Les cahiers de prévention Santé Sécurité Environnement
Guide de radioprotection
1ère édition septembre 2007
Introduction Ce guide est destiné à toute personne concernée par l'organisation ou la mise en œuvre d'expériences liées à l'utilisation de radionucléides. Il aborde les principaux sujets d'ordre administratif, technique, médical et environnemental dans un contexte réglementaire en cours d'évolution. Il a été élaboré par un groupe de travail composé de spécialistes de la radioprotection, de l'hygiène et de la sécurité et de la médecine de prévention. Il a été délibérément choisi d'écarter les générateurs électriques de rayonnements ionisants, les irradiateurs et les Installations Nucléaires de Base (INB). Il se présente sous la forme d'un fascicule structuré en chapitres thématiques consultables indépendamment au gré de l'utilisateur. Des fiches séparées, assemblées dans une pochette en fin du document, permettent au lecteur d'obtenir des précisions ou d'approfondir un sujet déterminé. Elles sont signalées dans le corps du texte principal par un numéro. Enfin ce guide comporte des références bibliographiques et réglementaires ainsi que des adresses utiles.
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Sommaire 1. Réglementation relative aux rayonnements ionisants Organisation nationale de la radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 2. Rayonnements ionisants - Notions fondamentales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 2.1. Manifestations de la radioactivité . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 2.2. Grandeurs et unités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 2.3. Interaction avec la matière . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8 2.4. Différents types d’exposition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 2.5. Effets des rayonnements ionisants sur l’homme . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12 2.6. Exposition à la radioactivité d’origine naturelle et médicale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13 2.7. Les normes de radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 2.8. Définition des sources scellées et non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
3. Dispositions à prendre par l’employeur . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17 3.1 Demande d’autorisation au ministère de la santé . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17 3.2 Protection des travailleurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18 3.3 Réglementation des ICPE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19 3.4 Détention de matières nucléaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
4. Mesures d’ordre technique
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
4.1 Définition des zones . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22 4.2 Formation et information . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22 4.3 Contrôles réglementaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22 4.4 Appareils de mesure . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24
5. Surveillance médicale des travailleurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26 5.1 Suivi médical . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26 5.2 Dossier médical . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27 5.3 Conclusions médicales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27 5.4 Aspects réglementaires en cas d’accident d’exposition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28
6. Dispositions spécifiques aux sources scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29 6.1 Normalisation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29 6.2 Procédures d'achat et de suivi . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29 6.3 Consignes de sécurité et mesures d'urgence . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29 6.4 Restitution des sources périmées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30 6.5 Entreposage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30 6.6 Cas particuliers . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30
7. Dispositions spécifiques aux sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31 7.1 Gestion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31 7.2 Bonnes Pratiques de Laboratoire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31 7.3 Mesures d'urgence . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32 7.4 Déchets et effluents . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32 7.5 Contrôles de la contamination . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34
8. Conception des locaux . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36 8.1 Dispositions générales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36 8.2 Dispositions particulières aux sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36
9. Transport des substances radioactives par route
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39
9.1 Définitions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39 9.2 Dispositions relatives aux colis exceptés et colis de type A . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41 9.3 Obligations de l’expéditeur . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46 9.4 Programme de radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46 9.5 Déclaration des incidents et accidents . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47 4
10. Bibliographie
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48
11. Adresses utiles . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48 12. Fiches techniques 1. Pénétration dans la matière 2. Écrans de protection 3. Facteurs de pondération 4. Effets non aléatoires ou déterministes 5. Effets aléatoires ou stochastiques 6. Valeurs limites d’exposition 7. Principales caractéristiques des radioéléments les plus courants 8. Formulaire de demande auprès de l’ASN 9. Consignes générales 10. Zones contrôlées (Zc) et surveillées (Zs) 11. Signalisation 12. Film dosimètre 13. Appareils de mesure 14. Fiche de liaison PCR / médecin de prévention 15. Traçabilité des sources scellées et non scellées 16. Sources scellées - Mesures de prévention et conduite à tenir en cas d’urgence 17. Sources non scellées - Bonnes Pratiques de Laboratoire (BPL) 18. Exemples de calculs de dose 19. Catégories de déchets et emballages normalisés 20. Transport - Déclaration d’expédition 21. Transport - Consignes de sécurité
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Réglementation relative aux rayonnements ionisants - Organisation nationale de la radioprotection
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La transposition de la directive 96/29/Euratom du 13/05/1996 a introduit des modifications importantes dans la réglementation relative aux rayonnements ionisants. Elle a induit la parution de nombreux textes concernant d’une part l’organisation de la radioprotection, tant au niveau national qu’au niveau d’un établissement, et d’autre part la protection des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants. Cette directive reprend les recommandations et principes internationaux définis par la commission internationale de protection radiologique (CIPR), dans sa publication n°60. La loi 2001 - 398 du 09/05/2001 a supprimé la commission interministérielle des radioéléments artificiels (CIREA) et l’office de protection des rayonnements ionisants (OPRI). La loi n° 136 du 14 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité nucléaire, dite loi TSN, crée une Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN), indépendante. Elle participe au contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et à l'information du public dans ces domaines. Elle est chargée de prendre les décisions réglementaires, d'autoriser la mise en service des installations nucléaires de base ainsi que celle relative à la détention et à l'utilisation de sources de rayonnements ionisants dans les secteurs d'activité de l'industrie, de la recherche et du médical. Les missions nous concernant sont : pour l’IRSN (décret 2002 – 254 du 22/02/2002) : • la gestion de l’inventaire des sources radioactives, • le contrôle des matières nucléaires, • la gestion et l’exploitation des données dosimétriques des travailleurs, • la surveillance radiologique de l’environnement, et pour l’ASN (décret 2002 – 255 du 22/02/2002), l’inspection et le contrôle : • les autorisations de détention et d'utilisation de sources de rayonnements ionisants (y compris les générateurs X et les accélérateurs de particules), • l'inspection et le contrôle de l'organisation de la radioprotection, du transport des matières radioactives et de la gestion des déchets radioactifs.
6
Les textes traitant de la protection des personnes sont principalement : • le décret 2003 – 462 du 21/05/2003, relatif à la protection générale des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants (articles R 1333-1 à R 1333-92 du Code de la Santé publique), • le décret 2003 – 296 du 31/03/2003, relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants : champ d’application et principe de radioprotection (articles R 231-73 à R 231 – 116 du Code du Travail), • différents arrêtés d’application parmi lesquels : - l'arrêté du 30 /12/2004 relatif au suivi médical et à la dosimétrie des travailleurs, - l'arrêté du 26/10/2005 modifié, relatif à la formation de la PCR, - l'arrêté du 26/10/2005 relatif aux contrôles de radioprotection, - l'arrêté du 15 /05/2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des différentes zones. Les obligations inscrites dans ces nouvelles réglementations sont développées dans le présent guide.
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Rayonnements ionisants Notions fondamentales 2.1
Manifestation de la radioactivité Les éléments radioactifs, d’origine naturelle ou artificielle, sont caractérisés par l’instabilité de leur noyau. Elle se manifeste par l’émission de particules (, , neutrons) ou de photons (X, ) qui constituent les radiations ionisantes, détectables uniquement par des appareils appropriés. Ces radiations ont la propriété d’ioniser la matière, contrairement aux autres rayonnements tels que la lumière visible, les rayons infrarouges ou les ultrasons. Tableau 1 : Longueurs d'onde des rayonnements ionisants et non ionisants
Longueur d'onde
Type de rayonnements Particulaires : , , neutrons
< 100 nm
Rayonnements ionisants Electromagnétiques :, X Rayonnements ultraviolets Lumière visible Infra rouge Hyperfréquence Ondes radio
100 nm < < 400 nm 400 nm < < 800 nm 800 nm < < 104 nm 0,1 mm < < 10 m 10 m < < 104 m
1nm = 10-9m
2.2
Grandeurs et unités
2.2.1
Activité L'activité A d'une source radioactive est liée au nombre de noyaux susceptibles de se transformer. Elle est définie par la relation A= N où N représente le nombre de noyaux (N = . m) et la constante de radioactivité. A = 0,693 / T1/2 L’unité est le becquerel (Bq) : 1 Bq = 1 désintégration par seconde. Cette unité étant très petite, l'activité s'exprime en multiples du becquerel : • kilobecquerel (kBq) = 103 Bq • mégabecquerel (MBq) = 106 Bq • gigabecquerel (GBq) = 109 Bq • térabecquerel (TBq) = 1012 Bq L'ancienne unité de radioactivité, le curie (Ci), ne doit plus être utilisée. Elle correspondait à l'activité de 1 gramme de radium 226. La relation entre ces deux unités est donnée par la formule suivante : 1 Ci = 37 GBq, soit 3,7 . 1010 Bq
7
2.2.2
Période radioactive La période radioactive ou temps de demi-vie T1/2 est le temps au bout duquel l'activité de la source a diminué de moitié. Elle est liée à la constante radioactive par la formule : Temps de demi-vie = T1/2 = 0,693 Après n périodes, l’activité A0 est divisée par 2n. Tableau 2 : Périodes radioactives de quelques radionucléides
Radionucléides à période courte (<100jours)
Radionucléides à période longue
2.2.3
60
Co 5,27 ans
99m
Tc 6 heures
3
H 12,3 ans
32
125
P 14,3 jours
137
Cs 30 ans
I 60,1 jours
63
Ni 100 ans
14
35
S 87,9 jours
C 5730 ans
40
K 1,3 107ans
Energie Elle s'exprime en électronvolts (eV) ou ses multiples (keV, MeV, ou GeV) 1 eV = 1,6 . 10 –19 Joule Les énergies émises par des radionucléides sont très variées, allant de quelques keV (18,6 keV pour le tritium) à plusieurs MeV (voir fiche 7). L'énergie moyenne d'une particule b représente environ le tiers de son énergie maximale.
2.2.4
Dose absorbée La pénétration des radiations ionisantes dans la matière se traduit par une cession d'énergie. La dose absorbée D est le rapport : Energie absorbée par la matière (Joule) Masse de matière irradiée (kg) L'unité de dose absorbée est le Gray (Gy) 1 Gy =1 J.kg-1. Le débit de dose absorbée s'exprime en Gy.h-1. En pratique, on utilise les sous-multiples mGy.h-1 et Gy.h-1.
2.3
Intéraction avec la matière Les radionucléides utilisés couramment émettent des rayonnements dont l’énergie se situe généralement dans l’intervalle 10 keV et 10 MeV.
8
On distingue : • Les particules chargées légères ( e+, e- et spectre d’électrons du rayonnement ) ou lourdes (protons, , ions accélérés). • Les rayonnements électromagnétiques X et , constitués de photons issus du cortège électronique pour les X, et du noyau de l’atome pour les . • Les neutrons, particules lourdes non chargées pouvant donner lieu à des activations de la matière stable.
2.3.1
Les particules chargées a) Particules chargées légères • Leur trajectoire est sinueuse. • Le parcours moyen est relativement limité. Il dépend de l’énergie de la particule et de la densité en électrons de la matière traversée. En fait, on parle plutôt de portée des électrons, qui est la projection du parcours sur la direction 2 π avant. > Pour les tissus humains de masse volumique 1 g/cm3, cette portée moyenne est inférieure à 7 microns pour les du tritium par exemple. Elle est de l’ordre de 0,3 mm pour le 14C. > La pénétration des de faible énergie (énergie maximale inférieure à 200 keV) est souvent considérée comme négligeable au regard de l’exposition externe. Dans le cas de l’exposition interne, il n’en est pas de même au niveau cellulaire. • Le pouvoir d’arrêt d’un milieu pour une particule chargée légère est la résultante de deux types de phénomènes : > La collision : le choc avec les électrons de ce milieu aboutit soit à arracher un ou plusieurs électrons à l’atome (production d’un ion positif), soit à déplacer un électron, auquel cas on parle d’atome excité (tous les électrons sont présents mais pas tous à la bonne place). La réorganisation du cortège électronique conduit à l’émission de raies X mono énergétiques et à de l’énergie dégradée sous forme de chaleur ou de luminescence, par exemple, dans le cas de la désexcitation de l’atome. > Le freinage : il résulte de la modification de la trajectoire de l’électron au voisinage du noyau positif. Toute particule chargée, soumise à une accélération, émet un rayonnement électromagnétique. La perte de l’énergie de l’électron incident se retrouve sous forme d’un rayonnement X, dit « bremsstrahlung » (de l’allemand Brems = freins et strahlung = rayonnement). Cette émission n’est pas monoénergétique mais se répartit sous forme d’un spectre continu allant de 0 à l’énergie initiale de la particule incidente. Son intensité croît en fonction de l’énergie de la particule et du numéro atomique de la matière traversée. L’énergie totale de la particule incidente se partage dans des proportions variables entre collision et freinage. En conséquence, pour arrêter ces particules, il convient d’utiliser un matériau de faible numéro atomique, comme le plexiglas (cas du 32P dont Emax = 1,7 MeV), de façon à limiter le rayonnement X dû au freinage. b) Particules chargées lourdes • Leur trajectoire est rectiligne. • Le parcours des est faible (Voir fiche 1). Ainsi, les ne présentent pas de risque d’exposition externe mais leur pouvoir d’ionisation élevé les rend très nocifs en cas d’incorporation par inhalation ou ingestion dans l’organisme. • Leur pouvoir d’ionisation est maximum en fin de parcours. Cette caractéristique permet de les utiliser dans des applications médicales avec des accélérateurs de particules dont l’énergie est réglée pour délivrer une dose maximale à une profondeur déterminée (hadronthérapie). La fiche 1 présente ces notions de portée.
2.3.2
Les rayonnements électromagnétiques X et (photons) Ils interagissent de trois manières avec la matière. a) L’effet photoélectrique Le photon disparaît et communique à l’électron heurté toute son énergie, diminuée de l’énergie de liaison de la couche électronique concernée.
9
b) L’effet Compton Le photon ne disparaît pas après le choc, mais son énergie et sa direction sont modifiées. L’électron dit « Compton » emporte un certain quantum d’énergie. Il peut arriver que le photon retourne en arrière à 180° (phénomène de rétro-diffusion). Son énergie est alors limitée à 0,255 MeV, quelle que soit celle du photon incident. Dans ces deux cas, l’atome reste ionisé. Les électrons arrachés provoquent des lacunes dans les couches profondes. La réorganisation électronique qui s’ensuit est à l’origine de l’émission de raies X discrètes, caractéristiques de l’élément. c) L’effet de matérialisation Au voisinage du noyau, le photon disparaît et donne naissance à une paire d’électrons e+ et e-. Cette création de matière nécessite un équivalent énergétique de deux fois 0,511 MeV. Pour provoquer ce phénomène, il faut donc que le photon incident possède au minimum une énergie de 1,02 MeV. L’énergie excédentaire sert à communiquer de la vitesse aux électrons ainsi créés. Dès qu’il sera suffisamment ralenti, l’électron positif (anti-matière) va se recombiner avec un électron du milieu. Cette annihilation donnera naissance à deux de 0,511 MeV, émis à 180°.
2.3.3
Les neutrons Ces particules ne possèdent pas de charge électrique, ce qui leur permet de pénétrer aisément à l’intérieur du noyau. On distingue différentes réactions : a) La réaction élastique L’énergie cinétique est conservée. Le transfert d’énergie est maximal quand les masses des particules sont identiques. Les matériaux riches en protons (eau, béton, paraffine, polyéthylène…), dont la masse est voisine de celle du neutron, constituent donc des ralentisseurs efficaces pour les neutrons. Les protons ainsi mis en mouvement peuvent créer des ionisations. b) La réaction inélastique L’énergie cinétique n’est pas conservée. Le neutron pénètre dans le noyau qui émet alors un photon et un autre neutron d’énergie inférieure au neutron initial. c) La capture radiative (neutrons lents ou thermique d’énergie <0,025 eV) Le neutron est capturé par le noyau qui devient instable et peut émettre des particules ionisantes (proton, ) ou des photons . Les neutrons peuvent donc rendre radioactifs des noyaux stables à l’origine. 114
1
115
Cd + de 7 MeV
Exemple 1 : 48Cd + 0n
48
Cette réaction sert à mettre en évidence les neutrons thermiques dans les dosimètres photographiques en superposant un écran de cadmium sur l’émulsion. 10
Exemple 2 :
1
7
B + n
5
4
Li + He (alpha)
0
3
2
On dit que le bore est neutrophage. Sous forme d’acide borique, il peut être injecté dans le circuit primaire des réacteurs nucléaires pour arrêter la réaction en chaîne. Sous forme gazeuse (BF3), il peut être utilisé dans des compteurs de neutrons (c’est alors la particule alpha qui est ionisante). 14
Exemple 3 : 10
1
N + n 7
0
1
p + 1
14
C 6
La production de 14C est due à la réaction des neutrons cosmiques sur les premières couches de la troposphère.
2.3.4
Les écrans Ce chapitre est entièrement traité dans la fiche 2.
2.4
Différents types d’exposition L'emploi des radionucléides peut provoquer une exposition externe, une contamination externe ou une contamination interne. • L'exposition externe est provoquée par une source radioactive située à distance de l'individu. Cette source peut émettre des rayonnements qui interagissent avec le corps humain en créant des ionisations. L’exposition peut être globale ou partielle. • Une contamination externe est provoquée par un produit radioactif qui s'est déposé sur la peau, les vêtements ou les plans de travail. Elle peut conduire à l'incorporation des produits radioactifs dans l'organisme. • Une contamination interne se produit lorsque les produits radioactifs ont pénétré dans l'organisme par inhalation, ingestion ou par voie cutanée (plaie par exemple). Ce phénomène d’incorporation conduit à l’exposition interne.
par ingestion
Contamination interne
par inhalation
Contamination externe par contact cutané
Les dégâts biologiques provoqués par une exposition interne ou externe sont de même nature. Lors d’une contamination interne, les caractéristiques physico-chimiques du radionucléide déterminent le tissu biologique sur lequel il se fixe. De sa période biologique (différente de sa période radioactive) dépend son élimination après métabolisation. La période effective (Teff) est le temps pendant lequel le radionucléide pourra agir sur l’organisme. Elle est liée à la période radioactive (Trad) et à la période biologique (Tbiol) par la relation suivante : 1 Teff
=
1 Trad
+
1 Tbiol
Teff =
Tbiol.Trad Trad + Tbiol
Exemple : Période effective de l’125I fixé sur la thyroïde Sa période radiologique étant de 60,2 jours et sa période biologique de 138 jours, la période effective de l’125I pour cet organe est donc égale à 42 jours. 11
2.5
Effets des rayonnements ionisants sur l’homme
2.5.1
Dose absorbée équivalente (E) Pour quantifier les effets des rayonnements ionisants dans les tissus vivants, il faut déterminer une grandeur qui tienne compte de la qualité du rayonnement : c'est la dose équivalente, anciennement appelée équivalent de dose. Elle est exprimée en sievert (Sv) et est reliée à la dose absorbée par la relation : Dose équivalente = Dose absorbée . WR où WR est le facteur de pondération radiologique que la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) a défini pour chaque type de particule ou de rayonnement. De plus, la CIPR a défini, pour les principaux tissus de l'organisme, un facteur de pondération tissulaire WT, qui introduit la notion de dose efficace comme étant le produit de la dose équivalente, corrigée par le facteur de pondération tissulaire. Dose efficace = Dose équivalente . WT. Les valeurs de WR et WT sont indiquées dans la fiche 3. La connaissance de la dose absorbée par un tissu biologique ainsi que des valeurs de WR et WT permet, à partir de l'irradiation partielle d'un tissu, de calculer la dose équivalente reçue par tout l'organisme. Exemple : 1mGy de photons associé à 1 mGy de neutrons de 1 MeV induit une dose équivalente de : 1mGy.1+1mGy.20=21mSv WR des
WR du neutron de 1 MeV
Si cette dose équivalente est délivrée au poumon, la dose correspondante efficace pour l'organisme entier sera égale à : 21 mSv x 0,12 = 2,52 mSv WT poumon 2.5.2
Effets des rayonnements sur l'homme (1) et (2) Les effets des irradiations sur l'homme sont de deux types: a) Effets non aléatoires ou non stochastiques Pourcentage de la population présentant l'effet (fréquence) Gravité 100%
50
Seuil absolu Seuil moyen Do-
Do
Dose
Dose
Do-
Pour un effet donné le seuil varie suivant les individus 12
(1) Fascicule de la formation certifiée des Personnes Compétentes en Radioprotection édité par l’Institut de Physique Nucléaire de Lyon (2) Médecin et risque nucléaire, document édité par la faculté de médecine de Grenoble, le Conseil Général et l’ordre des médecins de l’Isère
Ces effets (également appelés déterministes) ont les caractéristiques suivantes : • ils sont observés aux fortes doses, • ils apparaissent obligatoirement au-dessus d’un seuil qui varie avec le débit de dose, • leur gravité augmente avec la dose reçue. Des exemples de ces effets sont décrits dans la fiche 4, en fonction de la dose absorbée soit par l'organisme entier, soit par un tissu biologique particulier. b) Effets aléatoires ou stochastiques Fréquence d'apparition 100%
Hypothèse actuelle 50%
Risque non nul
Dose
Il s'agit d’effets cancérogènes ou mutagènes : • ils sont observables ou prépondérants aux faibles doses (à fortes doses, ils sont masqués par les effets non aléatoires), • pour des raisons de sécurité, et en l'absence de certitude scientifique, il est admis qu'il n'existe pas de dose seuil en dessous de laquelle ils ne se manifesteraient pas, • dans une population exposée, ils apparaissent au hasard (tous les individus ne sont pas obligatoirement touchés), • leur probabilité d'apparition dans une population croît avec la dose, • leur gravité est indépendante du niveau d’exposition, • leur temps d'apparition est long (quelques années à quelques dizaines d'années). La fiche 5 rend compte de l’état des connaissances sur le sujet, avec le résultat de différentes enquêtes épidémiologiques.
2.6
Exposition à la radioactivité d’origine naturelle et médicale
2.6.1
Radioactivité naturelle Ils existent trois catégories de rayonnements ionisants d’origine naturelle. a) Les rayonnements cosmiques Ils sont multipliés par 2 quand l’altitude croît de 1500m : à Paris 0,3 mSv / an à 1500 m 0,6 mSv / an à 3000 m 1,2 mSv / an à Quito (2800 m) à La Paz (3658 m) à 18 000 m en cas d’éruption solaire
1,6 mSv / an 2,7 mSv / an 10 mSv / heure 0,1 à 1 mSv / heure
13
b) Les rayonnements telluriques à Paris en Bretagne dans le Massif Central (Lodève) à Kerala (Inde) au Brésil
0,4 mSv / an de 1,8 à 3,5 mSv / an 70 mSv / an (ponctuellement) 13 mSv / an 5 à 10 mSv / an
c) Les radionucléides présents dans le corps humain Leur présence est due à l’ingestion d’aliments en contenant naturellement. Dans ce cas, l’exposition est due principalement au potassium 40 (40K) : le corps humain (70 kg) contient 145g de potassium dont 0,012% est du 40K, ce qui correspond à une activité de 4428 Bq et à une dose efficace de 0,2mSv / an. Mais il faut noter également la présence de Carbone 14 (14C) avec une activité de 3.500 Bq. Activité ingérée chaque jour par l’homme : 100 Bq de 14C et 100 Bq de 40K (d’après Bulletin de liaison SFEN n°128)
Au total, l’activité moyenne de l’organisme est donc d’environ 8000 Bq. De façon générale, des éléments radioactifs sont présents dans pratiquement tout notre environnement. Tableau 3 : Activité naturelle de quelques substances
POISSON POMME DE TERRE HUILE DE TABLE LAIT EAU MINERALE EAU DE PLUIE EAU DE L’ISERE EAU DE MER SOL SEDIMENTAIRE SEDIMENTS DE L’ISERE (40K) SOL GRANITIQUE
100 Bq / kg 100 à 150 Bq / kg 180 Bq / l 50 Bq / l (Potassium 40) 80 Bq / l (radioactivité naturelle totale) 1Bq / l (Radium 226) 2 Bq / l (Uranium) 0,3 à 1 Bq / l 0,3 Bq / l 10 Bq / l 400 Bq / kg 1000 Bq / kg 8000 Bq / kg
Tableau 4 : Bilan de l’exposition naturelle
Type d’exposition Cosmique (externe) Tellurique (externe) 238 U, 40K, 232Th Corps humain (interne) 40 K, 14 C, 238U, 232Th Total
14
Dose en mSv moyenne 0,35 0,4
maximale 2 1,5
1,6
60
2,35
63,5
2.6.2
L’exposition d’origine médicale Le tableau 5 présente les doses moyennes délivrées lors de différents examens radiologiques. Tableau 5 : Doses en fonction de l’examen réalisé
Radiographie Thorax Crâne Abdomen Urographie intraveineuse Transit œso-gastroduodénal Lavement baryté Scanner abdominal Scanner thoracique
Dose à la peau (mSv) 0,7 2 3 20 90 97 -
Dose équivalente (mSv) 0,1 0,15 1,0 3,5 3,8 7,7 2,6 4,8
Variations* [0.05-0.36] [0.13-1.35] [0.3-4.5] [0.7-10.4] [1.2-9.4] [4.6-10.2] -
(*) Fourchette des estimations d’équivalent de dose efficace réalisées dans différents pays (d’après UNSCEAR).
2.7
Les normes de radioprotection
2.7.1
Objectifs des normes de sécurité Les valeurs limites d’exposition fixées aux articles R. 231-76 et R. 231-77 du Code du Travail sont associées aux principes fondamentaux suivants : • la justification Toute activité entraînant une exposition aux rayonnements ionisants doit être justifiée par une analyse coût/avantage, mettant en évidence que le détriment est suffisamment faible par rapport au bénéfice que l’on retire de cette pratique. • l'optimisation L'optimisation consiste à réduire les doses individuelles et collectives à un niveau aussi bas que possible, compte tenu des impératifs sociaux et économiques (Principe ALARA*). • la limitation des expositions individuelles Il faut également réduire les expositions individuelles aux limites pour lesquelles le risque est jugé acceptable. Ces limites sont telles qu’elles permettent : > d'éviter tout effet pathologique, en se situant bien au-dessous des seuils des effets déterministes, > de maintenir le détriment éventuel provoqué par les effets aléatoires à un niveau jugé acceptable pour l’individu et la société. * ALARA : contraction des mots anglais « As Low As Reasonably Achievable »
2.7.2
Valeurs limites d’exposition Le cumul des expositions internes et externes ne doit pas dépasser les valeurs indiquées dans la fiche 6. Ces valeurs limites sont déterminées en fonction des différentes catégories de personnels exposés. Deux catégories de travailleurs ont été définies : • La catégorie A regroupe les travailleurs susceptibles de recevoir, dans les conditions habituelles de travail, une dose efficace supérieure à 6 mSv par an ou une dose équivalente supérieure aux 3/10 des limites annuelles fixées à l’article R.231-76 du décret n°2003-296. 15
• Les travailleurs de catégorie B sont ceux qui, dans les conditions habituelles de travail, sont susceptibles de recevoir annuellement une dose efficace supérieure à 1mSv ou une dose équivalente supérieure au 1/10 des limites fixées à l’article R.231-76. Actuellement, pour le public, les expositions doivent rester inférieures à 1mSv. Pour les femmes enceintes, l'exposition de l’enfant à naître doit être aussi réduite que possible, et rester inférieure à 1mSv. Pour l'exposition interne, la nouvelle réglementation définit des coefficients de dose efficace engagée par inhalation (ou par ingestion). Ces coefficients sont établis non seulement en fonction de la taille de l'aérosol, mais également en tenant compte de la faculté de rétention dans le poumon (indices F, M et S pour Fast = rapide, Medium = moyen, Slow = lent, et V pour vapeur).
2.8
Définition des sources scellées et des sources non scellées
2.8.1
Sources scellées Les sources scellées ont une structure ou un conditionnement qui empêche, en utilisation normale, toute dispersion de matière radioactive dans le milieu ambiant.
2.8.2
Sources non scellées Les sources non scellées sont des sources dont la structure et le conditionnement dans les conditions normales d'emploi ne permettent pas de prévenir une dispersion de la substance radioactive dans le milieu ambiant.
La fiche 7 présente les principales caractéristiques des radionucléides les plus couramment utilisés ainsi que les valeurs relatives à la radioprotection qui leur sont associées
16
3
Dispositions à prendre par l’employeur Le chef d’établissement doit mettre à disposition du directeur d’unité ou de ses responsables d’équipe les moyens nécessaires pour assurer une protection optimale de la population et des travailleurs contre les rayonnements ionisants. 3.1
Demande d’autorisation au ministère de la santé
3.1.1
Détention et utilisation de substances radioactives Les dispositions législatives et réglementaires concernant les différents régimes d’autorisation sont inscrites dans le code de la santé publique (Livre III – Titre III – Chapitre III). Pour les activités de recherche, sauf celles destinées à la médecine, à la biologie humaine et à la recherche biomédicale, l’autorisation est délivrée par le ministère de la santé. En fait, c’est l’Autorité de la Sûreté Nucléaire (ASN) qui est chargée de délivrer les autorisations après instruction des dossiers de demande d’autorisation. Cette demande est obligatoire pour toute production, détention et utilisation de radionucléides, dès lors que l’on dépasse les seuils d’exemption (en activité ou concentration, fixées dans le tableau présenté en fiche 7). Elle est présentée par le chef d’établissement ou son délégataire (qui est le délégué régional, le président d’université ou le directeur de l’établissement) et cosignée par le directeur d’unité ou le responsable d’équipe. Ils devront informer les services concernés de l’obtention de cette autorisation. La personne qui détient l’autorisation est responsable de l’application de la réglementation concernant la gestion et l’utilisation de radionucléides. L’autorisation est accordée : • pour une activité maximale définie par radionucléide, • nominativement à une personne, • pour une application donnée, • dans des locaux déterminés, • pour une durée limitée à 5 ans et renouvelable, le renouvellement devant être demandé 6 mois avant expiration de l’autorisation en vigueur. Le formulaire spécifique de demande d’autorisation est présenté dans la fiche 8 (Fabrication, détention, utilisation ou manipulation des radionucléides ou de dispositifs ou produits en contenant, à l’exclusion de l’utilisation sur l’homme ou de la recherche médicale). Il est référencé IND/RN/001 et est téléchargeable sur le site de l’Autorité de Sûreté Nucléaire (www.asn.gouv.fr).
3.1.2
Appareils électriques générateurs de rayonnements ionisants L’utilisation d’appareils émettant des rayons X ou d’accélérateurs est également soumis à autorisation du ministère de la santé, selon des dispositions identiques à celles qui sont présentées au paragraphe précédent.
17
Le dossier de demande d’autorisation spécifique à ces appareils est référencé IND/GE/01 et est disponible sur le site de l’Autorité de Sûreté Nucléaire. Sont exemptés d’autorisation : • les microscopes électroniques, • les appareils électriques certifiés conformes à certaines normes* (NFM 74 100, NFC 15 160, NFC 15 161, NFC 15 164 et NFC 62 105) et qui ne créent, en fonctionnement normal, en aucun point situé à une distance de 0,1 m de leurs surfaces accessibles, un débit de dose équivalente 1Sv / h, • les tubes cathodiques destinés à l’affichage d’images, • les appareils fonctionnant sous une différence de potentiel 30 kV et qui ne créent, en fonctionnement normal, en aucun point situé à une distance de 0,1 m de leurs surfaces accessibles, un débit de dose équivalente 1Sv / h, • les accélérateurs de particules entrant dans le régime des installations nucléaires de base.
3.2
Protection des travailleurs
3.2.1
Classification des travailleurs Elle a été définie au chapitre 2-7.2
3.2.2
Personne compétente en radioprotection (PCR) L’utilisation de sources radioactives doit s’effectuer sous la surveillance d’une ou plusieurs PCR, regroupées éventuellement dans un service de radioprotection. La PCR est désignée par le directeur d’unité après avis du CHS de l’unité, ou à défaut, du conseil de laboratoire. Elle doit avoir préalablement suivi avec succès une formation à la radioprotection, dispensée par des personnes certifiées par des organismes accrédités. Une attestation de formation et d’aptitude est délivrée à la fin du stage et doit être renouvelée tous les 5 ans (après recyclage). Sa désignation fait l’objet d’un document officiel, porté à la connaissance des personnels et des tutelles de contrôle. La PCR conseille et assiste le directeur d’unité dans les tâches suivantes : • l’élaboration du dossier d’autorisation, • la définition des zones et des règles particulières qui s’y appliquent, • la classification du personnel, • l’établissement de consignes en cas d’incident ou d’accident. Sous la responsabilité du directeur d’unité, elle est chargée: • de l’évaluation préalable de l’exposition des agents, • du choix des mesures de prévention et de contrôle (dosimétrie, matériel de détection, stockage, protections collective et individuelle), • des enquêtes en cas d’incident ou accident, • de la tenue à jour du registre de commande des produits, • d’apporter son concours pour les contrôles réguliers imposés par la réglementation sur les installations et le matériel (traités au chapitre 4-3). Elle apporte son concours pour la gestion des déchets et effluents radioactifs. Enfin, elle doit être, le cas échéant, habilitée par l’IRSN pour gérer la dosimétrie opérationnelle et le transfert des données.
18
*Ces normes, déjà anciennes, seront bientôt révisées ou remplacées
3.2.3
Information et formation En tant que responsable de la sécurité du laboratoire, le directeur d’unité est tenu : • de porter à la connaissance des utilisateurs de radionucléides : > le nom et l’adresse du médecin chargé de faire pratiquer les examens prévus par la réglementation, > le nom et les coordonnées de la personne compétente, > l’existence de zones contrôlées et surveillées, et les dispositions spécifiques relatives aux conditions d’accès et d’hygiène et de sécurité dans ces zones. • d’établir une fiche d’exposition individuelle, • d’informer le personnel sur les risques liés à l’utilisation des radionucléides et sur les moyens de prévention à observer, • d’organiser une formation à la radioprotection, renouvelée au moins tous les 3 ans ; la rédaction d’un support écrit, adapté aux situations de travail et équipements du laboratoire, est conseillée. • de délivrer pour tout intervenant en zone contrôlée, une notice rappelant les risques particuliers liés aux postes occupés ou à l’intervention à effectuer. La personne compétente en radioprotection participe à la formation des personnes susceptibles d’utiliser des radionucléides, et notamment des nouveaux arrivants. La traçabilité des actions d’information et de formation doit être assurée. La formation à la radioprotection pour les travailleurs intervenant en zone réglementée porte sur les risques liés à l’exposition aux rayonnements ionisants et sur les procédures générales de radioprotection mises en œuvre. Elle explicite les règles particulières de protection propres aux postes de travail, ainsi que la conduite à tenir en cas de situation anormale. Elle rappelle les règles applicables aux femmes enceintes. Plus généralement, il est conseillé de mettre en place une information à la radioprotection pour l’ensemble des personnels, y compris pour ceux n’intervenant pas en zone réglementée. Des consignes générales de radioprotection doivent, à ce titre, être réalisées et transmises à l’ensemble du personnel d’une unité. Le médecin de prévention informe le personnel, et notamment les femmes enceintes, des effets biologiques des rayonnements ionisants et de la surveillance médicale obligatoire, et il participe à l’élaboration de la formation des travailleurs.
3.2.4
Consignes générales Elles sont résumées dans la fiche 9.
3.3
Réglementation des installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE) Cette législation vise à prévenir les risques et les nuisances liés aux activités dangereuses et/ou polluantes pour l’environnement. Les activités concernées sont définies dans une liste appelée “nomenclature”, qui soumet les installations à un régime de déclaration (D) ou d’autorisation (A). Celles qui sont classées au titre de la radioactivité sont traitées dans cette nomenclature aux rubriques 1700, 1715 et 1735 qui précisent la règle de classement, ainsi que les seuils à partir desquels une installation est soumise à Déclaration (D) ou à Autorisation (A). 19
Depuis le décret n° 2006-1454 du 24 novembre 2006, modifiant la nomenclature des installations classées, cette réglementation ne s'applique qu'aux établissements industriels et commerciaux possédant au moins une installation soumise à autorisation au titre d'une autre rubrique de la nomenclature. De ce fait, les établissements publics tels que CNRS, INRA, INSERM, Universités n’y sont plus soumis et relèvent désormais exclusivement de l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) pour les autorisations des installations mettant en oeuvre des sources de rayonnements ionisants. Les anciens dossiers traités par les ex DRIRE et DSNR doivent être transférés à l'ASN. Nota : Le terme "Sources" est générique . Il englobe les sources radioactives scellées et non scellées ainsi que les sources de rayonnements ionisants tels que les générateurs de rayons X, les implanteurs utilisant de la HT, les accélérateurs de particules, les générateurs compacts de neutrons, et tout dispositif pouvant générer des rayonnements ionisants, comme ceux induits par des lasers pulsés de haute puissance."
3.4
Détention de matières nucléaires Elles sont constituées par des substances radioactives ou stables, fusibles, fissibles ou fertiles. Les éléments concernés sont le deutérium et le lithium enrichi en lithium 6 pour les stables, et le plutonium, l’uranium, le thorium et le tritium pour les radioactifs. Leur importation, exportation, détention, transfert, utilisation et transport sont soumis à contrôle dans les conditions fixées par la réglementation : • Loi n°80-572 du 25 juillet 1980, sur la protection et le contrôle des matières nucléaires, • Décret n°81-512 du 12 mai 1981, relatif à la protection et au contrôle des matières nucléaires, • Arrêté du 14 mars 1984 modifié, relatif aux mesures de suivi, de confinement, de surveillance et de protection physique applicables aux matières nucléaires qui doivent faire l’objet d’une déclaration, • Arrêté du 16 mars 2004, fixant les conditions techniques du suivi et de la comptabilité des matières nucléaires. Les minerais sont exclus du champ d’application de cette réglementation. L’objectif est le contrôle et la protection de ces matières en vue d’éviter tout vol, détournement, perte ou acte de malveillance. Selon la quantité détenue, leur détention est soumise à déclaration ou autorisation auprès du ministère de l’industrie (Haut Fonctionnaire de Défense). Les seuils sont indiqués dans le tableau suivant, les quantités en grammes correspondant au nombre d’atomes de l’élément concerné :
20
Tableau 6 : Seuils de déclaration et d’autorisation des matières nucléaires
Matière nucléaire
Déclaration
Autorisation
Plutonium Uranium 233
1g Q 3g
3g
Uranium enrichi à 20% ou plus en uranium 235
1g Q 15g
15g d’uranium 235
Uranium enrichi à moins de 20% en uranium 235
1g Q 250g
250g d’uranium 235
Uranium naturel ou appauvri en uranium 235 Thorium
1kg Q 500kg
500kg
Deutérium
1kg Q 200kg
200 kg
Tritium Lithium enrichi en lithium 6
0,01g Q 2g
2g
1g Q 1kg de lithium 6
1kg de lithium 6
L’employeur doit désigner un préposé à la garde des matières nucléaires et l’avertir par écrit des obligations relatives à cette mission ainsi que des peines encourues en cas d’infraction. Le préposé reconnaît par écrit avoir pris connaissance de ce texte, et le signe en deux exemplaires, après l’avoir daté (art. 8 du Décret n°81-512 du 25 juillet 1980). Les obligations d’un déclarant (cas le plus fréquent dans nos laboratoires) : • Effectuer une déclaration annuelle auprès de l’IRSN qui tient la comptabilité nationale des matières nucléaires. Cette déclaration doit être retournée avant le 31 janvier. Elle précise la nature des activités, les stocks détenus, les mouvements en cours d’année, les prévisions de stocks et mouvements, • La tenue d’un livre-journal sur lequel sont enregistrés, pour tout article contenant de la matière nucléaire, les entrées/sorties du site, les quantités et qualités de matière, les destinataires et expéditeurs. Ces informations sont consignées par ordre chronologique et archivées pendant 5 ans, • Réaliser un inventaire annuel avant déclaration, • Mettre en place une protection physique des matières contre le vol et la perte.
21
4
Mesures d’ordre technique 4.1
Définition des zones Préalablement à toute mise en œuvre, au vu des informations délivrées par le fournisseur et après avoir procédé à une évaluation des risques et recueilli l’avis de la PCR, le directeur d’unité doit délimiter, autour de la source, les zones suivantes : • une zone surveillée, dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir : > une dose efficace dépassant 1mSv / an, dans les conditions normales de travail, > ou une dose équivalente dépassant un dixième de l’une des limites fixées pour la peau, les mains, les avant-bras, les pieds et les chevilles (soit 50 mSv), ou le cristallin (soit 15 mSv). • une zone contrôlée, dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir : > une dose efficace de 6 mSv / an, dans les conditions normales de travail, > ou une dose équivalente dépassant les trois dixièmes de l’une des limites fixées pour la peau, les mains, les avant-bras, les pieds et les chevilles (soit 150 mSv) ou le cristallin (soit 45 mSv) A l’intérieur d’une zone contrôlée, lorsque le risque d’exposition dépasse certains seuils, des zones spécialement réglementées ou interdites d’accès peuvent être délimitées et signalées (voir fiches 10 et 11). L’arrêté du 15 mai 2006 précise les valeurs pour lesquelles ces zones sont délimitées. En zone contrôlée, en plus de la dosimétrie passive, la dosimétrie opérationnelle, lorsqu’elle se justifie techniquement, est obligatoire.
4.2
Formation et information Les travailleurs susceptibles d’intervenir en zones surveillée ou contrôlée bénéficient d’une formation à la radioprotection, renouvelée au minimum tous les trois ans. En outre, les travailleurs sont informés des effets néfastes des rayonnements ionisants sur l’embryon, en particulier au début de la grossesse : ceci afin d’inciter les femmes à déclarer précocement leur état et à prendre connaissance des mesures de prévention prévues. Le directeur d’unité remet, contre émargement, à tout travailleur intervenant en zone contrôlée, une notice rappelant les risques particuliers, liés au poste de travail ou à l’intervention, les règles de sécurité et les instructions à suivre en cas de situation anormale.
4.3
Contrôles réglementaires Contrôles prévus dans le cadre de la protection des travailleurs
22
a) Contrôles techniques de radioprotection Le directeur de l’unité procède, ou fait procéder, à un contrôle technique de radioprotection des sources et des appareils émetteurs de rayonnements ionisants (y compris pour les générateurs X et accélérateurs de particules), des dispositifs de protection et d’alarme ainsi
que des instruments de mesure utilisés. Il s’agit des contrôles suivants : • à la réception dans l’unité, • avant la première utilisation, • lorsque les conditions d’utilisation sont modifiées, • périodiques pour les sources et appareils émetteurs de rayonnements ionisants (au moins une fois par an par l’IRSN ou par un organisme agréé), • périodiques pour les instruments de mesure utilisés pour ces contrôles, assortis d’une vérification du bon fonctionnement, • en cas de cessation définitive d’emploi pour les sources non scellées. L'arrêté du 26 octobre 2005 précise la nature et la périodicité des contrôles de radioprotection. Le contrôle de bon fonctionnement est affectué avant chaque utilisation. Le contrôle périodique des appareils mobiles et instruments de mesure doit être effectué au moins annuellement ou avant utilisation de l'appareil, si celui-ci n'a pas été employé depuis plus d'un mois, à l'aide d'une source radioactive ou un dispositif électronique adapté. Le contrôle périodique de l'étalonnage ne peut être fait que par un organisme accrédité COFRAC ou certifié ISO 9001 ou 9002. En outre, afin de vérifier l'étanchéité des sources scellées, des recherches de la contamination des dispositifs d'utilisation et de stockage de ces sources doivent être effectuées : • à l’aide d’un frottis humide sur papier filtre (100 g/m2 minimum) de 50 mm de diamètre imbibé d'alcool ou de solvant volatil adapté à la présentation chimique du radionucléide en cause, • sur une seule face du papier, • en 4 emplacements au moins des parties accessibles de l'appareil, • sur des surfaces minimales de 25 cm2 choisies aussi proches que possible de la source, en excluant formellement cette dernière. Les frottis doivent être transmis à un laboratoire d'analyse avec un schéma descriptif de la source et des surfaces de prélèvement. b) Contrôles techniques d’ambiance Le directeur d’unité procède, ou fait procéder, à des contrôles techniques d’ambiance comprenant : • en cas d’exposition externe, la mesure des débits de dose externe, en indiquant les caractéristiques des rayonnements en cause, • en cas de risque d’exposition interne, les mesures de la concentration dans l’air et de la contamination des surfaces, en indiquant les caractéristiques et la présentation des substances radioactives présentes. Le type d’appareils, la localisation des points de mesure et la périodicité de ces contrôles sont déterminés par la PCR ou l’organisme agréé, en fonction de la nature des risques. Cependant le contrôle d’ambiance systématique, s’il n’est pas effectué en continu, devra être réalisé au moins une fois par mois. Ces contrôles peuvent être effectués par la PCR ou par un organisme agréé, mais sont réalisés au moins une fois par an par un organisme agréé. Les résultats de ces contrôles sont consignés dans un document comportant également : • un relevé actualisé des sources et appareils, des informations relatives aux modifications apportées aux sources, appareils et dispositifs de protection, • les remarques faites par les organismes agréés ou l’IRSN. 23
Ce document est annexé au document unique d’évaluation des risques. Il est tenu à la disposition des autorités administratives. Le relevé concernant les sources et appareils est transmis tous les ans à l’IRSN. c) Contrôles et règles portant sur les travailleurs exposés • Surveillance de l’exposition externe et interne Tous les travailleurs exposés, quel que soit leur classement, doivent bénéficier d’une évaluation individuelle de l’exposition par dosimétrie passive (voir fiche 12, le film dosimètre). Cependant, ces dosimètres ne sont pas sensibles à tous les types de rayonnements (notamment les rayons de faible énergie). Par ailleurs, dans le cas de risque d’exposition partielle, la surveillance doit parfois être complétée par un dosimètre additionnel (poignet, doigt). En zone surveillée (ZS), seule la dosimétrie passive est requise. La périodicité est au moins trimestrielle. En zone contrôlée (ZC), et dès lors que le risque d’exposition externe est avéré, les travailleurs doivent également être surveillés par dosimétrie opérationnelle ou active (voir plus bas). La périodicité est mensuelle. Le cas échéant, des mesures permettant d’évaluer l’exposition interne (prélèvements d’air au poste de travail, anthropogammamétrie, radiotoxicologie urinaire…) sont mises en œuvre dans ces deux zones. Les résultats sont portés sur la fiche d'exposition du dossier médical et sont destinés aux médecins de prévention. • Dosimétrie opérationnelle La dosimétrie opérationnelle est une dosimétrie individuelle qui doit être mise en œuvre lors d’une opération se déroulant en zone contrôlée dans un but d’optimisation (mise en œuvre du principe ALARA). Il s’agit d’une dosimétrie en temps réel ou « dosimétrie active ». Les dosimètres utilisés sont du type « à lecture directe ». Ils doivent être adaptés au type de rayonnement en cause et répondre à des normes précises. Le directeur d’unité est responsable de l’enregistrement et de la transmission des données à l’IRSN (voir aussi rôle de la PCR).
4.4
Appareils de mesure Leur efficacité et leur bon fonctionnement sont vérifiés par des étalonnages périodiques.
4.4.1
Mesure de l’exposition externe La mesure des débits d’équivalent de dose se fait au moyen de débitmètres de différents types : • la chambre d’ionisation portative, type « Babyline », permet la mesure de débits de dose équivalente dus aux et en profondeur (paroi de 300 mg/cm2)* et au niveau de la peau (paroi de 7 mg/cm2)*. Grâce à ses parois constituées de matériaux « équivalent-tissu », sa réponse est constante en énergie à partir de 10 keV. • les débitmètres, équipés de tubes Geiger-Müller, plus robustes, ont cependant une réponse en énergie moins bonne. On peut les utiliser pour la mesure de débits de dose équivalente dus aux au-dessus de 100 Kev.
24
• d’autres débitmètres utilisant des principes différents (détecteurs au silicium, scintillateurs…) sont disponibles dans le commerce et offrent des réponses satisfaisantes. • des appareils spécifiques sont nécessaires pour la mesure de débits de dose équivalente dus aux neutrons. Ces mesures sont dénommées : * H*(3) et H*(0,07) 4.4.2
Mesure de la contamination a) Contamination surfacique Un certain nombre d'éléments sont déterminants dans le choix d'un appareil de détection : • le rendement de détection, • la rapidité du temps de réponse, • les dimensions adaptées aux échantillons ou surfaces à contrôler, • le bruit de fond le plus faible possible. Les appareils de mesure de la contamination de surface se présentent généralement sous la forme de coffrets équipés de sondes portatives ou de dispositifs intégrés, adaptés aux différents rayonnements : • Emetteurs Photomultiplicateur (PM) associé à un scintillateur au ZnS protégé de la lumière. • Emetteurs > compteur Geiger-Müller (GM) à fenêtre mince, > scintillateur plastique, > scintillateur liquide : à titre d’exemple, c’est la méthode conseillée pour contrôler 3 une contamination de surface due au H, à l’aide d’un frottis compté en scintillation liquide. • Emetteurs X et Photomultiplicateur associé à un scintillateur au NaI : > mince (2mm) pour les X et de faible énergie, > épais (20mm) pour les d'énergie supérieure à 200 Kev. b) Contamination atmosphérique Sous certaines conditions, en faisant passer l'air à travers un papier filtre, on peut obtenir un échantillon représentatif de la contamination atmosphérique. En mesurant l'activité de ce filtre, il est possible de déterminer la concentration de l’activité de l’air en Bq / m3. Deux techniques sont habituellement employées, l'une ne donnant qu'une indication à posteriori (appareil de prélèvements atmosphériques sur filtres fixes), l'autre permettant de suivre l'évolution de la contamination dans le temps (appareil enregistreur d'aérosols radioactifs). Voir la fiche 13 « Appareils de mesure »
25
5
Surveillance médicale des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants 5.1
Suivi médical Le personnel exposé aux rayonnements ionisants est soumis à une surveillance médicale particulière. Elle a pour but de déceler toute contre-indication à l’affectation ou au maintien à un poste exposant aux rayonnements ionisants, et de prévenir et dépister toute affection susceptible d’être en relation avec cette exposition. La surveillance médicale s'effectue : • avant l'affectation au poste de travail, • périodiquement : > au moins une fois par an pour les travailleurs de catégories A et B, • occasionnellement, en cas d’exposition à des doses équivalentes supérieures aux limites d'expositions externe, interne ou associée. Ceci peut se produire lors: > d’exposition exceptionnelle sans autorisation spéciale : il s’agit du dépassement, en un an, du double des limites annuelles d’exposition, et au cours de la vie, du quintuple de ces limites, > d’exposition d’urgence : la limite supérieure d’exposition est fixée par le médecin de prévention, > d’accident d’exposition : il s’agit du dépassement d’au moins dix fois des limites annuelles d’exposition*, • après une absence pour cause de maladie professionnelle ou d’accident de service, un congé de maternité, une absence d’au moins 21 jours pour cause de maladie ou d’accident non professionnel, en cas d’absences répétées pour raison de santé…, • à la demande de l'agent, notamment en cas de grossesse, • après la fin de l’exposition au risque, pour les travailleurs de catégorie A (surveillance médicale post-professionnelle). La surveillance médicale consiste en : • un bilan de l’exposition, • un examen clinique orienté selon le type d’exposition : > exposition externe : recherche d’atteinte d’ordre hématologique ou ophtalmologique, > exposition interne : recherche d’une pathologie pouvant entraîner une rétention des radionucléides ou facilitant leur pénétration dans l’organisme, • un ou plusieurs examens complémentaires, en fonction de la nature de l’exposition : > examen hématologique : numération, formule sanguine, plaquettes, > examen ophtalmologique : contrôle des cristallins, > radiographie pulmonaire en cas de risque d’exposition interne, > examen O.R.L. en cas de risque d’exposition interne, > examen dermatologique en cas de risque de contamination cutanée ou d’exposition externe, > examen radiotoxicologique urinaire et / ou des selles en cas d’exposition interne, > anthropogammamétrie en cas d’exposition interne. L’examen radiotoxicologique urinaire permet de détecter la présence de radionucléides émetteurs , ou dans les urines.
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Le prélèvement des urines de 24 heures se fait selon le protocole suivant : > se procurer un flacon prévu à cet effet auprès de la personne compétente en radioprotection ou du service de médecine de prévention. Attention : ne pas jeter le conservateur que peut contenir le flacon. > noter l’heure d’évacuation des premières urines du matin. Les éliminer. > à partir de ce moment recueillir la totalité des urines pendant 24 heures. > apporter le flacon dans les meilleurs délais à la personne compétente en radioprotection ou au service de médecine de prévention. NB : Le dosage de créatinine permet de s’assurer que les urines de 24h ont bien été recueillies.
L’anthropogammamétrie permet de détecter la présence de radionucléides émetteurs d’au moins quelques dizaines de KeV dans l’organisme. Les travailleurs de catégories A et B doivent faire l’objet d’une surveillance individuelle de l’exposition, par dosimètrie en cas d’exposition externe et par examen radiotoxicologique urinaire et éventuellement anthropogammamétrie en cas d’exposition interne. Les travailleurs, quelle que soit la catégorie à laquelle ils appartiennent, doivent bénéficier d’une évaluation individuelle de l’exposition dès qu’ils opèrent en zone contrôlée ou en zone surveillée. *Cette définition de l’accident d’exposition est donnée par l’arrêté. Cependant, toute exposition dépassant les limites annuelles doit être considérée comme anormale
5.2
Dossier médical Les résultats des examens cliniques et des examens complémentaires sont consignés dans un dossier médical propre à chaque agent. Le médecin de prévention établit un dossier médical individuel pour les agents exposés. Ce dossier doit contenir : • une fiche d'exposition mentionnant les dates et les résultats des contrôles des doses équivalentes, • les dates et les résultats du suivi dosimétrique d’exposition individuelle, • les dates et les résultats des examens médicaux mentionnés ci-dessus. Les dossiers médicaux doivent être conservés pendant la durée de vie de l'agent, et, en tout cas, au moins 50 ans après la fin de la période d'exposition aux rayonnements ionisants.
5.3
Conclusions médicales Au terme de la visite médicale, le médecin de prévention émet un avis d’aptitude. Il peut s’agir : • d’une aptitude sans restriction, • d’une aptitude sous réserve (modification du poste de travail), • d’une inaptitude temporaire ou définitive. Une carte de suivi médical est remise aux travailleurs de catégories A et B. Cas particulier : Les médecins de prévention des établissements publics scientifiques et techniques délivrent aux agents se rendant dans les installations nucléaires de base (INB), soit une carte de mission valable dans certaines INB, soit un certificat médical de non contre-indication aux travaux sous rayonnements. Cependant, les exploitants des INB peuvent exiger que la visite médicale et la délivrance du certificat d’aptitude soient effectuées par leur propre service de médecine du travail.
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5.4
Aspects réglementaires en cas d’accident d’exposition Selon le Code de la Sécurité Sociale (art. L.411-1) : « est considéré comme accident du travail, quelle qu’en soit la cause, l’accident survenu par le fait ou à l’occasion du travail à toute personne salariée ou travaillant à quelque titre ou en quelque lieu que ce soit pour un ou plusieurs employeurs ou chefs d’entreprise ». Les éléments constitutifs de l’accident du travail sont précisés par la jurisprudence. Ainsi, « l’accident du travail est caractérisé par l’action violente et soudaine d’un élément extérieur provoquant une lésion de l’organisme humain ». En cas d’accident du travail, la victime doit informer le directeur d’unité dans les meilleurs délais et fournir un certificat médical précisant la nature et le siège des lésions. Or, une exposition accidentelle aux rayonnements ionisants (exposition externe, contamination sans blessure) ne provoque pas de lésion d’apparition immédiate. Elle ne peut donc pas être reconnue comme accident du travail. Les affections aiguës ou chroniques susceptibles de résulter de l’exposition aux rayonnements ionisants figurent dans le tableau ci-dessous : elles doivent donc faire l’objet d’une déclaration de maladie professionnelle. Néanmoins, toute exposition accidentelle doit être signalée à la personne compétente en radioprotection et au médecin de prévention (Voir fiche 14). La dose reçue lors de cette exposition accidentelle doit être évaluée et consignée dans le dossier médical. Tableau 7 : Affections provoquées par les rayonnements ionisants, telles qu’elles sont présentées dans le tableau n°6 des Maladies Professionnelles reconnues par le régime général de la Sécurité Sociale.
Désignation des maladies
Anémie, leucopénie, thrombopénie ou syndrome hémorragique consécutifs à une irradiation aiguë
30 jours
Anémie, leucopénie, thrombopénie ou syndrome hémorragique consécutifs à une irradiation chronique.
1 an
Blépharite ou conjonctivite Kératite Cataracte Radiodermite aiguë
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Délai de prise en charge
7 jours 1 an 10 ans 60 jours
Radiodermite chronique
10 ans
Radioépithélite aiguë des muqueuses
60 jours
Radiolésions chroniques des muqueuses
5 ans
Radionécrose osseuse
30 ans
Leucémies
30 ans
Cancer broncho-pulmonaire primitif par inhalation
30 ans
Sarcome osseux
50 ans
Liste indicative des principaux travaux susceptibles de provoquer ces maladies Tous travaux exposant à l’action des rayons X ou des substances radioactives naturelles ou artificielles ou à toute autre source d’émission corpusculaire, notamment : • extraction et traitement des minerais radioactifs, • préparation des substances radioactives, • préparation de produits chimiques et pharmaceutiques radioactifs, • préparation et application de produits luminescents radifères, • recherches ou mesures sur les substances radioactives et les rayons X dans les laboratoires, • fabrication d’appareils pour radiothérapie et d’appareils à rayons X, • travaux exposant les travailleurs aux rayonnements dans les hôpitaux, les sanatoriums, les cliniques, les dispensaires, les cabinets médicaux, les cabinets dentaires et radiologiques, dans les maisons de santé et les centres anticancéreux, • travaux dans toutes les industries ou commerces utilisant les rayons X, les substances radioactives, les substances ou dispositifs émettant les rayonnements indiqués ci-dessus.
6
Dispositions spécifiques aux sources scellées 6.1
Normalisation Le principal risque lié à l'utilisation d'une source scellée est le risque d'exposition externe. Un risque de contamination est possible lorsque l'enveloppe qui contient la source présente un défaut d'étanchéité, ou en cas d'incendie. Les normes NF M 61002 et NF M 61003 définissent l’utilisation des sources scellées. Elles décrivent les méthodes d'essais permettant de vérifier leur adéquation entre leur conception et l’utilisation envisagée.
6.2
Procédures d’achat et de suivi Avant tout achat d'une source scellée, le chef d’établissement, propriétaire des locaux, et le co-signataire (concrètement le directeur d’unité) doivent obtenir l'autorisation du Ministère de la Santé (via la ASN). S'il détient une matière nucléaire, la procédure est décrite au chapitre 3-4. La personne compétente doit tenir à jour un ou plusieurs registre(s) sur le(s)quel(s) seront notamment indiqués : • le nom des fournisseurs de sources et leur numéro d'agrément, • le numéro de demande de fourniture à l’IRSN, • le type d'isotopes utilisés, • l'activité initiale de ces sources radioactives, • les dates du contrôle initial, des contrôles périodiques et des contrôles réalisés à la suite d'incidents ou d'accidents survenus lors de l'utilisation des sources, • les dates d'utilisation de ces sources, le nom des utilisateurs ainsi que les dates et la durée de manipulation et les lieux d’utilisation, • leur traçabilité en cas de prêt à une autre unité (voir fiche 15), • leur transport (voir le chapitre 9 et les fiches 20 et 21). Chaque année, l'utilisateur doit faire effectuer un contrôle par un organisme agréé, selon les méthodes déterminées par l’arrêté du 26 octobre 2005. En cas d’utilisation hors établissement, il est nécessaire de s’assurer que : • cette utilisation est mentionnée et permise dans l’autorisation, • le destinataire éventuel détient les autorisations adéquates.
6.3
Consignes de sécurité et mesures d’urgence L'employeur est tenu de prévoir des consignes distribuées à toute personne qui utilise des sources, et de mettre en place des actions de formations (cf 3-2-3 et 4-2). Une notice remise à tous les travailleurs intervenant en zone contrôlée rappelle : • les risques particuliers liés au poste occupé ou aux interventions effectuées, • les règles de sécurité applicables, • les instructions à suivre en cas de situation anormale.
29
Les consignes de travail, adaptées à la nature de l’exposition et aux opérations réalisées, sont également affichées dans les zones surveillées et les zones contrôlées. La fiche 16 indique les consignes de sécurité à observer lors de l'utilisation de sources scellées et la conduite à tenir en cas d'urgence. Les consignes précisent également la conduite à tenir en cas de perte ou de vol de sources radioactives.
6.4
Restitution des sources périmées ou en fin d’utilisation L'utilisateur est tenu de restituer la source scellée à son fournisseur : • en cas de perte d'étanchéité de l'enveloppe dans laquelle la source scellée est placée, • après cessation d'activité, • 10 ans au plus tard après l'achat de la source ou de l’appareil qui la contient. Depuis 1990, le prix de reprise de la source est obligatoirement compris dans le prix d’achat. Exceptionnellement, il est possible d’obtenir auprès de l’ASN une dérogation à la reprise pour les sources ayant atteint la limite de 10 ans d’utilisation, sous réserve : • de justifier cette dérogation par des arguments solides (ex : arrêt prochain d’activité, source équivalente ne se fabriquant plus, étalon de référence…), • que le contrôle d’étanchéité réalisé par un organisme agréé soit exempt d’anomalies, • que le fournisseur et le fabriquant s’engagent sur le maintien des caractéristiques de la source pour un prolongement d’utilisation.
6.5
Entreposage Après chaque utilisation, il est nécessaire de ranger les sources dans un récipient ou un appareil résistant au feu et atténuant le rayonnement, portant le sigle « danger radioactif » (cf fiche 11). De plus, elles doivent être entreposées dans un local fermé à clé, et correctement balisé. Les sources qui ne sont plus utilisées devront être stockées dans un lieu réservé à l'entreposage, en attendant leur reprise par le fournisseur.
6.6
Cas particuliers Certaines sources dites scellées présentent cependant un risque de dissémination de la substance radioactive : • les sources alpha, dont le dépôt fragile ne peut être protégé par une quelconque enveloppe qui absorberait les émissions. Il ne faut pas frotter ni gratter une telle source, sous peine de la détériorer et d’en modifier l’activité, et surtout de se contaminer, • les sources de fragments de produits de fission, comme le 252Cf, qui, par nature, sont contaminantes, • les sources de tritium adsorbé sur un support titane ou cuivre, destinées à servir de cible dans des accélérateurs de particules. Leur activité est consommable par essence même. Elles peuvent également relarguer leur tritium en cas d’échauffement localisé et donc contaminer l’enceinte ou l’huile des pompes à vide.
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Elles doivent faire l’objet d’une surveillance particulière, notamment lorsqu’elles sont utilisées par des étudiants lors des travaux pratiques ou dans des conditions incompatibles avec leurs caractéristiques physiques de fabrication.
7
Dispositions spécifiques aux sources non scellées 7.1
Gestion La personne compétente doit tenir un registre ou un système équivalent (par exemple des fiches) dans lequel sont notés : • les radionucléides commandés et le nom des fournisseurs, • leur date de réception, • leur activité initiale, • le lieu de manipulation, • les quantités prélevées et les dates des prélèvements, • le nom des utilisateurs, • les activités mises aux déchets. D’autres informations peuvent être pertinentes selon les utilisations effectuées et les précisions nécessaires pour les résultats de certaines expérimentations : • l’identification des sources « diluées », fabriquées à partir des sources mères, ou l’identité des échantillons fabriqués en interne, • les activités massique, volumique et totale, • le milieu chimique… De plus, comme pour les sources scellées, chaque source doit avoir un dossier récapitulatif, constitué d’une fiche inventaire, une fiche de suivi, du formulaire de demande de radionucléides en sources non scellées (formulaire IRSN), du bon de commande, du bon de livraison et les certificats d’étalonnage établis par le fournisseur.
7.2
Bonnes pratiques de laboratoire Des précautions doivent être mises en œuvre avant d’effectuer une manipulation de radionucléides : • équiper le local de moyens adaptés de confinement et de ventilation, de récipients pour le recueil des déchets générés, de matériel et de produits de décontamination, • utiliser des bacs de rétention et du papier absorbant type « Benchkott » pour les manipulations, • disposer d’un plan de travail suffisamment grand et facilement décontaminable, • séparer le matériel propre, de celui qui est en cours d’utilisation, • agir avec soin et ordre, et veiller à ne laisser derrière soi aucune source de risque pour les autres, • optimiser la durée de la manipulation, pour réduire au maximum le temps d’exposition. Pour de nouvelles expériences, des manipulations « à blanc » sont conseillées. Les activités manipulées seront les plus faibles possible, • disposer de moyens de mesures adaptés au type de sources utilisées et en bon état de fonctionnement. L’ensemble des règles élémentaires à observer est résumé dans la fiche 17.
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7.3
Mesures d’urgence
7.3.1
Dispersion • Prévenir la personne compétente en radioprotection, • délimiter largement et matérialiser la zone contaminée, • absorber le liquide en excès à l’aide d’une pipette, de coton, de papier absorbant, de vermiculite…, • décontaminer la zone avec un détergent approprié (type RBS 25), en allant de l’extérieur vers le centre de cette zone, • vérifier à l’aide d’une sonde appropriée l’efficacité de la décontamination, ou faire un frottis, • contrôler les mains, les vêtements, les chaussures.
7.3.2
Contamination corporelle • Demander de l’aide si besoin, • enlever immédiatement tout vêtement contaminé, • laver soigneusement à l’eau et au savon les parties du corps concernées, ne pas endommager la peau, • vérifier l’efficacité de la décontamination, • avertir la personne compétente en radioprotection et le service de médecine de prévention (cf. fiche 14).
7.3.3
Incorporation • Avertir la personne compétente en radioprotection et le service de médecine de prévention (cf. fiche 14), • faire effectuer une analyse radiotoxicologique des urines. Des exemples de calcul d’exploitation et d’incorporation sont présentés dans la fiche 18.
7.4
Déchets et effluents Il est rappelé que tout producteur de déchets est tenu d’en assurer l’élimination dans des conditions propres à éviter tout effet préjudiciable sur l’environnement. La responsabilité du producteur demeure jusqu’à l’élimination totale des déchets (Loi n°75-633 du 15 juillet 1975). Tout projet de rejet d’effluents radioactifs (liquides ou gazeux) et de déchets contaminés par des radionucléides doit faire l’objet d’une autorisation délivrée par l’ASN. Tout titulaire d’une autorisation de détention et d’utilisation de radionucléides doit tenir un inventaire des effluents et déchets éliminés. En attente de parution d’arrêté spécifique à la gestion des déchets, l’autorité de contrôle applique la circulaire DGS/SD7D/DHOS n°2001-323 du 9 juillet 2001 relative à la gestion des effluents et des déchets d’activités de soins contaminés par des radionucléides. Les principes généraux pour la gestion des déchets sont les suivants : 1) Les déchets doivent être triés et conditionnés le plus en amont possible en tenant compte de la période radioactive des radionucléides présents (T1/2 ou à 100 jours) 2) Ils sont stockés de façon distincte pour permettre: > Un traitement local par décroissance pour les effluents et déchets provenant de l’utilisation de radionucléides de période T1/2 100 jours, > Une prise en charge par l’agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA) pour les radionucléides de période T1/2 100 jours.
32
3) La radioactivité des effluents et des déchets est contrôlée avant leur évacuation. 4) Après décroissance (T1/2 100 jours), les déchets sont évacués vers des filières identifiées : déchets ménagers en l’absence de risques infectieux et chimiques, ou filière des déchets à risque infectieux ou à risques chimiques. Un plan de gestion interne des déchets doit être mis en place. Il doit faire l’objet d’un document écrit, transmis à l’ASN lors de l’établissement des dossiers de demande d’autorisation ou de renouvellement d’autorisation de détention et d’utilisation de substances radioactives. Il définit les modalités de tri, de conditionnement, de stockage, de contrôle et d’élimination des effluents et des déchets produits. 7.4.1
Recueil des déchets au niveau de l’utilisateur • Vérifier l’absence de contamination des emballages lors de l’ouverture des colis de produits radioactifs. Ceux-ci peuvent alors être évacués avec les déchets ordinaires après avoir fait disparaître tout étiquetage spécifique de radioactivité. • A la paillasse, disposer de récipients spéciaux garnis d’un sac plastique pour le recueil des déchets solides, et de bonbonnes pour les liquides. • Contrôler les poubelles « froides » présentes dans les zones de production de déchets radioactifs avant de les évacuer. Assurer la traçabilité de ces contrôles. • Trier à la source les déchets en fonction de leur filière d’élimination : déchets à mettre en décroissance ou déchets à faire enlever par l’ANDRA (le tri est fait selon les catégories prévues par l’ANDRA - voir fiche 19). • Etiqueter tous les emballages afin de connaître la nature des radioéléments présents ou le type d’émetteur, en y ajoutant une évaluation datée de la radioactivité et la date de fermeture de l’emballage. • Numéroter les emballages de déchets afin d’en faciliter l’identification et permettre un suivi plus aisé.
7.4.2
Local d’entreposage des déchets Un local d’entreposage des déchets radioactifs doit être prévu. Il doit être distinct des locaux de travail et doit répondre aux caractéristiques suivantes : • classement minimum en zone surveillée, • sols et murs facilement décontaminables, • cuvelage du sol formant un bac de rétention (ou muni d’un puisard), • aération efficace (entrée basse et sortie haute), • accès facile pour l’enlèvement des déchets, • local fermant à clé et balisé, • gestion confiée à un responsable, • les six faces du local devront assurer une protection radiologique adéquate compatible avec la destination des locaux adjacents, • présence d’un extincteur (au voisinage) et d’une installation électrique en bon état, • présence d’un absorbant en cas de renversement ou de fuite, • l’aménager de manière à différencier les différentes catégories de déchets pouvant être présentes (bien délimiter la zone de traitement des déchets à demi-vie 100 jours). Dans ce local, les déchets en provenance des laboratoires sont transférés dans les emballages normalisés de l’ANDRA : fûts ou bonbonnes selon le cas. Il convient de noter sur un registre la nature des déchets et radioéléments contenus, l’activité à la date de mise en dépôt dans le local, la date de fermeture du colis pour les déchets entreposés en décroissance, le résultat du contrôle avant élimination, la date d’élimination et le devenir final des déchets. Une procédure écrite doit rappeler les vérifications à effectuer préalablement à l’évacuation des déchets.
33
7.4.3
Gestion des déchets radioactifs Selon que la période du radioélément est inférieure ou supérieure à 100 jours, les déchets devront soit être stockés en attente de décroissance, soit faire l’objet d’un enlèvement par l’ANDRA (voir plus haut). La durée de stockage des déchets gérés en décroissance dépend de leur période : • 3 périodes permettent une décroissance au 1/8 de l’activité initiale, • 6 périodes permettent une décroissance au 1/64 de l’activité initiale, • 10 périodes permettent une décroissance au 1/1024 de l’activité initiale. A la date d’évacuation prévisionnelle, un contrôle d’absence de radioactivité doit être effectué : l’élimination ne pourra se faire que si l’activité détectée ne dépasse pas 1,5 fois le bruit de fond ambiant (mesure du bruit de fond réalisé dans un lieu où il n’y a pas d’interaction avec d’autres sources de rayonnements ionisants). Après décroissance, les étiquettes placées sur les emballages de ces déchets, indiquant leur caractère radioactif, doivent être ôtées avant leur évacuation avec les déchets conventionnels. Dans l’ensemble des locaux où sont générés et manipulés des déchets, des consignes spécifiques doivent être écrites afin de préciser les dispositions à respecter pour les manipulations, la collecte, le tri, le stockage, l’élimination des déchets, les contrôles de non contamination des surfaces et leur fréquence, le matériel à utiliser et le mode opératoire.
7.5
Contrôles de la contamination Des contrôles de contamination des locaux (plans de travail, sols…), du matériel utilisé, des vêtements et des mains doivent êtres effectués fréquemment. Toute trace de contamination doit être immédiatement éliminée. La méthode de contrôle est appelée « directe » si elle consiste à appliquer directement un détecteur de rayonnement sur la surface à examiner, ou « indirecte » si l’on mesure un prélèvement de matière radioactive provenant de la surface ou du milieu à contrôler. Ces deux méthodes sont souvent complémentaires.
7.5.1
Méthode directe Cette méthode, commode et rapide, doit être utilisée chaque fois que possible. Elle est particulièrement précieuse pour les contrôles systématiques de surfaces importantes (sols, paillasses, tables de travail) : > mettre en route l’indicateur sonore de l’appareil et appliquer la sonde le plus près possible de la surface à contrôler, en prenant soin de ne pas la toucher. La mesure peut être biaisée par l’état de la surface à contrôler (par exemple, la détection des contaminations par des émetteurs ou de faible énergie est impossible sur une surface humide).
34
7.5.2
Méthode indirecte Cette méthode est employée quand : • le bruit de fond dû à la présence dans le voisinage d’une source radioactive est trop important (par exemple, lorsqu’on veut contrôler la contamination extérieure d’un récipient contenant une source), • les irrégularités de la surface d'un objet sont trop accentuées, • l'intérieur d'un tube ou d'un cylindre est inaccessible à la sonde, • la surface à vérifier est contaminée par du 3H, aucune méthode directe n’existant pour ce radionucléide. La méthode indirecte consiste en un prélèvement de matière radioactive de la surface à examiner, pratiqué le plus souvent à l'aide de frottis. Il doit être imbibé d'un liquide volatil adapté à la forme chimique du radioélément en cause. Le frottis est ensuite mesuré à l’aide d’un appareil adapté (sonde ou scintillation liquide).
7.5.3
Evaluation de l’activité surfacique Il est possible d’évaluer l’activité surfacique à l’aide de la formule suivante : A=
7.5.4
N R XS
où A est l’activité surfacique en Bq / cm2, N est le nombre d’impulsions par seconde, R est le rendement de détection, S est la surface utile de la sonde en cm2 pour la mesure directe, et la surface concernée par le frottis en cm2 pour la mesure indirecte.
Maintenance des appareils de mesure Les appareils utilisés doivent être maintenus en bon état de fonctionnement (vérification de l’état de charge des accumulateurs, intégrité des sondes, absence de contamination). Ils doivent faire l’objet d’étalonnages périodiques afin de vérifier leur rendement de détection. Cette vérification peut se faire soit à l’aide des sources de contrôle fournies avec l’appareil, soit à l’aide de sources étalons.
35
8
Conception des locaux 8.1
Dispositions générales
8.1.1
Localisation dans le bâtiment Il est souhaitable de placer les zones contrôlées et les zones surveillées en dehors des zones les plus fréquentées, de façon à renforcer la notion d’accès réglementé. De plus, lorsqu’elles sont contiguës, l’accès à la zone contrôlée doit se faire par l’intermédiaire de la zone surveillée. Il faut également veiller à ne pas placer de tels locaux à proximité des issues de secours principales, de façon à éviter tout risque supplémentaire en cas de sinistre (exposition externe, contamination). Dans le cas contraire, veiller à limiter les déplacements avec les sources, en regroupant les locaux de manipulation, de stockage et de comptage dans une même zone géographique. Eviter systématiquement la répartition de locaux impliquant des transports de matériels et de substances radioactifs sur des étages différents. Par contre, le local destiné à l’entreposage des déchets radioactifs peut être situé à l’extérieur du bâtiment.
8.1.2
Dispositions constructives L’incendie dans un local à risque radioactif doit être évité, afin de ne pas superposer à ce dernier le risque radiologique. Il faudra donc particulièrement y limiter le potentiel calorifique. Un compartimentage de type coupe-feu 2 heures doit être mis en place, pour protéger ces locaux d’un incendie d’origine extérieure (au minimum pour une zone contrôlée). Afin de faciliter l’évacuation, une issue de secours indépendante, donnant directement sur l’extérieur, est conseillée.
8.1.3
Signalisation Les zones contrôlées doivent être balisées par le trèfle (ou trisecteur) normalisé vert sur fond blanc avec la mention « zone contrôlée - accès réglementé ». Les zones surveillées doivent être balisées par le trèfle normalisé gris-bleu sur fond blanc avec la mention « zone surveillée - accès réglementé ». Il est important de préciser que le balisage par trèfle noir sur fond jaune est réservé aux récipients ou rangements contenant des matières radioactives. Ainsi, seuls les trèfles verts ou gris bleu sur fond blanc devront être apposés sur les portes d’accès, à l’exclusion de tout autre pictogramme (cf. fiche 11 « Signalisation »). Dans certaines installations peuvent exister des zones d’accès spécialement réglementé ou interdit : le trèfle est alors jaune, orange ou rouge, selon l’intensité de l’exposition.
8.2
Dispositions particulières aux sources non scellées
8.2.1
Classification des laboratoires Il existe deux types de zones, la zone surveillée et la zone contrôlée (cf chapitre 4.1 et fiche 10). En complément des critères objectifs qui les définissent, il convient de préciser que : • La zone contrôlée est une zone où se trouvent à la fois concentrées les activités les plus importantes et les manipulations présentant le plus grand risque.
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Ainsi, les solutions mères y sont stockées, à condition qu’elles soient correctement signalées et protégées vis à vis de l’exposition externe éventuelle. Des manipulations comme la fixation d’iode sur des protéines ou toute opération impliquant l’utilisation de produits volatils marqués y sont réalisées. • De manière générale, il faut veiller à ne pas multiplier le nombre de zones contrôlées. • Les locaux d’entreposage de déchets sont classés « zone contrôlée » ou « zone surveillée » (cf. 7-4). • Les zones surveillées sont des pièces où sont utilisés les produits marqués impliquant des activités nettement moins importantes (comme, en biologie moléculaire, dans les expériences d’hybridation ou d’électrophorèses, mettant en jeu 32P, 35S…). • Les pièces où se trouvent les compteurs (gamma, à scintillation liquide…) sont classées au minimum en zones surveillées. Ces appareils ne doivent en aucun cas se trouver dans les couloirs. 8.2.2
Organisation des locaux Les mesures énoncées sont des mesures de base : • L’accès à une zone contrôlée où sont manipulés des produits volatils doit se faire par l’intermédiaire d’un sas, pour garantir la dépression nécessaire. • Le sas d’accès à la zone contrôlée peut constituer un vestiaire destiné notamment au changement des blouses qui ne doivent pas quitter la zone. • L’installation d’un évier à commande à pied ou à avant-bras peut être envisagée dans le sas ou dans la zone contrôlée. Ces principes généraux sont à adapter au cas par cas.
8.2.3
Protection collective dans les locaux à pollution spécifique L’élément essentiel à prendre en compte est l’adaptation des équipements de protection vis à vis du risque d’inhalation de vapeurs ou aérosols (exposition interne par voie aérienne). Principes généraux à mettre en œuvre pour se protéger de la contamination aérienne : • La ventilation d’une zone contrôlée doit être indépendante de la ventilation générale du bâtiment et assurer un taux de renouvellement d’air tel que la concentration d’activité dans l’air soit compatible avec le classement de la zone, la priorité restant le captage au plus près de la source d’émission • Un taux de renouvellement d’air compris entre 5 et 10 volumes/heure est généralement admis. • En aucun cas, le débit d’air ne doit être inférieur à 60 m3/h/occupant. • La manipulation de substances volatiles sur paillasse est interdite. • La manipulation sous sorbonne apporte un facteur de protection de 10 par rapport au travail sur paillasse*. • La manipulation sous boîte à gants apporte un facteur de protection de 100 par rapport au travail sous sorbonne*. L’utilisation d’une boîte à gants est vivement recommandée dès lors que les activités, pondérées par la volatilité du composé, entraînent un risque d’inhalation important. La boîte à gants est obligatoirement installée en zone contrôlée. • Le changement des filtres de boîtes à gants ne peut s’effectuer que sous la responsabilité de la personne compétente en radioprotection, qui effectue les contrôles de contamination et d’exposition avant, pendant et après l’opération. Il doit être réalisé avec les protections individuelles adéquates (gants, éventuellement combinaison jetable, protection respiratoire). Pour les radionucléides à demi-vie courte (cas de 125I), le filtre est placé en décroissance dans un sac plastique soudé, dans le local prévu à cet effet.Il peut être fait appel à une entreprise spécialisée.
37
• La fréquence de changement des filtres doit être évaluée en fonction des activités utilisées. Les indicateurs du degré de colmatage qui équipent certaines boîtes à gants (ou hottes à filtre) peuvent compléter cette évaluation, qui doit malgré tout tenir compte de la rétention plus ou moins grande du charbon actif en fonction de la température et de l’hygrométrie. Dans tous les cas, un changement régulier est nécessaire. *Il est rappelé que les sorbonnes sont des enceintes à confinement dynamique ( la vitesse minimale de l’air dans le plan frontal pour une ouverture de 40 cm du panneau avant coulissant est de 0,5m/s), alors que les boites à gants sont des enceintes étanches en légère dépression vis à vis de l’extérieur, permettant les manipulations par le moyen de gants fixés à deux ouvertures circulaires dans la partie frontale. Dans les deux cas, l’air extrait doit être compensé en air neuf et est rejeté à l’extérieur du bâtiment en toiture (après filtrage pour la boîte à gants). Enfin, en aucun cas, les sorbonnes ou boîtes à gants ne sont destinées au stockage de matériel, sources ou déchets. 8.2.4
Sols, murs et surfaces de travail Le principe général consiste à utiliser des surfaces facilement décontaminables, en cas de projection ou de renversement de produits marqués : • avoir des surfaces de travail lisses et non poreuses, • privilégier les céramiques et résines d’un seul tenant et lisses, ayant une bonne résistance mécanique aux chocs et aux frottements, ainsi qu’aux éventuelles agressions chimiques, • éviter les joints, • traiter tout particulièrement les angles de remontées en fond de paillasse (bandeaux) en utilisant si possible des arrondis type plinthes «quart de rond », • éviter les arêtes vives, • utiliser des peintures imperméables et lessivables, • installer des revêtements de sol de type plastique résistant ou à base de résine. Proscrire le carrelage, • placer impérativement des remontées en arrondi d’une hauteur de 10 cm pour se prémunir des contaminations intersticielles.
8.2.5
Nettoyage des locaux En aucun cas, le personnel de nettoyage (qu’il soit interne à l’établissement ou d’une entreprise extérieure) ne doit pénétrer en zone contrôlée : l’entretien doit être réalisé par les utilisateurs eux-mêmes. Par contre, il est possible de faire intervenir le personnel de nettoyage en zone surveillée selon les modalités suivantes : • S’il s’agit d’une entreprise extérieure, la personne compétente en radioprotection doit s’assurer qu’un plan de prévention a bien été rédigé et doit le compléter par des consignes spécifiques (coordonnées des personnes à contacter en cas d’urgence, conduite à tenir en cas d’accident…). S’il ne s’agit pas d’une entreprise extérieure, ces consignes spécifiques seront directement remises aux intéressés. • Le cahier des charges doit limiter les interventions au nettoyage du sol et proscrire tout nettoyage de paillasse par exemple, qui doit être assuré par les utilisateurs. • Les poubelles « froides » sont sorties de la zone par les utilisateurs eux-mêmes, pour permettre une évacuation par les personnels de nettoyage, sans risque de confusion. Ces poubelles froides doivent, de plus, faire l’objet d’un contrôle sous la responsabilité de la personne compétente en radioprotection. • Il faudra régulièrement s’assurer que le personnel de nettoyage a bien reçu les informations nécessaires à la réalisation de sa mission dans de bonnes conditions de sécurité. • Dans tous les cas, assurer la mesure de l’exposition individuelle par dosimétrie passive.
38
9
Transport des substances radioactives par route L’envoi de substances radioactives par voie postale est désormais réservé au titulaire d’un agrément délivré par l’ASN. L’utilisation de véhicule personnel est interdite.
9.1
Définitions Les matières radioactives constituent la classe 7 des matières dangereuses. L’arrêté dit « ADR » (Arrêté du 1er juin 2001 modifié, relatif au transport de matières dangereuses par route) inclut dans son champ d’application l’ensemble des substances radioactives. Deux seuils d’exemption sont définis : > Un seuil par activité massique, défini pour chaque radionucléide, > Un seuil par activité totale par envoi, défini pour chaque radionucléide. Le fait d’être inférieur à l’un de ces deux seuils est un critère d’exemption pour l’application de l’ADR. Tableau 8 : Valeurs seuils d’exemption pour les radioéléments les plus utilisés
Radionucléide 3
H 14 C 22 Na 24 Na 32 P 33 P 35 S 36 Cl 45 Ca 51 Cr 55 Fe 57 Co 59 Fe 60 Co 63 Ni 90 Sr 90 Y 99 m Tc 109 Cd 125 I 131 I 137 Cs 152 Eu 226 Ra 239 Pu 241 Am 252 Cf
Activité massique pour les matières exemptées (Bq/g)
Limite d’activité pour un envoi exempté (Bq)
1.106 1.104 1.101 1.101 1.103 1.105 1.105 1.104 1.104 1.103 1.104 1.102 1.101 1.101 1.105 1.102 1.103 1.102 1.104 1.103 1.102 1.101 1.101 1.101 1.100 1.100 1.101
1.109 1.107 1.106 1.105 1.105 1.108 1.108 1.106 1.107 1.107 1.106 1.106 1.106 1.105 1.108 1.104 1.105 1.107 1.106 1.106 1.106 1.104 1.106 1.104 1.104 1.104 1.104
39
9.1.1
Valeurs seuils A1 et A2 La sûreté et la sécurité du transport reposent sur l’aptitude du colis à confiner la matière radioactive en cas d’accident. Afin d’établir l’adéquation entre le risque dû au contenu et la protection apportée par le modèle de colis, des valeurs limites, baptisées A1 et A2, ont été déterminées. A1 est l’activité maximale de matières radioactives, sous forme spéciale, autorisée à être transportée dans un colis de type A. A2 est l’activité maximale de matières radioactives, autres que celles sous forme spéciale, autorisée dans un colis de type A (voir définition ci-dessous). La forme spéciale caractérise des matières radioactives spécialement agréées par l’autorité de sûreté pour leur caractère de résistance à la dispersion. Il s’agit soit d’une matière radioactive solide non dispersable, soit d’une capsule scellée contenant une matière radioactive.
9.1.2
Colis Il s’agit de l’emballage avec son contenu radioactif, tel qu’il est présenté pour le transport. Les différents modèles de colis sont soumis à des limites d’activité. Les normes de résistance applicables aux colis et emballages dépendent de la quantité et de la nature de la substance radioactive transportée. Chaque type de colis doit satisfaire à des critères spécifiés en termes de prescriptions et d’épreuves. Certains font l’objet d’un agrément. Les autres, comme les colis exceptés et colis de type A, doivent être qualifiés pour le contenu transporté. On distingue ainsi : • colis excepté (contient seulement une fraction de A1 ou A2), • colis industriel de type 1, 2 ou 3 (matières de faible activité spécifique ou objets faiblement contaminés en surface), • colis de type A (contient une activité maximale égale à A1 ou A2), • colis de type B (contient une activité qui dépasse A1 ou A2), • colis de type C pour le transport aérien, • colis de type H , matières radioactives sous arrangement spécial. La plupart des laboratoires de recherche n’utilise, de façon courante, que des colis exceptés ou des colis de type A.
9.1.3
40
Enumération des matières Un numéro ONU d’identification caractérise les matières ou objets. Les principaux sont : 2908 Emballages vides comme colis exceptés, 2909 Objets manufacturés en uranium naturel, uranium appauvri, ou thorium naturel en tant que colis exceptés, 2910 Matières radioactives, quantités limitées en colis exceptés, 2911 Appareils ou objets en colis exceptés, 2912 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-I) non fissiles ou fissiles exceptées, 3321 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-II) non fissiles ou fissiles exceptées, 3322 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-III) non fissiles ou fissiles exceptées, 2913 Objets contaminés superficiellement (OCS-I ou OCS-II) non fissiles ou fissiles exceptées, 2915 Matières radioactives en colis de type A, qui ne sont pas sous forme spéciale, non fissiles ou fissiles exceptées, 3332 Matières radioactives en colis de type A sous formes spéciales non fissiles ou fissiles exceptées,
2916 2917 2977 2978 3324 3325 3326 3327 3333 3328 3329
Matières radioactives en colis de type B(U) non fissiles ou fissiles exceptées, Matières radioactives en colis de type B(M) non fissiles ou fissiles exceptées Hexafluorure d’uranium, fissiles, Hexafluorure d’uranium, non fissiles ou fissiles exceptés, Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-I) fissiles, Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-II) fissiles, Objets contaminés superficiellement (OCS-I ou OCS-II) fissiles, Matières radioactives en colis de type A fissiles qui ne sont pas sous forme spéciale, Matières radioactives en colis de type A, sous forme spéciale, fissiles, Matières radioactives en colis de type B(U) fissiles, Matières radioactives en colis de type B(M) fissiles
9.2
Dispositions relatives aux colis exceptés et colis type A
9.2.1
Généralités Pour chaque radioélément, les valeurs d’activités A1 et A2 ont été définies de façon à évaluer le risque lors du transport. Nos laboratoires étant le plus souvent concernés par des sources sous forme « non spéciales », ce sont les valeurs A2 que nous retiendrons. Ainsi, à partir de cette valeur A2, de référence, un seuil « L » est déterminé, à partir duquel des mesures renforcées de sécurité sont exigibles pour le transport (colis de type A). En deçà, on parle de «colis excepté». Il ne faut pas confondre un colis excepté avec un colis exempté, pour lequel la réglementation ne s’applique pas. Le calcul de ce seuil s’effectue de la façon suivante (sauf pour 3H) : Pour les formes solides et les gaz : L = 10 -3 A2, Pour les formes liquides : L = 10–4 A2. Cas particulier du Tritium : L = 2 10-2 A2 Lorsque les matières radioactives sont enfermées dans un composant ou constituent un composant d’un appareil ou d’un objet manufacturé, le calcul du seuil L défini précédemment n’est pas applicable. Des limites spécifiques par article et par colis sont alors applicables. Pour les objets fabriqués en uranium naturel ou appauvri, ou en thorium naturel, un colis excepté peut contenir n’importe quelle quantité de ces matières, à condition que la surface extérieure de l’uranium ou du thorium soit enfermée dans une gaine inactive en métal ou autre matériau résistant.
41
Tableau 9 : Valeurs seuils pour les radioéléments les plus utilisés
Radioélément 3
H C 22 Na 24 Na 32 P 33 P 35 S 36 Cl 45 Ca 51 Cr 55 Fe 57 Co 59 Fe 60 Co 63 Ni 90 Sr 90 Y 99 m Tc 109 Cd 125 I 131 I 137 Cs 152 Eu 226 Ra 239 Pu 241 Am 252 Cf 14
Valeur de A2 en TBq 40 3 0,5 0,2 0,5 1 3 0,6 1 30 40 10 0,9 0,4 30 0,3 0,3 4 2 3 0,7 0,6 1 3.10-3 1.10-3 1.10-3 2.10-3
Activité maximale pour un envoi en «colis excepté» en Bq Sous forme gaz ou gaz/solide Sous forme liquide 8.1011 3.109 5.108 2.108 5.108 1.109 3.109 6.108 1.109 3.1010 4.1010 1.1010 9.108 4.108 3.1010 3.108 3.108 4.109 3.109 2.109 7.108 6.108 1.109 3.106 1.106 1.106 2.106
4.109 3.108 5107 2.107 1.107 1.108 3.108 6.107 1.108 3.109 4.109 1.109 9.107 4.107 3.109 3.107 3.107 4.108 3.108 2.108 7.107 6.107 1.108 3.105 1.105 1.105 2.105
Rappel : la valeur maximale pour un envoi en « type A » est la valeur A2 elle-même
Cas des mélanges : • Dans le cas d’un mélange de radionucléides dont l’identité et l’activité de chaque élément sont connues, la condition suivante s’applique au contenu radioactif d’un colis de type A :
B(i) /A1(i) + C(j) /A2(j) 1 i j où
42
B(i) est l’activité du radionucléide i contenu sous forme spéciale et A1(i) est la valeur de A1 pour le radionucléide i, C(j) est l’activité du radionucléide j contenu dans des matières autres que sous forme spéciale et A2(j) est la valeur de A2 pour le radionucléide j.
Dans ce cas, la valeur de A1, de A2 ou l’activité massique pour les matières exemptées ou la limite d’activité pour un envoi exempté est obtenue comme suit : où f (i) est la fraction d’activité ou la fraction d’activité massique du radionucléide i dans le mélange et X(i) est la valeur appropriée de A1, A2 ou l’activité massique pour les matières exemptées ou la limite d’activité pour un envoi exempté, dans le cas du radionucléide i. Lorsqu’on connaît l’identité de chaque radionucléide, mais que l’activité de certains est inconnue, les formules précédentes s’appliquent en utilisant la valeur (de A2 par exemple) la plus faible par rapport aux radionucléides connus du mélange. • Pour les radionucléides ou les mélanges pour lesquels on ne dispose pas de données, les valeurs suivantes sont à utiliser : Tableau 10
Contenu
9.2.2
A1 (TBq)
A2 (TBq) 0,02
Activité massique pour les matières exemptées (Bq/g) 1.101
Limite d’activité pour un envoi exempté (Bq) 1.104
Présence avérée d’émetteurs 0,1 bêta ou gamma uniquement Présence avérée d’émetteurs 0,2 alpha uniquement Pas de donnée disponible 0,001
9.10-5
1.10-1
1.103
9.10-5
1.10-1
1.103
Contamination des colis La contamination non fixée sur les surfaces externes de tous colis doit être maintenue à un niveau aussi bas que possible et, dans les conditions normales de transport, ne doit jamais dépasser les valeurs suivantes : > émetteurs bêta/gamma ou alpha de faible toxicité : 4 Bq/cm2 > tous les autres émetteurs alpha : 0,4 Bq/cm2 Ces limites sont les limites moyennes applicables pour toute aire de 300 cm2 de toute partie de surface. Remarque : L’ADR définit la contamination comme étant la « présence, sur une surface, de matières radioactives en quantité dépassant 0,4 Bq/cm2 pour les émetteurs bêta/gamma et alpha de faible toxicité, ou 0,04 Bq/cm2 pour tous les autres émetteurs alpha ». Au vu des seuils précédents, on note qu’une certaine contamination des colis est acceptée. Pour les colis exceptés, il est conseillé d’avoir un seuil de contamination inférieur à celui défini par l’ADR. La contamination fixée étant, par nature, difficilement quantifiable, il faudra raisonner en terme de débit de dose.
43
9.2.3
Signalisation et étiquetage des colis Les prescriptions qui suivent sont valables quel que soit le mode de transport.
Tout colis, y compris les colis exceptés, doit porter le numéro ONU correspondant à la matière contenue, précédé des lettres « UN ». Chaque colis doit porter sur la surface externe de l’emballage, l’indication de l’identité de l’expéditeur ou du destinataire ou des deux à la fois, inscrite de manière lisible et durable. Chaque colis d’une masse brute supérieure à 50 kg doit porter, sur la surface externe de l’emballage, l’indication de la masse brute admissible. a) Colis excepté Aucune signalisation supplémentaire, ni sur le colis, ni sur le véhicule, n’est exigée, sous réserve que le débit de dose au contact soit inférieur à 5 µSv/h. b) Colis de type A La mesure du débit de dose au contact et à 1m détermine respectivement la catégorie du colis et l’indice de transport (IT). Le tableau suivant définit les étiquetages à employer, en précisant que l’indice de transport est obtenu en multipliant par 100 le débit de dose exprimé en mSv/h à 1m. En conditions normales de transport, il doit être inférieur ou égal à 0,1 mSv/h. Tableau 11
Indice de transport
Débit d’équivalent de dose au contact (H)
Catégorie
0
0,005 mSv/h
I - BLANCHE 7A
0 IT 1
0,005 0,5 mSv/h
II - JAUNE 7B
1 IT 10
0,5 2 mSv/h
III - JAUNE 7C
Modèles d’étiquettes
Remarques : • Si l’indice de transport et le débit de dose au contact déterminent 2 catégories différentes par rapport au tableau précédent, on prendra la plus sévère. • Dans certains cas, la réglementation prévoit des mesures spécifiques, peu susceptibles de concerner les laboratoires de recherche. • Les colis contenant des matières fissiles doivent porter des étiquettes 7E, en plus des étiquettes 7A, 7B ou 7C. • Les étiquettes doivent être apposées à l’extérieur sur deux côtés opposés du colis et correctement renseignées. • Le colis doit porter sur la face externe de l’emballage la mention « TYPE A ». 9.2.4
Transport par route a) Signalisation des véhicules Hormis pour le transport de colis exceptés, il faut apposer : • l’étiquette 7D sur les 2 côtés et à l’arrière du véhicule, ainsi que le numéro ONU, • le panneau orange vierge de toute inscription, à l’avant et à l’arrière du véhicule. La mention «radioactive» est optionnelle afin de permettre l’affichage du numéro ONU directement sur l’étiquette.
44
b) Formations : • du chauffeur : une formation spécialisée « Classe 7 » en cours de validité (5 ans), agréée par le Ministère du transport, est obligatoire, exception faite du transport de colis excepté. L’organisme assurant cette formation est l’INSTN (Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires), • d’un conseiller à la sécurité: l’ADR prescrit la nomination d’un conseiller sécurité pour les entités dont l’activité comporte le transport terrestre de marchandises dangereuses ou les opérations d’emballage, de chargement, de remplissage ou de déchargement liées à ces transports. Le conseiller sécurité est chargé d’aider à la prévention des risques pour les personnes, les biens ou l’environnement inhérents à ces activités. Il doit être titulaire d’un certificat de qualification professionnelle délivré après réussite à un examen organisé par le CIFMD (Comité Interprofessionnel pour le développement de la Formation dans le transport de Marchandises Dangereuses). Sont exemptées de cette prescription, pour la classe 7, les opérations : • de déchargement (sauf s’il s’agit d’un déchargement dans une ICPE relevant du régime de l’autorisation, dès lors que les marchandises dangereuses déchargées sont mentionnées dans la désignation des activités soumises à autorisation), • de chargement, de déchargement, d’emballage de colis exceptés, • de chargement de matières radioactives de faible activité spécifique en colis de type industriel (n° ONU 2912, 3321, 3322) dans le cadre des opérations de collecte réalisées par l’ANDRA. c) Documents de bord Les deux documents suivants doivent être présents dans tout véhicule transportant des matières radioactives : • une déclaration d’expédition de marchandises dangereuses comportant notamment le numéro ONU, la classe (7 pour la radioactivité), le nombre et la description des colis (symbole du radioélément, forme physico-chimique, activité), la quantité totale en volume ou en masse, le nom et l’adresse de l’expéditeur et du destinataire, la catégorie du colis, l’IT,… • les consignes à destination du chauffeur comprenant notamment la désignation de la marchandise, la nature du danger, les mesures préventives et les dispositions à prendre en cas d’accident. Ces consignes doivent être adaptées aux matières transportées. Les fiches 20 et 21 présentent un modèle de déclaration d’expédition et un exemple de consignes. d) Dispositions concernant le véhicule Le véhicule doit posséder une assurance spécifique autorisant ce type de transport et être doté : • d’un système d’attache permettant d’arrimer solidement les colis, • d’un extincteur (capacité 2 kg en poudre ou équivalent) dans la cabine permettant au minimum de combattre un incendie du moteur ou de la cabine, • d’un extincteur (capacité 2 kg en poudre ou équivalent pour les véhicules légers, 6 kg pour les autres véhicules) apte à combattre un incendie de pneumatique, des freins ou du chargement, • d’équipements divers : une cale, deux signaux d’avertissement autoporteurs (cône ou triangle réfléchissant par exemple), un baudrier ou vêtement fluorescent approprié, une lampe de poche pour chaque membre d’équipage du véhicule, et tout équipement nécessaire à l’application des mesures indiquées dans les consignes écrites. 45
9.3
Obligations de l’expediteur Elles sont nombreuses : classification des matières, conditions d’utilisation, étiquetage des emballages, chargement/déchargement, formation des intervenants, établissement des documents de bord, contrôle des emballages et des colis (débit de dose, non-contamination), qualification des colis. De plus, le responsable de l’établissement où s’effectue un chargement de colis doit s’assurer que les dispositions suivantes sont respectées : • présence du document de transport et des consignes écrites pour le conducteur dans les documents de bord du véhicule, • adaptation au transport à entreprendre et validité de l’attestation de formation du conducteur, • signalisation et placardage du véhicule respecté, • validité du certificat d’agrément du véhicule et adaptation du véhicule au transport à entreprendre, • arrimage et calage corrects du ou des colis, • respect des interdictions de chargement en commun. Face aux nombreuses obligations de cette réglementation, l’ADR précise que des programmes d’assurance de la qualité doivent être établis et appliqués, permettant de garantir la conformité avec les dispositions réglementaires applicables. Ainsi, des mesures doivent être définies dans un document pour contrôler tous les aspects relatifs aux opérations de transport. Ces dispositions impliquent : • d’une part que l’organisation mise en place pour répondre aux exigences réglementaires, à tous les niveaux du processus, soit décrite dans un référentiel (procédure, mode opératoire), • d’autre part que l’identification des responsabilités partagées entre les différents intervenants soit exprimée dans les cahiers des charges annexés aux contrats lors d’opérations de sous-traitance.
9.4
Programme de radioprotection Un programme de radioprotection doit être mis en place pour les travailleurs impliqués dans une activité de transport. Il précise notamment : • l’étendue du programme, • les rôles et responsabilités pour la mise en place du programme, • l’évaluation et l’optimisation des doses individuelles, • les limites de dose, • la formation des intervenants. Ce programme, ainsi que l’ensemble des documents permettant d’assurer la traçabilité des transports réalisés dans le respect de la réglementation existante sont tenus à la disposition de l’autorité chargée des inspections en matière de transport de substances radioactives. L’ ASN assure le suivi de la bonne application de la réglementation auprès des différents intervenants. A ce titre, elle peut être conduite à réaliser des inspections, indépendamment du statut administratif des intervenants (INB, ICPE…).
46
9.5
Déclaration des incidents et accidents Les incidents ou accidents survenant lors des opérations de transports ou d’opérations annexes (préparation du colis, chargement, déchargement) sont à déclarer auprès de l’ ASN dans les 24 heures suivant l’évènement. Une déclaration doit être réalisée : • lorsque les matières se sont répandues, • si l’incident ou accident conduit à une exposition provoquant un dépassement des limites réglementaires, • lorsqu’il y a une dégradation sensible d’une fonction de sécurité (rétention, protection…) assurée par l’emballage, • en cas de dommage corporel (traitement médical intensif, hospitalisation, incapacité de travail d’au moins 3 jours consécutifs), matériel ou à l’environnement. Elle doit comporter le mode de transport utilisé, les renseignements sur le type de colis impliqué (matière et emballage), une description de l’incident/accident, les mesures conservatoires prises, l’identification des causes, une description des conséquences potentielles et réelles, les actions entreprises ou envisagées pour éviter tout renouvellement. Elle doit prendre en compte les critères de classement de l’échelle INES, et proposer un niveau de classement par rapport à cette échelle.
47
Bibliographie QUELQUES OUVRAGES INTERESSANTS DANS LE DOMAINE DE LA RADIOPROTECTION
• Protection contre les rayonnements ionisants. Publication N° 1420 des journaux officiels en cours de réactualisation. • Fiches techniques de radioprotection (INRS-IRSN). • Radionucleides et Radioprotection D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc (CEA Saclay). • Aide mémoire de radioprotection (INRS). • Manuel pratique de radioprotection D.J. Gambini, R. Granier (Lavoisier).
Adresses utiles ASN 6 place du Colonel Bourgoin 75012 PARIS Tél. : 01.40.19.87.23 I.R.S.N Institut Radioprotection Sûreté Nucléaire Siège social Clamart et Fontenay-aux-Roses BP17 - 92262 Fontenay-aux-Roses Cedex 77-83, avenue du Général-de-Gaulle 92140 Clamart Tél. : 01 58 35 88 88 Institut Curie 8, rue Louis Thuillier 75005 PARIS Tél. : 01.44.32.40.00 Hôpital Percy 101, avenue Henri Barbusse 92140 CLAMART Tél. : 01.41.46.60.00
48
49
André BRENDEL Ingénieur de prévention et de sécurité, délégation Rhône-Auvergne du CNRS (jusqu'en juillet 2006) Yves FENECH Ingénieur de prévention et de sécurité, délégation Languedoc-Roussillon du CNRS Jean-Pierre MANIN Responsable sûreté nucléaire et radioprotection, IN2P3 (jusqu'en janvier 2007) Sabine SANDNER Médecin de prévention, délégation Alsace du CNRS (jusqu'en décembre 2002) Jean-Pierre SCHWARTZ Inspecteur d'hygiène et de sécurité, délégation Alsace du CNRS (jusqu'en décembre 1999) Janine WYBIER Ingénieur de prévention et de sécurité, délégation Ile de France Ouest et Nord du CNRS
Coordination nationale de prévention et de sécurité 1, place Aristide Briand 92195 Meudon Cedex Tél. : 01 45 07 55 05 Mél :
[email protected] http://www.sg.cnrs.fr/cnps/
Fiche
1
Pénétration dans la matière
Parcours des alpha dans l’air Radionucléide Energie (MeV) Parcours (cm)
148
232
Sn 2,1 1,1
Th 4,2 2,6
210
Po 5,3 3,84
228
Th 8,78 8,57
Portée des électrons dans l’air Une formule approchée, valable de 50 keV à 2 MeV, permet de connaître la pénétration des électrons dans la matière. P = O,412 . E n
P = portée en g/cm2 E = l’énergie en MeV n = 1,265 – 0,0954 ln E (E en Mev)
Pour en déduire la valeur en centimètres, il suffit de diviser par la masse volumique (en g/cm3) du matériau considéré. Le schéma ci-dessous exprime, de façon graphique, la pénétration pour un certain nombre de matériaux. Papier
Aluminium 4 mm
Béton Plomb plusieurs cm
Particules alpha Particules bêta, électrons
Rayonnement X et gamma, neutrons
Rayonnement atténué Schéma récapitulatif : pénétration dans la matière des différents types de rayonnements ionisants
Fiche
2
Écrans de protection
Rayonnements alpha Sans objet car leur pénétration est faible.
Rayonnements bêta Choisir de préférence des matériaux de numéro atomique faible pour éviter le rayonnement de freinage. Une épaisseur de 10 mm de plexiglas suffit à arrêter tous les bêta d’énergie inférieure à 2 MeV.
Rayonnements gamma Pas de notion de parcours maximal (contrairement aux particules chargées) : donc, derrière un écran, il subsiste toujours une fraction de la composante initiale. Les écrans doivent être constitués de matériaux denses, à numéro atomique élevé, comme le fer, le plomb ou l’uranium (appauvri en 235 U). La loi simplifiée d’atténuation s’écrit :
= • e
= fluence des photons après la traversée de l’écran d’épaisseur x. = fluence initiale des photons avant l’écran. = coefficient massique total d’atténuation en cm–1 (il caractérise les différents types d’effets d’interaction des photons dans la matière). x = épaisseur de l’écran en cm. Valeurs du coefficient pour le plomb
E ( MeV) (cm-1)
Le rapport
0,1 60
⌾
0,2 9,5
0,5 1,8
0,7 1,2
1 0,8
2 0,52
, appelé facteur de transmission, est 1.
Inversement, le rapport
, appelé facteur d’atténuation, est 1.
⌾
Les épaisseurs caractéristiques apportent un facteur d’atténuation de deux (soit un facteur de transmission = 1/2) ou de dix (facteur de transmission = 1/10). Elles sont encore appelées « épaisseur moitié » (X 1/2) et « épaisseur dixième » (X 1/10). La valeur de l’épaisseur 1/2 est égale à 0,3 fois celle de l’épaisseur 1/10 : X 1/2 = 0,3 X 1/10.
Valeurs d’épaisseurs moitié et dixième en mm
X 1/2 Radionucléide Cobalt 60 Césium 137 Iridium 192
Béton 84 66 54
X 1/10 Plomb 11,5 6 3,5
Béton 280 220 180
Plomb 38 20 11
Exemple : Si X1/10 = 20mm, un facteur d’atténuation de 800 peut être obtenu en associant 3 épaisseurs moitié (2.2.2 = 8) et deux épaisseurs dixième (10.10 = 100). Soit : 3 (0,3 . 20) + 2 . 20 = 58mm
Pour les neutrons
-
La loi générale s’écrit : = • e de diffusion en cm-1.
où représente le coefficient total d’absorption et
Pour ralentir les neutrons, choisir de préférence des matériaux hydrogénés : eau, paraffine, polyéthylène, béton…. Une fois ralentis (ils sont dits thermiques), on peut interposer des matériaux neutrophages qui capturent les neutrons. Dans certains cas, il faut noter que cette réaction peut produire un rayon très énergétique. Par exemple, avec le cadmium, l’énergie du gamma est de 7 MeV. On préfèrera le 10B qui donne un peu pénétrant.
Epaisseur dixième pour quelques matériaux usuels Neutrons rapides
Matériaux Eau Graphite Béton Fer
Masse volumique (g.cm-3) 1 1,62 2,3 7,8
Epaisseur dixième (mm) 23 21 23,2 14,3
Valeurs de Neutrons rapides
Matériaux Eau Graphite Béton Fer
( cm-1) 0,1 0,11 0,099 0,16
Fiche
3
Facteurs de pondération
Valeurs issues de l’annexe II de l’arrêté du 1er septembre 2003, définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l'exposition des personnes aux rayonnements ionisants.
Radiologique WR Type de rayonnements Photons, électrons Neutrons
Protons Alpha, fragments de fissions, noyaux lourds
Energie (E) Quelle que soit l'énergie E , 10 KeV 10 KeV , E , 100 KeV 100 KeV , E , 2 MeV 2 MeV , E , 20 MeV E . 20 MeV E . 2 MeV Quelle que soit l'énergie
Tissulaire WT Tissu ou Organe
WT
Gonades
0,20
Moelle rouge
0,12
Côlon
0,12
Poumon
0,12
Estomac
0,12
Vessie
0,05
Seins
0,05
Foie
0,05
Œsophage
0,05
Thyroïde
0,05
Peau
0,01
Surface des os
0,01
Autres tissus
0,05
WR 1 1 5 20 10 5 5 20
Fiche
4
Effets non aléatoires ou déterministes* Irradiation externe globale de l’organisme
Phase
Temps d’apparition Dose des symptomes absorbée (, , ) premières heures
Phase initiale Durée de quelques heures
1Gy 1 Gy 5 Gy
15 Gy premières minutes
Période de latence Durée d’autant plus courte que l’irradiation est importante
DL 50** : 4,5 Gy
6 Gy
plusieurs mois
- absence de signe clinique - nausées, vomissements, fatigue intense - troubles digestifs : douleurs abdominales,diarrhées - hyperthermie - signes cutanés : rougeur fugace et douloureuse - état de choc : pâleur, sueurs, pouls filtrant - signes neurologiques : convulsions, obnubilation, désorientation
- pas de signe clinique - surveillance hématologique : numération des globules rouges, globules blancs, plaquettes
5 à 15 jours
Phase critique Symptomatologie d’autant plus importante que la dose est élevée
Evolution tardive
15 Gy
Symptomatologie
- fièvre, infections, hémorragies en rapport avec l’aplasie médullaire entraînant une baisse des globules rouges, des globules blancs et des plaquettes - signes digestifs : vomissements, diarrhées, hémorragies digestives
- manifestations cliniques diverses liées à l’importance de l’irradiation
* Ils sont observés après une exposition à de fortes doses non fractionnée dans le temps. ** Dose létale (DL 50/60 jours) correspondant à l’éventualité d’un décès dans un délai de 60 jours pour 50 % des individus irradiés dans les mêmes conditions (il s’agit de la dose délivrée à la moelle osseuse).
Irradiation partielle
Organe
Dose absorbée (, , )
Signes cliniques
4 à 8 Gy 5 Gy
12 à 20 Gy 20 Gy
Rougeur passagère Epidermite sèche (rougeur cutanée apparaissant durant les 3 premières semaines suivant l’irradiation) Epidermite exsudative (brûlure suintante) Nécrose (mort tissulaire)
10 à 12 Gy
Cataracte d’apparition tardive (1 à 10 ans)
Peau
Yeux
Gonades • Hommes
• Femmes
0,5 Gy 2 Gy 6 Gy
Diminution du nombre des spermatozoïdes Stérilité temporaire (de quelques mois à 2 ans) Stérilité irréversible sans atteinte de la production d’hormones mâles
7 à 12 Gy
Stérilité et ménopause artificielle (selon l’âge)
Au cours de la grossesse Oeuf 10 premiers jours
Malformations congénitales variables selon le stade de la grossesse :
0,2 Gy
Effet « tout ou rien » (destruction de l’oeuf ou survie avec développement normal en l’absence d’autre irradiation)
1 Gy
Malformations graves (oeil - squelette - système nerveux central)
(préimplantation)
Embryon 10 - 60 jours (différenciation des organes)
Foetus du 60ème jour au terme (maturation des organes)
Retard du développement physique et mental
Fiche
5
Effets aléatoires ou stochastiques Cancers Effets aux fortes doses Divers facteurs influencent la fréquence des cancers en rapport avec une exposition aux radiations ionisantes : la dose, le débit de dose, la nature des rayonnements, la partie du corps irradiée, le sexe, l’âge.... Les enquêtes épidémiologiques portant sur des populations exposées à de fortes doses, à fort débit de dose, mettent en évidence un excès de cancers par rapport à des populations comparables non exposées : • Un excès de mortalité par cancer (257 décès) touchant principalement le rectum et la vessie, et par leucémie (environ 100 décès) a été observé dans une population de 83 000 femmes traitées par curiethérapie ou radiothérapie externe. • Un excès de mortalité par cancer (140 décès) et par leucémie (37 décès) a été observé dans une population de 14 000 rhumatisants atteints de spondylarthrite ankylosante et traités par irradiation de la colonne vertébrale (2 à 6 Gy). • Un excès de mortalité par cancer (147 décès) et par leucémie (54 décès) a été observé chez 4 801 survivants de Hiroshima et Nagasaki ayant été exposés à une dose estimée à 0,5 Sv (dose absorbée au niveau du colon) et suivis jusqu’en 1988.
Effets aux faibles doses Les enquêtes épidémiologiques intéressant des populations exposées aux faibles doses (0,2 Gray) ne permettent pas de conclure du fait du nombre important de cancers apparaissant dans la population. En France, plus de 25 % des décès sont dus à un cancer.
Effets génétiques On n’a pas pu mettre en évidence à ce jour d’effet génétique chez l’homme.
Fiche
6
Valeurs limites d’exposition Valeurs sur 12 mois consécutifs
Catégories de personne
Dose équivalente (mSv) cristallin peau mains, avant-bras, pieds, chevilles
Travailleurs Apprentis et Etudiants 18 ans
20
150
500
500
Apprentis et Etudiants 18 ans
6
50
150
150
Public
1
15
50
Femmes enceintes*
*
Dose efficace (mSv)
1 sur l’enfant à naître*
Catégorie A
6
45
150
150
Catégorie B
6
45
150
150
Les femmes qui allaitent ne doivent pas être maintenues à un poste de travail où il existe un risque d’incorporation de substances radioactives.
Fiche
7
Principales caractéristiques des radionucléides les plus courants Élément
T1/2
Type - Énergie en keV (%)
Activité Ecran Seuils Coefficient de dose efficace 1/10 d'incorporation, e en cm d'exemption pour travailleurs de plomb pour Valeurs les plus restrictives inhalée ou X, ingérée, parcours conduisant à 20 mSv efficace en mm de Bq Bq/g Inhalation Ingestion plexiglas pour et e
AI20 (Bq) 3
H
12,3 a
- : 19 (100)
Inh : 4,9.108 Ing : 4,8.108
/
109
106
Sv/Bq
Sv/Bq
Eau tritiée : 1,8.10-11
1,8.10-11
Organique : 4,1.1O-11
4,2.10-11
C
5,7.10 a
: 157 (100)
Inh : 3,4.10 Ing : 3,4.107
/
22
Na
2,6 a
: 511 (181) ;1275 (100) + : 546 (90)
Inh : 6,9.106 Ing : 6,25.106
3,6 1,4
106
10
2,0.10-9
3,2.10-9
24
15 h
: 1369 (100) ; 2754 (100) - : 1390 (100)
Inh : 37,7.106 Ing : 46,5.106
5,6 4,7
105
10
5,3.10-10
4,3.10-10
14,3 j
- 1 : 710 (100)
Inh : 6,25.106 Ing : 8,33.106
6,2
105
103
3,2.10-9
2,4.10-9
25,4 j
- : 249 (100)
Inh : 14,3.108 Ing : 83,3.106
0,6
108
105
1,4.10-9
2,4.10-10
S
87,4 j
- : 168
Inh : 15,4.106 Ing : 26.106
/
108
105
1,3.10-9
7,7.10-10
Cl
3,0.105 a
- : 710 (98)
Inh : 2,9.106 Ing : 21,5.106
2
106
104
6,9.10-9
9,3.10-10
Ca
163 j
- : 257 (100)
Inh : 7,4.106 Ing : 26,3.106
0,5
107
104
2,7.10-9
7,6.10-10
27,7 j
X : 5 (20) ; 320 (10)
Inh : 5,56.108 Ing : 5,26.106
0,7
107
103
3,6.10-11
3,8.10-11
2,7 a
X : 6 (25) ; 7 (3)
Inh : 21,7.106 Ing : 6,1.107
/
106
104
9,2.10-10
3,3.10-10
59
Fe
44,5 j
X : 1099 (56) ; 1292 (44) - : 273 (46) ; 466 (53)
Inh : 5,7.106 Ing : 11,1.106
4,4 1,1
106
10
3,5.10-9
1,8.10-9
60
Co
5,27 a
: 1173 (100) ; 1333 (100) - : 318 (100)
Inh : 6,9.105 Ing : 5,9.106
4,5 0,7
105
10
2,9.10-8
3,4.10-9
96 a
- : 66 (100)
Inh : 38,5.106 Ing : 13,3.107
108
105
5,2.10-10
1,5.10-10
/
120 j
X : 136 (59) ; 265 (59) ; 401 (12) e- : 14 ; 85 ; 124
Inh : 11,8.106 Ing : 7,7.106
0,5 négligeable
106
102
1,7.10-9
2,6.10-9
6,02 h
:18 (6) ; 141 (89) e- :120 (9)
Inh : 6,9.108 Ing : 9,1.108
0,1 négligeable
107
102
2,0.10-11
2,2.10-11
14
Na
32
P
33
P
35
36
45
51
Cr
55
Fe
63
Ni
75
Se
99m
Tc
3
-
6
7
4
10
10
-10
Vapeurs : 5,8.10
5,8.10-10
Fiche
7 Élément
109
Cd
T1/2
1,27 a
Type-Énergie en keV (%)
X, : 22 (83) ; 25 (15) ; 88 (4) -
e : 63 (41) ; 84 (45) ; 87 (10)
Activité Ecran Seuils Coefficient de dose efficace 1/10 d'incorporation, e en cm d'exemption pour travailleurs Valeurs les plus restrictives inhalée ou de plomb pour X, ingérée, parcours conduisant à 20 mSv efficace en mm de Bq Bq/g Inhalation Ingestion AI20 (Bq)
plexiglas pour et e
Inh : 2,08.106 Ing : 1.107
0,1
Sv/Bq
Sv/Bq
106
104
9,6.10-9
2,0.10-9
négligeable
9,64 j
X, : 823 (4) ; 1067 (9) ; 2002 (2) - : 471 (6) ; 1271 (3) ; 2360 (83)
Inh : 6,7.10 Ing : 6,45.106
5,8 5,8
1015
102
3,0.10-9
3,1.10-9
125
60,1 j
X, : 27 (114) ; 31 (26) ; 36 (7) e- : 4 (79) ; 23 (20) ; 31 (11)
Inh : 2,74.106 Ing : 1,33.106
0,1 négligeable
106
103
7,3.10-9
1,5.10-8
131
I
8,04 j
X, : 284 (6) ; 365 (82) ; 637 (7) - : 248 (2) ; 334 (7) ; 606 (90)
Inh : 1.106 Ing : 9,1.105
1,1 1,6
106
102
1,1.10-8
2,2.10-8
137
Cs
30,0 a
X, : 32 (6) ; 36 (1) ; 662 (85) - : 512 (15) ; 1173 (5)
Inh : 3.106 Ing : 1,54.106
2,4 3,8
104
10
6,7.10-9
1,3.10-8
152
Eu
13,3 a
X, : 344 (27) ; 1112 (14) ; 1408 (21) ; etc. - : 388 (2) ; 699 (14) ; 1478 (8)
Inh : 5,13.105 Ing : 14,3.106
106
10
3,9.10-8
1,4.10-9
Pu M
2,41.104 a
X, : 16 (6) ; 52 ; 129
: 5105 (12) ; 5143 (15) ; 5156 (73)
Inh : 425 Ing : 8.104
0,1
104
1
4,7.10-5
2,5.10-7
432 a
X, : 26 (2,4) ; 60 (36)
: 5443 (13) ; 5485 (85)
Inh 513 Ing : 1.105
0,1
104
1
3,9.10-5
2,0.10-7
2,64 a
X, : 18 (7) ; 43 ;100
: 6076 (15) ; 6118 (82)
Inh : 1,11.103 Ing : 2,22.105
0,1
104
10
1,8.10-5
9,0.10-8
125
Sn I
239
241
Am
252
Cf
6
Fiche
8
Formulaire de demande auprès de l’ASN « Fabrication, détention, utilisation ou manipulation de radionucléides ou de dispositifs ou de produits en contenant (à l’exclusion des utilisations sur l’homme ou de la recherche biomédicale) » Il existe deux formulaires (ref : IND/RN/01 et IND/RN/04) pour toute détention, utilisation de sources radioactives, quelles que soient les sources, les radionucléides, les quantités et l’utilisation, quel que soit le motif de la demande (demande initiale, renouvellement, changement de titulaire, de locaux, extension ou réduction d’activité…). Le formulaire IND/RN/04 est plus spécifique aux laboratoires de recherche utilisant des sources non scellées et des sources scellées associées (ex : appareil à scintillation liquide). Ces formulaires sont téléchargeables à l’adresse suivante : http://www.asn.fr/textes/formulaire.asp2.
Rubriques du formulaire à renseigner I - Motif de la demande (1ère autorisation, renouvellement, modification…). Dans le cas d’un renouvellement, le dernier rapport de contrôle des sources et de l’installation par un organisme agréé est exigé.
II - Désignation du demandeur C.V. obligatoire, désignation des délégataires.
III - Informations relatives à l’établissement Identification, existence d’un plan d’urgence…
IV - Lieu de fabrication, détention et/ou utilisation des sources • Descriptif détaillé des locaux et des dispositifs destinés à prévenir le vol, la perte ou la dégradation des sources, notamment en cas d’incendie (joindre un plan de localisation des locaux), • Protection collective, dispositions prises pour détecter, limiter la dispersion, limiter les effluents et déchets, • Plan de gestion des déchets.
V - Fabrication de source Fabrication initiale ou reconditionnement (assurance qualité, normes, vérifications et contrôles finaux).
VI - Justification de la détention et de l’utilisation des sources Présenter les méthodes alternatives possibles et les raisons pour lesquelles elles ne sont pas employées.
VII - Caractéristiques des sources et appareils • Activités par radionucléide : activité totale et activité mise en oeuvre à un instant t pour les sources non scellées, • Inventaires des radionucléides, des activités initiales et n° de formulaire CIREA ou IRSN pour les sources scellées, • Fournisseur de l’appareil, type ou modèle, lieu où le rechargement des sources est effectué et, pour les sources contenues dans des appareils, identité de l’entreprise l’effectuant.
VIII - Personne compétente en radioprotection Identité, attestation de formation complète portant mention « avis favorable ».
IX - Radioprotection des personnes • Contrôle d’accès, • Inventaire des sources, • Formation des personnels, consignes, • Etudes de postes, classement des zones et des personnels, • Dosimétrie, suivi médical.
X - Rappels réglementaires XI - Signatures Signature du demandeur et du chef d’établissement, avec visa de la personne compétente en radioprotection. Le formulaire, accompagné du dossier justificatif, doit être envoyé en deux exemplaires à la division territoriale concernée de l’ASN.
Fiche
9
Consignes générales
Elles signalent : • L’existence et la délimitation des zones surveillées et contrôlées ainsi que celles des enceintes de stockage. • La nature et l’activité nominale du (ou des) radionucléides utilisé(s) ainsi que les dangers liés à son (leur) utilisation. • Les consignes édictées par la personne compétente pour la mise en œuvre des sources ainsi que pour les conduites à tenir en cas d’incident ou d’accident. • L’obligation de signaler à la personne compétente tout incident ou accident. • La copie des instructions de sécurité établies par le fournisseur, dans le cas d’un appareil utilisant une source scellée. • Les dispositions spécifiques du règlement intérieur relatives aux conditions d’hygiène et de sécurité en zone contrôlée. • Les issues de secours. • Les bonnes pratiques de laboratoire avant, pendant et après manipulation (voir fiche 17). • Le nom et le numéro de téléphone de la personne compétente en radioprotection. • Les noms, adresses et numéros de téléphone du médecin de prévention et de l’ingénieur de sécurité. • Les coordonnées téléphoniques de l’ASN et de la préfecture de département.
Les consignes seront présentées sous forme d’affiche et devront figurer dans tous les lieux où leur présence est jugée nécessaire.
Fiche
controlées (Zc) 10 Zones et surveillées (Zc). Zones d’accès spécialement réglementé En cas d’exposition externe et interne (en termes de dose efficace) La détermination des zones peut se faire à partir de la dose efficace susceptible d’être reçue en une heure (ou sur un mois pour la limite Publique/ZS), entraînant des expositions supérieures à 1 mSv ou 6 mSv ou 20 mSv pour la valeur maximale du temps de présence annuel possible auprès de ces sources (durée temps de travail annuel légal). Dans l’incertitude sur le temps exact de présence de rayonnement dans la zone, on prendra 1607 heures. A l’intérieur de la zone contrôlée, des zones spécialement réglementées peuvent être créées, dont l’accès peut être limité ou interdit (voir arrêté “zonage“). Les schémas ci-dessous explicitent ces valeurs*.
Expositions externe et interne (dose efficace) :
Débit d’équivalent de dose < 2 mSv/h Débit d’équivalent de dose < 100 mSv/h
Les deux valeurs de débits d’équivalent de dose indiquées sur ce schéma sont à considérer en exposition externe corps entier. Pour l’exposition externe des extrémités, le schéma ci-dessous indique les valeurs à prendre en compte, en termes de dose équivalente susceptible d’être reçue en 1 heure. Expositions externe des extrémités : Mains, avant-bras, pieds, chevilles
La zone contrôlée peut être limitée aux locaux réservés au stockage et à la manipulation des solutions mères à condition que les autres pièces d’utilisation demeurent attenantes et groupées en zone surveillée. Dans la pratique, il faut s’efforcer de faire coïncider les limites des zones avec celles des locaux. *
en termes de dose efficace susceptible d’être reçue en 1 heure.
En cas d’exposition interne La détermination de la zone doit tenir compte de la radiotoxicité et des propriétés physico-chimiques du radionucléide manipulé ainsi que des équipements utilisés pour sa mise en œuvre (paillasse, sorbonne, boîte à gants). Dans les cas d’une première expérience et en absence de données chiffrées expérimentales telles que les valeurs de contamination atmosphérique ou de contamination des surfaces au poste de travail, on ne dispose pas d’élément permettant de déterminer la zone. Afin de s’affranchir de cette difficulté, et dans un souci d’uniformisation des méthodes de détermination des zones réglementées, on adoptera une hypothèse de travail simple dont on est sûr qu’elle représente la valeur la plus haute du risque d’incorporation. Elle s’énonce ainsi : Quelles que soient les conditions de travail, si l’on détient ou utilise une quantité Q (Bq) de radionucléide, l’incorporation I par l’organisme ne représente qu’une fraction Xi de cette activité. I = Q . Xi i Par convention, X ne pourra prendre que 2 valeurs en fonction du facteur de volatilité fv : • Lorsque fv est compris entre 0,1 et 1, > Xi = 0,1 (cas les plus défavorables). • Lorsque fv est égal à 0,01 ou 0,001, > Xi = 0,01.
Exemple de détermination des zones en fonction de l’activité (avec Xi = 0,1) Zone surveillée – ZS
Zone contrôlée – ZC >
> -2 Si Q . hg 10-3, soit Q 10 10 hg
-2 Si Q . hg 6 . 10-3 soit Q 6 . 10 10 hg
hg étant le coefficient de dose efficace engagée par inhalation ou par ingestion en Sv / Bq S’il y a plusieurs radionucléides d’activité Q1, Q2,…, Qn, on devra respecter les inégalités suivantes : • Zone surveillée si Q1.h1 / 10 + Q2.h2 / 10 + … + Qn.hn / 10 10-3 • Zone contrôlée si Q1.h1 / 10 + Q2.h2 / 10 + … + Qn.hn / 10 6.10-3
Le tableau suivant donne quelques exemples avec Xi = 0,1 (fv compris entre 1 et 0,1). Les valeurs sont en Bq.
Radionucleide 3
H (eau tritiée) 14 C (vapeurs) 22 Na 35 S (inorganique M)* 32 P (M) 33 P (M) 45 Ca 51 Cr (M) 125 I 131 I *
Zone surveillée
Zone controlée
556.10 17,2.106 7,7.106 7,7.106 3,45.106 7,7.106 4,3.106 278.106 1,37.106 50.106 6
facteur de rétention dans le poumon (voir chapitre 2 - paragraphe 2.7.2).
3,3.109 103,4.106 46.106 46.106 20,7.106 46,1.106 26.106 1,67.109 8,22.106 300.106
Fiche
11 La signalisation Les zones
Les matériels
Matières radioactives
Fiche
film dosimètre 12 Le (dosimétrie passive) Une dosimétrie passive est obligatoire pour tous les travailleurs pénétrant en zone surveillée ou contrôlée. Elle est généralement assurée au moyen de films dosimètres. Toutefois, elle n’a pas de raison d’être lorsque sont manipulées des sources émettant des rayonnements auxquels le film est insensible (voir plus bas, § Principe).
Principe Ce dosimètre est constitué d’une émulsion photographique. Lors du développement du film, il apparaît un noircissement dont l’intensité est proportionnelle à l’équivalent de dose reçu par le film. Pour identifier la nature du rayonnement et pour corriger la réponse du film en fonction de l’énergie du rayonnement, le film est inséré dans un boîtier comportant des filtres de différentes natures. Le dosimètre ainsi constitué est sensible aux d’énergie supérieure à 200 keV, aux X, aux et aux neutrons thermiques (E 0,025 e V). Il est insensible aux de faible énergie et aux neutrons rapides, et inutile pour les . La détection des neutrons rapides nécessite la mise en œuvre d’un film supplémentaire inséré dans le même boîtier. L’équivalent de dose dû aux neutrons est déterminé par comptage des traces laissées par les protons de recul dans l’émulsion.
Mise en œuvre • Le film dosimètre est nominatif. Il ne doit être porté que par la personne dont le nom figure sur le film (à l’exception des dosimètres de zone, mis en œuvre dans le cadre d’une dosimétrie d’ambiance). • Il doit être porté au niveau de la poitrine, pendant les heures de travail. • La mesure au niveau des mains est faite par un dosimètre additionnel, sous forme de bague (doigt) ou de bracelet (poignet). • En dehors des heures de travail, les dosimètres sont rangés, par nom, sur un tableau. • Pour les personnels de catégorie A, les films sont développés au minimum mensuellement. • Pour les personnels de catégorie B, au minimum trimestriellement.
Conseils importants • Eviter l’exposition des dosimètres à des sources de chaleur (soleil, radiateur) et à certains produits chimiques. • Il est important de porter le film dosimètre sur l’endroit (c’est-à-dire face portant le nom vers l’avant), notamment pour les émetteurs : en effet, pour mesurer ce rayonnement, le dosimètre comporte généralement une partie sans écran, située sur l’avant. • Lors de déplacements dans d’autres laboratoires, il est nécessaire de porter le dosimètre du laboratoire d’origine, même si le laboratoire que l’on visite fournit son propre dosimètre.
Évolution réglementaire A partir du 1er janvier 2008, le film dosimètre devrait être remplacé par d'autres types de dosimètres plus sensibles tels que les verres radiophotoluminescents RPL ou les OSL (Optical stimulated luminescent). Pour les neutrons, l'émulsion nucléaire devrait subsister.
Fiche
13 Les appareils de mesure Caractéristiques des principales sondes utilisées pour la mesure des contaminations de surface Détecteur
Rayonnements détectés
Rendement de détection sur 4 (*)
Compteur Geiger -Müller à fenêtre mince (1,5 mg/cm2)
toutes énergies
15%
d’énergie 30 kev
5 à 20%
Compteur Geiger d’énergie 250 kev -Müller à fenêtre épaisse (56 mg/cm2)
d’énergie 10 kev
3 à 5%
Bruit de fond
Observations
1 c/s
Sensible également aux X et avec un faible rendement
1 c/s
A réserver aux d’énergie élevée (32P par exemple)
1%
toutes énergies
15 à 20%
0,1 c/s
Photomultiplicateur avec scintillateur plastique
d’énergie 300 kev
20 à 40%
3 c/s
A réserver aux d’énergie élevée (32P par exemple)
Photomultiplicateur avec scintillateur NaI mince (3 mm)
Photons X et De 5 à 250 kev
15 à 20%
10 c/s
Détecte aussi les d’énergie 250 kev avec un rendement faible
Photomultiplicateur avec scintillateur NaI épais (25 mm)
Photons X et d’énergie 250 kev
10 à 20%
25 c/s
Photomultiplicateur avec scintillateur ZnS
Compteur proportionnel scellé
Compteur proportionnel à circulation de gaz
ou (selon modèle) ,X,
et ,X,
10% 10 à 40%
10% 10 à 40%
Pour 200cm2 0,1 c/s Possibilité de disposer de compteurs 20 c/s de grande surface Pour 200cm2 0,1 c/s Possibilité de disposer de compteurs 20 c/s de grande surface
(*) Le rendement de détection sur 4 est le rapport entre le nombre d’impulsions délivrées par le détecteur et le nombre de rayonnements émis par la source en 4. Les chiffres indiqués pour le rendement et pour le bruit de fond sont des ordres de grandeur : ils varient selon le modèle de l’appareil. Pour plus de précision, il convient, dans tous les cas, de se reporter à la fiche technique du fournisseur.
Caractéristiques des principaux appareils utilisés pour la mesure des débits d’équivalents de dose Détecteur
Chambre d’ionisation Type « Babyline » Compteur Geiger Muller Compteur à hélium 3 et sphère polyéthylène
Rayonnements détectés
Sensibilité
Avantages
Inconvénients
, X et sous 7 et 300 mg/cm2
1 Sv / h à 100 mSv / h
Excellente réponse relative aux tissus de l’organisme
Fragile et volumineux
X et Energie 50 keV
Variable selon le type d’appareil
Robuste et peu encombrant
Mauvaise réponse aux énergies faibles
Neutrons de toute énergie
1 Sv / h à 100 mSv / h
Excellente réponse relative aux tissus de l’organisme
Appareils de mesure de la contamination atmosphérique Appareil de prélèvement pour filtre fixe Cet appareil est constitué d’une pompe et d’un support sur lequel on vient fixer le filtre suivi d'un compteur volumétrique. Les filtres utilisés sont de 2 types : - filtre en papier pour les aérosols, - filtre en papier imprégné de charbon actif pour l’iode (rendement de filtration voisin de 0,3). La mesure de la contamination atmosphérique nécessite une installation complexe de comptage. Toutefois, une estimation de l'activité déposée sur un filtre peut être rapidement obtenue en utilisant les sondes de détection en service dans les laboratoires (la sonde à utiliser est déterminée par le type d'émission du radionucléide). L’estimation de cette activité est donnée par la relation suivante : Taux de comptage – Bruit de fond A= Rendement de l’installation L'activité A (Bq), ainsi déterminée, est à diviser par le volume V (m3) d'air aspiré : on obtient la valeur de la concentration volumique en Bq/m3. Attention La mesure d'un filtre effectuée dès la fin du prélèvement peut être faussée par la présence des descendants solides à vie courte provenant du radon. La période apparente de ces descendants est de l'ordre de 35 à 40 minutes. Il est nécessaire de laisser décroître le filtre pendant 5 heures environ avant de faire la mesure. Selon les endroits et les conditions météorologiques, la concentration du radon dans l'air varie entre quelques Bq et une centaine de Bq par m3.
Appareils enregistreurs d'aérosols radioactifs Dans ce type d’appareil, l'air contrôlé est aspiré à travers un papier filtre qui se déplace devant un détecteur. Il donne une valeur instantanée de l’activité de l’air.
Fiche
de liaison 14 Fiche PCR / médecin de prévention En cas d’incident ou d’accident en rapport avec des rayonnements ionisants
Nom, prénom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Âge : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Laboratoire (ou entreprise extérieure) : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Nom du responsable : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Date et heure de l’incident ou de l’accident : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Lieu de l’incident ou de l’accident (bâtiment, pièce, étage) : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . ........................................................................ ........................................................................
Contamination externe
Contamination interne Radioélément
• sans blessure • avec blessure
• nature chimique : • activité manipulée :
Radioélément Voie de pénétration :
• nature chimique : • activité manipulée :
• inhalation • ingestion • cutanée ou muqueuse
Comptage • appareil de mesure : • sonde : • rendement :
Essai de décontamination • heure : • mode :
Irradiation Origine du rayonnement (source, générateur)
Traitement d’urgence
• nature du rayonnement : X
• oui • non
• débit : • durée : • estimation de l’irradiation : • surface irradiée : corps entier irradiation cutanée
Si oui, lequel ? : à quelle heure ? : • durée de l’exposition : • estimation de l’exposition :
Fiche
des sources 15 Traçabilité scellées et non scellées Un inventaire des sources scellées détenues doit être mis en place dans l’unité et être inclus dans le document unique d’évaluation des risques professionnels. Pour chaque source, il précise : • La nature du radionucléide, • L’activité à la date d’achat, • Le N° de visa IRSN ou numéro de la demande de fourniture, • La date de livraison et le nom du fournisseur, • Le numéro de source déterminé en interne (lorsque ce type de gestion existe), • La date du dernier contrôle périodique et le résultat. Outre les informations précédentes, pour chaque source, un dossier regroupe : • La demande de fourniture, • Le certificat délivré par le fournisseur, • Le certificat de conformité aux normes lorsqu’il existe, • La localisation et l’historique des prêts dans le laboratoire lorsqu’une source est mise en œuvre par différents utilisateurs, • Les bons de commande et de livraison, • Les fiches de prêts précisant les lieux d’utilisation et d’entreposage, la date et la durée du prêt (qui doit être limité) et le nom de l’utilisateur. Pour les sources non scellées, le même type d’inventaire doit être mis en place. Des informations complémentaires seront nécessaires pour assurer leur traçabilité, en prenant en compte le fractionnement des sources mères, notamment : • la forme et la nature, • les activités massiques, volumiques, • le milieu chimique, le volume ou la masse. On créera des fiches de suivi de fractionnement des sources mères comportant les informations relatives à : • la date de l’opération, • le nom de l’opérateur, • la quantification du prélèvement et son activité, • une référence d’utilisation et les éventuelles dilutions réalisées de nouveau, ce qui impliquera de nouveau la création d’une fiche de suivi d’utilisation précisant par ailleurs le devenir et le suivi en matière de déchets.
Rappel concernant les matières nucléaires : Pour des raisons de sûreté, leur traçabilité doit être garantie par la tenue d’un livre journal (voir chapitre 3-4).
Cas particulier du prêt d'une source radioactive à un autre laboratoire Deux cas sont à considérer : 1) La source est d’une activité inférieure aux seuils d’exemption du radionucléide considéré : le prêt peut s’effectuer, sous réserve d’en informer l’ASN. 2) La source a une activité supérieure au seuil d’exemption du radionucléide considéré : il faudra s’assurer que le laboratoire à qui le prêt est consenti est titulaire d’une autorisation ASN permettant l’utilisation du radionucléide considéré. Il faudra également obtenir l’autorisation préalable de l’ASN pour ce prêt.
Note : Pour des raisons d’assurances, l’utilisation d’un véhicule personnel n’est pas autorisée au CNRS pour transporter des sources radioactives. Ces transports s’effectuent dans le respect de la réglementation du transport des matières dangereuses (voir chapitre 9), y compris lors de l’utilisation d’un véhicule administratif.
Fiche
scellées 16 Sources Mesures de prévention et conduite à tenir en cas d’urgence Mesures de prévention 1) Limiter l’activité des sources utilisées au minimum compatible avec les besoins de l’expérience et, surtout, éliminer systématiquement les sources devenues inutiles ; 2) Diminuer le temps d’exposition : la définition d’un mode opératoire et l’étude du poste de travail avant chaque expérience permettent de travailler efficacement ; 3) S’éloigner de la source : le débit de dose émis par une source varie en fonction de l’inverse du carré de la distance. Par exemple, si le débit de dose d’une source est égal à 100 mGy par heure à 1 m, il ne sera plus que de 1 mGy par heure à 10 m. Le cas échéant, mettre un écran constitué de matériaux spécialement choisis pour absorber ou atténuer les différents rayonnements (voir chapitre 2-3) ; 4) Vérifier périodiquement l’étanchéité de l’enveloppe de la source pour prévenir tout risque de contamination externe.
Conduite à tenir en cas d’accident d’exposition externe 1) S’éloigner du lieu de l’accident ; 2) Interdire l’accès de la zone avant toute action corrective ; 3) Protéger, dans des conditions stériles, les parties du corps irradiées pour prévenir tout risque d’infection ; 4) Prévenir la personne compétente en radioprotection qui fera une enquête et estimera la dose ou la fera déterminer par un organisme agréé ; 5) Prévenir le médecin de prévention.
Perte ou vol d’une source Article R. 1333-51 du Code de la santé publique : La perte ou le vol de radionucléides sous forme de sources scellées ou non scellées, produits ou dispositifs en contenant, ainsi que tout fait susceptible d’engendrer une dissémination radioactive, doivent être immédiatement déclarés au préfet du département du lieu de survenance de la perte ou du vol. Le préfet informe l’autorité qui a délivré l’autorisation et l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. Tout évènement significatif doit être signalé dans les 2 jours à l’ASN et l’IRSN (voir imprimé sur asn.fr).
Fiche
pratiques de laboratoire 17 Bonnes lors de l’utilisation de sources non scellées Avant la manipulation • Veiller à la propreté du local, du plan de travail et du matériel. • Placer sur la surface de travail un revêtement imperméable et jetable (type Benchkott) ou un bac facilement décontaminable (polyéthylène, inox). • Baliser les emplacements où sont manipulés des radionucléides. • Baliser le gros matériel réservé aux manipulations radioactives (sorbonnes, bains-marie, centrifugeuses…). • Régler correctement les appareils de mesure et de contrôle.
Pendant la manipulation • Porter une blouse et des gants et les changer aussi souvent que nécessaire, si la manipulation est longue ou s’ils ont été contaminés. • Porter un dosimètre individuel si techniquement justifié. • Identifier clairement la vaisselle, les instruments de travail (pipettes automatiques, portoirs…) utilisés pour la radioactivité. • Utiliser au maximum de la vaisselle jetable. • Disposer les pipettes automatiques sur des portoirs. • Utiliser les écrans de protection. Les placer le plus près possible de la source : - plexiglas ou matière plastique pour les émetteurs , - plomb ou verre au plomb pour les émetteurs X ou . • Utiliser des pinces pour manipuler la source. • Ne pas déplacer de quantités importantes de produits radioactifs si ce n’est pas nécessaire. • Éviter les projections et les aérosols à l’ouverture des flacons. • Interdiction de boire, manger, fumer, se maquiller. • Ne pas pipeter à la bouche. • Ne pas porter les stylos ou marqueurs à la bouche. • Entreposer les déchets solides dans des récipients spécifiques adaptés. • Entreposer les déchets liquides dans des bonbonnes placées dans des bacs de rétention.
Après la manipulation • Vérifier l’absence de contamination : - pour les locaux : plan de travail, sol, - pour le matériel utilisé, - pour soi-même : gants, vêtements, chaussures. • Éliminer toute trace de contamination. • Quitter les gants et la blouse après la manipulation et pour tout déplacement hors de la zone de travail. • Se laver et se contrôler systématiquement les mains avant de quitter la zone de travail.
Perte ou vol d’une source Article R. 1333-51 du Code de la santé publique : La perte ou le vol de radionucléides sous forme de sources scellées ou non scellées, produits ou dispositifs en contenant, ainsi que tout fait susceptible d’engendrer une dissémination radioactive, doivent être immédiatement déclarés au préfet du département du lieu de survenance de la perte ou du vol. Le préfet informe l’autorité qui a délivré l’autorisation et l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. Incident significatif : voir fiche 16.
Fiche
de calculs de dose 18 Exemples pour la classification des zones et des travailleurs Abbréviations QN : activité d'une source N (exprimée en Bq) E : dose efficace (exprimée en Sv) dpui : dose par unité d'incorporation (exprimée en Sv/Bq). Il s'agit d'une valeur spécifique à chaque radionucléide, selon la voie d'entrée (inhalation ou ingestion). C'est la dose efficace engagée du fait de l'incorporation de 1 Bq d'un radionucléide donné. v f : facteur de volatilité d'un radionucléide (dépend de sa forme) I : activité incorporée par l'organisme (exprimée en Bq) Xi : fraction d'activité dépendant de fv (cf fiche 10) ks : facteur de protection (minorant l'exposition), dû à une protection collective d : débit respiratoire = 1,2 m3 / h tN : durée de l'exposition à une source N n : nombre de manipulations annuelles donnant lieu à une exposition à un radionucléide
Ces calculs représentent des estimations destinées à classer les zones ou les travailleurs à partir d'hypothèses simples mais majorantes du risque. Des mesures réelles au poste de travail doivent toujours être menées afin de valider ces estimations.
I - Exposition externe seule Un irradiateur équipé d'une source de 137Cs délivre un débit de dose constant de 100 µSv/h à 10 cm de sa surface. Une barrière physique, verrouillée, est installée à 50 cm pour empêcher les expérimentateurs de s'en approcher. Une fois par semaine, durant 2 heures, un agent d'entretien effectue des travaux à une distance de 50 cm de cet appareil.
Comment classer la zone ? On considère qu'une exposition permanente, à 10 cm de cet appareil, est tout à fait improbable (ou n'est pas plausible). Le calcul se fait alors sur la base d'une exposition à 50 cm, délivrée sur une durée potentielle maximale de 1607 heures (le temps de travail annuel). Sachant que le débit de dose est inversement proportionnel au carré des distances, le débit de dose efficace moyen à 50 cm s'élève à : Dose50 = Dose10 (10/50)2, soit 100 x 100/2500 = 4 µSv/h. Pour une occupation théorique de 1607h, la dose efficace serait de : 1607 x 4 = 6428 µSv = 6,43 mSv. Cette valeur étant supérieure à 6 mSv, le local sera donc classé en zone contrôlée.
Comment classer l'agent d'entretien ? Le temps total passé par l'agent est de 2h x 44 semaines = 88 heures. La dose efficace E, reçue en 1 an, est E = 88 x 4 = 352 µSv = 0,35 mSv. Cette valeur étant inférieure à 1 mSv, cet agent n'est donc pas classé, dans ses conditions habituelles de travail.
Cependant, il sera opportun de lui remettre la notice prévue à l'art. R 231-90 du Code du Travail et de le faire bénéficier d'une surveillance dosimétrique passive et d'un dosimètre opérationnel.
Exposition interne Exemple 1 On détient dans un local une source non scellée de 1850 MBq (Q1) de tritium, mise en œuvre sous forme de vapeur d'eau. De plus, il est prévu de commander 50 MBq (Q2) de 14C, susceptible de former des vapeurs de carbone.
Comment classer la zone ? La dose par unité d'incorporation pour 3H (vapeur eau tritiée) est 1,8.10-11 (dpui1) et pour 14 C (vapeurs de C) 5,8.10-10 (dpui2). Au vu de ces conditions expérimentales, le facteur de volatilité fv pour les deux radionucléides est égal à 1 et donc, Xi = 1/10. Le calcul de la dose efficace E se fait en appliquant la formule : E = (Q1.Xi1 ) dpui1 + (Q2.Xi2). dpui2 = 1850 x 106 x 1/10 x 1,8.10-11 + 50 x 106 x 1/10 x 5,8 x 10-10 = 3,33 mSv + 2,9 mSv = 6,23 mSv. La zone devra être classée en zone contrôlée. Pour une seule des 2 sources (stockée ou mise en œuvre), elle serait zone surveillée. Exemple 2 Un travailleur effectue des marquages moléculaires avec 37 MBq de 32P, quatre fois par an. De plus, une fois par semestre, il utilise 74 MBq de tritium sous forme de vapeur d'eau. La première expérience se déroule sur 12 heures et la seconde sur 21 heures. Il manipule sous une sorbonne et dispose d'écrans et de matériels de protection contre l'irradiation. Le volume V du local est 75 m3.
Dans quelle catégorie classer ce travailleur ? Au vu de ces conditions expérimentales, les facteurs de volatilité fv sont 0,01 pour le 32 P (> Xi = 1/100) et 1 pour le tritium (> Xi = 1/10). La manipulation sous sorbonne apporte un facteur de protection ks égal à 10. On applique la formule : I = QN x fv x 1/V x d x tN x 1/ks x n, soit : I = (37.106 x 0,01 x 1/75 x 1,2 x 12 x 1/10 x 4) + (74 x 106 x 1 x 1/75 x 1,2 x 21 x 1/10 x 2) I = 28416 Bq de 32P + 4972800 Bq de tritium Donc, la dpui du 32P étant 2,9. 10-9 et celle de 3H (vapeur d'eau tritiée) 1,8.10-11: E = 28416 x 2,9.10-9 + 4972800 x 1,8.10-11 = 82,4 µSv + 89,5 µSv soit 172 µSV. Cette valeur étant inférieure à 1 mSv, cet agent n'est donc pas classé. Comment classer la zone ? Si l'on admet qu'il subsiste, au maximum à un instant donné, 37 MBq de 32P et 74 MBq de 3H dans le local : 37.106 x 1/100 x 2,9.10-9 + 74.106 x 1/10 x 1,8.10-11 = 1,1 mSv + 0,13 mSv = 1,23 mSv Le local est classé en zone surveillée.
Fiche
Définition “ANDRA” des catégories 19 de déchets. Emballages normalisés SI :
Déchets solides incinérables (papiers, chiffons, gants, plastique…) en vrac. Sont admis en quantité limitée, ces restrictions n’étant pas cumulables : - Déchets non incinérables (exemple: aluminium) : inférieur à 1 kg par fût - Verre : inférieur à 2 kg par fût - Filtres absorbants pour comptage en couche mince : inférieur à 5 kg par fût Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène
SNI :
Déchets solides en vrac non incinérables, compactables (verrerie, métaux compactables…) Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène
SL :
Flacons de scintillation ou tubes en polyéthylène d’un volume maximum de 20 cm3, plaques multi-puits et microtubes non vidés. Leur liquide scintillant est composé de solvants organiques ou biodégradable. Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène
SLV :
Petits flacons ou tubes en verre d’un volume maximum de 20 cm3. Leur liquide scintillant est composé de solvants organiques ou biodégradables. Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène
SO :
Solides putrescibles (cadavres d'animaux, litière, fèces lyophilisés, congelés…) ne contenant ni éther ni chaux et dont est exclu tout autre solide. Emballage : Sacs plastiques de 30 litres, ou fûts de 120 litres en polyéthylène
LA :
Solutions aqueuses de pH compris entre 2 et 13 Emballage : Fûts à bonde de 30 litres
LS :
Solvants dont la phase aqueuse est limitée à 50% et ne contenant pas plus de : - Chlore 5% en masse - Phosphore 1% en masse - Fluor 50 ppm Emballage : Fûts à bonde de 30 litres
LH :
Huiles minérales ou organiques ayant les mêmes spécifications que LS Emballage : Fûts à bonde de 30 litres
Les catégories ci-dessus peuvent être subdivisées en catégories 1, 2, 3 et 4 selon l’activité et la nature des radioéléments contenus. Pour plus de détails, se reporter au « Guide d’enlèvement des déchets radioactifs » édité par l’ANDRA, téléchargeable à http://www.andra.fr/interne.php3?id rubrique=156
Fiche
20 Transport Déclaration d’expédition de matières radioactives (N°ONU, désignation de la matière) Exemple : UN 3332, Matières radioactives en colis de type A sous forme spéciale non fissiles ou fissiles exceptées, Classe 7, ADR
Expéditeur
Destinataire
Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Société : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Société : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Adresse : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Adresse : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Ville : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Ville : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Pays : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Pays : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Téléphone : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Téléphone : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Télécopie : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Télécopie : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Contenu(s) Nom du radioélément Description du produit Forme spéciale Activité Activité Totale
Emballage et étiquetage Type de colis Dimensions : Colis exceptés Colis de type A Colis ……….. Masse brute du colis : Envoi sous utilisation exclusive
oui
Etiquetage
Indice transport
I Blanc II Jaune III Jaune
/
non
Remarques : Débit de dose gamma au contact de l’emballage : Débit de dose neutrons au contact de l’emballage: « Je déclare que le contenu de ce chargement est décrit ci-dessus de façon complète et exacte par la désignation officielle de transport et qu’il est convenablement classé, emballé, marqué, étiqueté, muni de plaques étiquettes et à tous les égards bien conditionné pour être transporté conformément aux réglementations internationales et nationales applicables. » Fait à , le .............................................................. Signature Nom et qualité du signataire :
Annexe à la déclaration d’expédition Expéditeur : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Destinataire : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Emballage : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Contenu(s) : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Numéro : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Description : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . ........................................................................ Activité totale :
Transporteur
Société/Service :
Je soussigné (nom du conducteur) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . déclare : - avoir pris connaissance des consignes de sécurité qui m'ont été remises pour ce transport, - avoir vérifié le chargement (arrimage des colis, signalisation et étiquetage du véhicule), - disposer des équipements de première intervention réglementaires et de ceux décrits dans les consignes. Poids brut total :
Date :
Signature :
Nombre de colis effectivement chargés :
Radioprotection au départ
Unité :
Je soussigné (nom de l’agent de radioprotection) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . déclare avoir vérifié : - que la déclaration d'expédition et les consignes ont été remises au conducteur, - la validité et l’adaptation au transport à entreprendre de l’unité de transport, - l’arrimage des colis, la conformité de l'étiquetage des colis et de l’unité de transport - que le conducteur est titulaire d’une attestation de formation en cours de validité et adaptée au transport à entreprendre. Date : Signature :
Débit d'équivalent de dose : (mSv/h)
Contamination résiduelle : (Bq/cm2)
Au contact du colis A 1m du colis Au contact de véhicule A 2 m du véhicule Au niveau de la cabine Date du contrôle : Remarques :
Au niveau du colis Au niveau du colis Au niveau de véhicule Au niveau de véhicule
Appareils utilisés :
Rappels réglementaires (non exhaustifs) : Le débit d’équivalent de dose ne doit pas dépasser 2 mSv/h en tout point de la surface externe d’un colis et 0.1 mSv/h à 1 m du colis. Pour le colis excepté, le débit d’équivalent de dose au contact du colis doit être inférieur à 0.005 mSv/h. De même, l’intensité du rayonnement en tout point externe du véhicule ne doit pas dépasser 2 mSv/h et 0.1 mSv/h à 2 m de la surface externe du véhicule. La contamination résiduelle non fixée sur une surface accessible du colis doit rester inférieure à 4 Bq/cm2 pour les rayonnements bêta, gamma et alpha de faible toxicité et 0,4 Bq/cm2 pour les rayonnements autres émetteurs alpha. Cependant, il est conseillé de prendre respectivement les valeurs de 0,4 et 0,04 Bq/cm2.
Fiche
21 Transport Consignes de sécurité Elles doivent être adaptées au type de colis et de matières radioactives transportées Nature du chargement : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Expéditeur Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Téléphone : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Société : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Service : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Adresse : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . ...................................................................... Ville : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Code Postal : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Personne à prévenir en cas d'accident ou d'incident : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Pompier : 18
Police : 17
Description du chargement Nombre de colis :
Nature du danger Attention : ce véhicule transporte des matières radioactives. Les manipulations de brève durée de colis intacts ne présentent pas de danger. Ne séjournez pas à proximité des colis sans nécessité.
Mesures Immédiates que doit prendre le conducteur en cas d’accident ou d’incident Prévenir la police et les pompiers - Arrêter le moteur - Pas de flammes nues - Ne pas fumer - Disposer des signaux sur la route et prévenir les autres usagers de la route du danger - Tenir le public éloigné de la zone dangereuse - Rester au vent.
Protection individuelle de base Un baudrier fluorescent, une paire de lunettes de protection, une protection respiratoire appropriée, une paire de gants appropriés, des bottes, un tablier, une lampe de poche, une bouteille avec de l'eau pour rincer les yeux.
Déversement Voir “mesures immédiates à prendre”.
Feu En cas d'incendie sur le véhicule, intervenir avec les extincteurs de bord. En cas d'incendie sur la cargaison, appliquer les mesures immédiates.
Premiers secours En cas de contact avec le liquide ou la matière issus de l'emballage, contacter d'urgence l'expéditeur ou les pompiers.
Informations complémentaires Le véhicule doit être équipé d'un lot de bord constitué de : Quatre signaux d'avertissement autoporteurs réfléchissants (cônes, triangles, etc), de chaînes ou rubans bicolores et piquets, de 2 panneaux rétroréfléchissants “Danger Radioactif” et de 2 panneaux rétroréfléchissants “Accident : ne pas approcher” En cas d'accident du véhicule, de perte ou de vol de colis de matières radioactives, prévenir, ou faire prévenir, la gendarmerie ou les forces de police les plus proches. Leur indiquer : Le lieu et la nature de l'accident, les caractéristiques des matières transportées (voir votre déclaration d'expédition), l'importance des dommages. Établir ensuite un périmètre d'isolement autour de l'accident à l'aide du lot de bord.
