier la pertinence du balisage.

4.2.4.6. Accidents potentiels Agression de l’appareil (écrasement par un véhicule de chantier par exemple). Il est vain de tenter de récupérer la situation soi-même. On balisera à distance. et on préviendra les secours (sapeurs-pompiers). Le balisage sera surveillé (voir chapitre 8 « Conduite à tenir en situation accidentelle »). Un accident technique, désolidarisation de la source par exemple, trouvera toujours une solution technique, avec un peu de réflexion, de temps et de matériel. On évitera toute précipitation qui pourrait entraîner un sur-accident. À noter que ces appareils sont particulièrement solides. Dans une situation de ce type, nous avons récupéré un appareil broyé par un camion de transport de terre sur un chantier, l’enveloppe de source intacte... Accident de transport : les secours sont prévenus de l’existence de la source à bord par le panneau UN 2919 fixé sur le véhicule, ainsi que par les documents de bord, et par le chauffeur s’il est encore opérationnel. Dans le cas du vol ou de la perte d’une source, il convient de prévenir les autorités sans délai... (Que peut faire un voleur de cette source ?)

4.2.5. Analyse par fluorescence X : détection du plomb dans les peintures La fluorescence X a déjà été étudiée au paragraphe 3.2.3, ces appareils constituant la majorité des appareillages destinés à cette application dans la recherche et les laboratoires. Pour détecter la présence de plomb dans les peintures, il faut disposer d’un rayonnement primaire suffisamment énergétique pour perturber la couche K de l’atome de plomb (énergie de liaison de 88 keV), d’une part, et pour pénétrer une épaisseur significative de peinture, puisque, s’agissant de peintures anciennes, on peut s’attendre à plusieurs couches superposées. Pour ce faire, il faudrait disposer d’un générateur électrique portatif de plus de 100 kV. Si cette application a été autorisée un temps, elle ne l’est plus aujourd’hui. Les sources radioactives utilisées sont le cadmium-109 et le cobalt-57.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Tableau 4.7. Caractéristiques des radionucléides utilisés pour la détection du plomb.

Type de radionucléide Énergies γ et % d’émission Activité utilisée

Période

109

Cd 22 keV à 83 % 25 keV à 17 % 88 keV à 4 % 370 MBq 740 MBq 1 480 MBq 462,6 jours

57

Co 14 keV à 9 % 122 keV à 86 % 137 keV à 11 % 370 MBq 444 MBq 555 MBq 271,8 jours

A priori le cobalt-57 a une plus grande efficacité puisque son rayonnement est plus énergétique. L’activité pourra donc être plus faible. Cependant sa période est nettement plus courte, donc il faudra remplacer plus rapidement la source, d’où un coût et une immobilisation supplémentaires. Les rayonnements moins énergétiques vont exciter les couches plus éloignées de l’atome, et confirmer la présence de plomb. Principe de fonctionnement : Un électron d’une couche électronique de l’atome du métal à détecter est éjecté par effet photoélectrique provoqué le rayonnement primaire du cadmium-109 ou du cobalt-57. Un « réarrangement » du cortège électronique va se produire, par migration d’un électron d’une couche plus éloignée vers la couche qui comporte la lacune (énergies de liaison de la couche L : 14,3 keV et de la couche M : 2,9 keV). Cette transition s’accompagne de l’émission d’une raie X caractéristique, dont l’énergie est une « signature » de l’atome métallique recherché. Les énergies des raies X seront donc : 88 − 14,3 = 73,7 keV et 88 − 2,9 = 84,1 keV. Il suffit donc d’identifier et de quantifier ces raies, grâce à un détecteur inclus dans l’appareil, pour déterminer la teneur en plomb (ou autre métal) de la surface analysée. (Pour en savoir plus sur les couches électroniques : voir chapitres 1 à 3 de l’ouvrage Principes de radioprotection – réglementation, [T1].)

Figure 4.24. Appareil Niton. Source utilisée : cadmium-109 (photo Fondiselectronic).

Figure 4.25. Appareil Leadstar. Source utilisée : cobalt-57 (photo Arelco).

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Figure 4.26. Détecteur LPA1 (photo laboratoires Protec).

Cette application des substances radioactives scellées est celle qui connaît actuellement le plus grand développement industriel en France. Elle n’a pas de méthode concurrente « non nucléaire » qui soit aussi efficace, facile d’emploi, et moins onéreuse. Le transport de ces sources s’effectue sous colis excepté (code UN 2911). Les transports par route sont autorisés, y compris par véhicule à 2 ou 3 roues si transport pour compte propre. Les transports en commun sont interdits. A priori, les utilisateurs n’ont pas besoin d’être classés A ou B (à démontrer par l’étude de poste de travail). On peut raisonnablement indiquer que les seuls risques associés à ces appareils sont l’incendie, le vol ou la perte de l’appareil et l’accident routier. Leur détention et utilisation sont soumises à une demande d’autorisation spécifique auprès de l’ASN. La PCR est obligatoirement le contrôleur lui-même (entreprise individuelle), ou éventuellement un salarié (s’il en existe) de l’entreprise. Les contrôles obligatoires sont les mêmes que pour toute source scellée. Cependant, il est possible d’obtenir une dérogation (à demander dans le cadre de l’autorisation vue ci-dessus) pour les contrôles internes mensuels et annuels. Les contrôles restant à charge sont alors le contrôle à la mise en service (réalisé par le fournisseur) et les contrôles externes annuels (voir paragraphe 10.2 du chapitre 10 « Exemples d’études de postes »).

4.2.6. Détecteurs à capture électronique 4.2.6.1. Chromatographie en phase gazeuse Ces appareils fonctionnent avec une source déposée sur une paroi de chambre de mesure dans laquelle circule un gaz à analyser. Par principe, la source est un émetteur β de faible énergie (tableau 4.8). Le principe de fonctionnement est décrit au chapitre 5 de l’ouvrage Principes de radioprotection – réglementation. Bien que la détention et l’utilisation de ces sources soient soumises à autorisation (il faut donc une PCR dont la fonction ne peut être externalisée...), il n’y a aucun risque radiologique.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Tableau 4.8. Caractéristiques des radionucléides utilisés pour la chromatographie en phase gazeuse.

Type de radionucléide Énergie β max. Activité utilisée Période

63

Ni 66 keV à 100 % 500 MBq 100 ans

3

H 19 keV à 9 % 7,4 TBq 12,3 ans

Il serait possible que la réglementation évolue par rapport à ces sources, et qu’une déclaration suffise (en attente d’une décision ASN). Nous restons prudents sur cette éventualité et nous engageons le lecteur à suivre les évolutions réglementaires sur ce point. En effet, en exposition externe, l’énergie des rayonnements β est trop faible pour franchir la couche basale de l’épiderme. Il n’y a pas de risque d’exposition interne en situation normale, la source étant inaccessible. En cas de perte de matière, l’appareil ne fonctionnera plus correctement, et c’est ce dysfonctionnement qui est le meilleur indicateur d’une perte de confinement. Quand bien même l’intégralité de l’activité serait dispersée, hypothèse d’école en cas d’un incendie, la dose efficace engagée reste très faible. Le personnel n’a pas à être classé A ou B.

Figure 4.27. Appareil de chromatographie en phase gazeuse 450 GC (photo Varian SA).

Exercice 4.2. Calculer la dose engagée en cas de dispersion brutale et homogène de chacune des sources ci-dessus, dans un petit local de 20 m3 , pour un personnel qui resterait sur place pendant 1 minute (temps d’évacuation suite à incendie ?). Les contrôles obligatoires sont toujours les contrôles à la mise en service, les contrôles mensuels, les contrôles annuels interne et externe. Il faut demander à l’ASN une dérogation aux contrôles internes mensuels internes et au contrôle annuel interne dans le cadre de la demande d’autorisation de détention et d’utilisation et être très attentif au déroulement du contrôle externe.

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Exercice 4.3. De la pertinence des contrôles et moyens de mesure sur ce genre d’équipements Que penser d’un contrôle de l’exposition externe, réalisé par exemple avec un radiamètre ou une chambre d’ionisation ? Que penser d’un contrôle de contamination surfacique avec un contaminamètre équipé par exemple d’une sonde β mou ?

4.2.6.2. Détection des gaz et explosifs Ces appareils portatifs (« fuitmètres », « pistolets ioniseurs » et autres) sont basés sur le même principe que les chromatographes, et fonctionnent avec les mêmes radionucléides (370 MBq de nickel-63 par exemple). La nature des risques, les contrôles et les démarches réglementaires sont identiques à ceux du paragraphe précédent. Le transport de ces sources s’effectue sous colis excepté (code UN 2911). Les transports par route sont autorisés, y compris par véhicule à 2 ou 3 roues si le transport est fait pour compte propre. Les transports en commun sont interdits. On peut raisonnablement indiquer que les seuls risques associés à ces appareils sont : l’incendie, le vol ou la perte de l’appareil et l’accident routier.

4.2.7. Détecteurs de fumées Principe : Un courant d’ionisation créé par le rayonnement α émis par l’américium-241 est perturbé par les particules de fumées présentes dans l’air. L’activité présente est de 37 kBq pour les sources les plus anciennes, 3,7 kBq pour les sources les plus récentes (figure 4.29). Ces sources peuvent toujours être utilisées. Par contre leur commercialisation n’est plus autorisée, car il existe des méthodes aussi efficaces faisant appel à des technologies par rayonnement infrarouge n’utilisant pas les sources de rayonnement (principe de justification). Il ne faut pas démonter les détecteurs, particulièrement les anciens (figure 4.28) : la source est accessible, et contaminante par contact.

4.2.8. Sources étalons On peut trouver des sources scellées de taille et de forme variable (figures 4.30 et 4.31), ayant une activité de l’ordre du kBq, qui sont destinées à l’étalonnage (d’appareils de radioprotection par exemple). Les sources scellées d’étalonnage ont une activité de l’ordre du kBq pour les sources α, de 1 à 104 Bq pour les sources β ponctuelles (0,1 à 4.103 kBq pour les sources étalées), de 1 à 5.103 kBq pour les sources γ (jusqu’à 5 MBq pour l’étalonnage des tableaux de contrôle des rayonnements et chaînes de détection de sûreté implantés dans les installations nucléaires). Les « petites sources » ont une activité en dessous du seuil d’exemption ». Elles ne présentent pas de risque d’exposition externe à distance et le transfert d’activité dans l’atmosphère, en cas d’incendie par exemple, ne présente qu’un risque négligeable.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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Figure 4.28. Détecteur de fumée avec source d’américium-241, démonté, ancien modèle (photo B. SCHAFER).

Figure 4.29. Détecteur de fumée avec source d’américium-241, démonté, modèle actuel.

Il faut se méfier du risque d’exposition de la peau et des extrémités au contact des sources (manipulation à la main, transport dans une poche), particulièrement pour les sources β. Une source étalée (φ = 44 mm) de 4 kBq de strontium-90 - ytttrium-90 délivre au contact de la peau, au niveau de la couche basale de l’épiderme, un débit de dose absorbée de 2 mSv.h−1 (pour compléter : voir le calcul de débit de dose au contact au chapitre 5 : « Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée »).

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Figure 4.30. Sources étalons étalées (photo LEA CERCA).

Figure 4.31. Sources étalons gamma (photo LEA CERCA).

Il faut se méfier également du risque de contamination cutanée, en particulier pour les sources α électrodéposées. Pour ces deux raisons, on ne doit jamais prendre une source à la main, mais la tenir par les bords, et/ou prendre une pince.

4.3. Correction des exercices et des questions Exercice 4.1

Figure 4.32. Colis écrasé (exercice) – mesures par la CMIR.

Figure 4.33. Exemple de colis type A.

Le flacon contient 10 ml de solution aqueuse d’iode-131 d’activité spécifique 1 GBq.ml−1 . L’activité totale contenue dans le flacon est donc de A = 10 ml×1 GBq.ml−1 = 10 GBq = 1.1010 Bq. L’iode est un corps très volatil (c’est élémentairement un gaz. . .). Il va se répandre très rapidement dans l’air du local, et les hypothèses de calcul sont ici assez proches de la réalité.

4 – Substances radioactives sous forme scellée

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L’activité volumique de l’air, supposé contaminé instantanément et de façon homogène est : Av = 1.1010 Bq / 2 000 m3 = 5.106 Bq.m−3 . L’activité inhalée en 2 minutes par les opérateurs est de : Ainh = 5.106 Bq.m−3 × 1,2 m3 .h−1 × (2/60) = 2.105 Bq. La DPUI la plus pénalisante de l’iode-131 est 2.10−8 Sv.Bq−1 . La dose efficace engagée pour les personnels présents est donc de : E = 2.105 Bq × 2.10−8 Sv.Bq−1 = 4 mSv. Ce qui est beaucoup en 2 min... et constitue une approche plus réaliste que l’exemple d’application du corps de texte. Exercice 4.2 On applique le même raisonnement que pour l’exercice 4.1. • Cas du nickel-63 Av = 5.108 Bq / 20 m3 = 2,5.107 Bq.m−3 . L’activité inhalée en 1 min par les opérateurs est de : Ainh = 2,5.107 Bq.m−3 × 1,2 m3 .h−1 × (1/60) = 5.105 Bq. La DPUI la plus restrictive du nickel-63 est 2.10−9 Sv.Bq−1 . La dose efficace engagée pour les personnels présents est donc de : E = 5.105 Bq × 2.10−9 Sv.Bq−1 = 1 mSv. • Cas du tritium Av = 7,4.1012 Bq/20 m3 = 3,7.1011 Bq.m−3 . L’activité inhalée en 1 min par les opérateurs est de : Ainh = 3,7.1011 Bq.m−3 × 1,2 m3 .h−1 × (1/60) = 7,4.109 Bq. La DPUI la plus restrictive du tritium1 est 1,8.10−15 Sv.Bq−1 . La dose efficace engagée pour les personnels présents est donc de : E = 7,4.109 Bq × 1,8.10− Sv.Bq−1 = 13 μSv. 1

En général, on considère que le tritium gaz se transforme en vapeur d’eau tritiée, et on applique la DPUI correspondante, qui est beaucoup plus pénalisante. Dans le cas présent, le temps d’exposition est court, il s’agit d’un incendie, donc on peut raisonnablement penser que le tritium n’est pas encore sous forme d’eau tritiée.

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Exercice 4.3 On ne répétera jamais assez que les rayonnements β d’énergie inférieure à 100 keV ne peuvent traverser l’écran constitué par la couche morte de la peau. Le tritium et le nickel-63 ne provoquent donc aucune exposition externe, et il n’est pas techniquement nécessaire de mesurer un risque qui n’existe pas. De toutes façons, les appareils ne donneraient aucun résultat. La dispersion de la matière radioactive d’un chromatographe n’est pas techniquement impossible, bien que nous n’ayons pas connaissance d’incidents de ce genre. La première conséquence est le dysfonctionnement de l’appareil, qui sera le premier, et le meilleur indice de détection d’une fuite de matière. Par ailleurs on a vu (exercice 4.2) que le risque associé à la dispersion de matière, dans des situations hypothétiques extrêmes, est négligeable. Enfin, force est de constater que la recherche de contamination surfacique à l’aide d’une sonde β mou est inutile, la dite sonde ne répondant pas à ces énergies. On détecte le rayonnement du nickel-63 avec les contaminamètres RadEye (APVL) et minitrace β (Saphymo), de façon qualitative, sans garantie de rendement. La seule méthode quantitative sérieuse est l’analyse par scintillation liquide d’un frottis réalisé à l’aide d’un support soluble dans un solvant scintillant.

5

Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

5.1. Générateur X 5.1.1. Formule permettant de calculer le débit de dose dans le faisceau Le débit de dose, à une distance d de la cible, est une fonction de la forme : ◦

D=k×

Z × I × V2 . f(d)

Avec : ◦

D : débit de dose absorbée en Gy.h−1 , k : coefficient dépendant de la technologie de l’appareil et des modalités d’utilisation, et des unités utilisées dans la formule, Z : numéro atomique de la cible, I : courant électronique généré par le filament entre la cathode et la cible, en mA, V : haute tension entre la cathode et la cible, exprimée en kV, V intervient à la fois sur le nombre d’interactions des électrons incidents avec les atomes de la cible, et sur l’énergie du rayonnement de freinage émis par la cible. La proportionnalité du débit dose par rapport au carré de la haute tension est bien vérifiée expérimentalement. f(d) : fonction de la distance d entre le foyer de la cible et le point de mesure. En théorie, f(d) = d 2 , selon la loi de l’angle solide. Mais l’émission de rayonnement de freinage n’est pas isotrope, le débit de fluence de photons X créés et leur énergie dépendant de l’angle d’émission par rapport à l’axe du faisceau d’électrons incident. L’angle d’ouverture du faisceau est par ailleurs plus ou moins limité par la fenêtre et le diaphragme. On a vu par ailleurs qu’au faisceau principal se rajoutait du rayonnement diffusé. Enfin ce rayonnement principal est atténué par l’air traversé, ce qui durcit son spectre.

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Générateur X diffraction 40 kV 20 mA cible Mo fenêtre Be sans filtration

débit de dose dans le faisceau en Gy/h

10000

1000 mesures 100

loi en 1/d 1/d2

10

1 0

10

20

30

40

50

60

70

distance cible du foyer - point de mesure en cm

Figure 5.1. Évolution du débit de dose en fonction de la distance au foyer de la fenêtre. Cas d’un générateur X à faisceau fin (mesures avec chambre d’ionisation Baldwin sous 2,5 mg.cm−2 ).

Générateurs X industriels à faisceau large

débit de dose dans le faisceau en Gy/h

10

eresco 120 kV 1 mA W 1

eresco 100 kV 1 mA loi en 1/d loi en 1/d eresco 150 kV 1 mA W

0,1

loi en 1/d

0,01 0

20

40

60

80

100

120

distance foyer de la cible - point de mesure en cm

Figure 5.2. Évolution du débit de dose en fonction de la distance au foyer de la fenêtre. Cas d’un générateur X à faisceau large (mesure avec chambre d’ionisation Babyline sous 300 mg.cm−2 ).

Dans la pratique, à très courte distance du foyer de la cible, f(d) =1, puis f(d) tend vers d, dans le cas d’un faisceau fin (faisceau diaphragmé ou fuite de rayonnement), aussi bien qu’en faisceau large. Cette formule ne peut être utilisée qu’en valeur relative, pour un appareil déterminé, dans des conditions de fonctionnement également déterminées (filtration, diaphragme, dispositifs irradiés...). Autrement dit, le coefficient k n’est pas directement ni théoriquement accessible. Une mesure de référence (attention, car c’est une procédure à risques !) doit être effectuée préalablement, avec un appareillage permettant la mesure dans les hauts débits de

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

81

dose. En l’absence de mesures dans le faisceau direct, on pourra estimer les niveaux de risque à partir des valeurs fournies dans le paragraphe suivant.

5.1.2. Rayonnement diffusé Il n’y a pas de formule permettant de calculer le rayonnement diffusé autour d’un faisceau de générateur X (voir paragraphe 3.3.2).

5.2. Accélérateurs de particules lourdes chargées Les deutons et les protons, produits et accélérés dans les accélérateurs, ont des parcours qui atteignent et vont au-delà de la couche basale de l’épiderme (voir paragraphe 3.2.4). Ils créent des débits de dose tels que des effets biologiques à caractère déterministe sont inéluctables. Il faut également se méfier des rayonnements secondaires, γ et neutrons. Compte tenu de la spécificité de ces machines, il est judicieux pour la PCR concernée de se rapprocher des spécialistes du CEA, du CNRS, du CERN, travaillant sur ces appareillages. Elles sont au fait des difficultés de radioprotection rencontrées, et peuvent faire part de leurs expériences dans le domaine.

5.3. Rayonnements émis par les sources radioactives 5.3.1. Rayonnement α Le rayonnement α, quelle que soit son énergie, a un parcours dans la matière très court, tel qu’il ne franchit pas la couche morte de l’épiderme (7 mg.cm−2 soit 70 μm). Il n’y a donc pas de risque d’exposition externe, à distance ou au contact de la source de rayonnements. Il faut toutefois se méfier des rayonnements secondaires éventuellement créés par interaction nucléaire α-matière, tels que les neutrons émis par les sources d’américium241-béryllium. (voir paragraphe 4.2.4 consacré aux densimètres-humidimètres).

Pour en savoir plus sur l’unité g.cm−2 ou mg.cm−2 Cette unité correspond à « l’épaisseur massique em ». Pour un matériau donné (peau, verre, aluminium, plomb, etc.) disposé en couche d’une épaisseur quelconque e, la valeur de l’épaisseur massique correspond à la masse de 1 cm2 découpé dans cette couche. Utiliser l’épaisseur massique em permet de s’affranchir de l’état de la matière. Qu’elle soit solide, liquide ou gazeuse, la valeur est toujours la même. L’épaisseur « linéique » e, en cm, se déduit de em par la formule suivante : e = em /ρ.

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ρ étant la masse volumique du matériau en couche, exprimée en g.cm−3 , em étant exprimée en g.cm−2 , e étant en cm. Attention aux unités. . . Exemple : l’épaisseur massique standard de la peau est de 7 mg.cm−2 , soit 7.10−3 g.cm−2 . La masse volumique de la peau est de 1 g.cm−3 (≈ masse volumique de l’eau). L’épaisseur « linéique » est donc e = 7.10−3 /1 = 7.10−3 cm = 7.10−5 m = 70 μm Exercice 5.1. Calculer les épaisseurs linéiques correspondant à l’épaisseur massique de tissus mous de 300 mg.cm−2 , et de 1 g.cm−2 (épaisseurs de référence pour l’exposition de l’organisme en profondeur).

5.3.2. Rayonnement β Le rayonnement β peut provoquer des débits de dose très élevés, particulièrement à la couche basale de l’épiderme. La condition géométrique la plus défavorable est évidemment le contact avec la source de rayonnement suite par exemple à la prise de la source à la main, ou la contamination de la peau. Lorsque la source β, ou β − γ, est conditionnée dans une enveloppe en acier, aluminium ou verre, le rayonnement β est arrêté (voir chapitre 6 : « Estimation des épaisseurs d’écran »), seule la composante γ est à prendre en compte. L’estimation du débit de dose dû au rayonnement β n’est pas simple, car ce débit de dose dépend de la distance à la source, comme le rayonnement γ, mais aussi de l’absorption de tout ou partie de son énergie dans l’air entre la source et le point de mesure. Enfin, ce qu’on appelle un rayonnement β d’énergie E (sous-entendu énergie maximale) est en fait constitué d’un ensemble de rayonnements dont l’énergie varie de façon continue de 0 à E keV, avec une énergie moyenne de E/3 (avec une précision pouvant varier jusqu’à 20 %). Par différentes méthodes, on peut estimer l’ordre de grandeur du débit de dose au contact, à 10 cm, à 30 cm, et à 1 m, en utilisant d’une part le guide pratique « radionucléides et radioprotection » [T2], et d’autre part, les courbes de la CIPR. Exemple : estimation des débits de dose dus à 1 GBq de thallium-204, à différentes distances de la source (Utilisation du Guide Pratique Radionucléides et Radioprotection [T2]). Le thallium-204 est un émetteur β pratiquement pur, d’énergie EβMax est de 763 keV à 98 % (paragraphe « principales émissions »), soit une énergie moyenne Em = 763/3 = 254 keV. On peut considérer la source comme étant ponctuelle, compte tenu de l’activité massique indiquée de 1,71.1013 Bq.g−1 . En effet 1 GBq correspond à 0,06 mg. . . L’ordre de grandeur du débit de dose au contact est indiqué sur la figure 5.3 à l’extrême droite de l’encadré « exposition externe » : une goutte de 1 Bq sur la peau délivre à la couche basale de l’épiderme, sous 7 mg.cm−2 , un débit d’équivalent de dose ◦

de 7,1.10−1 μSv.h−1 , soit 7,1.10−7 Sv.h−1 . 1 GBq délivre donc un débit de dose D0 = 7,1.10−7 Sv.h−1 × 109 Bq = 710 Sv.h−1 . . . Le débit de dose à 30 cm est donné sur la figure 5.3 à l’extrême gauche de l’encadré « exposition externe » : ds = 9,5.10−5 μSv.h−1 pour 1 Bq, pour les β et électrons.

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

Figure 5.3. Fiche caractéristique du Thallium-204.

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Pour 1 GBq, le débit de dose à la couche basale de l’épiderme est donc de : ◦

D0 = 9,5.10−11 Sv.h−1 × 109 Bq = 9,5.10−2 Sv.h−1 = 95 mSv.h−1 .

Débit de dose à 10 cm et à 1 m d'une β/s source émettant 3,7.107 β

100

mGy.h-1 dans l'air

10

1

0,1

0,01 0

0,5

1

1,5

2

2,5

3

3,5

Énergie en MeV Figure 5.4. Débit de dose du au rayonnement β en fonction de son énergie EβMax .

Utilisation de la courbe donnant le débit de dose figure 5.4 [Principes de radioprotection – réglementation, – figure 7.3] : on constate que : – il faut une énergie EβMax ≥ 300 keV pour provoquer une exposition de la couche basale de l’épiderme, à 10 cm de la source ;

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

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– le débit de dose à 10 cm est sensiblement constant, quelle que soit l’énergie du rayonnement, à partir de ce seuil ; – il faut une énergie EβMax ≥ 600 keV pour provoquer une exposition de la couche basale de l’épiderme, à 1 m. Revenons à notre exemple de source de 1 GBq de thallium-204 : le rayonnement β émis est de 0,98.109 β.s−1 (pourcentage d’émission de 98 %. En général le rayonnement β est émis à 100 %). D’après la figure 5.5, une activité de 3,7.107 β.s−1 pour une énergie de 763 keV provoque un débit de dose à 10 cm de 33 mGy.h−1 , et de 0,025 mGy.h−1 à 1 m. ◦

Donc D10 = 33 × (0,98.109 /3,7.107 ) = 874 mSv.h−1 . ◦ Donc D100 = 0,025 × (0,98.109 /3,7.107 ) = 0,66 mSv.h−1 . Débit de dose en fonction de la distance. Source ponctuelle de 1 GBq de 204Tl 1,E+06 1,E+05

mSv/h

1,E+04 1,E+03 1,E+02 1,E+01 1,E+00 1,E-01

0

20

40

60

80

100

120

cm

Figure 5.5. Évolution du débit de dose dû au rayonnement β en fonction de la distance à la source.

Exercice 5.2. Estimation des débits de dose dus à une source de krypton-85 dont l’activité est de 370 MBq, le gaz étant contenu dans une ampoule en verre munie d’une fenêtre mince. On suppose que la fraction d’énergie perdue par les rayonnements au travers de cette fenêtre est négligeable. Le rayonnement émis est directif, puisque le verre absorbe les rayonnements β. Exercice 5.3. Estimation des débits de dose dus au rayonnement β du césium-137, dans le cas d’une source d’étalonnage de 10 kBq, dont on suppose que le vernis n’absorbe pas ledit rayonnement.

5.3.3. Rayonnement γ et X Le débit de dose à 1 m peut être déterminé de plusieurs façons : la plus simple est d’utiliser le Guide Pratique Radionucléides et Radioprotection [T2].

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Figure 5.6. Fiche caractéristique du krypton-85.

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

Figure 5.7. Fiche caractéristique du césium-137.

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Il existe par ailleurs des formules approchées, à utiliser avec précautions (Pour les rayons X produits par un générateur, voir paragraphe 5.1). Dans tous les cas de figures, on prendra comme hypothèse que la source est toujours considérée comme ponctuelle. Cette hypothèse est valable dès lors que la distance de la source au point de mesure est au moins égale à la plus grande dimension de la source (l’erreur ainsi occasionnée donne une valeur par excès de l’ordre de 10 %). En prenant deux fois la dimension de la source, vous vous garantissez encore mieux de l’approximation. C’est pratiquement toujours le cas avec les sources scellées à usage industriel, l’activité massique étant très élevée (4 TBq d’iridium-192 correspondent à une masse de 11,7 mg, soit un volume quasi nul de 5.10−4 mm3 ).

Pour en savoir plus sur l’assimilation d’une source de dimensions finies à une source ponctuelle Le calcul montre que le débit de dose d’une source ponctuelle d’activité A à une distance D est supérieur de 12 % au débit de dose dû à une source circulaire plane de même activité, à la même distance D, et de diamètre Φ = D. Cet écart tombe à 3 % si la distance devient égale à deux fois le diamètre de la source (D = 2 × Φ). Il existe deux possibilités. Première possibilité : la source est utilisée pour son rayonnement γ d’énergie moyenne ou élevée (cas général du cobalt-60, césium-137, iridium-192...). La source est, dans ce cas, scellée sous enveloppe inox, voire sous double enveloppe (source scellée sous forme spéciale). On s’intéresse au débit de dose en profondeur dans l’organisme, sous 1 g.cm−2 . On prend comme valeur de référence, soit dp(γ et X) à 30 cm (source à nu), soit le débit de dose à 1 m du flacon. Remarque : on remarque que, pour des énergies moyennes ou fortes, dp et ds (γetX) à 30 cm (source à nu) ont pratiquement la même valeur, ce qui signifie que les débits de dose à la couche basale de l’épiderme et en profondeur dans les tissus sont à peu près les mêmes. La prise en compte de la distance par rapport à la source se fait par application de la loi de l’inverse du carré de la distance (1/d2 ), à partir de ces valeurs à 30 cm ou 1 m (voir Principes de radioprotection – réglementation, paragraphe 7.3.1.1). Exemple : calcul du débit de dose à différentes distances d’une source de gammagraphie de 4 TBq d’iridium-192. Prendre la valeur à 1 m du flacon, et corriger en fonction de la distance. Le débit de dose à 1 m du flacon est de 1,4.10−7 μSv.h−1 .Bq−1 , soit 1,4.10−13 Sv.h−1 .Bq−1 . ◦

Pour 4 TBq on a : D = 4.1012 Bq × 1,4.10−13 Sv.h−1 .Bq−1 = 0,56 Sv.h−1 à 1 m. À 5 mm, au contact du porte-source, on a par application de la loi de l’inverse du carré ◦

de la distance : D = 0,56 Sv.h−1 ×(1 000/5)2 = 22 400 Sv.h−1 = 6,2 Sv.s−1 (effets biologiques déterministes garantis...). À ces valeurs élevées produisant des effets déterministes, on utilise le Gy et non le Sv qui est une unité conçue spécialement pour les faibles doses...

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

Figure 5.8. Fiche caractéristique de l’iridium-192.

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À 400 m, on a : ◦

D = 0,56 Sv.h−1 × (1/400)2 = 3,5.10−6 Sv.h−1 = 3,5 μSv.h−1 . Exercice 5.4. Calculer le débit de dose à 1 m pour 4 TBq en partant de la valeur dp à 30 cm. Exercice 5.5. Calculer la distance de balisage de la zone d’intervention autour de cette source. Deuxième possibilité : la source est utilisée pour son rayonnement γ ou X d’énergie faible (cas de l’américium-241, du cadmium-109 ou du cobalt-57, etc.). La source dispose alors d’une fenêtre mince. On procède comme dans le cas précédent, et on détermine ainsi les débits de dose en profondeur dans l’organisme. Mais la présence d’un γ ou d’un X de faible énergie fait que le débit de dose au niveau de la couche basale de l’épiderme va être sensiblement plus élevé qu’en profondeur dans l’organisme, au moins à courte distance de la source, si la source est à nu ou simplement dotée d’une fenêtre mince. Il est judicieux dans ce cas d’estimer cette valeur, à 30 cm, en utilisant la valeur ds(γ et X) . Exercice 5.6. Calculer le débit de dose dû à 37 GBq d’américium-241, utilisé par exemple en jauge d’épaisseur de feuilles de papier (absorption des α) ou d’un produit organique léger, colle par exemple (atténuation des γ de faible énergie), au contact, à 30 cm et à 1 m. Calcul à l’aide de la formule empirique (voir paragraphe 7.3.1.1 de l’ouvrage Principes de radioprotection – réglementation) ◦

D = 1,3.10−10 × A × E × (i/100). Avec : ◦

D

en mGy.h−1 à 1 m,

A

en Bq,

E : énergie du rayonnement γ en MeV, i : pourcentage d’émission. Cette formule est bonne, puisque étant une simplification du vrai calcul de débit de dose. Cependant, si on l’applique à l’iridium-192, avec les énergies γ indiquées au tableau n˚103, on trouve : 0,28 Gy.h−1 à 1m pour 4 TBq, soit sensiblement la moitié de la valeur vraie.

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

Figure 5.9. Fiche caractéristique de l’américium-241.

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Exercice 5.7. Chercher l’erreur. . . (ou de l’utilisation hâtive de certaines formules). La formule des années 70 Une « recette de cuisine » avait à l’époque l’avantage d’être simple, pour tous les radionucléides, et l’inconvénient d’être à peu près fausse, pour tous les radionucléides, sauf le radium-226 (légère surestimation) et le cobalt-60 (légère sous-estimation) : 1 Ci (curie) à 1 m donne 1 rad.h−1 . Soit, avec les unités actuelles : 37 GBq à 1 m donnent 10 mGy.h−1 . Remarque : – 37 GBq de radium-226 ⇒ 9,3 mGy.h−1 à 1 m, – 37 GBq de cobalt-60 ⇒ 12,2 mGy.h−1 à 1 m.

5.3.4. Neutrons Il n’y a pas de moyen simple et général pour estimer le débit de dose équivalente à distance d’une source de neutrons. Les deux sources émettrices de neutrons utilisés dans l’industrie, hors électronucléaire, sont le californium-252 (activation des matériaux, détection de matériaux organiques) et l’américium-241-béryllium (mesure de l’humidité dans les sols). On utilisait auparavant du radium-226-béryllium. Le californium-252 fait l’objet d’une fiche du Guide Pratique Radionucléides et Radioprotection [T2]. Le calcul du débit de dose équivalente dû aux neutrons est de même nature que celui réalisé pour les γ. Il convient de porter attention aux débits de dose qui peuvent être très élevés. La composante neutronique du débit de dose équivalente rencontré dans l’utilisation des gammadensimètres-humidimètres (source d’américium-241-béryllium) est faible au regard de la composante γ du césium-137, l’autre source contenue dans ces appareils, au contact de ceux-ci. Elle devient non négligeable à distance. Cette composante dépend des conditions opératoires et du taux d’humidité décelé. La valeur de ce débit de dose équivalente n’est accessible que par la mesure. Ces valeurs sont en général fournies par le constructeur, qui mentionne explicitement « mesures neutrons ». Dans tous les cas, il faut s’assurer que l’appareil de mesure utilisé est bien un détecteur de neutrons (pas une chambre d’ionisation ni un radiamètre...) et vérifier la date de construction de l’appareil et sa date d’étalonnage. En effet ces appareils intègrent dans leur logiciel de traitement de l’information le facteur de pondération radiologique, qui a changé de valeur en 2003 (ex « facteur de qualité »).

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

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5.4. Correction des exercices Exercice 5.1 On applique la formule donnée dans le texte : e = em /ρ en prenant garde aux unités. ρ est la masse volumique des tissus mous de l’organisme, prise égale à 1 g.cm−3 (eau) 1) em = 300 mg.cm−2 = 0,3 g.cm−2 : e = 0,3/1 = 0,3 cm = 3 mm. 2) em = 1 g.cm−2 : e = 1/1 = 1 cm. Exercice 5.2 On constate que l’énergie EβMax est de 687 keV à 100 %, soit une énergie moyenne : Em = 687/3 = 229 keV. Le Guide Pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] donne les valeurs suivantes : 1 Bq au contact : sans objet (parce que le 85 Kr est un gaz rare, et qu’on ne peut imaginer une goutte contenant ce gaz !). Il faut donc estimer ce débit de dose à partir d’un autre radionucléide, solide, ayant une énergie EβMax proche : béryllium-10 (7.10−1 μSv.h−1 pour 556 keV) et thallium-204 (7,1.10−1 μSv.h−1 pour 763 keV). Ce débit de dose au contact est relativement constant dans cette gamme d’énergie, il croît avec les énergies plus élevées (phosphore-32, strontium-90 - yttrium-90). Donc 1 Bq au contact : 7.10−1 μSv.h−1 = 7.10−7 μSv.h−1 . 1 Bq à 30 cm : 1,1.10−4 μSv.h−1 = 1,1.10−10 Sv.h−1 . Pour 370 MBq = 3,7.108 Bq : ◦

D0 = 7.10−7 Sv.h−1 × 3,7.108 Bq = 259 Sv.h−1 . ◦

D30 = 1,1.10−10 Sv.h−1 × 3,7.108 Bq = 41 mSv.h−1 . La courbe de la CIPR donne les valeurs suivantes : 34 mGy/h à 10 cm, et 0,018 mGy/h à 1 m. On a donc : ◦

D10 = 34 × (3,7.108 /3,7.107 ) = 340 mSv.h−1 .

◦

D100 = 0,018 × (3,7.108 /3,7.107 ) = 0,18 mSv.h−1 . Exercice 5.3 EβMax1 = 512 keV à 95 %, soit une énergie moyenne Em = 171 keV. EβMax2 = 1173 keV à 5 %, soit une énergie moyenne Em = 391 keV. Le Guide Pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] donne les valeurs suivantes : 1 Bq au contact : 7,1.10−1 μSv.h−1 = 7,1.10−7 μSv.h−1 (voir analogie avec exercice précédent). 1 Bq à 30 cm : 1.10−4 μSv.h−1 = 1.10−10 Sv.h−1 (voir analogie avec exercice précédent).

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Pour 10 kBq = 104 Bq, on a donc : ◦

D0 = 7,1.10−7 Sv.h−1 × 104 Bq = 7,1 mSv.h−1 (non négligeable !) ◦

D30 = 1.10−10 Sv.h−1 × 104 Bq = 1 μSv.h−1 . Remarque : le rayonnement γ n’intervient pratiquement pas au niveau du débit de dose au contact (quelques %). La courbe CIPR donne les valeurs suivantes : 35 mGy/h à 10 cm, et 0 à 1 m, pour EβMax1 = 512 keV. 32 mGy/h à 10 cm, et 0,09 m Gy/h à 1 m, pour EβMax2 = 1 173 keV. D’où : ◦

D10 = 35 × (104 /3,7.107 ) × 0,95 + 32 × (104 /3,7.107 ) × 0,05 = 9,4 μSv.h−1 ◦

D100 = 0 + 0,09 × (104 /3,7.107 ) × 0,05 = 1,2.10−3 μSv.h−1 . Exercice 5.4 Pour 1 Bq, à 30 cm en γ et X dp = 1,5.10−6 μSv.h−1 = 1,5.10−12 Sv.h−1 . ◦

Pour 4 TBq, D30 = 1,5.10−12 Sv.h−1 × 4.1012 Bq = 6 Sv.h−1 . ◦

À 1 m, D1 m = 6 Sv.h−1 × (30/100)2 = 0,54 Sv.h−1 . Exercice 5.5 Soit di la distance du balisage à la source. Le débit de dose de la limite de zone ◦

d’intervention, pour un chantier extérieur, est Di = 2,5 μSv.h−1 . ◦

On sait par ailleurs que D1 m = 0,54 Sv.h−1 .

◦

◦

La loi de  l’inverse du carré de la distance s’écrit ici : (D1 m /Di ) = (di /1)2 . ◦  ◦  Soit di = D1 m /Di = (0,54.106 /2,5) = 464,7 m. Il faut de la ficelle et des piquets... Et une bonne condition physique ! Exercice 5.6 Eγ = 14 keV (43 %), 26 keV (2 %), 60 keV (36 %). Au contact : Les électrons émis ont une énergie trop faible pour provoquer un débit de dose. Les α ne provoquent pas de débit de dose par exposition externe. Le débit de dose au contact est donc provoqué uniquement par les γ et X de faible énergie. Une goutte de 1 Bq provoque un débit de dose de 9,2.10−3 μSv.h−1 = 9,2.10−9 Sv.h−1 . L’ordre de grandeur du débit de dose au contact de 37 GBq d’américium-241 est donc de : ◦ D0 = 9,2.10−9 Sv.h−1 × 37.109 Bq = 340 Sv.h−1 (!) À 30 cm, le débit de dose à nu, à la couche basale de l’épiderme (sous 7 mg.cm−2 ) est de : ◦

D30(0,07) = 5,3.10−13 Sv.h−1 × 37.109 Bq = 19,6 mSv.h−1 .

5 – Détermination pratique du débit de dose dû à un générateur X ou une source scellée

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À 30 cm, le débit de dose à nu, en profondeur dans l’organisme (sous 1 g.cm−2 ) est de : ◦

D30(10) = 1,5.10−13 Sv.h−1 × 37.109 Bq = 5,6 mSv.h−1 . À 1 m, par application de la formule précédente et de la loi en 1 /d2 : ◦

D100(10) = 5,6 mSv.h−1 × (30/100)2 = 0,5 mSv.h−1 . Remarque : en utilisant la valeur donnée à 1 m du flacon, on trouve un débit de dose de 0,28 mSv.h−1 , soit 2 fois moins. L’origine de l’écart vient de l’atténuation des γ et X de faible énergie par la paroi de verre du flacon (1,5 mm de verre de masse volumique 2,7 g.cm−3 ). Exercice 5.7 La formule n’est pas en cause, mais l’application qu’on en fait est partielle. En effet, on doit faire le calcul pour toutes les énergies γ émises (9 raies), en non pas seulement sur les trois raies indiquées dans le guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2].

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

6

Estimation des épaisseurs d’écran

Il s’agit dans ce chapitre de déterminer grossièrement les épaisseurs d’écrans à mettre en place sur un chantier, ou de s’assurer que telle protection est efficace, ou encore de calculer l’épaisseur de plomb à ajouter sur un générateur X, en cas de fuite. Pour les calculs d’épaisseurs des murs d’une casemate de tir il est recommandé (ou obligatoire ?) de consulter un spécialiste. . . Ces calculs nécessitent des logiciels de modélisation, intégrant en particulier les composantes de rayonnements diffusés.

6.1. Générateurs de rayonnements X (faible énergie) Il ne s’agit pas ici de calculer les épaisseurs des murs d’une casemate, mais plutôt d’avoir une idée des protections complémentaires à ajouter en cas de fuites de rayonnements détectées, ou de s’assurer que tel mur de béton constitue une bonne protection lors d’un tir sur chantier. Les valeurs suivantes correspondent aux épaisseurs moitié et dixième (tableau 6.1). On rappelle que l’épaisseur moitié (x1/2) divise le débit de fluence par 2, et que l’épaisseur dixième (x1/10e ) divise ce débit par 10, pour des photons d’une énergie donnée. La formulation mathématique correspondante est : D = 10−x/x1/10 = 2−x/x1/2 D0 où D0 est le débit de dose sans écran et D le débit de dose derrière l’écran. En cas d’ajout de protections sur une gaine de générateur, ou sur une armoire blindée, il ne faut pas modifier les constituants des appareils, par perçage de trous de fixation par exemple. Les conséquences en seraient l’apparition de nouvelles fuites de rayonnement, et la perte de la garantie du constructeur.

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Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Tableau 6.1. Épaisseurs 1/2 et 1/10 pour les rayonnements photoniques de faible énergie.

THT 50 kV 75 kV 100 kV 150 kV 200 kV 250 kV 300 kV 400 kV

Épaisseur moitié Béton 4 mm 16 mm 22 mm 26 mm 28 mm 30 mm 30 mm

Plomb 0,05 mm 0,15 mm 0,25 mm 0,3 mm 0,42 mm 0,9 mm 1,7 mm 2,5 mm

Épaisseur dixième Béton Plomb 1,3 cm 0,18 mm 0,5 mm 5,5 cm 0,8 mm 7 cm 1 mm 8,6 cm 1,4 mm 9 cm 3 mm 10 cm 5,7 mm 10 cm 8,2 mm

Pour en savoir plus sur les tabliers de plomb Les tabliers, chasubles et protège-thyroïde au plomb (figure 6.1) correspondent à une épaisseur équivalente d’écran de 0,25 à 0,5 mm. Leur efficacité est d’autant plus importante que le rayonnement est de faible énergie, l’effet photoélectrique étant prépondérant. Inversement, lorsque l’énergie augmente, l’atténuation par effet Compton devient importante, et produit un rayonnement diffusé responsable du facteur d’augmentation de dose (Build up Factor), facteur qui peut annuler l’effet de l’atténuation, au moins pour les faibles épaisseurs d’écran (voir paragraphe 6.4).

Figure 6.1. Tablier de plomb (photo PROMEGA).

6 – Estimation des épaisseurs d’écran

99

6.2. Rayonnements α et autres particules lourdes chargées 6.2.1. Rayonnement α Il n’y a pas de risque d’exposition externe, donc pas de nécessité d’écran. En revanche, il faut penser à la protection de la matière radioactive, pour éviter toute perte de confinement.

6.2.2. Autres particules lourdes chargées On a vu au paragraphe 5.2 que ces particules pouvaient provoquer une exposition externe de l’organisme, et délivrer un débit de dose à une profondeur supérieure à celle de la couche basale de l’épiderme. Dans les applications, industrielles et de recherche, de ces rayonnements, quelques millimètres de plexiglas suffiront en général pour arrêter complètement le faisceau. Il faut toutefois faire attention aux rayonnements secondaires, type rayonnement de freinage, ou résultant d’interactions avec la matière de l’écran. Des contrôles d’efficacité de l’écran seront utiles.

6.3. Rayonnement β La portée du rayonnement β (voir Principes de radioprotection – réglementation, paragraphe 2.2.1.4) est au maximum de 1,1 cm dans l’eau pour l’énergie maximale rencontrée en industrie et recherche (cas du strontium-90 - yttrium-90), de 4 mm d’aluminium, ou de 1,5 mm d’acier. L’écran à utiliser pour ce type de rayonnement est donc du plexiglas de 1 cm d’épaisseur. Il ne faut pas utiliser de matériaux plus lourds, qui provoquent la création de rayonnement de freinage. Le rayonnement β+ (cas du fluor-18 utilisé en milieu médical, qu’on va donc rencontrer en transport) est arrêté par du plexiglas ou un matériau léger. Le positon s’annihile alors avec un électron pour créer deux γ de 511 keV. Il faut donc ajouter une protection de matériau lourd, après l’écran léger. Remarque : les émetteurs β+ sont traités dans le guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] comme des émetteurs γ de 511 keV. Les estimations de blindages sont donc à réaliser selon la procédure ci-dessous.

6.4. Rayonnements γ et X (Pour les rayons X émis par un générateur électrique, voir paragraphe 6.1.) Pour atténuer le plus possible ces rayonnements, il faut utiliser des matériaux de forte densité (plomb par exemple). Pour des raisons pratiques et économiques, on est amené à utiliser aussi l’acier et surtout du béton (ou de l’eau) pour les installations fixes (cas des casemates et autres irradiateurs).

100

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Plusieurs méthodes d’estimation des épaisseurs d’écran existent : – la plus simple : utilisation des épaisseurs 1/10e et 1/2, – la plus efficace : utilisation des abaques du guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2].

6.4.1. Retour sur la théorie (Voir paragraphe 2.3 de Principes de radioprotection – réglementation.) Les rayonnements électromagnétiques interagissent avec la matière selon trois processus : – L’effet photoélectrique, qui met en mouvement des électrons secondaires (photoélectrons). Ceux-ci sont stoppés très rapidement dans la matière. Cet effet présente donc l’avantage d’arrêter définitivement les rayonnements. Cet effet est prépondérant pour les très faibles énergies, jusqu’à 50-70 keV pour les matériaux légers, jusqu’à 500 keV pour le plomb. Il dépend fortement du numéro atomique (Z) du matériau et est proportionnel à Z4 . Cet effet n’exclut pas les effets décrits ci-dessous, surtout aux faibles épaisseurs. – L’effet Compton et l’effet de création de paire créent des rayonnements secondaires diffusés dans toutes les directions. Ces effets sont prépondérants pour les énergies moyennes et fortes. Ils sont proportionnels au numéro atomique du matériau. Les rayonnements X et γ réagissent avec les matériaux constitutifs des écrans, bien entendu, mais également avec la couche d’air présente entre la source et l’écran, et entre l’écran et le point de mesure. Des interactions vont donc se produire dans l’air, matériau peu dense, mais qui est en général très épais. Il y a donc deux cas de figures : – L’écran est quasiment au contact de la source, le débit de dose est mesuré à proximité immédiate de l’écran (cas des conteneurs de transport par exemple) et la diffusion dans l’air des rayonnements ne contribue pas de façon significative au débit de dose. – La source est très éloignée de l’écran, et/ou la mesure est à grande distance de l’écran (cas des cellules blindées, des casemates...), dans ce cas la diffusion dans l’air augmente la valeur du débit de dose.

6.4.2. Utilisation des épaisseurs 1/10 e et 1/2 (hors diffusion dans l’air) Comme expliqué au paragraphe précédent, pour un rayonnement d’énergie peu élevée, atténué dans un matériau lourd, donc avec peu de diffusion, le processus d’atténuation suit une loi exponentielle (figure 6.2). On voit bien que l’épaisseur 1/10e (qui divise le débit de dose par 10) est la même en tout point de la courbe, de même que l’épaisseur 1/2. Il suffit donc, pour un rayonnement

6 – Estimation des épaisseurs d’écran

101

Figure 6.2. Atténuation exponentielle par un écran de Z élevé d’un rayonnement électromagnétique de faible énergie – effet photoélectrique.

d’énergie donnée ou pour un radionucléide donné, de connaître une des deux valeurs (l’autre s’en déduit mathématiquement) pour déterminer une épaisseur d’écran. e1/10 = 3,32e1/2 . Exemples : l’épaisseur 1/10e pour l’américium-241 est d’environ 0,09 mm de plomb. Pour les γ d’annihilation du fluor-18, elle est de 16 mm de plomb. Exercice 6.1. Un colis de 20 cm de côté contenant une source considérée comme ponctuelle de 10 GBq de fluor-18, protégée par 37 mm de plomb, est-il acceptable en terme de transport de matière radioactive par route ? Conseil : calculer d’abord le débit de dose au contact du colis, sans écran, puis déterminer ensuite l’atténuation par l’écran. Comparer cette valeur à la valeur réglementaire maximale acceptable au contact (2 mSv.h−1 ). Vérifier de même pour le débit de dose à 1 m (100 μSv.h−1 ). On donne le débit d’équivalent de dose à 1 m d’un flacon : 1,6.10−13 Sv.h−1 par Bq (d’après le Guide Pratique Radionucléides et Radioprotection [T2]). Attention : dès que les énergies γ sont plus élevées, et/ou les matériaux d’écrans moins denses, la notion d’épaisseur 1/10e ne peut plus s’appliquer.

6.4.3. Utilisation des abaques du guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] (hors diffusion dans l’air) En général, le rayonnement diffusé dans l’écran vient contrarier l’atténuation, et en limiter ses effets. L’écran introduit ainsi un « facteur d’augmentation de dose », appelé encore « Build up factor ». La courbe d’atténuation présente alors un épaulement en début

102

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

d’écran, et se décale vers la droite. L’épaisseur d’écran est par conséquent plus importante que celle qu’on aurait déterminé par la méthode d’estimation précédente. Reprenons l’exemple du césium-137 vu plus haut, figure 5.7. 0

2

4

6

8

10

12

14

Figure 6.3. Atténuation du rayonnement γ du césium-137 dans le plomb (rose) et l’acier (bleu).

On voit que l’atténuation dans le plomb est une courbe à peu près droite. En revanche, l’atténuation dans l’acier présente un épaulement : la première épaisseur 1/10e pour passer de 1 à 1.10−1 est égale à 7 cm, la seconde, pour passer de 1.10−1 à 1.10−2 , est égale à 5,2 cm. a) Quelle est alors l’épaisseur 1/10e indiquée dans les documents de radioprotection ? – Des documents anciens indiquent la valeur de l’épaisseur 1/10e « pour extrapolation ». Il s’agit alors de la deuxième épaisseur 1/10e , calculée dans la partie droite de la courbe. Évidemment cette valeur ne peut pas être utilisée si l’on n’a pas la première partie de la courbe, sinon on se retrouve avec un blindage d’épaisseur sous-évaluée. – D’autres documents (anciens ou récents), moins rigoureux, indiquent une valeur sans précision. L’expérience prouve qu’il s’agit souvent de la deuxième épaisseur 1/10e , voire l’une des épaisseurs suivantes (appelée valeur pour extrapolation). – Les documents modernes indiquent la première épaisseur 1/10e , qui correspond donc à l’épaulement de la courbe, sans toutefois forcément le préciser. Dans ce cas, la protection biologique est surévaluée. b) Comment utiliser les courbes ? – Il faut utiliser les abaques du guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] de façon systématique pour le plomb et l’acier (courbes pleines), ainsi que les courbes publiées par ailleurs pour d’autres matériaux. – Il ne faut pas utiliser les épaisseurs dixième et moitié sans savoir à quoi elles correspondent, sauf pour les très faibles énergies γ et X associées à des matériaux denses.

6 – Estimation des épaisseurs d’écran

103

– À toutes fins utiles, le tableau 6.2 donne les principaux radionucléides utilisés en sources scellées, dans le secteur industrie et recherche, avec la première et la deuxième épaisseurs 1/10e .

Exercice 6.2. Une source de gammagraphie de 4 TBq d’iridium-192 est désolidarisée de son dispositif d’éjection. Elle doit être reprise, à l’aide de pinces à distance ou d’un robot, et replacée dans un conteneur blindé qui permettra de la ramener pour expertise chez le fournisseur dans de bonnes conditions de transport. On demande quelle est l’épaisseur de plomb nécessaire de ce conteneur, sachant que son « âme » est un cylindre de 20 cm de haut et de 4 cm de diamètre. Conseils : le problème est difficile, car l’épaisseur de plomb joue sur l’atténuation des rayonnements et sur la distance. Commencer par 5 cm de plomb (et une distance de 7 cm), puis 10 cm de Pb (d = 12 cm), et interpoler ou extrapoler. Utiliser les courbes de la figure 5.8. Rappel : les normes de transport à ne pas dépasser sont : 2 mSv.h−1 au contact, et 100 μSv.h−1 à 1 m de la paroi extérieure du colis.

6.4.4. Influence de la diffusion dans l’air Les rayonnements ne sont pas simplement atténués et diffusés par les écrans, mais également par l’air, entre la source et l’écran, entre l’écran et le point de mesure, et dans l’environnement en général. La diffusion dans l’air provoque une augmentation du débit de dose au point de mesure, ou, ce qui revient au même, un amoindrissement de l’efficacité de l’écran. Ceci est surtout vrai pour les matériaux de faible densité (eau, béton). Ceci se traduit dans le guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] par l’existence de courbes d’atténuation moins « efficaces », en pointillé. Exercice 6.3. Calculer le débit de dose, au poste de travail, dû à une source de 10 GBq d’américium-241 positionnée au centre d’une boîte, blindée par 10 mm d’acier, de 2 m de côté (blindage inclus). Le poste de travail se trouve à 1 m de la paroi blindée de la boîte (« enceinte blindée »), côté extérieur évidemment. On utilisera les courbes de la figure 5.9. Les parois, murs, sol et plafond, les chicanes, les objets exposés aux rayonnements créent également du rayonnement diffusé. Le problème devient rapidement complexe, et ne peut pas être traité avec les moyens de la PCR locale. Les services de protection contre les rayonnements ionisants des grands organismes de recherche et de l’industrie nucléaires (CEA, EDF, AREVA, IRSN...) disposent des moyens techniques (codes de calculs) et humains (équipes de calcul au sein des services de radioprotection) pour résoudre les problèmes de protection biologique et de rayonnements diffusés. En tout état de cause, les calculs seront validés par la mesure des débits de dose et la recherche de fuites de rayonnements.

104

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Tableau 6.2. Principaux radionucléides émetteurs γ et X utilisés en sources scellées dans le domaine de l’industrie et la recherche, hors médecine et INB.

Épaisseurs 1/10e dans différents matériaux, en cm Radio- Autres nucléide rayonnements émis 18 F β+ 60

Co

β−

85

Kr (1)

β−

MoTc 109 Cd109m Ag

β−

131

β−

99

99m

I

Csβ− Ba 147 Pm(1) β− 192 Ir β− 201 Tl 137

137m

226

Ra

α, β−

Th nat

α, β−

U nat

α, β−

241

α

Am

Secteur(s) d’activité(s) concerné(s)

Plomb re

1 1,6

Acier e

2 1,6

re

1 6,5

Béton e

2 4,5

re

1

Transport, diagnostic Gammagraphes, 4,7 4,1 9,2 7 31 jauges de niveau, irradiateurs Jauges 0,16 0,16 0,65 0,55 d’épaisseur Transport, 2,1 2,5(2) 6 6 22 diagnostic Recherche 0,02 0,02 0,02 0,7(2) de plomb peintures Transport, 1,1 1,8(2) 5,8 5,2 23 thérapie Jauges, 2,5 2 7 5,2 26 irradiateurs Jauge épaisseur 0,1 0,1 1,7 1,3 Gammagraphie 1,3 1,6(2) 5,7 4,3 25,5 Jauges, 0,1 0,1 1,1 2,2(2) transport, diagnostic Anciennes 4,3 5(2) 9 8 30 applications Soudures, 4,8 5,4(2) 9,7 9 manchons combustible 4,2 5(2) 8,9 8 Jauge épaisseur, 0,04 0,04 0,25 détection fumée

2e

22

16

14 16,5

14

24,5

0,5

Remarque : les épaisseurs 1/10e ne prennent pas en compte le rayonnement diffusé dans l’air. (1) Émission d’un rayonnement γ à moins de 1 %. (2) Quand le spectre de raies présente des énergies faibles, la composante de débit de dose correspondante chute très vite en fonction de l’épaisseur d’écran. Ensuite le spectre se durcit, et l’épaisseur d’écran, à efficacité égale, augmente.

6 – Estimation des épaisseurs d’écran

105

Atténuation des photons de 511 keV par le plomb

coefficient de transmission

1,8 1,6 1,4 1,2 1 0,8 0,6 0,4 0,2 0 0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

cm

Figure 6.4. Facteur de transmission du plomb pour de très faibles épaisseurs, pour une énergie moyenne.

Pour en savoir plus sur l’utilisation du tablier de plomb (des gants, des protège-thyroïde et gonades, lunettes. . .) Les tabliers de plomb (avec du plomb ou un matériau équivalent) et autres protections individuelles contre l’exposition externe correspondent à une épaisseur de plomb comprise entre 0,25 et 0,5 mm. Ces tabliers sont très efficaces pour les rayonnements X de faible énergie (voir paragraphe 6.1), et ce d’autant plus qu’on cherche à se protéger du rayonnement diffusé, et qu’on évite soigneusement toute exposition dans le faisceau primaire. Il n’en est pas de même pour les énergies γ et X plus élevées. Le rayonnement diffusé par l’écran compense, dans les premières épaisseurs, le phénomène d’atténuation, voire est plus important que ce dernier. Le tablier n’apporte donc aucune protection, voire augmente le débit de dose, et ajoute un peu de poids sur les épaules. . .

6.5. Neutrons Les neutrons émis par les sources sont des neutrons rapides, d’énergie de plusieurs MeV ; les écrans constitués de matériaux lourds (acier, plomb) n’ont alors aucune efficacité. Pour s’en protéger, il faut tout d’abord les ralentir dans un matériau léger, hydrogéné ou carboné (eau, paraffine, matières plastiques, béton, graphite), puis les absorber (bore, métal : aluminium, fer, par exemple). Les absorbeurs deviennent radioactifs, et émettent entre autres un rayonnement γ dont il convient de se protéger par des écrans de plomb ou de béton. Ces « sandwiches » ne sont pas aisés à concevoir. On comprendra que le problème échappe à la PCR, qui se bornera à mesurer (ou faire mesurer) l’efficacité de ces écrans, et à détecter (ou faire détecter) d’éventuelles anomalies.

106

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

6.6. Correction des exercices et réponses aux questions Exercice 6.1 Le débit d’équivalent de dose à 10 cm (la source est au milieu du colis de 20 cm ◦

de côté) de 10 GBq de fluor-18 est de : D10 = 1,6.10−13 Sv.h−1 × 10.109 × (100/10)2 = 0,16 Sv.h−1 = 160 mSv.h−1 . On sait que e1/10e = 16 mm, donc e1/2 = 4,8 mm. 37 mm de plomb correspondent donc à 2 e1/10 + 1 e1/2 , donc à une atténuation 10 × 10 × 2 = 200. ◦ Le débit de dose au contact du colis est de : D10+pb = 160/200 = 0,8 mSv.h−1 , ce qui est compatible avec le règlement de transport ADR. ◦

À 1 m du colis, soit 110 cm de la source, on a D110+pb = 0,8 × (10/110)2 = 6,6 μSv.h−1 , ce qui est également compatible. Exercice 6.2 4 TBq d’iridium-192 délivrent à 1 m un débit de dose de 0,56 Sv.h−1 (voir 1er exemple en TD1). • e = 5 cm Pb, d = 7 cm ◦

Débit de dose sans écran, à 7 cm : D7 = 0,56 Sv.h−1 × (100/7)2 = 114,3 Sv.h−1 . 5 cm de Pb apportent une atténuation de 6.10−4 (courbe rouge trait plein). ◦

Débit de dose avec écran, à 7 cm : D7 = 114,3 Sv.h−1 × 6.10−4 = 68,6 mSv.h−1 . La protection est manifestement insuffisante. • e = 10 cm Pb, d = 12 cm La courbe d’atténuation s’arrête à 6,5 cm de plomb (atténuation de 10−4 ). Il manque donc 3,5 cm. on considère que la courbe continue de façon rectiligne, soit en la traçant, soit en considérant que les 3,5 derniers cm de la courbe sont représentatifs de la suite de la courbe. On obtient ainsi une atténuation, pour extrapolation, qui va de 9.10−3 (valeur pour 3 cm) à 1.10−4 (valeur pour 6,5 cm). L’atténuation pour 3,5 cm est donc de : 1.10−4 /9.10−3 = 1,1.10−2 . L’atténuation globale par 10 cm de Pb correspond à l’atténuation par 6,5 cm, que multiplie l’atténuation par 3,5 cm. ◦

D12 = 0,56 Sv.h−1 × 10−4 × 1,1.10−2 × (100/12)2 = 42,8 μSv.h−1 . La protection est trop importante, le poids et le coût sont trop élevés. On va procéder par interpolation, en prenant une valeur intermédiaire d’épaisseur de plomb. • e = 7,5 cm Pb, d = 9,5 cm Le dernier cm de Pb de la courbe fait passer l’atténuation qui passe de 3.10−4 à 10−4 , soit un coefficient 10−4 /3.10−4 = 0,33. ◦

D9,5 = 0,56 Sv.h−1 × 10−4 × 0,33 × (100/9,5)2 = 2 mSv.h−1 .

6 – Estimation des épaisseurs d’écran

107

Vérifions maintenant que la seconde contrainte réglementaire, débit de dose à 1 m de la paroi extérieure du colis ≤ 100 μSv.h−1 , est bien respectée (c’est toujours le cas pour des colis de faibles dimensions, jusqu’à une soixantaine de cm de côté ou de diamètre. . .). ◦

D109,5 = 2 mSv.h−1 × (9,5/109,5)2 = 15,1 μSv.h−1 . Exercice 6.3 Le débit de dose à 2 m de 10 GBq d’américium-241 est de : ◦

D2 = 7,6.10−9 μSv.h−1 × 10.109 Bq × (1/2)2 = 19 μSv.h−1 . L’atténuation par 10 mm d’acier est de 10−2 (courbe bleue pointillée) ◦

Donc D2, acier = 19 μSv.h−1 × 1.10−2 = 0,19 μSv.h−1 .

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

7

Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements

Ce chapitre est présenté sous forme d’un exercice de travaux pratiques.

7.1. Objectifs Le but de ce chapitre est, à partir de mesures réalisées avec différentes sondes de contaminamètres, et avec des contaminamètres à sonde intégrée, de déterminer les sondes et appareils les plus appropriés pour : – Détecter des « fuites de matière radioactive », c’est-à-dire la dispersion éventuelle de radionucléides par suite de défaut d’enveloppe de confinement de la source. On cherche alors la meilleure sensibilité, sans pour autant estimer précisément la quantité de matière dispersée. L’objectif n’est pas d’estimer une activité, mais de détecter une situation incidentelle ou accidentelle, à laquelle il faudra remédier. – Détecter des « fuites de rayonnements », c’est-à-dire des faisceaux plus ou moins fins de rayonnements qui traversent les écrans, suite à des inhomogénéités dans ceux-ci (trous, fissures, défauts de superposition de matériaux, non recouvrement de portes, etc.). On cherche évidemment la meilleure sensibilité, mais aussi l’absence de saturation, sans rechercher systématiquement la valeur vraie du débit de dose dans le faisceau. L’action consécutive sera en effet de supprimer le faisceau découvert.

7.2. Matériel utilisé Le matériel utilisé pour la collecte des mesures ci-après est constitué de : 1. Sources radioactives scellées d’étalonnage (références sur tableau 7.1). 2. Source non scellée de nickel-63. 3. Contaminamètre MIP 10 (Canberra) avec sondes associées : α, αβ, β, β mou, γ ancien modèle (capotage en acier), γ nouveau modèle (capotage en aluminium), X. Toutes les sondes sont équipées d’un scintillateur et d’un photomultiplicateur, sauf la sonde β mou qui est équipée d’un compteur GM cloche. 4. Contaminamètre intégré RadEye (APVL) équipé d’un compteur GM « sandwich ». 5. Contaminamètre Minitrace β (Saphymo) équipé d’un compteur GM. Les matériels sont d’origine CEA-INSTN (1, 3), Thales (2), Apercora/CAP2i (4, 5).

110

Tableau 7.1. Comparatif des mesures réalisées avec différentes sondes sur des sources étalonnées. Comparatif sondes MIP10 et contaminamètre RadEye (TP réalisés à INSTN-Saclay et THALES - Velizy)

source

(ans)

activité à date de mesure

Τ

sonde αβ position β

sonde γ capot acier

sonde γ capot alu

sonde X

RADEYE

Minitrace

GM

Scintillation

Scintillation

Scintillation

Scintillation

Scintillation

GM

GM

0,5

1,5

0,5

22

20

8

0,5

0,5

0

50

7

0

8

0

10

130

0

0

120

500

300

13

0

80

330

0

0

80

500

260

18

0

80

220

0

0

80

330

300

300

350

160

185

0

0

8

60

20

120

200

32

12

0

0

20

6

2

10

20

1100

26

100

100

90

0

3

40

50

60

90

0

0

0

0

0

0

0

60

0,2

0

0

0

0

0

0

0

0

oui

principe

Scintillation

Scintillation

0

0

0

Mouvement Propre Emissions en keV α

sonde β

sonde α

βMax

γ,X

157 2104

14

C (étalée)

5906

5730

(100%) 710

2105

36

Cl (étalée)

6206

3,0E+05

(100%)

Sr -90Y (étalée)

(100%)

90 2108

4422

29,1

2284 (100%)

Cs-137mBa (étalée)

137 2107

4075

512 (95%) 662 (85%)

30,2

1173 318 2106

60

Co (étalée)

459

5,27

(100%) 1333

(100%)

(100%)

22677

55 Fe (ponctuelle)

2364

2,68

241 Am (ponctuelle) à nu

5480

16

(31%)

5209

2177

432,7

(100%)

60

(36%)

241 Am (ponctuelle) écran α

5480

16

(31%)

2177

432,7

(100%)

60

(36%)

non connu

100

5209

63

Ni (goutte)

6

66 (100%)

(28%)

résultats comparables à ceux de la sonde βmou et du Radeye

546

oui

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réf source

Bq

sonde αβ sonde βmou position α une fenêtre

type de sonde ou contaminamètre

7 – Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements

111

7.3. Mode opératoire Toutes les sources d’étalonnage sont mesurées avec toutes les sondes, la partie frontale de la sonde étant en contact avec la bague circulaire de chaque source. La source électrodéposée d’américium-241 est positionnée sur un Mylar (support « plastique ») dans un porte-source circulaire en plexiglas empêchant le contact avec la partie électrodéposée. Les tests sur une goutte de nickel-63 à l’aide des contaminamètres intégrés (RadEye et Minitrace) ont été réalisés de façon qualitative, sans contact.

7.4. Résultats des mesures Tous les résultats sont exprimés en chocs par seconde (c.s−1 ).

7.5. Utilisation des résultats 7.5.1. Contrôles de contamination surfacique Question 1. Vous utilisez un appareil contenant une source scellée. Vous devez réaliser une fois par an (contrôle interne), ou plus (tous les mois) si l’enveloppe de source peut être endommagée, et faire réaliser une fois par an (contrôle externe) un test de nondissémination de matière radioactive. Vous effectuez pour cela un frottis, que vous mesurez avec une contaminamètre avec sonde intégrée ou externe. Indiquez dans le tableau 7.2 votre ou vos choix de matériel. Tableau 7.2. Adaptation du matériel de détection aux sources à contrôler.

Radionucléide Co 63 Ni 85 Kr 90 Sr-90 Y 109 Cd-109m Ag 137 Cs-137m Ba 147 Pm 192 Ir 201 Tl 226 Ra 241 Am 252 Cf 60

Appareillage à utiliser

112

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Remarque : Il existe des dérogations éventuelles aux contrôles internes dans les cas suivants : – La source est scellée sous enveloppe inox, simple ou double (source γ) : le contrôle de non-contamination mensuel n’est pas justifié. – La source est scellée, ne travaille pas en température, et n’est soumise à aucune agression physique ou chimique : le contrôle de non-contamination mensuel n’est pas justifié. – La source est incluse dans un appareil de chromatographie en phase gazeuse (source de nickel-63). Il n’y a pas de risques potentiels, la détection est difficile, et toute perte de matière radioactive entraînerait en temps réel un dysfonctionnement de l’appareil. Seul le contrôle externe annuel est justifié sous réserve de l’utilisation des appareils ad hoc par l’organisme agréé. – La source est incluse dans un appareil de détection du plomb dans les peintures anciennes (source de cadmium-109). La source n’est soumise à aucune contrainte. Le risque de contamination est négligeable. Seul le contrôle externe annuel est justifié. Attention : Ces dérogations, justifiées par l’approche technique ci-dessus, ne sont pas prévues par la réglementation. Il convient de les demander explicitement dans le cadre du dossier d’autorisation ASN. Question 2. Quelle est votre opinion sur la nécessité et la fréquence des contrôles de contamination d’une jauge d’épaisseur contenant une source au krypton-85 ? Question 3. Vous êtes transporteur de colis radioactifs. Les principaux radionucléides concernés sont à usage médical (diagnostic ou thérapie) : fluor-18, molybdène-99 technétium-99m, iode-131. Quelles sont les contaminamètres et sondes à utiliser pour les contrôles de contamination de vos locaux et de vos véhicules (tableau 7.3) ? Tableau 7.3. Appareils adaptés à la détection de certaines substances radioactives.

Radionucléide F 99 Mo-99m Tc 131 I

Appareillage à utiliser

18

Un seul appareil peut-il suffire ? Question 4. Vous avez retrouvé de vieilles sources d’uranium naturel et de thorium naturel. Comment contrôler les surfaces des locaux, plans de travail, etc. ?

7.5.2. Recherche de faisceaux parasites de rayonnements (fuites de rayonnements) Question 5. Déterminez dans les cas suivants les appareillages et modes opératoires permettant de détecter des anomalies dans les blindages qui généreraient des faisceaux parasites : 1. Générateur X de diffraction, cristallographie ou fluorescence X (tension de l’ordre de 50 kV), en cabine auto-protégée,

7 – Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements

113

2. Générateur X de radiologie industrielle (tension de l’ordre de 150 kV), en casemate, 3. Conteneur contenant une source d’américium-241, 4. Blindage entourant une jauge au krypton-85, 5. Gammadensimètre-humidimètre, 6. Appareil de gammagraphie industrielle, 7. Casemate d’irradiateur industriel.

7.6. Réponses aux questions Question 1 Tableau 7.2. complété.

60

Radionucléide Co

63

Ni

85

Kr

90

Sr-90 Y Cd-109m Ag 137 Cs-137m Ba 147 Pm 192 Ir 201 Tl 226 Ra 109

241 252

Am Cf

Appareillage à utiliser Toutes sondes et tous appareils sauf sondes α, β mou (et assimilés). Le mieux : sonde γ capot aluminium. Aucune sonde ne fonctionne. Les contaminamètres intégrés RadEye et Minitrace détectent ce β de très faible énergie, sans qu’on puisse parler de mesure quantitative. Ce type de mesure s’effectue avec un banc de scintillation liquide, le frottis étant réalisé avec un papier filtre soluble dans le solvant organique scintillant (en labo d’analyse). Détectable par les sondes β mou (et assimilés) et β, mais sans intérêt. Le krypton est un gaz rare, neutre chimiquement. En cas de rupture de confinement, il se disperse dans l’atmosphère et ne se fixe sur aucune surface. Compte tenu de l’énergie élevée, sonde β. X et γ de faible énergie ⇒ sonde X. Toutes sondes et tous appareils sauf sonde α. Détectable par les sondes β mou (et assimilés). Toutes sondes et tous appareils sauf sonde α. X et γ de faible énergie ⇒ sonde X. Toutes sondes et tous appareils y compris sonde α. Privilégier cependant les autres sondes. Sondes α et X. Privilégier la sonde X. Sondes α et X, sondes neutrons. Privilégier la sonde X et la sonde neutrons.

Question 2. La réponse est contenue dans le tableau 7.2. Le contrôle ne présente aucun intérêt puisque le risque n’existe pas. Cependant la réglementation n’a pas prévu ce cas. Expliciter cette position dans la demande d’autorisation ASN.

114

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Tableau 7.3. complété.

18

Radionucléide F

99

Mo-99m Tc 131 I

Appareillage à utiliser Sondes β mou (et contaminamètres assimilés), β, γ capot aluminium, et X Sonde X Sondes β mou (et contaminamètres assimilés), β, γ capot aluminium, et X

Question 3. Un seul appareil peut suffire : un intégrateur avec sonde X. (le molybdène-99 technétium-99m est mal détecté par une sonde β mou). Question 4. Ces corps naturels à l’équilibre séculaire avec tous leurs descendants émettent tous les types de rayonnements. Toutes les sondes et appareils sont efficaces. On évitera cependant l’utilisation de la sonde α, dont l’emploi est toujours délicat car il nécessite de mesurer à proximité immédiate de la surface, avec un risque de contamination de la sonde. Cette sonde est également à proscrire en cas de présence d’humidité sur les surfaces, celle-ci faisant écran aux α. Question 5 1. Le rayonnement émis est de l’ordre de 30 keV, le rayonnement secondaire diffusé est dégradé en énergie. En détection directe, on utilisera une sonde X, sinon une sonde β mou ou contaminamètre assimilé, et on balaiera ainsi toutes les surfaces de la cabine, en portant une attention particulière aux ruptures de surfaces et inhomogénéités telles que passages de câbles, encadrement de portes, sas, trous de poing, etc. Commencer le contrôle à distance de l’appareil, puis s’approcher en tournant autour (idéalement en spirale), jusqu’au contact. Ne pas oublier le toit de la cabine, et éventuellement le sol. En détection passive, on pourra utiliser des plaques radiographiques déposées sur les surfaces susceptibles de présenter des fuites de rayonnements. Ces plaques doivent être exposées suffisamment longtemps pour pouvoir détecter les fuites. Leurs positions doivent être parfaitement repérées. 2. Le rayonnement émis est de l’ordre de 100 keV, le rayonnement secondaire diffusé est dégradé en énergie. Procéder comme indiqué en 1) ci-dessus avec la sonde X. la sonde β mou est moins adaptée, car sensible uniquement au rayonnement diffusé. Le contaminamètre RadEye convient, car, comme la sonde β mou, il sera sensible au rayonnement diffusé, mais il mesurera aussi, grâce à un filtre spécifique, les rayonnements X à partir de 17 keV. On peut également utiliser les plaques radiographiques. 3. L’américium-241 émet des rayonnements X et γ de faible énergie. On procédera comme en 2) ci-dessus.

7 – Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements

115

4. Procéder comme en 1) ou 2) ci-dessus, mais avec une sonde β ou β mou. Les fuites de rayonnement ne peuvent guère provenir que de l’environnement immédiat de l’obturateur de la fenêtre. 5. L’appareil contenant ses sources, il est impossible d’utiliser une sonde qui va saturer. En mesure directe, le seul moyen de détecter un faisceau parasite est d’utiliser un appareil de mesure de l’exposition externe dont l’angle solide de mesure est très fermé (compteur proportionnel type FH40 de APVL) ou sensible à de très faibles variations de débit de dose (Radeye avec filtre spécifique). On peut utiliser en détection différée des plaques radiographiques, mais avec des temps d’exposition compatibles avec le débit de dose au contact des appareils. 6. Même approche qu’en 5) ci-dessus. 7. Même approche qu’en 1) et 2) ci-dessus, en utilisant une sonde X ou γ, ou un détecteur d’exposition externe type FH40 ou Radeye (avec filtre spécifique). Ne pas oublier les locaux attenants du même niveau, ainsi qu’aux niveaux supérieur et inférieur. Possibilité d’utiliser aussi les plaques radiographiques.

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

8

Conduite à tenir en situation accidentelle

8.1. Organisation de l’action On peut schématiquement décomposer l’action en 5 composantes, sachant que, en cas d’exposition externe de l’organisme, il n’y a pas d’urgence thérapeutique (figure 8.1).

MESURES CONSERVATOIRES D’URGENCE cont.interne ou irr.ancienne

RÉFLEXION ENQUÊTE ÉQUIPES DE SECOURS

COMMUNICATION

INSTITUTIONNELS & AUTORITES

MÉDIA

GESTION DES ACCIDENTES RÉCUPERATION DE LA SITUATION Figure 8.1. Conduite à tenir en cas d’accident.

8.2. Mesures conservatoires d’urgence Elles consistent à stabiliser la situation pour éviter que l’exposition des accidentés continue, ou que d’autres personnels soient susceptibles d’être exposés à leur tour. Le personnel concerné doit être « bloqué » à proximité, hors risques.

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8.2.1. Risque d’exposition externe Il faut tout d’abord supprimer les rayonnements à la source, en coupant la haute tension pour les appareils générateurs X, ou rentrer la source radioactive dans son conteneur d’origine ou dans un autre conteneur de transport. À défaut, il faut baliser au large ou mettre des blindages. On rappelle qu’un balisage n’est efficace que s’il est surveillé. Il n’y a pas urgence thérapeutique en cas d’individu exposé. Il faut faire effectuer simplement par un médecin ou un infirmier un prélèvement d’urine, et, si possible, un prélèvement de sang, qui constitueront le « point zéro biologique ». En effet, les cellules n’ont pas encore subi de dégradations. Les prélèvements seront gardés au réfrigérateur. Ne pas confondre urgence et précipitation. Ne pas modifier, sauf en raison des mesures conservatoires d’urgence, l’état des lieux, des appareillages, etc.

8.2.2. Risque d’exposition interne Il faut confiner la source en refermant son conteneur, l’appareillage la contenant, ou le local dans laquelle elle se trouve. Le personnel sera évacué de la zone, hors risques, et « bloqué » sous contrôle. Si la présence de certains intervenants est strictement nécessaire, il faut leur faire porter des dispositifs respiratoires isolants (masques à cartouche filtrante, au charbon actif, appareils respiratoires individuels avec bouteilles ou reliés au réseau d’air comprimé), ainsi que des tenues d’intervention destinées à les protéger de la contamination de surface, car, s’il y a contamination atmosphérique, il y a probablement une contamination surfacique. C’est pour cette dernière raison, que le personnel concerné par l’accident doit rester « bloqué » sous contrôle, pour éviter une dispersion de la contamination surfacique. Il faut également penser à échanger les vêtements des accidentés et intervenants, ou au pire à le « surhabiller ». En cas de suspicion d’inhalation ou d’ingestion d’activité importante, il peut y avoir urgence thérapeutique. La prise de certains médicaments permet de diminuer le taux de fixation des radionucléides dans l’organisme. S’il y a présomption d’un tel cas, il convient de prendre contact avec un médecin spécialisé en radiopathologie (centre CEA, usine AREVA, centrale nucléaire EDF, Fondation Curie à Paris et Hôpital Percy à Clamart), ou avec les secours publics (sapeurs-pompiers).

8.3. Réflexion – Communication Il faut comprendre cette phase, non pas comme une enquête de retour d’expérience, mais comme un « raisonnement tactique ». La situation est extrêmement stressante pour les individus concernés (il n’est pas rare qu’ils ressentent des effets psychosomatiques immédiats), mais aussi pour ceux qui sont en charge de la gestion de l’accident. Il faut alors. . . dédramatiser, en étant extrêmement attentif à l’état psychologique des accidentés.

8 – Conduite à tenir en situation accidentelle

119

8.3.1. Prise de renseignements Il faut prendre tous les renseignements nécessaires à la reconstitution de l’accident, l’objectif étant de pouvoir déterminer avec le plus de précision possible les doses délivrées et leur distribution dans l’organisme du ou des individus exposés. Pour cela il faut : – identifier la (ou les) personne(s) victime(s) de l’accident (nom, prénom, etc.), ainsi que l’ensemble des personnes présentes ; – récupérer tous les dosimètres présents ; les dosimètres portés par les personnels (noter l’endroit précis où ils sont portés, s’ils sont à l’intérieur d’une poche ou à l’extérieur de la blouse, etc.), les dosimètres d’ambiance s’ils existent. En cas de présence de neutrons, récupérer les objets métalliques portés par le personnel (bague, bracelet, stylo, etc.) ; – noter les caractéristiques de la source de rayonnements : type de radionucléide, activité à la date d’utilisation, débit de dose en conditions normales, ou pour un générateur X la THT, l’intensité, la cible, la filtration ; – noter les conditions géométriques de l’accident : faisceau collimaté ou non, position des écrans, des échantillons, des objets susceptibles de provoquer un rayonnement diffusé, qualité des murs, plafond, sol, et position des personnes exposées ; – estimer la durée probable de l’exposition, et identifier les différents gestes effectués pendant la durée de l’exposition. En un mot, photographier en 3D la situation.

8.3.2. Communication avec les services de secours Les services de secours peuvent être prévenus dès lors que les informations recueillies sont suffisantes pour estimer l’ampleur des actions correctives à lancer, ou en l’absence de maîtrise des événements. Dans les grandes entreprises du secteur nucléaire, CEA, AREVA, EDF, des plans de secours opérationnels existent, des exercices de sécurité sont organisés régulièrement, et des équipes spécialisées sont en charge de la radioprotection et de la sécurité classique. Il faut se conformer à l’organisation prévue. Dans les entreprises hors secteur nucléaire, quelle que soit leur taille, le problème est plus délicat. La personne compétente aura intérêt à prévoir ce genre de situation a priori, et à formaliser les modalités d’intervention, afin d’éviter des blocages le jour où l’intervention sera nécessaire. La seule solution consiste à faire appel aux sapeurs-pompiers. Ils sont un élément moteur de la protection civile en France, ils sont capables de mettre en œuvre tous les moyens logistiques nécessaires (hélicoptère, ambulances, etc.), grâce en particulier à une organisation centralisée (centre opérationnel de gestion interministérielle des crises – COGIC), et disposent d’équipes spécialisées en intervention nucléaire : les cellules mobiles d’intervention radiologique (CMIR).

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8.3.3. Communication avec les institutionnels et les autorités C’est un des points les plus délicats à gérer en situation accidentelle. Assez rapidement, les autorités et institutionnels (dirigeants de l’entreprise, représentants de l’autorité publique, journalistes, etc. vont se manifester et demander ou exiger des informations. Le responsable technique de l’intervention, très occupé par la gestion de la situation accidentelle, n’a pas le temps matériel, ni l’esprit disponible, pour jouer en plus le rôle de porte-parole. Il faut donc prévoir un chargé de communication, qui servira d’interface avec les « ayant à en connaître »... Il convient d’organiser la procédure de gestion des situations accidentelles a priori, en collaboration avec les différents intervenants (sapeurs-pompiers, médecin du travail, inspecteur du travail...), la formaliser sous forme d’une consigne, la faire valider par la direction de l’entreprise dans laquelle l’accident peut se produire.

8.4. Gestion des accidentés Comme on l’a dit plus haut, il ne faut pas confondre médecine nucléaire et radiopathologie. La destination d’un irradié est l’hôpital militaire Percy à Clamart. L’institut Curie à Paris, bien que n’étant pas cité dans le guide national de l’intervention médicale en cas d’événement nucléaire ou radiologique, possède également des équipes médicales spécialisées. Les médecins qui pourront conseiller sur la conduite à tenir sont les médecins spécialisés en radioprotection des organismes. . . CEA, EDF, AREVA, ou les médecins spécialisés des sapeurs-pompiers. Comme il est dit plus haut, tout se passera aussi bien que possible si tout est prévu à l’avance.

8.5. Récupération de la situation La récupération consiste en l’ensemble des opérations qui permettent de revenir à une situation antérieure stable, ou d’aboutir à une nouvelle situation sans risques. Face à un risque d’exposition externe, il s’agira de récupérer par exemple une source radioactive désolidarisée de son appareillage, et de la remettre dans un conteneur blindé. Face à un risque de contamination, il faudra contrôler l’ensemble des locaux concernés et entreprendre les opérations de décontamination des surfaces, des équipements, des locaux, voire du site dans son ensemble. Dans les grandes organisations, des services internes réalisent ou assurent la maîtrise d’ouvrage de ces travaux, qui peuvent être longs et onéreux. La personne compétente, isolée dans son entreprise, n’aura guère de moyens à sa disposition. Dans certains cas simples, les CMIR pourront récupérer la situation si elle n’est pas trop complexe et ne présente pas de risques importants pour le personnel (par

8 – Conduite à tenir en situation accidentelle

121

exemple remettre unes source de faible activité dans son conteneur). Si cette situation s’avère complexe, les membres de la CMIR évalueront les moyens à mettre en œuvre. On pourra prendre contact également avec l’IRSN, un organisme tel le CEA, ou une entreprise du secteur nucléaire. Les interventions seront réalisées à titre onéreux, (sauf celles des sapeurs-pompiers). Enfin des consultants spécialisés pourront apporter assistance dans la gestion de la situation.

8.6. Gestion administrative de l’incident Les situations accidentelles doivent être obligatoirement déclarées à l’ASN (voir procédure sur le site internet – www.asn.fr).

8.6.1. Obligations réglementaires Le code de la santé publique stipule dans son article L.1333-3 que « la personne responsable d’une des activités mentionnées à l’article L.1333-1 [du code de la santé publique] est tenue de déclarer sans délai à l’autorité administrative tout incident ou accident susceptible de porter atteinte à la santé des personnes par exposition aux rayonnements ionisants ».

8.6.1.1. Processus de déclaration Il est important de distinguer deux cas conduisant au processus de déclaration d’incident à l’autorité administrative : – lors d’une violation de prescription réglementaire ; – lors d’une situation incidentelle pour laquelle les moyens des pouvoirs publics pourraient être sollicités afin de limiter les conséquences de l’événement. Cette notion implique une éventuelle organisation de crise associée au déclenchement d’un plan d’urgence interne ou d’un plan de secours. Cette situation est encadrée par les directives interministérielles sur l’action des pouvoirs publics en cas de situation d’urgence radiologique et ne relève pas du présent chapitre. La démarche visant à éviter les accidents et à en atténuer les effets repose sur le concept de la « défense en profondeur » dont le principe peut être résumé ainsi : « Bien que les mesures prises pour prévenir les erreurs, les incidents et accidents soient, en principe, de nature à les éviter, on postule qu’il s’en produit et on étudie et met en place des moyens pour y faire face, pour ramener leurs conséquences à des niveaux jugés acceptables ». Le processus de déclaration des événements significatifs vise les objectifs suivants : – partager le retour d’expérience au travers d’une analyse détaillée, traduite par un compte rendu ; – permettre aux autorités : ◦ d’analyser le caractère précurseur et la gravité de l’événement, indépendamment de l’exploitant ;

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◦ de contribuer à la détection et à l’identification d’incidents précurseurs ; ◦ de contrôler que l’exploitant prend correctement en compte le retour d’expérience d’autres exploitants ; ◦ de contrôler que l’exploitant détecte efficacement les événements, les analyse et met en place les mesures correctives, pour l’ensemble des événements qu’il détecte ; ◦ d’informer le public des événements survenus dans les installations nucléaires ou au cours des transports de matières radioactives.

8.6.1.2. Critères de déclaration L’ASN a publié le « 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 ». Il est applicable à titre expérimental à compter du 1er juillet 2007, afin de familiariser les professionnels avec cette démarche et de tenir compte des difficultés qu’ils pourraient rencontrer tout en leur permettant de respecter dès à présent leurs obligations légales. Le guide précise les dispositions applicables par les responsables d’une activité nucléaire en ce qui concerne les modalités de déclaration des événements significatifs lorsque ceux-ci intéressent la radioprotection. En aucun cas, il ne se substitue aux autres obligations pouvant découler de l’application du code du travail, du code de la santé publique, du code de l’environnement, ou de toute autre réglementation. Il ne se substitue pas, notamment, aux dispositions prévues dans le cadre de la protection des travailleurs, du public et des patients, ou de la surveillance de la sécurité d’utilisation des produits de santé. Les critères de déclaration des événements significatifs impliquant la radioprotection hors INB sont présentés en annexe I, et à titre d’exemple, nous présentons ici le critère 1 : Critère 1 (Travailleurs) Exposition ou situation mal ou non maîtrisée, ayant entraîné ou susceptible d’entraîner un dépassement de la limite de dose individuelle annuelle réglementaire associée au classement du travailleur ; ou Situation imprévue ayant entraîné le dépassement, en une seule opération, du quart d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire pour un travailleur. Les événements n’entrant pas dans le champ des critères de déclaration sont recensés par l’exploitant pour en permettre l’analyse du retour d’expérience. Ceux-ci, dits événements intéressants, sont des événements dont l’importance immédiate ne justifie pas une analyse individuelle mais qui peuvent présenter un intérêt dans la mesure où leur caractère répétitif pourrait être le signe d’un problème nécessitant une analyse approfondie. Les informations relatives à ces événements sont accessibles aux inspecteurs des installations nucléaires de base ainsi qu’à l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). Pour chacun des domaines sûreté, radioprotection et environnement, l’exploitant définit ses propres critères pour identifier les événements intéressants.

8 – Conduite à tenir en situation accidentelle

123

8.6.1.3. Délai de déclaration L’expression « déclaration sans délai » figurant dans le code de la santé publique appelle une précision opérationnelle en vue d’harmoniser les modalités et les délais de déclaration. En dehors d’une situation d’urgence avérée nécessitant l’intervention des pouvoirs publics, le responsable de l’activité nucléaire apprécie l’urgence de la déclaration au regard de la gravité avérée ou potentielle de l’événement et de la rapidité de réaction nécessaire pour éviter une aggravation de la situation ou en limiter les conséquences. Toutefois, ce délai n’excède pas 2 jours ouvrés suivant la détection de l’événement.

8.6.1.4. Modalités de déclaration Au titre de l’article L.1333-3 du code de la santé publique, la personne qui a l’obligation de déclarer l’incident est le responsable d’une des activités nucléaires définies à l’article L.1333-1 du code de la santé publique. Pour les activités soumises à autorisation, « le responsable de l’activité » est la personne titulaire de l’autorisation ou son représentant. Pour les activités soumises à déclaration, le responsable de l’activité » est la personne qui bénéficie de la déclaration ou son représentant. Une « déclaration d’événement significatif » est adressée à l’ASN avec copie à l’IRSN, et au préfet du département du lieu de l’incident. Ceci même en l’absence des premiers résultats des investigations menés en vue de déterminer les circonstances de l’événement survenu. Ce document permet à l’ASN de disposer rapidement d’un minimum d’informations en vue d’assurer ses missions d’analyse, d’évaluation et d’information. Il précise le ou les critères concernés par la déclaration. Un « compte rendu » d’événement significatif est également rédigé dans les 2 mois suivant la déclaration. Comme la déclaration d’incidents, le compte rendu est signé par le responsable de l’activité nucléaire et par le chef d’établissement ou son représentant. L’ensemble des modalités relatif à déclaration des événements significatifs dans le domaine de la radioprotection hors INB et transport de matières radioactives est décrit dans le guide ASN/DEU/ 03. Il est téléchargeable sur le site www.asn.fr.

8.6.1.5. Classement de l’incident Comme pour les événements déclarés pour les installations nucléaires, il y aura un classement sur l’échelle INES qui sera effectué par l’ASN. L’échelle INES publiée par l’AIEA est une échelle de communication destinée à faciliter la perception, par les médias et le public, de l’importance des événements. L’objet de la déclaration d’événement significatif est de contribuer à l’élaboration des pratiques individuelles et collectives. Elle est donc systématique lorsque l’événement entre dans le champ des critères de déclaration. Parmi l’ensemble des événements qui sont déclarés, l’utilisation de l’échelle INES permet à l’ASN de retenir ceux qui ont une importance suffisante pour faire l’objet d’une communication de sa part.

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8.6.2. Comportement en cas d’incident radiologique Depuis 1945 environ, 400 accidents ont entraîné plus d’une centaine de décès, principalement dus à des expositions externes du fait de sources radioactives perdues. Dans certains cas, les personnes exposées ignoraient qu’elles manipulaient une source radioactive. De ce fait, l’ISO vient de normaliser un nouveau pictogramme (figure 8.2), destiné à avertir toute personne, en particulier non spécialiste, du danger présenté par une source radioactive.

Figure 8.2. Nouveau pictogramme sur les dangers des rayonnements ionisants (ISO 21482).

Ce pictogramme devrait être utilisé pour les sources de catégorie 1, 2 et 3 sur les 5 de l’échelle établie par l’AIEA, c’est-à-dire pour les sources dangereuses susceptibles de causer la mort ou des blessures sévères.

Pour en savoir plus sur les catégories de sources définies par l’AIEA La catégorie 1 recouvre les sources de très haute activité pouvant délivrer des doses mortelles en quelques minutes ou quelques heures. Ces sources sont celles employées dans des irradiateurs et en téléthérapie. Les sources de la catégorie 2 sont habituellement employées dans le cadre de pratiques telles que la radiographie gamma industrielle et la curiethérapie à débit de dose élevé ou moyen. Dans les sources de la catégorie 3, on trouve généralement les jauges industrielles fixes dotées de sources de haute activité.

Les articles 96 et 97 du code du travail précisent les actions à mener en cas du dépassement d’une des limites d’exposition. Les fiches réflexes au paragraphe suivant détaillent les étapes à effectuer. Le dépassement d’une des limites d’exposition est un des critères de déclaration d’un événement significatif radioprotection à l’Autorité de sûreté nucléaire.

8 – Conduite à tenir en situation accidentelle

125

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

Fiche 8.1. Cas de l’exposition externe.

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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

Fiche 8.2. Cas de l’exposition externe avec un dépassement de limite et une dose efficace (estimée par l’équivalent de dose) supérieure à 20 mSv.

8 – Conduite à tenir en situation accidentelle

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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 Fiche 8.3. Cas de l’exposition externe avec un dépassement de limite et une dose efficace (estimée par l’équivalent de dose) supérieure à 100 mSv.

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8.6.3. Critères de déclaration et de classement des événements Tableau 8.1. (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 de transport de matières radioactives, version du 15/06/2007).

L’événement intéresse qui et/quoi ?

Un ou plusieurs travailleur(s) (salariés ou non, exerçant dans une « activité nucléaire », classés en catégorie A ou B ou non classés)

Cause ou conséquence de l’événement Exposition ou situation mal ou non maîtrisée, ayant entraîné ou susceptible d’entraîner un dépassement de la limite de dose individuelle annuelle réglementaire associée au classement du travailleur ou Situation imprévue ayant entraîné le dépassement, en une seule opération, du quart d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire pour un travailleur

Numéro du critère

1

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

2.1

Pratique inadaptée ou dysfonctionnement lors de l’utilisation de sources radioactives ou de Un ou plusieurs patient(s) générateurs de rayons X à visée diagnostique soumis à une exposition ayant entraîné ou susceptibles d’entraîner : – des expositions significativement supérieures à visée diagnostique aux niveaux de référence diagnostiques ; ou – des erreurs dans la réalisation de l’examen

2.2

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

8 – Conduite à tenir en situation accidentelle

129

Tableau 8.1. Suite.

L’événement intéresse qui et/quoi ?

Cause ou conséquence de l’événement

Numéro du critère

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 Source, rejet, déchet

Dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés Rejet non autorisé de radioactivité dans l’environnement

4.3 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

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

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

5

130

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Tableau 8.2. Échelle INES.

9

Méthodologie des études de postes

Ce qui suit ci-dessous est une ligne directrice, à aménager en fonction des postes à étudier.

9.1. Connaissance des sources et des risques On collectera les informations suivantes : a) Données qualitatives Il faut commencer par recueillir les données suivantes : – le type de source :

substance radioactive

⎫ – naturelle ⎬ α, β, γ, X, n ; – artificielle ⎭

et/ou : – le générateur électrique de rayonnements, et le ou les types de rayonnements émis ; – la géométrie du (des) faisceau(x). b) Données quantitatives Il faut également noter les éléments suivants : – pour les sources : l’activité, la période, l’énergie et le pourcentage d’émission des rayonnements, la DPUI, les débits de dose de référence (voir guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2]) ; Et/ou : – pour les générateurs de rayonnements : la HT, le courant électronique, la nature de la fenêtre, la filtration, et, si possible, le spectre d’énergie, la courbe débit de dose/distance, les valeurs du rayonnement diffusé.

132

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

c) Caractéristiques du matériel, équipement ou installation contenant la source de rayonnement Il faut s’intéresser à la géométrie des systèmes, et regarder en particulier les blindages, notamment ceux d’origine, les dispositifs de sécurité, les dispositifs de fonctionnement... On constituera ainsi un fonds documentaire, avec le dossier fournisseur, le certificat d’étalonnage, la documentation technico-commerciale et toute autre documentation « recueillie » sur Internet. Si la situation existe déjà, (avant d’être nommée PCR), on récupérera l’ensemble des rapports de contrôle de l’organisme agréé. Dans le cas contraire, on profitera du contrôle à la livraison et/ou mise en service pour récupérer toutes les informations manquantes. On s’assurera qu’on dispose également de l’ensemble des documents demandés dans le cadre des contrôles (voir [R5]). On exigera du fournisseur un plan ou schéma détaillé avec l’ensemble des sécurités passives et actives.

9.2. Analyse des postes de travail et évaluation prévisionnelle de dose Un travailleur peut être affecté à plusieurs postes de travail. Réciproquement, un poste de travail peut concerner plusieurs travailleurs. Tous les postes de travail d’une activité (au sens ensemble d’actes et de travaux coordonnés) doivent être analysés, même si, a priori, les doses susceptibles d’être subies sont faibles voire négligeables. Dans le cas des doses faibles l’analyse n’en sera que plus facile.

9.2.1. Méthode d’analyse Pour analyser de façon aussi exhaustive que possible un poste de travail, on peut se référer à la démarche intellectuelle de la méthode d’analyse des facteurs d’accidents, et considérer qu’une activité résulte d’un individu (avec ses caractéristiques propres, son ancienneté, sa formation, etc.) qui se sert de son matériel (en l’occurrence des sources de rayonnements, entre autres), pour réaliser un travail (selon des procédures, des modes opératoires, etc., pendant un temps déterminé) dans un milieu déterminé (environnement physique : chaleur, hygrométrie, bruit, atmosphère... et aussi environnement organisationnel et ambiance de travail). On modifiera éventuellement ces quatre composantes I, T, Mi, Ma, pour appliquer le principe d’optimisation (principe ALARA). Il faut donc les connaître au départ. La réduction des doses individuelles et collectives est mise en œuvre ensuite par un processus itératif. Le travail lui-même sera décomposé en phases élémentaires. Une phase élémentaire est une période de temps pendant laquelle les risques radiologiques sont constants : débit de dose efficace au contact et à distance, au niveau de la peau, des yeux, des extrémités et de l’organisme entier, activité volumique de l’air et activité surfacique éventuelles.

9 – Méthodologie des études de postes

133

Tableau 9.1. Tableur pour estimation dosimétrique des postes de travail.

N˚ Descriptif phase phase Opérateur

Débit de dose OE*

en μSv.h−1 Débit de dose mains

en min Débit de dose cristallin

Temps

en μSv Dose Dose Dose OE mains cristallin

1 2 ...

OE* : organisme entier.

On décrit et quantifie autant de phases élémentaires que nécessaire. Pour chacune de ces phases, on peut déterminer ainsi une dose prévisionnelle ou réelle, selon que l’activité analysée est un projet ou une réalité.

9.2.2. Évaluation prévisionnelle de dose (EPD) Les estimations prévisionnelles de dose correspondant aux phases de travail élémentaires sont ajoutées les unes aux autres pour obtenir l’évaluation prévisionnelle de dose d’une action au poste de travail concerné. Ces différentes actions unitaires sont donc multipliées par la fréquence annuelle afin d’obtenir des résultats glissants sur 12 mois, à comparer aux doses maximales admissibles annuelles. Plusieurs postes de travail peuvent être réunis pour un individu donné. Remarque : L’estimation de dose efficace (au niveau de l’organisme entier) suffit souvent pour caractériser le poste de travail. Il faut cependant se poser systématiquement la question des doses équivalentes subies au niveau de la peau, des extrémités et du cristallin : travaux de manutention, travaux de précision nécessitant une observation visuelle, etc. Pour la dose « organisme entier », on prendra en général comme référence géométrique la poitrine. Il est possible de prendre également la ceinture. Si elles diffèrent, on prend alors la valeur la plus pénalisante des deux. Il est important ne pas oublier, parmi les postes de travail concernés par les rayonnements ionisants, ceux qui correspondent à la maintenance, à l’étalonnage, au transport, ... et à la fonction PCR !

9.3. Application du principe ALARA Les EPD conduisent généralement à des valeurs très élevées. Une première approche ALARA (voir Personne compétente en radioprotection. Principes de radioprotection – Réglementation [T1]) permet souvent de baisser considérablement les doses, simplement en modifiant l’organisation du poste de travail et le mode de manipulation.

134

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

9.3.1. Moyens de prévention Tous les moyens visant à éviter l’existence des risques sont-ils utilisés, en fonctionnement normal ? L’activité (en Bq) de la source manipulée est-elle justifiée (Matériel) ? Exemple : en gammagraphie, il n’est pas toujours nécessaire d’avoir l’activité maximale d’une source neuve dans l’appareil. La haute tension et l’intensité du générateur X sont-elles justifiées (Ma) ? Exemple : pour avoir un bon contraste sur un cliché, c’est une erreur que de penser que la haute tension doit être la plus élevée possible. Le personnel est-il adapté au poste de travail (Individu) ? Exemple : expérience, formation, aptitude à gérer les situations... Le mode opératoire est-il le mieux adapté à l’opération (Travail) ?

9.3.2. Moyens de protection Les temps élémentaires sont-ils pertinents (T) ? Il faut se poser également la question des « temps morts » qui sont des temps de présence sans être des temps opératoires. Les distances source-opérateur sont elles pensées en termes de protection (Milieu) ? Une pince à distance, un chariot pour transporter les colis permettent de baisser considérablement le débit de dose, de même que la position du colis dans le véhicule. . . Les écrans sont-ils adaptés (Ma) ? Cet exercice est de la plus haute importance. Les valeurs finalement retenues pour les évaluations de dose, après application du principe ALARA, vont conditionner la suite de l’étude de poste. Ces valeurs peuvent s’inspirer largement de la réalité des faits et des résultats dosimétriques du personnel, bien évidemment.

9.4. Gestion du personnel affecté et politique dosimétrique 9.4.1. Classement des personnels en A, B, ou NE Ces sont les évaluations prévisionnelles annuelles des doses, ainsi que l’analyse du poste de travail après application du principe d’optimisation, qui permettent le classement du personnel dans la bonne catégorie. Il ne faut pas mettre tout le monde en catégorie A, sous prétexte que cela simplifie les choses. Il y a forcément une incertitude sur les EPD. Par ailleurs, peuvent se produire des évolutions non prévues au niveau du poste de travail, sans pour autant que ces évolutions puissent être considérées comme incidentelles ou accidentelles. On prendra donc un peu de marge pour le classement du personnel.

9 – Méthodologie des études de postes

135

Nous suggérons les critères suivants : Tableau 9.2. Limites de doses conseillées par catégories de travailleurs.

Catégorie de personnel Non exposé NE Catégorie B Catégorie A

Valeur de l’EPD∗ (sur 12 mois) EPD ≤ 0,5 mSv 0,5 mSv < EPD ≤ 4 mSv 4 mSv < EPD ≤ 16 mSv

∗

EPD : évaluation prévisionnelle de dose. Ces valeurs peuvent être resserrées si les postes de travail sont particulièrement bien identifiés et stables dans le temps. Nous limitons volontairement la catégorie A à une valeur maximale inférieure à la limite annuelle, afin d’éviter tout risque de dépassement.

Pour en savoir plus sur notions de seuil et objectif dosimétriques Les seuils sont des valeurs à ne pas dépasser. Leur franchissement entraîne l’arrêt du travail, au moins temporairement. Nous suggérons à la PCR d’instaurer, sous couvert de l’employeur, des seuils internes à l’entreprise, en deçà des seuils prévus par la réglementation française, et au plus égaux aux seuils éventuellement préétablis par leurs clients (EDF, par exemple). Cela peut s’apparenter à ce que la CIPR définit comme une contrainte de dose. Le tableau 9.2 donne un exemple de seuils sur 12 mois. Rien n’empêche de se fixer des seuils sur des durées plus courtes, ou sur une opération donnée. Les objectifs dosimétriques ne résultent pas de la même démarche : il s’agit d’une « ardente obligation », c’est-à-dire que l’entreprise va se donner des moyens pour ne pas dépasser ces valeurs. S’il s’avère qu’elles sont transgressées, une analyse sera menée pour améliorer la situation. C’est donc une démarche ALARA. L’expérience prouve que l’utilisation de ce concept en entreprise diminue les doses individuelles et la dose collective des travailleurs. Évidemment, les objectifs doivent être inférieurs aux seuils...

9.4.2. Organisation du suivi médical Un opérateur ne peut pas être classé A ou B sans avis favorable du médecin du travail qui se prononcera sur la « non-inaptitude » (variante réglementaire de l’aptitude) du travail au poste envisagé, au vu de sa fiche d’exposition (voir paragraphe 9.7) qui résulte de l‘étude de poste en cours.

9.4.3. Mise en place des formations adéquates Dans certains cas, ces formations sont prédéterminées : transport de matières radioactives, contrôles non destructifs, sous-traitance en INB. Dans la majorité des cas, la formation

136

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est montée de toutes pièces et adaptée aux postes de travail du personnel. La PCR doit s’impliquer, avec le concours du médecin du travail, dans le montage de cette formation. À la fin de cette formation, il ne faudra pas oublier de distribuer une notice d’information aux travailleurs (ce peut être le support pédagogique de la formation), surtout à ceux appelés à entrer en zone contrôlée (obligation réglementaire).

9.4.4. Choix des moyens dosimétriques individuels Ils doivent être adaptés aux rayonnements subis. Attention aux X et γ de faible énergie, attention aux β de forte énergie, attention aux neutrons : il faut choisir les dosimètres et les laboratoires de dosimétrie en conséquence. Pour mémoire, le dosimètre passif est obligatoire dès que les travailleurs accèdent en zone surveillée ou en zone contrôlée (travailleurs de catégorie A ou B, et visiteurs...), le dosimètre opérationnel est obligatoire dès l’entrée en zone contrôlée. Le dosimètre passif est personnel. Le dosimètre opérationnel est, en général, attribué de manière nominative par la PCR, mais il peut aussi être disponible « en libre service » à l’entrée de la zone contrôlée. Cependant, il sera nécessaire d’identifier le porteur pour pouvoir renseigner la base dosimétrique de l’IRSN (Système d’information et de surveillance de l’exposition aux rayonnements ionisants SISERI).

9.4.5. Mise en route du suivi dosimétrique Il faut se connecter au site Internet de l’IRSN puis lancer la procédure SISERI. Il est nécessaire de disposer d’une clé d’accès et d’un mot de passe pour pouvoir consulter les valeurs dosimétriques du personnel que la PCR suit. Ces identifiants sont obtenus lors de la signature du protocole entre l’IRSN et l’entreprise.

9.5. Gestion de l’installation 9.5.1. Zonage Les éléments d’information maintenant connus au niveau du poste de travail permettent de déterminer les différentes zones de travail, les zones de circulation, les vestiaires, etc., de les classer (zone publique, attenante, non surveillée, zone surveillée, zone contrôlée simple, zone d’intervention, zone contrôlée spécialement réglementée et zone interdite), d’organiser le balisage (panneaux, rubans) et de rédiger le rapport correspondant, qui est tenu à disposition des autorités ayant à en connaître [R3].

9.5.2. Mise en place du programme de contrôles internes et externes Les contrôles techniques internes et externes sont à réaliser en fonction du type de sources radioactives ou de générateur et de leurs puissances. Les contrôles internes d’ambiance sont à réaliser a minima de manière mensuelle (sauf s’il y a une surveillance en continu). Leur nature est fonction des risques.

9 – Méthodologie des études de postes

137

Les contrôles internes peuvent être sous-traités. L’organisme agréé sous-traitant doit être différent de celui qui effectue les contrôles externes. Si ce n’était pas possible, les règles déontologiques imposent que les contrôleurs externes soient différents des contrôleurs internes. Dérogations éventuelles aux contrôles internes : il n’y a pas de dérogations possibles, réglementairement. Cependant, dans certaines applications industrielles des rayonnements ionisants, ces contrôles ne présentent pas ou peu d’intérêt et ne sont pas justifiés techniquement (voir paragraphe 4.2.6 et étude de cas 10.2). Des dérogations peuvent donc être négociées au moment de la demande d’autorisation à l’ASN. On tiendra le dossier des contrôles internes et externes à jour, selon les modalités prévues dans l’arrêté correspondant [R5].

9.5.3. Mise en place des moyens de détection Le parc de matériel comprend au moins le matériel nécessaire aux contrôles d’ambiance (sauf s’ils sont sous-traités), soit : – un détecteur de faisceaux parasites faisant fonction également de radiamètre d’ambiance, ou – un radiamètre d’ambiance et – un détecteur de faisceaux parasites : ◦ contaminamètre à sonde intégrée, ou ◦ ictomètre avec sonde externe. Exemples : – un détecteur à GM type RadEye avec filtre pour mesure de débit de dose, ou – une chambre d’ionisation portative (Babyline ou RamIon) ou radiamètre adapté aux rayonnements en cause, et – un détecteur de faisceaux parasites : ◦ contaminamètre Minitrace, ou ◦ MIP avec sonde X, ou β mou. Si nécessaire, c’est-à-dire si le risque potentiel de perte de confinement de la source radioactive n’est pas d’ordre résiduel, il faut disposer d’un moyen de détecter la contamination surfacique. On est alors ramené au matériel précédent, au moins pour certains types de rayonnements (voir chapitre 7 : « Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements »).

138

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Il n’est pas utile, pour la manipulation des sources scellées, de prévoir une mesure de contamination atmosphérique. On tiendra à jour un dossier listant les appareils de détection et de mesure, ainsi que les dosimètres opérationnels, dans lequel on portera en particulier les dates des étalonnages et vérifications de bon fonctionnement (voir [R5]).

9.6. Analyse des situations anormales et accidentelles potentielles Cette analyse a pour objet la recherche de situations anormales, en vue de leur prévention, ou afin de trouver des parades si elles se produisent, au pire pour mettre en place une organisation des secours. Elle n’intervient pas dans le classement du personnel.

9.6.1. Liste des situations a) Sensibilité particulière de la source de rayonnements et des équipements associés à des agressions extérieures – L’élévation de température, l’incendie. – Les attaques physiques : chute, poinçonnement, pression, écrasement, torsion, érosion, chute de missile interne (moufle de pont roulant)... – Les attaques chimiques : corrosion, humidité, pH, oxydoréduction... – Les attaques biologiques : micro-organismes, bactéries, animaux... – La sensibilité aux rayonnements électromagnétiques : téléphones portables, soudeuses, lignes haute tension. . . – Les agressions d’origine naturelle : séisme, dégât des eaux, sécheresse... – Les agressions d’origine humaine : vol, sabotage... – Les agressions dues à la civilisation : pollution, chute de missile externe (aéronef)... b) Incidents et accidents d’origine interne à l’entreprise On cherchera dans chacune des composantes de l’activité (individu, travail et temps, matériel, milieu), les facteurs potentiels d’accident. Quelques exemples : – Concernant l’individu : manque de formation, inattention, composantes psychologiques (peur, ou excès de confiance), actes délictueux ou criminels, court-circuitage des sécurités... – vis-à-vis du travail : manœuvre non prévue dans le mode opératoire, mode opératoire dégradé, maintenance curative, perte de temps,

9 – Méthodologie des études de postes

139

– Par rapport au matériel : perte de confinement de la matière radioactive, bris de matériel, défaillance des systèmes de sécurité, modification du matériel... – Enfin pour le milieu : incendie. . .

9.6.2. Mesures préventives Voici quelques questions que la PCR peut se poser avant même de faire face à une situation accidentelle : – Quels sont les dispositifs intrinsèques à la source et aux équipements qui préviennent toute situation accidentelle ? – Quels sont les dispositifs, barrières physiques ou lignes de défense dynamiques, qui permettent d’éviter l’occurrence des risques ou accidents vus plus haut ? – Que se passe-t-il en cas de perte d’efficacité d’une barrière ou ligne de défense ? – Quelles sont les parades complémentaires à apporter au vu de l’analyse précédente du paragraphe 9.6.1 ?

9.6.3. Limitation des conséquences en situation incidentelle ou accidentelle On mettra en place une organisation des secours de façon à gérer au mieux ces situations, particulièrement au niveau des individus impliqués (voir chapitre 8). Pour qu’une telle organisation fonctionne correctement, il faut qu’elle ait été préalablement pensée, et qu’elle fasse l’objet d’une procédure stricte qui sera appliquée sans discussion en cas de besoin. Nous suggérons de préparer cette procédure avec les acteurs et responsables concernés : PCR, sapeurs-pompiers, médecin du travail, sans oublier la hiérarchie qui donnera son aval. Des consignes peuvent être rédigées à plusieurs niveaux : opérateur, responsable technique, PCR.

9.7. Gestion documentaire : études de postes et fiches d’exposition Selon la méthodologie présentée ci-dessus, l’étude de poste peut être « matérialisée » sur un support informatique ou papier de différentes façons : rapport d’expertise, etc. Nous proposons soit d’utiliser le canevas ci-après, qui fournit un cadre à l’étude et à la présentation de ses résultats, en vue de sa transmission au médecin du travail, et éventuellement au CHSCT, etc., soit de dérouler l’étude de poste selon la démarche utilisée au chapitre 10 dans les exemples d’études de cas. La conséquence documentaire de l’étude de poste est la fiche d’exposition (qui peut résulter de plusieurs postes de travail), qui résume, pour un individu, les éléments de risques classiques et radiologiques, à l’intention du travailleur et du médecin du travail (voir modèle tableau 9.1). Nous rappelons également l’existence des dossiers « zonage », « contrôles », et « étalonnage ».

140

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

9.8. Et la sécurité classique ? La radioprotection a tendance à oublier la sécurité classique. Or une étude de poste bien menée ne peut pas faire l’économie de ce thème. En effet, quoi qu’on dise, les risques classiques peuvent être plus importants que les risques radiologiques. Cette évaluation des risques pour la sécurité et la santé des travailleurs s’inscrit dans un contexte réglementaire (décret 2001-1016 du 5 novembre 2001). On rapprochera donc l’étude de poste du document unique, et des plans de prévention s’ils existent. On intégrera les risques classiques dans l’étude de poste et dans la fiche d’exposition (figures 9.1 et 9.2). BOITENUC

RP – FOR - 001 ind01 Fiche d’étude de poste de travail indice : 01

POSTE N° : RP-EPT 001

Date d’émission : 08/09/09

DESCRIPTIF DU POSTE DE TRAVAIL : ------Le poste peut être cumulé avec Fréquence du poste : continue (plusieurs fois par semaine) Horaires : tous horaires (jour, décalé, de nuit,…) Localisation du poste (Lieu ou site, Bâtiments, pièces,..) : PERSONNEL CONCERNE : Formation spécifique : Classement vis à vis des rayonnements ionisants : A – B - NE MATERIEL(S) UTILISE(S) : PRODUIT(S) UTILISES(S) : RISQUES RADIOLOGIQUES : Références documentaires éventuelles : Terme source :

Radionucléides (ou générateurs de rayonnements) :

Types de rayonnements : α - β - γ - X - η - particules chargées

1

1/ 3

RP – FOR - 001 ind01

RISQUE CLASSIQUES

Figure 9.1. Exemple de canevas pour présentation résultats de l’étude de poste.

Références documentaires éventuelles (PdP, etc..): sans objet Domaines de risques 1 - Circulation Chute de plain-pied ou de niveau Conduite de véhicules routiers Conduite d’engins automoteurs 2 - manutention Port de charges de 15 à 20 kg 3 – Travaux en hauteur 4 – Risques chimiques Produits chimiques 5 – Electricité

Niveau de risque

Basse tension 6- Incendie 7 – Rayonnements non ionisants lasers Champs magnétiques 8 – risques biologiques Bactéries - virus 9 - Bruit 10- Poussières Code : néant : Potentiel, en situation accidentelle : occasionnel : fr équ ent : habituel ou permanent

Remarques et Mesures de prévention

BOITENUC

RP – FOR - 001 ind01

Niveaux de débit de dose : Exposition externe à distance Organisme entier : μSv/h μSv/h (max : μSv/h) Exposition partielle : Peau et extrémités : μSv/h en moyenne (maximum mesuré : max théorique : μSv/h) Cristallin : μSv/h Abdomen : μSv/h Risque de contamination interne : Risque de contamination cutanée :

Evaluation prévisionnelle de dose Dose efficace annuelle attendue : mSv (cas1°) mSv (cas2) mSv (cas3)

μSv/h,

9 – Méthodologie des études de postes

BOITENUC

Prévention et optimisation des risques radiologiques :

Téléphones portables

Situations accidentelles : Description 1 2 3 4

Gestion

Remarques :

Rédacteur de la fiche : Approbateur de la fiche : 3

3 /3

2

2/3

141

page 2/2 FICHE D’EXPOSITION

date :--/--/--

N°-- ind--

Sources scellées Sources non scellées

Enseignement et recherche électronucléaire défense

Réacteurs nucléaires Amont du cycle du combustible Aval du cycle du combustible Centre de recherche

REMARQUES :

A–B NOM : Date de naissance : N°SS : Qualification :.

date clt:

Prénoms : Matricule société :

Réference étude(s) de poste (s) n° :

motif fiche embauche mise à jour mise à Disp. chgt poste

statut CDI CDD étudiant intérimaire

EXPOSE détaillé des fonctions :

Figure 9.2. Modèle de fiche d’exposition.

PERIODES ET FREQUENCE D’EXPOSITION : Discontinue : dates : Continue :

fréquence :

fréquence :

HORAIRES : __ h - __h ; __h - __h. temps plein - partiel --- h / mois

EXPOSITION EXTERNE - NATURE DES RAYONNEMENTS IONISANTS neutrons thermiques X,γ < 100 keV β purs Em ≥ 100 keV neutrons rapides X,γ ≥ 100 keV champs mixtes β, γ et/ou X gaz rares champs mixtes n, γ Particules chargées risque criticité

Tous RN Emetteurs α Emetteurs β 3 H 14 C

date :--/--/--

N°-- ind--

32

P S 36 Cl 60 Co 90 Y - 90Sr 35

EXPOSITION INTERNE I I 137 Cs PFission PActivation 125

210

131

226

Po Ra 232 Th U nat Th nat

U enrichi TUraniens 238 Pu 239 Pu 241 Am

RISQUE de CONTAMINATION CUTANEE :

OBSERVATIONS CONCERNANT LES RISQUES :

Expositions anormales : Date :

durée :

l’intéressé

travail posté ou décalé Travail de nuit permanences et astreintes déplacements hors domicile travail à l’extérieur

poste de sécurité conduite automobile conduite poids lourds conduite automoteurs conduite pont roulant conduite grue manutention chantiers souterrains travail en hauteur travaux sous-marins travaux sous pression machines tournantes électricité

CONDITIONS DE TRAVAIL station debout prolongée tenue non ventilée ARI Heaume

ACTIVITES PARTICULIERES décontamineurs démanteleurs tir d’explosifs calorifugeage polissage sablage soudure autogène soudure à l’arc soudure électronique boite à pinces boite à gants vision hublots télémanipulateurs et robots

tenue ventilée basses températures hautes températures lumière artificielle

écrans cathodiques standard microscope peinture et vernis blanchisserie animalerie collecte déchets pompiers restauration

nature :

le Responsable sécurité

Le responsable hiérarchique

La Personne compétente en RP

Rayonnements UV Rayonnements IR Laser Bruits vibrations Ultra - sons Rayts électromagnétiques

Nom Date SIGNATURE

NUISANCES poussières amiante laine de verre et de roche bases acides Produits organiques halogènes fluor et dérivés CO NOx

Sodium Béryllium Mercure Plomb amibes risques biologiques Agents CMR

Remarques : risques radiologiques : voir page 2 Code : - sans objet // 1 : potentiel, rarissime ou sit. accidentelle // 2 : occasionnel // 3 : fréquent // 4 : permanent

Code : - sans objet // 1 : potentiel, rarissime ou sit. accidentelle // 2 : occasionnel // 3 : fréquent // 4 : permanent

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Milieu médical Milieu industriel

page 1/2 FICHE D’EXPOSITION

CARACTERISTIQUES DES SOURCES EMETTRICES – origine des rayonnements Générateurs de rayt X accélérateurs

RP-FOR-001ind00

BoîteNuc

142

RP-FOR-001ind00

BoîteNuc

10

Exemples d’études de postes

10.1. Générateur X auto-protégé : le plus simple 10.1.1. Cas général : « tout va bien » Ce cas concerne tous les appareils générateurs X « enfermés » dans une structure (armoire, tunnel, casemate, ...) qui empêche matériellement l’accès au faisceau direct, et dont les parois atténuent suffisamment les rayonnements direct et diffusé pour que le débit de dose à 10 cm de tout point accessible soit inférieur à 1 μSv.h−1 . Exemples : Générateurs de fluorescence X, de diffraction, de cristallographie en cabine auto-protégée (laboratoires d’analyse, de contrôle, de recherche), générateurs X de contrôle de fabrication en tunnel (contrôle des boîtes de conserve, des pots en verre, des circuits imprimés), contrôle des bagages et colis, ainsi que les appareils de radiologie à faisceau extrait en casemate.

144

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Identification de l’EPT Nature, marque et type

Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

Notre exemple Entreprise : BOITENUC Établissement : Saint-Julien La Verdure Réf. EPT : n◦ 000 indice 00 date : –/–/– Diffractomètre X en cabine auto-protégée (voir figures 3.13, 3.22, 3.23) CEMINSS D5000 – n◦ série AXX-XXX THT = 40 kV (Max 60 kV) I = 40 mA P = 1 600 W Z cible : ? (pas strictement nécessaire) Filtration : ? (pas strictement nécessaire) ◦

Dfaisceau = 4.103 à 104 Gy.h−1 au contact de la fenêtre, 4.102 Gy.h−1 à 10 cm (ordres de grandeurs non mesurés, estimés d’après paragraphe 3.3.1) ◦

Dcontact cabine ≤ 1 μSv.h−1 (données constructeur, sans précision concernant l’appareil de mesure) Sécurités : 1. Ouverture de la porte d’accès aux expérimentations : fermeture automatique de l’obturateur du faisceau (la THT n’est pas coupée). 2. Démontage des panneaux latéraux, frontal et arrière : coupure de la THT. 3. Il est impossible d’alimenter le tube tant qu’un élément est démonté, il est impossible d’ouvrir l’obturateur tant que la porte n’est pas fermée.

Dossiers de base

EPD opérateurs

4. Un défaut dans la signalisation lumineuse coupe la THT ou empêche l’ouverture de l’obturateur. Dossier constructeur Schéma détaillé avec liste, principe de fonctionnement, et positionnement des sécurités Dossier de déclaration à l’ASN Modalités d’exposition du personnel : appareil fonctionnant en libre service Personnel affecté : 6 personnes Temps par manipulation : 2 h, 14 h ou 64 h Temps de présence opérateur par manipulation : 5 min. Distance opérateur cabine : 30 cm. Nombre de manipulation par an : 100. EMax sur 12 mois en considérant un seul opérateur, et un débit de dose de 1 μSv.h−1 sous 1 g.cm−2 = 8 μSv (voir ci-dessous)

10 – Exemples d’études de postes

145

Votre exemple Identification de l’EPT Nature, marque et type

Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

Dossiers de base

EPD opérateurs

146

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en μSv.h−1 en min Descriptif Opéra- Débit de Débit Débit phase phase teur dose OE de dose de dose Temps mains cristallin 1 1 manip A 1 1 1 5 À multiplier par : 100 manipulations par an. OE : organisme entier. 2 100 A

Dose OE

en μSv Dose mains

Dose cristallin

0,08

0,08

0,08

N◦

8

NB : dans ce cas d’espèce, seul le calcul au niveau de l’organisme entier présente un intérêt.

Notre exemple

EPD autres fonctions connexes

Maintenance et étalonnage : prestations non assurées par les opérateurs. La soustraitance, y compris au fournisseur initial, ne dispense pas de l’analyse du poste : en l’occurrence, prévoir que tout réglage faisceau extrait ne doit être réalisé que porte fermée. S’assurer que la procédure est bien suivie, c’est-à-dire être physiquement présent lors de ces opérations. Fonction PCR ...

Application du principe ALARA

Politique d’optimisation : sans objet Seuils dosimétriques : sans objet Objectifs dosimétriques : sans objet

Noms, prénoms des travailleurs : A a, B b, C c... Classement des travailleurs : NE Fiches d’exposition : non Suivi médical : Médecine du travail classique (visite de base tous les 2 ans) Formation aux travaux sous rayonnements : non (CAMARI non obligatoire voir paragraphe 3.4.4) Gestion du Information du personnel sur les risques : vivement conseillée personnel Exemple : 1 séance de 2 heures par an, insistant sur l’absence de risque en fonctionnement normal, et la forte potentialité de risque en cas de contournement des sécurités. Dosimétrie : inutile Autres postes : Maintenance, étalonnage : d◦ opérateurs (pour ce poste) Fonction PCR, d◦ opérateurs (pour ce poste) Classement des locaux Classement du local : zone non surveillée blanche Classement de l’intérieur de la cabine : zone interdite rouge (lorsque le faisceau Gestion de est extrait) l’installation Balisage et signalisation : À l’entrée du local : indication de la présence d’une source de rayonnements

Figure 10.1. Triangle de signalisation de risque. Liste des personnes habilitées à entrer dans le local (conseillée).

10 – Exemples d’études de postes

N◦ phase

Descriptif Opéraphase teur

Votre 1 manip exemple

A

en μSv.h−1 Débit de Débit dose OE de dose mains ?

147

en min Débit de dose cristallin

Temps ?

Dose OE ?

À multiplier par : x manip par an. Votre x manip exemple

A

?

Votre exemple EPD autres fonctions connexes

Application du principe ALARA

Gestion du personnel

Gestion de l’installation

en μSv Dose mains

Dose cristallin

148

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Sur la cabine : Répétition du panneau figure 10.1, en fixe (conseillé) Panneau lumineux trèfle rouge sur fond blanc, allumé lorsque le faisceau est extrait (figure 10.2)

Figure 10.2. Panneau zone interdite. NB : le voyant lumineux généralement en place : « X rays on » noir sur fond jaune, avec éventuellement trèfle noir, remplit bien un rôle d’avertisseur, mais n’est pas conforme à la réglementation. Moyens de détection et mesure : 1. Chambre d’ionisation portative (contrôles d’ambiance : mesure des X de basse énergie) 2. Contaminamètre avec sonde intégrée β mou (recherche de fuites de rayonnements : détection des X de basse énergie en faisceau fin. Cette sonde ne pourrait être utilisée pour des énergies plus élevées, 30−50 keV) Suggestion : il existe sur le marché un appareil qui remplit les deux rôles 3. Dosimétrie d’ambiance : non nécessaire Contrôles internes et externes : 1. Contrôle à la mise en service (interne par PCR ou sous-traité à un organisme agréé). Vérification du bon fonctionnement des sécurités annoncées par le constructeur. Recherche systématique des fuites sur la cabine, THT appliquée et faisceau extrait, avec le contaminamètre ci-dessus : RAS. Recherche systématique des fuites sur le blindage du tube, THT appliquée et obturateur faisceau fermé (ce mode de fonctionnement existe sur l’appareil, voir ci-dessus), avec le contaminamètre : RAS. Mesure du débit de dose à 10 cm de tout point accessible des parois de la cabine, avec la chambre d’ionisation : 0,5 μSv.h−1 .

10 – Exemples d’études de postes

149

Votre exemple

150

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple NB1 : l’utilisation de la chambre d’ionisation est pertinente dans la mesure où aucun faisceau fin n’a été détecté. Dans le cas contraire, à cette distance, la chambre risque de sous-estimer lourdement le débit de dose. NB2 : le seuil inférieur de mesure, correspondant à une demigraduation, est de 0,1 μSv.h−1 mais l’aiguille du galvanomètre fluctue au voisinage du zéro, et on préfère prendre une valeur minimale un peu plus élevée. 2. Contrôle interne mensuel : vérifier l’absence de fuites de rayonnements. 3. Contrôle interne annuel : comme contrôle initial. 4. Contrôle externe annuel : s’assurer que l’organisme agréé dispose du matériel adapté à la problématique. NB : la recherche de faisceaux parasites fait partie du contrôle annuel externe. 5. Contrôle périodique des appareils de mesure : avant chaque utilisation, avec une source ou dispositif électronique intégré. les appareils ci-dessus ne comportent pas de dispositif intégré. Pour le contaminamètre, on peut toujours récupérer un réveil au radium, un détecteur de fumée, ou encore acheter une source d’étalonnage (très chère). Il faut une source d’activité non négligeable pour contrôler un radiamètre ou une chambre d’ionisation. Bien qu’obligatoire, nous déconseillons cette pratique, trop dangereuse à notre goût. NB : une solution : utiliser l’appareil de mesure avec une période inférieure à 1 mois, ce qui annule l’obligation réglementaire de contrôle périodique mensuel. 6. Contrôle périodique annuel des appareils de mesure : voir ci-dessus. Pour les radiamètres et chambres d’ionisation, sous-traiter à un laboratoire. 7. Contrôle périodique de l’étalonnage : appareils équipés d’un contrôle permanent de BF : 5 ans. dans le cas contraire : 3 ans. Ne pas oublier de tenir le registre ad hoc.

Potentialité d’incidents et accidents

L’avantage d’un générateur électrique est de fonctionner à l’électricité. . . Dans la mesure où la plupart des agressions vont avoir pour conséquence de couper l’alimentation électrique, ou d’empêcher la mise sous tension, les risques seront beaucoup plus faibles qu’avec une source radioactive.

10 – Exemples d’études de postes

151

Votre exemple

Potentialité d’incidents et accidents

152

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Agressions d’origine extérieure Peu de sensibilité à ces phénomènes, sauf un séisme, qui, par les vibrations occasionnées, pourrait déplacer certains éléments de l’appareillage les uns par rapport aux autres, et créer des faisceaux parasites. Agressions d’origine interne Composante Individu : court-circuitage des sécurités (bricolage des switches de portes et parois..) par exemple pour maintenir et étalonner. Composante Tâche : un opérateur passe la main dans le tunnel pour débloquer un objet. Composante Matériel : perçage de trous dans les parois..., chocs qui peuvent créer des faisceaux parasites. Mesures préventives et curatives Choix du personnel affecté, information sur les risques, consignes relatives à l’intégrité du matériel. Pour les appareils en tunnel, prolongation physique des tunnels pour éviter tout risque d’y mettre les mains et les bras. Balisage, réalisation soignée des contrôles internes et externes. Le risque d’exposition étant d’ordre résiduel, il n’est pas utile de rédiger un mode opératoire relatif à la conduite à tenir en cas d’accident.

Gestion documentaire

Dossier de base de l’appareil Déclaration à l’ASN Dossier zonage Dossier contrôles Dossier étalonnage Document unique

Sécurité classique

Indépendamment des risques intrinsèques à l’installation, il ne faut pas oublier que le générateur est un appareil électrique à THT. Autre risque quasi systématique dans tous les laboratoires et installations : chutes de plain-pied.

10 – Exemples d’études de postes

153

Votre exemple

Gestion documentaire

Sécurité classique

154

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

10.1.2. Variante avec faisceaux parasites Au cours du contrôle à la mise en service, ou au cours d’un contrôle ultérieur, avec des appareils de détection différents, un ou plusieurs faisceaux parasites sont mis en évidence. Exemple 1 Un laboratoire de recherche en électronique dispose de 5 générateurs X de radiologie industrielle de 160 kV, en cabine, fonctionnant aux environs de 150 kV–0,3 mA. Dans le cadre d’un processus d’externalisation de la PCR, celle-ci effectue son premier contrôle d’ambiance. Le détecteur est un RadEye, utilisé sans filtre (détection jusqu’à 40 keV environ, détection en c.s−1 ), et avec filtre (détection à partir de 17 keV, mesure en μSv.h−1 ). Des fuites de rayonnement sont mesurées à 26 μSv.h−1 à 10 cm d’une cabine, à 17 μSv.h−1 à 10 cm d’une autre cabine. Auparavant, l’appareil de mesure utilisé était une chambre d’ionisation, dont le résultat était systématiquement inférieur à 0,5 μSv.h−1 .

Figure 10.3. Fuite sur générateur X auto-protégé : panneau supérieur, à gauche, limite capot et paroi latérale (mesures effectuées à 150 kV et 0,25 mA) (photo Apercora).

Cet état de fait ne remet pas en cause l’étude de poste ci-dessus, particulièrement le classement du personnel. Par contre il faut trouver le moyen de supprimer ces fuites. De deux choses l’une : – l’appareil vient d’être livré, et est sous garantie. Le constructeur n’a pas respecté son cahier des charges. C’est à lui de procéder à la réparation. – l’appareil est plus ancien. Il faut le réparer, mais sans créer d’autres problèmes, c’està-dire sans toucher à l’intégrité des parois. On pourra coller 3 épaisseurs 1/10e pour rendre la fuite négligeable (voir paragraphe 6.1 : 3 mm de Pb suffisent). Exercice 10.1. Chercher l’erreur sur la figure 10.3 (hors fuites évidemment).

10 – Exemples d’études de postes

155

Exemple 2 Lors d’une formation de PCR, le formateur fait une démonstration, dans un laboratoire d’école supérieure scientifique, de recherche de fuites de rayonnements sur des appareils de cristallographie anciens, installés sur des paillasses et protégés par des panneaux coulissants en plexiglas. La sonde X utilisée à cet effet, reliée à un intégrateur type MIP10, met en évidence deux fuites de l’ordre de 300 c.s−1 , à 50 cm de la gaine du générateur, dans le plan horizontal des fenêtres de tir. Cet état de fait ne remet pas en cause l’étude de poste ci-dessus, particulièrement le classement du personnel (des étudiants...). La résolution du problème s’est déroulée de la façon suivante : interdiction temporaire d’utilisation de l’installation, appel de l’organisme agréé qui avait réalisé les précédents contrôles annuels pour confirmation des fuites et mesure dans les faisceaux (opération gratuite car cette recherche de fuites fait partie des contrôles externes), contrôle avec un scintillateur type SPP2 (sonde X intégrée dans un détecteur), et mise en place d’écrans de plomb dans les axes de fuite.

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

10 – Exemples d’études de postes

157

10.2. Détecteur de plomb dans les peintures anciennes : « le plus courant » Ce cas concerne les appareils de détection du plomb dans les peintures anciennes, par fluorescence X. Ces appareils contiennent une source radioactive émetteur γ ou X de faible énergie. Parallèlement une technologie basée sur un générateur électrique X portatif de 30 kV a été testée. Malheureusement les résultats des mesures ne sont pas probants car il est impossible d’exciter la couche K de l’atome de plomb (80 keV), et il existe une forte atténuation des rayonnements primaires et secondaires dans les peintures. Exemples : appareils diffusés sous les marques Fondis (Niton), Protec, Arelco, Oxford, etc. Les sources utilisées sont du cadmium-109 (1 480 MBq, 740 MBq ou 370 MBq), soit du cobalt-57 (555 MBq, 444 MBq ou 370 MBq). Justification : ce type d’appareil permet la détection et la mesure du plomb dans les peintures anciennes, en direct, sur place, rapidement. Les autres méthodes sont des méthodes d’analyse différée, en laboratoire, sur échantillons, longues, coûteuses, peu représentatives. Précaution : s’assurer que le matériel acheté est agréé par l’ASN. Choisir un appareil pour lequel le constructeur indique les mesures de débit de dose, en précisant les modalités de mesures (certains constructeurs ont fait expertiser leurs appareils par des organismes indépendants).

158

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Identification de l’EPT

Entreprise : BOITENUC Établissement : Saint-Julien La Verdure Réf. EPT : n◦ 000 indice 00 date : –/–/–

Nature, marque et type

Détecteur portatif de plomb dans les peintures anciennes. Marque Profondis. Type Colt 2000

Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

Nucléide

109

57

Cd

Co

Activité

1 480 MBq

555 MBq

Période

462,6 j

271,8 j

Émissions γ

22 keV (83 %)

14 keV (9 %)

25 keV (17 %)

122 keV (86 %)

88 keV (4 %)

137 keV (11 %)

Nous traitons ci-après l’exemple du cadmium-109 Les valeurs suivantes sont extraites du guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] : Débit de dose à 30 cm, à nu : 0,65 mSv.h−1 (sous 7 mg.cm−2 ), 0,3 mSv.h−1 (sous 1 g.cm−2 ), Débit de dose au contact, à nu : 25 Sv.h−1 (sous 7 mg.cm−2 ), DPUI : 9,6.10−9 Sv.Bq−1 inhalé Coefficient de volatilité k = 0,01 (très peu volatil)

H

Fenêtre de mesure Axe faisceau

D B

G Palpeur

gâchette

Figure 10.4. Schéma simplifié d’un détecteur de plomb dans les peintures anciennes.

10 – Exemples d’études de postes

159

Votre exemple Identification de l’EPT Nature, marque et type Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

160

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Données constructeur, d’après expertise externe indépendante : Points de mesure Faisceau Gâchette Haut Bas Droite Gauche

Fenêtre fermée 5 μSv.h

−1

Position travail 110 mSv.h−1

0,5 μSv.h−1

< 5 μSv.h−1

−1

300 μSv.h−1

1,4 μSv.h

0,4 μSv.h−1

11 μSv.h−1

−1

170 μSv.h−1

5,3 μSv.h−1

150 μSv.h−1

1,7 μSv.h

Mesures réalisées avec dosimètres TLD sous 7 mg.cm−2 . L’isodose 0,5 μSv.h−1 , mesurée avec une chambre d’ionisation portative, se situe à 10 cm de l’appareil, hors faisceau (dans le faisceau, on trouve 0,5 μSv.h−1 à 250 cm). Sécurités : L’appareil fonctionne avec un code personnel opérateur. Pour ouvrir la fenêtre libérant le flux de rayonnement, celle-ci doit être collée sur une paroi, et la gâchette doit être enfoncée. Exercice 10.2. Comparer les différentes valeurs théoriques et mesurées dans le faisceau.

Dossiers de base

Dossier constructeur Mode opératoire détaillé Fonctionnement des sécurités Consignes constructeur Dossier d’autorisation de l’ASN (dossier spécifique) Certificat de la source radioactive. . .

EPD opérateurs

Personnel affecté : 1 opérateur Temps de mesure : 1 à 3 secondes (3 à 15 secondes pour le cobalt-57) Temps de préhension de l’appareil entre chaque mesure : 15 secondes Nombre de mesures par local d’habitation : 150 Nombre de locaux traités par jour : 4 Nombre de jours de contrôle par an : 200

10 – Exemples d’études de postes

161

Votre exemple

Dossiers de base

EPD opérateurs

162

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple en μSv.h−1 en min en μSv Débit Débit Dose Dose Dose de dose de dose Temps OE mains cristallin mains cristallin 1 Mesure A 0,5 5 – 0,05 4,17.10−4 4,17.10−3 – 2 Inter-mesure A 0,5 0,5 – 0,25 2,08.10−3 2,08.10−3 – Total pour 1 mesure 0,30 4,38.10−4 6,25.10−3 – OE : organisme entier. À multiplier par : 150 mesures × 4 locaux × 200 jours = 120 000. N◦ Descriptif Opéraphase phase teur

Débit de dose OE

Total sur 12 mois 600 h 50 μSv NB : dans ce cas d’espèce, seul le calcul aux extrémités présente un intérêt.

750 μSv

Notre exemple EPD autres fonctions connexes

Maintenance et étalonnage : réalisées par le fournisseur, en ses locaux. Fonction PCR : pas d’exposition spécifique Personnel présent dans le local de stockage : sans objet.

Optimisation : Faire le nécessaire pour éviter toute présence dans le champ de rayonnement, en pratique éviter toute présence dans le local attenant à la paroi Application contrôlée. du principe Ne pas tenir à la main la paroi en cours de contrôle (par exemple un volet). ALARA Ne pas tenir l’appareil au niveau de la zone fenêtre. Seuils et objectifs de dosimétrie : rester en dessous du seuil travailleurs.

Gestion du personnel

Noms, prénoms des travailleurs : A a, B b... Classement des travailleurs : NE Fiches d’exposition : non Suivi médical : Médecine du travail classique (visite de base tous les 2 ans) Formation aux travaux sous rayonnements : non Formation transport matières radioactives : non Information du personnel sur les risques : vivement conseillée Exemple : 1 séance de 2 heures par an, en insistant sur l’absence de risque en fonctionnement normal, et la conduite à tenir en cas de vol, incendie, accident. Dosimétrie : inutile. Classement des locaux Classement du local : zone non surveillée blanche Balisage et signalisation Armoire de stockage : indication de la présence d’une source de rayonnements

Gestion de l’installation

Véhicule de transport : sans objet. Moyens de détection et mesure : Sans objet (voir contrôles ci-après)

10 – Exemples d’études de postes

163

Votre exemple en μSv.h−1 N◦

Descriptif phase

Opérateur

1

Mesure

A

2

Inter-mesure

phase

Débit de dose OE

Débit de dose mains

Temps

A Total pour 1 mesure

À multiplier par : - - mesures × - - locaux × - - - jours = ......... Total sur 12 mois

Votre exemple EPD autres fonctions connexes

Application du principe ALARA

Gestion du personnel

Gestion de l’installation

en μSv

en min Débit de dose cristallin

Dose OE

Dose mains

Dose cristallin

164

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Contrôles internes et externes : Il n’y a aucune règle de dérogation en vigueur. Cependant l’ASN admet l’organisation suivante (à expliciter et à valider lors de la demande d’autorisation) 1. Contrôle à la mise en service fait par le fournisseur. 2. Vérification par la PCR du bon fonctionnement des sécurités annoncées par le constructeur. 3. Contrôle interne mensuel : dispense. 4. Contrôle interne annuel : dispense. 5. Contrôle externe annuel : recherche de faisceaux parasites, mesures d’ambiance, contrôle de non-contamination NB : s’assurer que l’organisme agréé dispose du matériel adapté à la problématique. NB : la recherche de faisceaux parasites fait partie du contrôle annuel externe. Exercice 10.3. Déterminer les instruments de mesure nécessaires à l’inspecteur de l’organisme agréé. 6. Contrôle périodique des appareils de mesure : sans objet. 7. Contrôle périodique annuel des appareils de mesure : sans objet. 8. Contrôle périodique de l’étalonnage : sans objet. Ne pas oublier de constituer le registre des contrôles annuels La valise contenant l’appareil est un « colis excepté » type UN2911. Le véhicule n’a pas besoin de signalisation particulière, ni la valise. En revanche, à l’intérieur de celle-ci, une étiquette indique la présence de matière radioactive. L’usage d’un véhicule à 4 roues est autorisé sans restriction. L’usage d’un véhicule à 2 ou 3 roues est autorisé, en compte propre uniquement. Transport

Le lot de bord comprend : – un extincteur à poudre de 2 kg ; – le document de transport (selon paragraphe 5.4.1.1.1 et paragraphe 5.4.1.2.5 de l’arrêté ADR en vigueur) ; – les consignes écrites en cas d’accident (fournies par le transporteur) ; – une cale ;

10 – Exemples d’études de postes

165

Votre exemple

Transport

166

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple – deux cônes ou triangles ou feux clignotants orange ; – un vêtement fluorescent et une lampe de poche par membre de l’équipage du véhicule. L’usage des transports en commun est interdit. Le stockage de la source dans le véhicule est interdit, en l’absence du conducteur. Il n’est pas nécessaire pour le personnel de suivre la formation « transports de matières radioactives classe 7 ». Agressions d’origine extérieure Au niveau du local : vol, incendie. Au niveau du véhicule : vol, incendie, accident de la route. Agressions d’origine interne Composante Individu : démontage de l’appareil. Composante Tâche : main dans le faisceau, derrière une paroi en cours de contrôle (cas du volet de fenêtre maintenu à la main). Composante Matériel : bricolage de l’appareil. Potentialité d’incidents et accidents

Mesures préventives et curatives Choix du personnel affecté. Information sur les risques, consignes relatives au matériel, réalisation soignée des contrôles externes. Rédaction d’un mode opératoire relatif à la conduite à tenir en cas d’accident, vol ou incendie. Utilisation de véhicules « non luxueux » et difficiles à voler (pas de petit modèle ancien). Ne pas stocker l’appareil dans une armoire se trouvant dans une chaufferie, dans le local des archives... L’armoire de stockage est une armoire forte coupe-feu. Le local est bien protégé et contrôlé contre les intrusions.

Gestion documentaire

Dossier de base de l’appareil Autorisation ASN Dossier contrôles externes Dossier mouvement de sources (à remplir au jour le jour) Documents de transports Consignes de sécurité Document unique

Sécurité classique

Transport (sobriété, respect du code de la route, anticipation de conduite, respect des temps de repos). Vol, incendie.

10 – Exemples d’études de postes

167

Votre exemple

Potentialité d’incidents et accidents

Gestion documentaire

Sécurité classique

168

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

10.3. Utilisation de jauges de niveau On utilise dans les aciéries des jauges de niveau qu’on positionne dans les lingotières pour empêcher que le métal en fusion ne déborde. Le radionucléide utilisé est le cobalt-60. Hors fonctionnement, les sources sont stockées dans un conteneur adéquat. Justification : les jauges de niveau classiques ne sont pas adaptées aux conditions d’utilisation en température élevée, et en milieu opaque.

Notre exemple Identification de l’EPT

Entreprise : Boitenuc Établissement : Saint-Julien La Verdure Réf. EPT : n◦ 000 indice 00 date : –/–/–

Nature, marque et type

Sources et conteneurs : Laboratoire Arnold SA. Jauges de niveau LV0511 Caractéristiques de chaque source :

Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

Nucléide

60

Activité

27 MBq

Période

5,27 ans

Émissions γ

1,17 MeV (100 %) 1,33 MeV (100 %)

Émission β

318 keV (100 %)

Co

Chaque source est scellée sous forme spéciale. Les valeurs suivantes sont extraites du guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2] : Débit de dose à 1 m : 3,3.10−7 μSv.h−1 .Bq−1 (la paroi du flacon, comme la double enveloppe de source, coupe le rayonnement β,) sous 1 g.cm−2 , soit, pour chaque source, 8,9 μSv.h−1 DPUI : 2,9.10−8 Sv.Bq−1 inhalé (la plus sévère) Coefficient de volatilité k = 0,01 (très peu volatil) Seuil d’exemption : 105 Bq Activité massique : 4,18.1013 Bq.g−1 Nombre de sources présentes : 6 Activité totale détenue et utilisée : 162 MBq

10 – Exemples d’études de postes

169

Votre exemple Identification de l’EPT

Nature, marque et type

Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

170

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple

Figure 10.5. Schéma d’une jauge de niveau (photo Berthold France).

Figure 10.6. Conteneur de stockage (photo Berthold France). Chaque source est à l’extrémité d’une barre cylindrique de 280 mm de long, et de diamètre 10 mm. À l’autre extrémité se situe l’anneau de préhension. Le conteneur de stockage a une épaisseur d’écran de 20 mm de Pb recouvert de 5 mm acier, une longueur de 330 mm, et un diamètre de 60 mm (au jeu près). Il y a 6 conteneurs de stockage.

10 – Exemples d’études de postes

171

Votre exemple

172

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Débit de dose à 30 cm d’un conteneur plein : (on se réfère au guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2]) – atténuation du rayonnement du cobalt-60 par 20 mm de Pb : 4.10−1 – atténuation du rayonnement du cobalt-60 par 5 mm de fer : 9.10−1 – débit de dose à 30 cm : ◦ D = 8, 9 μSv.h−1 × (100/30)2 × 4.10−1 × 9.10−1 ◦

Soit D = 35,6 μSv.h−1 Les conteneurs de sources sont positionnés dans un rack (comme un porteéprouvettes) dans un local de stockage matérialisé par des parois grillagées.

Figure 10.7. Rack de stockage. Influence des autres sources présentes dans le local de stockage (en toute logique, on doit calculer l’influence de chaque source en fonction de sa distance)

. Point de mesure

Figure 10.8. Influence des sources. Local plein : 87 μSv.h−1 à 30 cm du rack.

◦

Débit de dose moyen à 30 cm pendant les 6 opérations de transfert : D = 70 μSv.h−1 (de 6 sources à 1 source présentes). Le local de stockage se situe à 20 m de l’emplacement des lingotières. Les 6 lingotières sont en ligne, séparées l’une de l’autre par une distance de 1 m.

10 – Exemples d’études de postes

173

Votre exemple

174

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple

lingotière détecteur Logement source

1m

Figure 10.9. Positionnement des sources. Sécurités : cadenas sur les conteneurs de stockage des sources. Fermeture du local de stockage.

Dossiers de base

Dossier constructeur Consignes constructeur Dossier d’autorisation de l’ASN Certificats des sources radioactives : forme spéciale et étalonnage. Personnel affecté : 2 opérateurs + 2 suppléants (congés, maladies, etc.). Taux de remplacement : 10 % Mode opératoire : Les deux opérateurs se présentent au local sources. 1) X déverrouille un conteneur (10 s). Les mains et le corps entier sont à environ 30 cm de la source protégée, et à distance plus grande des autres sources (de 1 à 6). ◦

D = 70 μSv.h−1 . EPD opérateurs

2) X et Y passent une barre de fer de 1,5 m dans l’anneau (10 s). Les 2 opérateurs sont à environ 75 cm de la source protégée, et à distance plus grande des autres sources (de 1 à 6). On refait le calcul selon le schéma III-13 : le débit de dose à 75 cm, quand ◦

toutes les sources sont en place est de : D = 23,6 μSv.h−1 .

◦

Le débit de dose moyen correspondant aux 6 transferts de sources est D = 16,1 μSv.h−1 . 3) X et Y soulèvent la source et la transportent sur 20 m (30 s). Les deux opérateurs sont à 75 cm de la source non protégée. ◦

D = 8,9 μSv.h−1 × (100/75)2 = 15,8 μSv.h−1 .

10 – Exemples d’études de postes

175

Votre exemple

Dossiers de base

EPD opérateurs

176

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

4) X et Y posent la source dans son logement sur la lingotière, et retirent la barre (10 s). Les deux opérateurs sont à 75 cm environ de la source non protégée. (Les autres sources déjà installées n’interviennent pas, leur logement étant blindé, le faisceau étant collimaté en direction du détecteur lui-même blindé (à vérifier.)) L’opération est répétée 6 fois avant début de la coulée, 6 fois après fin de la coulée. Nombre de coulées : 1 coulée par jour pendant 300 jours/an.

Notre exemple en μSv.h−1 N◦

Descriptif Opéra-

en μSv

en min

Débit de

Débit

Débit

dose OE

de dose

de dose

Dose

Dose

Dose

Temps

OE

mains

cristallin

phase

phase

teur

moyen

mains

cristallin

1

Ouverture

X

70

–

–

10/60

0,19

–

–

X&Y

16,1

–

–

10/60

0,04

–

–

Transport X & Y

15,8

–

–

30/60

0,13

15,8

–

–

10/60

0,04

Total pour mise en place d’une source, en moyenne, opérateur Y

50/60

0,21

–

–

Total pour mise en place d’une source, en moyenne, opérateur X

1 min

0,40

–

–

Total sur 12 mois, opérateur Y

756 μSv

–

–

Total sur 12 mois, opérateur X

1 440 μSv

–

–

cadenas 2

Mise en place barre

3

source 4

Dépose

X&Y

source

À multiplier par : 6 sources. À multiplier par : 2 (installation, retrait). À multiplier par : 300 coulées.

Répartition entre titulaires et suppléants : Opérateur Y : 680 μSv sur 12 mois. Opérateur Y’ : 76 μSv sur 12 mois. Opérateur X : 1 296 μSv sur 12 mois. Opérateur X’ : 144 μSv sur 12 mois.

10 – Exemples d’études de postes

177

Votre exemple en μSv.h−1 N◦ Descriptif Opéra-

en μSv

en min Dose

Dose

Dose

OE

mains

cristallin

1

–

–

2

–

–

Total pour mise en place d’une source, en moyenne, opérateur Y

–

–

Total pour mise en place d’une source, en moyenne, opérateur X

–

–

Total sur 12 mois, opérateur Y

–

–

Total sur 12 mois, opérateur X

–

–

phase

phase

teur

Débit de

Débit

Débit

dose OE

de dose

de dose

moyen

mains

cristallin

Temps

3 4

À multiplier par : - - - sources. À multiplier par : - - - (installation, retrait). À multiplier par : - - - coulées.

Répartition entre titulaires et suppléants : Opérateur Y : - - - μSv sur 12 mois. Opérateur Y’ : - - - μSv sur 12 mois. Opérateur X : - - - μSv sur 12 mois. Opérateur X’ : - - - μSv sur 12 mois.

178

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple EPD autres fonctions connexes

Maintenance et étalonnage : étude de poste à réaliser spécifiquement Fonction PCR : pas d’exposition spécifique Personnel présent dans le local de stockage : sans objet.

Application du principe ALARA

Optimisation : Blindage du rack de stockage Meilleure répartition des rôles Vérification des temps et distances Systèmes d’automatismes pouvant réduire le temps de présence ( ?) Seuils dosimétriques : 4 mSv sur 12 mois et 1 mSv sur 3 mois Objectifs dosimétriques : 1 mSv sur 12 mois.

Gestion du personnel

Noms, prénoms des travailleurs : X x, Y y Classement des travailleurs : Cat. B pour les deux travailleurs. En effet, les incertitudes sur les distances et les temps ne permettent pas de classer Y en NE. Suppléants : NE. Fiches d’exposition : oui pour X et Y. Suivi médical : visite renforcée tous les ans (X et Y). Formation aux travaux sous rayonnements : oui, pour X et Y, avec recyclage tous les 3 ans (à organiser en local ou en extérieur, implication de la PCR et du médecin du travail : 1 journée par an, par exemple). Notice d’information : oui pour X et Y (support de formation, ou notice GIIN, ou document spécifique). Accusé de réception à signer par les opérateurs. Information des autres personnels sur les risques : vivement conseillée. Exemple : 1 séance de 2 heures par an, insistant sur l’absence de risque en fonctionnement normal, et la conduite à tenir en cas d’incendie, d’accident, ou de prise de source à la main. Dosimétrie : – Passive : oui, pour X et Y. Trimestrielle : TLD, ou OSL, ou RPL. – Opérationnelle : oui pour X et Y (existence d’une zone contrôlée dans le local de stockage). Vues les énergies des rayonnements γ du cobalt60, tout dosimètre du marché convient. Choisir un dosimètre robuste. (Ne porter les appareils que pendant les manipulations. Les laisser à l’arrêt le reste du temps, pour éviter l’influence de l’exposition naturelle.)

10 – Exemples d’études de postes

179

Votre exemple EPD autres fonctions connexes

Application du principe ALARA

Gestion du personnel

180

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple – Cas des suppléants X’ et Y’ : aucune dosimétrie n’est nécessaire, mais il se peut que les personnels se sentent « floués » ou « mal protégés ». Si les remplacements sont programmés (vacances...) des dosimètres passifs peuvent être attribués aux suppléants pendant la période (sans pour autant les classer B), et ils peuvent utiliser les dosimètres opérationnels de X et Y, qui ne sont pas par essence nominatifs, mais qui seront cependant attribués individuellement. Classement des locaux Classement du local stockage : zone surveillée. Les parois grillagées du local doivent donc se trouver à une distance de l’ordre de 6 m du rack, afin d’obtenir un débit de dose de 80 μSv par mois en moyenne. Dans la pratique et de façon sécuritaire, on pourra prendre 0,5 μSv.h−1 , dans l’hypothèse d’un travailleur en permanence à proximité immédiate du local, sources en position de stockage. Ce local sera fermé à clé. À l’intérieur, on délimitera une zone contrôlée, à 7,5 μSv.h−1 , à environ 1,5 m du rack, et une zone à séjour limité à 25 μSv.h−1 , à environ 70 cm du rack. La délimitation précise sera réalisée par des mesures.

Gestion de l’installation

Classement de la zone des lingotières Compte tenu des hypothèses prises, le débit de dose devrait être faible. On matérialisera cependant une zone surveillée, dont on affinera les contours par des mesures. Balisage et signalisation Local sources, sur la porte Indication de la présence d’une source de rayonnements (figure 10.10) :

Figure 10.10. Balisage source de rayonnements.

10 – Exemples d’études de postes

181

Votre exemple

Gestion de l’installation

182

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple et indication de la zone surveillée (figure 10.11).

Figure 10.11. Balisage zone surveillée. Local sources, à l’intérieur Matérialisation de la zone contrôlée par traçage au sol (bande verte) et panneau monté sur piquet (figure 10.12).

Figure 10.12. Balisage zone controlée. Matérialisation de la zone à séjour limité par traçage au sol (bande jaune) et panneau monté sur piquet : figure 10-13 : balisage ZSL

Figure 10.13. Balisage zone à séjour limité. Local lingotières Balisage d’une zone surveillée par marquage au sol, et pose d’un panneau sur piquet (voir ci-dessus local sources). Ne pas oublier de rédiger le document explicitant le zonage et les balisages.

10 – Exemples d’études de postes

183

Votre exemple

184

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Moyens de détection et mesure Un radiamètre ou débitmètre, de préférence sensible aux faisceaux fins : compteur proportionnel FH40 ou RadEye. À défaut, une chambre d’ionisation portative ou un radiamètre à GM standard. Contrôles internes et externes 1. Contrôle à la mise en service par la PCR. Vérifier l’absence de faisceaux parasites sur les conteneurs de stockage et les logements des sources sur les lingotières, à l’aide des appareils ci-dessus, ou à l’aide de plaques radiographiques. Vérification par la PCR du bon fonctionnement des sécurités annoncées par le constructeur. Validation des balisages des différentes zones. 2. Contrôle interne régulier, période : 1 mois, contrôle d’exposition externe par la PCR. 3. Contrôle interne annuel : contrôle d’exposition externe par la PCR. 4. Contrôle externe annuel : recherche de faisceaux parasites, mesures d’ambiance, contrôle de non-contamination NB : s’assurer que l’organisme agréé dispose du matériel adapté à la problématique. NB : la recherche de faisceaux parasites fait partie du contrôle annuel externe. 5. Contrôle périodique de l’appareil de mesure : faire en sorte que l’appareil ne reste pas sans utilisation pendant moins d’un mois, pour éviter ce contrôle. 6. Contrôle périodique annuel de l’appareil de mesure : avec les sources utilisées sur place. 7. Contrôle périodique de l’étalonnage de l’appareil de mesure : tous les 3 ans (appareil non pourvu d’un autocontrôle permanent), ou tous les 5 ans. 8. Contrôle des dosimètres opérationnels : tous les ans, dans un labo ad hoc. Prévoir une période hors manipulations, ou disposer d’un dosimètre supplémentaire. Ne pas oublier de constituer le registre des contrôles mensuels et annuels, internes et externes, ainsi que le registre de contrôle des appareils de mesure et dosimètres.

Transport

Sans objet

10 – Exemples d’études de postes

185

Votre exemple

Transport

186

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple

Protection de l’environnement

L’aciérie ou la fonderie est une ICPE autorisée, en vertu de son activité propre. Il faut donc se préoccuper de l’impact que peut avoir la présence des sources dans l’installation (cf. IR10] et paragraphe 2.5 du présent document). Le coefficient Q = (6 × 27.106 Bq)/105 Bq. Q = 1,6.103. l’installation est donc soumise à déclaration à la DRIRE au titre de la détention des sources. Il faut donc ajouter les sources au dossier d’autorisation ICPE. Agressions d’origine extérieure Vol, acte de malveillance Agressions d’origine interne : Composante Individu : vol, oubli de fermeture des cadenas. Composante Tâche : transport des sources à la main, sans utilisation de la barre de transport. Composante Matériel : barre inadaptée. Composante Milieu : incendie, très haute température.

Potentialité d’incidents et accidents

Mesures préventives et curatives : Choix du personnel affecté. Information sur les risques. Consignes relatives au matériel. Réalisation soignée des contrôles externes. Local fermé à clé, conteneurs fermés à clé. Un jeu de clés pour le responsable de la manutention des sources (opérateur Y ou Y’), un jeu de clés chez la PCR. Barre de transport avec dispositif de maintien de la source au milieu de la barre (figure 10.14).

ou

ou

Figure 10.14. Barres de transport de sources.

Rédaction d’un mode opératoire relatif à la conduite à tenir en cas d’accident, vol ou incendie. Intégrer le risque d’exposition externe grave suite à la prise d’une source à la main, ou dans la poche (0,5 Gy.h−1 à quelques mm). Déclarer les accidents à l’ASN.

10 – Exemples d’études de postes

187

Votre exemple

Protection de l’environnement

Potentialité d’incidents et accidents

188

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Gestion documentaire

Dossier de base. Autorisation ASN. Inventaire des sources. Dossier contrôles internes et externes. Dossier contrôle et étalonnage des instruments de mesure. Dossier zonage et balisage. Dossier déclaration de sources à la DRIRE. Consignes de sécurité. Document unique.

Sécurité classique

Vol, incendie. Très haute température. Métal en fusion.

Exercice 10.4. Rédiger les fiches d’exposition des opérateurs X et Y.

10 – Exemples d’études de postes

Gestion documentaire

Sécurité classique

189

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

10 – Exemples d’études de postes

191

10.4. Contrôle radiologique par gammagraphie : le plus compliqué La gammagraphie est une des techniques utilisées en contrôle non destructif (CND). Dans l’industrie classique (hors industrie électronucléaire), les postes de travail associés sont, avec le transport des colis radioactifs, parmi les plus « dosants ». Sont concernées une centaine d’entreprises en France, dont 10 d’envergure nationale, ce qui représente environ 1 000 appareils. La technique a été largement décrite précédemment (paragraphe 4.2.2). Nous nous bornons dans ce qui suit à l’étude de poste et à l’évaluation prévisionnelle de dose d’un tir sur chantier avec un appareil portatif. Cet exemple est tiré de l’expérience des opérateurs d’une grande entreprise française de contrôle non destructif. Justification : technique de contrôle, non destructif, des matériaux et matériels dans leur épaisseur : recherche de pailles, fuites, défauts de fabrication, etc. la gammagraphie utilise l’iridium-192 et le cobalt-60, permettant de traverser des épaisseurs importantes de matériaux denses : acier, béton, etc.

192

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Identification de l’EPT

Entreprise : Boitenuc Établissement : Saint Julien La Verdure Réf. EPT : n˚ 000 indice 00 date : --/--/--

Nature, marque et type

Sources et conteneurs : Cegelec, Nordion, Lindqvist, etc. Caractéristiques d’une source : 192I

Nucléide

Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

Ir

Activité

4 TBq (max neuve)

Période

73, 8 jours

Émissions γ

Nombreuses raies de 187 keV à 604 keV

Émissions β

Sans intérêt : sources scellées sous double enveloppe

Chaque source est scellée sous forme spéciale. (Les valeurs suivantes sont extraites du guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2]) Débit de dose à 1 m : 0,56 Sv.h−1 Seuil d’exemption : 104 Bq Activité massique : 3,4.1014 Bq.g−1 La source, dans son porte-source, est contenue dans un « projecteur » de gammagraphie, faisant office de conteneur de transport (type B) et d’appareillage sur chantier. Le blindage du conteneur est en uranium appauvri. Débit de dose contact (max) : 1 mSv.h−1 Débit de dose à 50 mm(max) : 0,5 mSv.h−1 Débit de dose à 1 m (max) : 0,1 mSv.h−1 (Ces valeurs sont réglementaires.) Le porte-source en position de travail est logé dans un collimateur, qui rétrécit le champ de rayonnement en privilégiant la direction du tir. Les projecteurs de gammagraphie sont stockés dans un local sources, dans l’entreprise de CND. Le débit de dose dans le local dépend du nombre de conteneurs stockés. Dans notre cas, la mesure donne : 2 μSv.h−1 . Sécurités Les appareils de gammagraphie disposent d’une clé détenue par l’opérateur. Le local sources est fermé avec une clé, détenue également par l’opérateur. Un double des clés est chez la PCR.

10 – Exemples d’études de postes

193

Votre exemple Identification de l’EPT Nature, marque et type

Caractéristiques techniques et radiologiques d’après constructeur, et après recherche documentaire

194

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple

Dossiers de base

Dossier constructeur. Consignes constructeur. Dossier d’autorisation de l’ASN (attention, si l’entreprise utilise des sources qui ne lui appartiennent pas, elle doit néanmoins disposer d’une autorisation d’utilisation). Certificats des sources radioactives : forme spéciale et étalonnage... Personnel affecté 2 opérateurs X et Y (dans l’exemple ci-dessous un seul est considéré exposé). Mode opératoire : 1) X prend en charge un projecteur dans le local de stockage. 2) X transporte à la main cet appareil jusqu’à son véhicule de service. 3) X transporte l’appareil avec son véhicule jusqu’au chantier. 4) X amène à la main l’appareil jusqu’au lieu du contrôle sur le chantier.

EPD opérateurs

5) X installe le matériel, et balise à distance. 6) X procède aux tirs de gammagraphie : armement du gammagraphe, éjection de la source, phase de tir et de vérification du balisage, repli de la source, échange standard des plaques radio, et ainsi de suite, pendant 5 tirs. 7) en fin de tirs, X replie le matériel, le balisage. 8) X ramène le projecteur jusqu’à son véhicule. 9) X conduit le véhicule jusqu’à son entreprise. 10) X range le projecteur dans le local sources.

10 – Exemples d’études de postes

195

Votre exemple

Dossiers de base

EPD opérateurs

196

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Débit de dose en μSv.h−1

en min

N◦

Descriptif

Opéra-

Organisme

Temps

phase

phase

teur

entier

Extrémités

Dose en μSv Organisme

Extrémités

entier Préparation des tirs

prise en charge 1 en casemate

X

2

2

0,07

0,00

2

0,58

33,33

120

4,00

0,00

15

4,38

250,00

2

amenée au véhicule

X

17,5

3

transport routier

X

2

4

amenée à poste

X

17,5

5

installation du matériel

X

10

15

2,50

0,00

6

balisage à distance

X

0,25

30

0,13

0,00

0,02

0,01

0,17

0,17

12,00

0,00

5

0,83

0,00

0,17

12,00

0,00

2

0,33

0,00

1 000

1 000

tir (opération répétée 5 fois) armement du 7 gammagraphe

X

éjection 8 de source

X

17,5

500

phase tir 9 et vérif. du balisage

X

10 repli de source échange

X

11 standard

X

10

10

des plaques Phase terminale repli de 12 matériel

X

10

10

1,67

0,00

repli 13 balisage

X

0,25

20

0,08

0,00

X

17,5

15

4,38

250,00

conduite du 15 véhicule

X

2

120

4,00

0,00

retour casemate

X

17,5

2

0,58

33,33

X

2

2

0,07

0,00

amenée au véhicule

14

16

17 rangement

1 000

1 000

en μSv TOTAL pour 1 chantier BASE 50 chantiers/an

Dose OE 148

Dose mains 568

7 414

28 375

Les valeurs en gras sont des valeurs mesurées. Les autres valeurs sont estimées théoriquement. Les temps sont estimés par les opérateurs. L’éjection et repli de sources sont calculés par une formule spécifique (figure 10.15) : ◦

◦

D = (D1 m /v) × [1/df − 1/di ] (en valeur absolue).

Avec D1 m : débit de dose à 1 m, v : vitesse apparente de déplacement de la source en m/h (entre le cercle de rayon di et le cercle de rayon df ), df : distance de la source au final (en m), di : distance du point de départ (en m).

10 – Exemples d’études de postes

197

Débit de dose en μSv.h−1

en min

N◦

Descriptif

Opéra-

Organisme

Temps

phase

phase

teur

entier

Extrémités

Dose en μSv Organisme

Extrémités

entier Préparation des tirs

1 2 3 4 5 6 tir (opération répétée 5 fois)

7 8

9 10 11 Phase terminale 12 13 14 15 16 17 en μSv Dose OE TOTAL pour 1 chantier BASE 50 chantiers/an

Dose mains

198

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

collimateur

f t est le temps pour aller de i à f La vitesse apparente est v= (d f-di)/t

df Gaine d’éjection

i di

projecteur

opérateur Gaine de télécommande

Figure 10.15. Géométrie d’un tir.

EPD autres fonctions connexes

Application du principe ALARA

Notre exemple Maintenance : réalisée chez le fournisseur Fonction PCR : exposition à prévoir lors des visites de chantier, lors des contrôles dans l’installation. L’EPD conduit logiquement à un classement B ou A. Optimisation : Valider sur le terrain toutes les hypothèses de temps, de distances, qui ont servi à l’EPD. Utiliser des camionnettes de transport plutôt que des véhicules légers (distance projecteur-opérateur pendant le transport). Dans la mesure du possible, transporter les projecteurs avec des chariots à roulettes, plutôt qu’à la main. Éjecter et rentrer la source en se protégeant derrière un écran (pilier...). Utiliser systématiquement des collimateurs pour limiter le champ de rayonnements. Utiliser des sources d’activité correspondant aux besoins (pas forcément activité maximale). Répartir les tâches entre opérateurs. Seuils dosimétriques : 16 mSv sur 12 mois, 4 mSv sur 3 mois, 2 mSv sur 1 mois. Objectifs dosimétriques : 6 mSv sur 12 mois.

10 – Exemples d’études de postes

199

Votre exemple EPD autres fonctions connexes

Application du principe ALARA

200

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Noms, prénoms des travailleurs : X x, Y y Classement des travailleurs : Cat. A. Il est courant d’intégrer sur 12 mois des doses supérieures à 10 mSv. Fiches d’exposition : oui. Suivi médical : visite renforcée tous les ans Formation : – aux travaux sous rayonnements : oui, avec recyclage tous les 3 ans.

Gestion du personnel

– Certificat d’aptitude à la radiologie industrielle (CAMARI) : oui pour l’opérateur, recyclage tous les 5 ans. Ces deux formations peuvent être confondues initialement, pas pour les recyclages (3 et 5 ans). Ces formations doivent être renforcées pour prendre en compte les risques liés à la manipulation des sources de haute activité. NB : C’est maintenant l’IRSN qui procède aux examens du CAMARI, au niveau national. – Formation transport classe 7 : oui si l’opérateur transporte lui-même la source. Recyclage tous les 5 ans. Notice d’information : oui (support de formation, ou notice GIIN, ou document spécifique). Accusé de réception à signer par les opérateurs. Information des autres personnels sur les risques : vivement conseillée. Dosimétrie : – Passive : oui. Mensuelle : TLD, ou OSL, ou RPL. – Opérationnelle : oui. Important : les opérateurs de gammagraphie utilisent également souvent des générateurs X. Choisir un dosimètre apte aux deux types de rayonnements.

Gestion de l’installation

Classement des locaux Classement du local stockage : zone surveillée a minima, avec délimitation d’une zone contrôlée, et d’une zone à séjour limité à l’intérieur (voir étude de cas 10.3). La valeur de débit de dose à l’intérieur du local indiquée plus haut est faible. Lorsque le local est chargé, on peut s’attendre à des valeurs beaucoup plus élevées. Chantier : c’est une zone d’opération (ou d’intervention), qui doit être balisée à 2,5 μSv.h−1 , sinon 25 μSv.h−1 , ces débits de dose étant moyennés sur la durée de l’opération (voir paragraphe 3.5.3). Véhicule particulier ou d’entreprise : Panneau orange ONU avant et arrière : UN2916. Étiquette 7D arrière et cotés véhicule (figure 10.16).

10 – Exemples d’études de postes

201

Votre exemple

Gestion du personnel

Gestion de l’installation

202

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple

RADIOACTIVE

7 Figure 10.16. Étiquette plaque 7D. Ne pas oublier le « lot de bord » (voir étude de cas n˚2). Colis : étiquetage selon catégorie de transport (figure 10.17).

RADIOACTIVE II CONTENTS………………………… ACTIVITY…………………….. TRANSPORT INDEX

7

RADIOACTIVE III CONTENTS………………………… ACTIVITY…………………….. TRANSPORT INDEX

7 Figure 10.17. Étiquettes 7B et 7C. Ne pas oublier de rédiger le document explicitant le zonage et les balisages, ainsi qu’un document spécifique sur chantier au cas où le débit de dose dépasse 2,5 μSv.h−1 .

10 – Exemples d’études de postes

203

Votre exemple

204

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Notre exemple Moyens de détection et mesure Un radiamètre ou débitmètre, pour valider les balisages, contrôler l’ambiance dans le local sources, et effectuer les contrôles internes en général. Ne pas utiliser le dosimètre opérationnel comme radiamètre : ces deux appareils n’ont pas la même finalité. N’importe quel radiamètre ou débitmètre convient : privilégier les appareils sensibles aux faisceaux fins pour la détection des fuites. Important : les entreprises de CND utilisant également, en général, des générateurs de rayonnements X, choisir le détecteur en fonction de ce type de rayonnement (basse énergie). Contrôles internes et externes 1. Contrôle à la mise en service par la PCR. Vérifier l’absence de faisceaux parasites sur les projecteurs de gammagraphie, ainsi qu’au niveau de la salle de stockage (embrasures de portes, passages de câbles, par exemple). Vérification par la PCR du bon fonctionnement des sécurités annoncées par le constructeur. Validation des balisages des différentes zones. 2. Contrôle interne régulier, période : ≤1 mois ; contrôle d’exposition externe par la PCR. 3. Contrôle interne annuel : contrôle d’exposition externe par la PCR. 4. Contrôle externe annuel : recherche de faisceaux parasites, mesures d’ambiance, contrôle de non-contamination NB : s’assurer que l’organisme agréé dispose du matériel adapté à la problématique. NB : la recherche de faisceaux parasites fait partie du contrôle annuel externe. 5. Contrôle périodique de l’appareil de mesure : faire en sorte que l’appareil ne reste pas sans utilisation pendant moins d’un mois, pour éviter ce contrôle. 6. Contrôle périodique annuel de l’appareil de mesure : avec les sources utilisées sur place. 7. Contrôle périodique de l’étalonnage de l’appareil de mesure : tous les 3 ans (appareil non pourvu d’un autocontrôle permanent), ou tous les 5 ans. 8. Contrôle périodique de l’étalonnage des dosimètres opérationnels : tous les ans, dans un labo ad hoc. (Prévoir une période hors manipulations, ou disposer d’un dosimètre supplémentaire.) Ne pas oublier de constituer le registre des contrôles mensuels et annuels, internes et externes, ainsi que le registre de contrôle des appareils de mesure et dosimètres.

10 – Exemples d’études de postes

205

Votre exemple

206

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Transport

Protection de l’environnement

Potentialité d’incidents et accidents

Notre exemple Le transport concerne des conteneurs type B. Un conseiller transport est nécessaire (fonction interne ou externe). Tous les mouvements de sources, d’appareils (vides ou pleins), d’accessoires (gaines d’éjection et de télécommande, collimateurs, etc.) doivent être enregistrés. Le transport peut être sous-traité : dans ce cas la clé du projecteur ne doit pas accompagner le colis. Attention : le projecteur vide reste un emballage de matière radioactive, soumis à la réglementation en vigueur. Par ailleurs, il s’agit d’une source en tant que telle, puisqu’il est constitué d’uranium appauvri. Il y a donc une comptabilité « matière » à tenir, puisque l’uranium (même appauvri) est considéré comme une « matière nucléaire ». Certaines matières sont soumises à la loi n˚ 80-572 du 25 juillet 1980 sur la protection et le contrôle des matières nucléaires. Ces éléments et les quantités soumises à la loi sont précisés dans le décret n˚ 81-512 du 12 mai 1981. Les entreprises de contrôle non destructif ne pratiquent en général que leur cœur de métier, et ne sont pas classées ICPE autorisées pour d’autres activités. Si tel était cependant le cas, elles doivent alors se soumettre au classement ICPE autorisant la détention et l’utilisation des sources radioactives (cf. [IR10] et paragraphe 2.5 de cet ouvrage). Agressions d’origine extérieure Vol d’appareil, vol de véhicule, accident de la route. Agressions d’origine interne Composante Individu : « contrôle visuel » consistant à regarder le portesource à l’œil nu, prise de source à la main. Composante Tâche : changement de plaques radio sans rappel de source. Composante Matériel : gaines détériorées, appareil détérioré, décrochement du collimateur de son lieu de tir, source bloquée, source désolidarisée. Composante Milieu : tir en installation nucléaire. Mesures préventives et curatives Choix du personnel affecté, maintien d’un esprit sécuritaire dans l’entreprise, formation et information sur les risques. Consignes relatives au matériel. Préparation soignée des opérations. Réalisation soignée des contrôles externes. Local fermé à clé, conteneurs fermés à clé. Un jeu de clés pour le responsable de la manutention des sources, un jeu de clés chez la PCR. Précautions dans la conduite automobile. Rédaction d’un mode opératoire relatif à la conduite à tenir en cas d’accident. Intégrer le risque d’exposition externe grave suite à la prise d’une source à la main, ou action équivalente. Actions réglementaires Le vol doit être signalé dès que possible à l’ASN, à la préfecture, à la police et à l’IRSN. Les accidents doivent être déclarés à l’ASN.

10 – Exemples d’études de postes

207

Votre exemple

Transport

Protection de l’environnement

Potentialité d’incidents et accidents

208

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Gestion documentaire

Sécurité classique

Notre exemple Dossier de base. Autorisation ASN. Inventaire des sources. Dossier contrôles internes et externes. Dossier contrôle et étalonnage des instruments de mesure. Dossier zonage et balisage. Registre des mouvements de sources. Consignes de sécurité. Document unique. Risques en relation avec l’environnement des chantiers extérieurs. Manutention d’objets lourds, chute sur les pieds. Utilisation d’échafaudages, chute corporelle ou de matériel.

10 – Exemples d’études de postes

209

Votre exemple

Gestion documentaire

Sécurité classique

210

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

10.5. Corrections des exercices Exercice 10.1 Le panneau de signalisation « trèfle vert » indique que l’intérieur du générateur est une zone contrôlée, donc accessible au personnel. Le panneau à installer est le trèfle rouge « zone interdite ». Exercice 10.2 Hypothèses : Les valeurs théoriques sont (voir guide pratique Radionucléides et Radioprotection [T2]) : Débit de dose à 30 cm, à nu : 0,65 mSv.h−1 (sous 7 mg.cm−2 ), 0,3 mSv.h−1 (sous 1 g.cm−2 ). Débit de dose au contact, à nu : 25 Sv.h−1 (sous 7 mg.cm−2 ). Les valeurs mesurées (d’après le fournisseur) sont dans le faisceau : 110 mSv.h−1 (Mesures réalisées avec dosimètres TLD sous 7 mg.cm−2 , à une distance non précisée, au contact ?). D’autre part, dans le faisceau, on trouve 0,5 μSv.h−1 à 250 cm, avec une chambre d’ionisation portative (sous 300 mg.cm−2 ). Vérification de la cohérence théorie-mesures fournisseur Calculons, à partir des valeurs théoriques (sous 7 mg.cm−2 ), à quelle distance d on trouve 110 mSv.h−1 : ◦ ◦ ◦ ◦ 2 / = (d/30) soit d = 30 × D30 cm Dd cm D30 cm /Dd cm  d = 30 × 0,65/110 = 2,3 cm. Cette valeur est cohérente avec la réalité. La source se situe en retrait de la fenêtre (entre 1 et 2 cm) d’une part, et d’autre part, la fenêtre comprend un matériau protecteur, alors que le calcul précédent est basé sur la source à nu (la valeur 0,65 est donc surestimée). Calculons maintenant la distance pour laquelle on trouve un débit de dose de 0,5 μSv.h−1 , à partir de la valeur sous 1 g.cm−2 . On utilise la même formule que ci-dessus : soit ◦ ◦ d = 30 × D30 cm /Dd cm  d = 30 × 300/0,5 = 735 cm. L’écart est ici significatif. Avançons quelques explications. La chambre d’ionisation est un instrument de dimensions relativement importantes, par rapport à la section du faisceau (même à 2,5 m). Si tout le volume utile de la chambre n’est pas exposé, il s’ensuit une interprétation à la baisse du débit de dose. Le calcul à l’aide de la loi en 1/d2 ne prend pas en compte l’atténuation du rayonnement dans l’air, significative à ces faibles énergies, ni dans la paroi de la fenêtre. Inversement, l’épaisseur de paroi de la chambre est inférieure à la référence de la mesure théorique (300 contre 1 000 mg.cm−2 ), donc la valeur de la chambre est supérieure. Manifestement, les deux premières raisons l’emportent sur la troisième. . .

10 – Exemples d’études de postes

211

Exercice 10.3 Les contrôles externes à effectuer sont d’une part, des mesures d’exposition externe, d’autre part une recherche de contamination surfacique éventuelle. Exposition externe La problématique est : faible énergie γ (faisceau primaire et diffusé encore plus dégradé), débit de dose faible, mesure à courte distance. Les appareils type radiamètre à Geiger-Müller sont exclus, pour des raisons de difficulté de réponse dans les faibles énergies. Un compteur proportionnel type FH40 convient (limite inférieure à 30 keV), sa limite inférieure de sensibilité est basse (niveau de l’irradiation naturelle), mais son angle solide de mesure est petit, d’où le risque de passer à côté d’un faisceau parasite. Une chambre d’ionisation portative répond parfaitement aux faibles énergies, mais son volume est trop important pour mesurer des faisceaux fins, ou avoir une estimation de la dose au contact. Un compteur type RadEye convient parfaitement, avec son filtre pour la mesure de l’exposition. On peut envisager également l’utilisation des senseurs « bout de doigt » type Unfors utilisés en radiologie pour la mesure des débits de dose et doses subies par les opérateurs et les patients. On peut envisager également l’utilisation de dosimètres passifs type PLD ou TLD, mais il faut attendre un minimum de temps d’intégration, et les résultats ne sont connus qu’après lecture. Recherche de contamination surfacique À l’aide d’un tissu frottis type « Nucon Filter », on effectue un frottis sur les parties accessibles de l’appareil, hors source et fenêtre de source. Ce frottis est ensuite testé à l’aide d’une sonde de détection de contamination de surface (voir chapitre 7 : « Détection de la contamination surfacique et des fuites de rayonnements »). La seule sonde réellement efficace est la sonde X à scintillation, associée à un intégrateur portatif, ou encore un appareil avec sonde X intégrée, type Scintomat. Les sondes β mou, ainsi que les contaminamètres à sonde intégrée, ne présentent qu’un rendement tout à fait médiocre à ce niveau d’énergie γ (fenêtre de mesure trop fine pour générer des électrons secondaires en quantité suffisante), et les sondes γ classiques ont une paroi trop épaisse qui atténue par trop ces faibles énergies gamma. Autre solution : analyse du frottis dans un laboratoire d’analyses nucléaires.

212

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Exercice 10.4 RP-FOR-001ind00

BoîteNuc

page 1/2 FICHE D’EXPOSITION

date :20/02/09

N°01 ind01 A–B

date clt: 20/02/09

Prénoms : Albert

NOM : GODBERIDINGER Date de naissance : 23/01/75 N°SS : 1.75.02.78.350.123 Qualification : ouvrier qualifié.

motif fiche statut embauche X CDI mise à jour CDD mise à étudiant Disp. chgt poste intérimaire

Matricule société : 350

Réference étude(s) de poste (s) n° : EPT 001ind01

EXPOSE détaillé des fonctions : surveillance des coulées de métal en lingotières, contrôle bon fonctionnement partie aval du four.

HORAIRES : 6h - 14h ou 14h - 22h. temps plein - partiel --- h / mois

travail posté ou décalé Travail de nuit permanences et astreintes déplacements hors domicile travail à l’extérieur

4 1 -

poste de sécurité conduite automobile conduite poids lourds conduite automoteurs conduite pont roulant conduite grue manutention chantiers souterrains travail en hauteur travaux sous-marins travaux sous pression machines tournantes électricité

2 4 -

Rayonnements UV Rayonnements IR Laser Bruits vibrations Ultra - sons Rayts électromagnétiques

3 4 -

CONDITIONS DE TRAVAIL station debout prolongée tenue non ventilée ARI Heaume

4 -

tenue ventilée basses températures hautes températures lumière artificielle

4 4

ACTIVITES PARTICULIERES décontamineurs démanteleurs tir d’explosifs calorifugeage polissage sablage soudure autogène soudure à l’arc soudure électronique boite à pinces boite à gants vision hublots télémanipulateurs et robots

-

écrans cathodiques standard microscope peinture et vernis blanchisserie animalerie collecte déchets pompiers restauration Four d’aciérie

4

NUISANCES poussières amiante laine de verre et de roche bases acides Produits organiques halogènes fluor et dérivés CO NOx

4 -

Sodium Béryllium Mercure Plomb amibes risques biologiques Agents CMR

-

Remarques : risques radiologiques : voir page 2

Code : - sans objet // 1 : potentiel, rarissime ou sit. accidentelle // 2 : occasionnel // 3 : fréquent // 4 : permanent

Figure 10.18. Fiche d’exposition d’un travailleur de catégorie B exposé au rayonnement γ d’une jauge de niveau.

10 – Exemples d’études de postes

213

RP-FOR-001ind00

BoîteNuc

page 2/2

date :20/02/09

N°01 ind01

FICHE D’EXPOSITION

CARACTERISTIQUES DES SOURCES EMETTRICES – origine des rayonnements Générateurs de rayt X accélérateurs

-

Sources scellées Sources non scellées

4 Enseignement et recherche - électronucléaire défense

Milieu médical Milieu industriel

4 -

Réacteurs nucléaires Amont du cycle du combustible Aval du cycle du combustible Centre de recherche

-

REMARQUES : PERIODES ET FREQUENCE D’EXPOSITION : Discontinue : dates : Continue : début et fin de chaque coulée

X,γ < 100 keV X,γ ≥ 100 keV

fréquence : fréquence : tous les jours

EXPOSITION EXTERNE - NATURE DES RAYONNEMENTS IONISANTS - β purs Em ≥ 100 keV - neutrons thermiques 4 champs mixtes β, γ et/ou X - neutrons rapides gaz rares - champs mixtes n, γ Particules chargées risque criticité

Tous RN Emetteurs α Emetteurs β 3 H 14 C

EXPOSITION INTERNE I I 137 Cs PFission PActivation

32

125

210

35

131

226

P S 36 Cl 60 Co 90 Y - 90Sr

Po Ra Th U nat Th nat

232

-

U enrichi TUraniens Pu 239 Pu 241 Am 238

RISQUE de CONTAMINATION CUTANEE : sans objet

OBSERVATIONS CONCERNANT LES RISQUES : pas de risque de dispersion de matière

radioactive en situation normale Expositions anormales : Date :

durée :

l’intéressé Nom Date

GODBERIDINGER Albert

20/2/09

nature :

le Responsable sécurité MASCHPROT Raymond 20/2/09

Le responsable hiérarchique CHAUDRON Marcel 20/2/09

La Personne compétente en RP Vous-même 20/2/09

SIGNATURE

Code : - sans objet // 1 : potentiel, rarissime ou sit. accidentelle // 2 : occasionnel // 3 : fréquent // 4 : permanent

Figure 10.18. Suite.

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

11

Annexe : missions du ressort de la PCR

Abréviations utilisées APCR AR CE CEA CHSCT CMT CR CSP CT DP DRIRE DRHRS dRPe drpi(X)

DRTEFP EPD FE INB INSTN

IRSN IS IT MdT PCR REX SISERI SNS TSR

Arrêté PCR accusé de réception code de l’environnement Commissariat à l’Energie Atomique Comité d’Hygiène et Sécurité et des conditions de Travail centre de médecine du travail compte rendu code de santé publique code du Travail délégués du personnel direction régionale de l’industrie, recherche environnement. direction des ressources humaines et des relations sociales de l’entreprise = service du personnel. dossier « radioprotection de l’entreprise » sous-dossier « radiologique personnel de l’individu (X) ». On entend par là l’ensemble des documents concernant les travaux sous rayonnements qui doivent figurer dans le dossier personnel de l’agent, dans l’entreprise. Ce sous-dossier peut être géré par la DRHRS, ou par la PCR direction régionale du travail, de l’emploi et de la formation professionnelle évaluation prévisionnelle de dose fiche d’exposition Installation nucléaire de Base Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires : établissement d’enseignement supérieur dépendant du ministère de l’éducation nationale et du CEA. Institut de radioprotection et de sûreté Nucléaire ingénieur de sécurité = responsable sécurité inspecteur du travail Médecin du Travail Personne compétente en radioprotection retour d’expérience = feed-back Système d’Information de la Surveillance d’Exposition aux rayons Ionisants source non scellée Technicien Supérieur en Radioprotection : diplôme d’état, formation INSTN

1

Réf JO

N˚article

action

comment

La création de la fonction R, 4456-6 Faire suivre à la (aux) personne(s) CT liste des formateurs APCR art.11.-1 concernée(s) un stage « PCR », ou demander certifiés : voir CEFRI une attestation (cas spécifique de formation & AFAQ initiale et d’expérience professionnelle)

2

3

CT

R, 4456-3

ou externaliser la fonction (sauf si INB ou ICPE dans l’établissement ou l’entreprise)

4

R, 4456-1

5

6

CT

Nommer la PCR

R. 4453-8

8 bis CT

R, 4456-3 Regroupement au sein d’un service

8 ter CT

R, 4456-2 Nommer la PCR dans le cas de l’exposition à la radioactivité naturelle

origine

diffusion de diffusion archivage l’original des copies

fréquence

remarques

attestation de réussite au stage

formateur certifié

personne concernée

DRPI(PCR) formateur tous les 5 ans passer en 4 certifié

attestation de réussite au stage

formateur certifié ou organisme agréé (cf.2)

personne concernée

DRPE

sous-traitance à PCR formée

contrat de soustraitance et convention technique demander l’avis Ordre du jour du CHSCT ou des DP de la réunion (s’ils existent) & PV de la réunion note de nomination

organigramme à jour (daté et signé) (conseillé) diffusion des coordonnées de la PCR

formateur certifié ou organisme agréé (cf.2) DPRE

vérifier formation et formateur. Passer en 4

sous-traitant

DRPE

soustraitant

Secrétariat CHSCT ou Direction Entreprise Direction

entreprise

DRPI(PCR) entreprise à chaque nomination de PCR

entreprise

DRPI(PCR)+ entreprise tout le personnel entreprise

la direction s’engage note de définition Direction sur le nom, l’autorité, de fonction la fonction, les moyens

7

8

documents créés

Direction

entreprise

entreprise

Direction

entreprise

lorsqu’il y a plusieurs PCR

Direction

entreprise

demander l’avis du CHSCT ou des DP (s’ils existent)

Direction

entreprise

à chaque nomination de PCR à chaque mise à jour réglementaire

entreprise à chaque nomination de PCR entreprise à chaque nomination de PCR entreprise à chaque nomination de PCR entreprise

peuvent être regroupées (voir ligne dessous) conseillé

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

N˚ ordre

216

Programmation des actions de la Personne compétente en Radioprotection « PCR »

se faire connaître du MdT

9 10

11

12

13

CT R. 4451-11 CSP R1333-10

CSP L. 1333-1 CT R. 4451-1 R. 4451-8 R. 4451-10 et 11 R. 4452-23 à 26

Optimiser la radioprotection : commencer ou poursuivre la mise en place des moyens de protection collective

arr. du 15 mai 2006 procéder au zonage de l’installation

CT

PCR

MdT

Hiérarchie, visa PCR, IS, agent

DRPI(agent) MdT

dossiers de plans

PCR

DRPE

dossier explicitant et justifiant le zonage

PCR

DRPE

liste à jour des appareils

PCR

EPT Lancer les études de postes de travail décomposer les postes (permanents ou occasionnels) et procéder en phases élémentaires aux estimations prévisionnelles de doses

R. 4451-7 et 8 Mettre en place les moyens de détection (environnement, R. 4452-12 installation, poste de travail)

écrans, dispositifs de téléopération, confinement, ventilations, organisation du travail

classement des zones en fonction des niveaux de risques matérialiser et baliser les zones acheter le matériel

DRPE

à chaque chgmt de PCR ou de MdT Direction à chaque modif. de poste, vérif 1/an direction à chaque modif. de poste, d’agent, de contrat, de clt.vérif 1/an DRPE à chaque évolution du poste de travail

11 – Annexe : missions du ressort de la PCR

Les actions initiales ou de mise en conformité

DRPE à chaque évolution des postes de travail

DRPE

DRPE

voir plus loin contrôles

217

218

gestion du personnel 14

CSP

constituer et identifier le groupe des travailleurs Non Exposés

garder les EPT PCR correspondantes

R. 4453-14 à 18

DRPE

DRPE

fiche d’exposition

Hiérarchie, visa DRPI(agent) MdT PCR, IS, agent

AR EPT et FE par MdT fiche d’aptitude aux travaux sous rayonnements

MdT

DRPI(agent)

MdT

DRPI(agent) agent

demander l’accord du MdT CT

R. 4454-1 à6

R. 445210 et 11 arr.30 déc.2004

CT

attestation de formation du MdT en cas de travaux de sousattestation Arr. 28 mai 1997 Classer le personnel en travailleurs traitance en INB, vérifier que d’habilitation du cat.B et cat.A CT D. 4152-5 à le MdT et le CMT sont habilités CMT par la 7 D. 4153-33 et 34 R. 4453-1 à 3 DRTEFP R. 4453-7 former le personnel attestation de à 9 et aux risques réussite de R. 4412-89 formation

R. 4453-8 et 9

16

17

carte individuelle MdT de suivi médical

notice délivrer la notice d’information d’information aux risques AR notice

agent

vérifier la validité du classement régulièrement et à chaque modification des postes de travail direction à chaque modif. de poste, d’agent, de contrat, de clt.vérif 1/an à chaque FE DRPI (agent) DRPI 1/an ou plus selon (agent) volonté du MdT

DRPI (conseillé)

de MdT

entreprise

DRPE

tous les 3 ans

DRTEFP

CMT

entreprise

DRPE

tous les 3 ans, ou selon conditions DRTEFP

organisme de formation (interne ou externe) GIIN, ou toute autre origine agent

DRPI(agent) agent

1/3 ans

agent

1 fois, à chaque chgt significatif du poste. 1 fois, à chaque chgt significatif du poste. 1/an ou plus selon volonté du MdT

organisme formation

DRPI(agent)

concrétiser le classement (conseillé) en l’attente de la mise en œuvre des actions suivantes, demander les résultats de la dosimétrie efficace sur 12 mois au MdT

habilitation aux Chef agent tx sous rayts d’établissement MdT courrier simple, PCR puis mise en demeure avec AR si nécessaire

DRPI(agent) DRPI (agent) DRPE Direction

s’inscrire au système « SISERI » de l’IRSN

courriel (irsn.fr, PCR puis « siseri »), puis procédure prévue

DRPE

IRSN

Direction

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

15

R. 1333-8

20

19

18

réaliser des exercices-tests

Attribuer les dosimétres individuels fourniture des dosimétres passifs à tous les travailleurs, fourniture des dosimétres opérationnels en ZC établir la procédure préparer la gestion des situations accidentelles

CR, articles, etc.

procédure

PCR, avec validation Ch.Et, pompiers, MdT, IT

décisionnaires entreprise, institutionnels concernés

relevé des doses agent et PCR IRSN/SISERI opérationnelles

DRPE

1/an

PCR poste par poste (confidentiel) pour l’agent, chaque semaine pour PCR DRPE à réviser en fonction des exercices

11 – Annexe : missions du ressort de la PCR 219

220

Actions récurrentes ou ponctuelles note d’organisation

Direction

PCR

fixer les objectifs dosimétriques

note d’engagement

Direction

analyser la dosimétrie opérationnelle, sur 12 mois analyser la dosimétrie efficace, sur 12 mois anticiper les dépassements potentiels des seuils réaliser l’EPD

document de travail PCR

tout le personnel affichage MdT éventuellement MdT éventuellement direction

fixer les objectifs dosimétriques Gestion des interventions au cas par cas

suivre la dosimétrie de l’intervention réaliser le REX

contrôles internes et externes

document de travail PCR

DRPE

1/an

DRPE

1/mois ou plus

DRPE

1/mois ou plus

DRPE

si nécessaire

étude de poste avec évaluation prévisionnelle de dose dossier d’intervention voir gestion dosimétrique dossier d’intervention

chargé d’affaires, PCR chef de chantier, etc.

tous agents concernés

DRPE

à chaque intervention

PCR

chef de chantier, etc.

personnel concerné

DRPE

direction, éventuellement

à chaque intervention à chaque intervention à chaque intervention

PV de contrôle

avant la 1ère utilisation

PV de contrôle

si changement des conditions d’utilisation

PV de contrôle PV de contrôle PV de contrôle PV de contrôle PV de contrôle

d’ambiance (niveaux de risque, protections,..)

1/an

PCR

à la réception d’une source

à la cessation (SNS) des appareils de mesure

direction (non individualisé) direction (non individualisé)

DRPE

note à la direction

PCR, avec personnel concerné fournisseur ou PCR fournisseur ou PCR PCR

périodique

décisionnaires de l’entreprise

PV de contrôle

DRPE

DRPE

à chaque cas

DRPE

à chaque cas

DRPE

à chaque cas

PCR

DRPE

organisme agréé PCR PCR ou organisme agréé PCR

DRPE DRPE DRPE

autant que nécessaire 1/an à chaque cas 1/an (dos.

DRPE

1/mois (sauf absence de risque)

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

gérer la dosimétrie individuelle

fixer les seuils dosimétriques

demande d’achat ou responsable de l’activité d’utilisation

gestion

document prévu à l’art.R.230-1 du code du travail (=DRPE) formulaire ASN

Direction

Direction

ASN

AR réception demande de prolongation AR réception voir ci-dessus

fournisseur direction

ASN

perte ou vol

prolongation de vie

amélioration permanente de la sécurité au poste de travail

cessation Source scellée cessation SNS application du principe ALARA

ASN

IRSN

fournisseur

gendarmerie, préfecture, DRIRE

à chaque achat ou nouvelle utilisation (raytX) (=DRPE) tenue à jour permanentediffusion :1/an DRPE

en cas de besoin

DRPE DRPE

en cas de besoin en cas de besoin

DRPE

en cas de besoin

PCR

en permanence

participation aux actions de formation

PCR

en permanence

suppression des causes dans les plus brefs délais analyse de la situation accidentelle, conclusions tirées évaluation des doses

PCR

le plus vite possible

11 – Annexe : missions du ressort de la PCR

gestion des sources de rayonnements

achat, utilisation

gestion des situations accidentelles mesures conservatoires d’urgence

expertise et mesures préventives en vue des situations ultérieures

communication

étude des mesures à prendre pour supprimer les causes et éviter le renouvellement contrôle technique RP du poste de travail information du CHSCT, DP et IT

CR d’analyse

PCR ou IRSN

CHSCT, DP, IT

DRPE

initiative PCR

MdT

Rapport

PCR ou IRSN

CHSCT, DP, IT

DRPI (agent) DRPE

PV de contrôle

PCR ou organisme agréé direction

CHSCT, DP, IT

DRPE

Ordre du jour de la réunion & PV de la réunion, courrier avec AR

DRPE

221

7KLVSDJHLQWHQWLRQDOO\OHIWEODQN

Glossaire • Accélérateurs : appareillage ou installation dans lesquels des particules sont soumises à une accélération, émettant des rayonnements ionisants d’une énergie supérieure à 1 mégaélectronvolt (MeV). • Colis de matières radioactives : emballage avec son contenu radioactif tel qu’il est présenté pour le transport. Il y a 8 types de colis, du colis excepté au colis type C (voir ADR). • Radiographie : production de radiogrammes sur support permanent d’image. • Radioscopie : production, sur un détecteur du type écran fluorescent, par ionisation d’un rayonnement d’une image visuelle affichable sur écran. • Rayonnements ionisants : transport d’énergie sous la forme de particules ou d’ondes électromagnétiques, pouvant produire des ions directement ou indirectement. E ≥ 12,4 eV. • Source : appareil, substance radioactive ou installation pouvant émettre des rayonnements ionisants ou des substances radioactives. • Source de haute activité : source dont l’activité est supérieure ou égale à une liste de valeurs de références fournie dans la directive Euratom 2003-122 du 22 décembre 2003 relative au contrôle des sources radioactives scellées de haute activité et des sources orphelines [R6]. • Source naturelle : source de rayonnement ionisant d’origine naturelle terrestre ou cosmique • Source radioactive non scellée : source dont la présentation et les conditions normales d’emploi ne permettent pas de prévenir toute dispersion de substance radioactive. • Source radioactive scellée : source dont la structure ou le conditionnement empêche, en utilisation normale, toute dispersion de matières radioactives dans le milieu ambiant.

224

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

• Substance radioactive : toute substance qui contient un ou plusieurs radionucléides dont l’activité ou la concentration ne peut être négligée du point de vue de la radioprotection. L’emballage est constitué de l’assemblage des composants nécessaires pour enfermer complètement le contenu radioactif (un ou plusieurs récipients, matières absorbantes, calages ... si nécessaire) : caisse, fût, conteneur, citerne, grand récipient pour vrac... Exemples : 60 Co : A ≥ 4 GBq, 192 Ir ≥ 10 GBq, 137 Cs ≥ 20 GBq. Pour les radionucléides non mentionnés dans la directive, la valeur à retenir est égale à 1/100e de la valeur A1 indiquée dans le règlement de transport des matières radioactives (valeur fournie également dans le guide Radionucléides et radioprotection [T2]).

Références bibliographiques Réglementation (à la date du 09/09/08) [R1] Code du travail, particulièrement articles R.4722-21 à 22, L.4451-1, L.4523-4 & L.6313-1 & 8, R.4121-4, R.4451 à 4457. [R2] Code de la santé Publique, particulièrement articles L.231.1, L.1333-1 à 17, R.13331 à 103 et annexes. [R3] 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, dit « arrêté zonage ». [R4] Arrêté du 21 décembre 2007 portant homologation de la décision n˚ 2007-DC-0074 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 29 novembre 2007 fixant la liste des appareils ou catégories d’appareils pour lesquels la manipulation requiert le certificat d’aptitude mentionné au premier alinéa de l’article R.231-91 du code du travail, dit « arrêté CAMARI ». [R5] 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 santé publique, dit « arrêté contrôle ». [R6] Directive Euratom 2003-122 du 22 décembre 2003 relative au contrôle des sources radioactives scellées de haute activité et des sources orphelines. [R7] 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. [R8] Règlement de transport par route, dit « ADR ». [R9] Règlement de transport par voie aérienne, dit « IATA ». [R10] Code de l’environnement : décret 2006-1454 du 24 novembre 2006 modifiant la nomenclature des installations classées. Rubriques 1700 et 1715.

226

Personne compétente en radioprotection. Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche

Ouvrages techniques [T1] Principes de radioprotection – Réglementation. Jimonet C., Métivier H., Ed, EDP Sciences, 2007 (Personne compétente en radioprotection). [T2] Radionucléides et Radioprotection. Delacroix D., Guerre J.P., Leblanc P., EDP Sciences, 2e édition, 2006. Courbe débits de dose bêta, gamma, neutrons, CIPR 74. Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation, 74, ICRP PUBLICATION 74, Elsevier, 1997. Histoire illustrée de la radiologie, Pallardy G., Pallardy M.J., Wackenheim A., Roger, 1989. L’ionisation alimentaire. Réalités et perspectives, Bonnet G., DEA en Science, Technologie et Santé, 1994. La sûreté nucléaire et la radioprotection en France en 2007, Autorité de sûreté nucléaire (ASN), Rapport annuel, 2008. Le contrôle des rayonnements ionisants, Contrôle, 143, 2001. Le paysage des sources de rayonnements en France, VIDAL J.P., in 4e rencontres PCR, Rungis, 9-10/12/2004, SFRP, 2004. Les accélérateurs industriels et médicaux de particules de 1 à 10 MeV. Fiche pratique de sécurité ED-73 – INRS. Les accidents dus aux rayonnements ionisants// le bilan sur un demi-siècle, Nenot J.C., Gourmelon P., IRSN, 2007, (Doc • Référence). Les formes populaires de vulgarisation des sciences. Étude d’un cas : rayons X et radioactivité. Rougee A., Mémoire de stage, Université Paris XI, 2001. Rayonnements ionisants et santé. IRSN, 2004, (Livrets des professionnels). Table de Radionucléides, CEA, 1987.

Sites internet Agence fédérale de contrôle nucléaire : www.fanc.fgov.be Autorité de sureté nucléaire : www.asn.fr Laboratoire de l’accélérateur Linéaire (LAL) de l’université Paris Sud : www.lal.in2p3.fr Retours d’expériences sur les incidents radiologiques. : relir.cepn.asso.fr Site écologiste S-eau-S. Les rayons X et les rayonnements radioactifs, quand on ne parlait pas encore de principe de précaution, Borvon G. : seaus.free.fr. Société française de l’énergie nucléaire : www.sfen.org Société française de radioprotection : www.sfrp.asso.fr Université libre de Bruxelles : www.ulb.ac.be