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BROCHURE D’INFORMATION
LES JAUGES RADIOACTIVES INDUSTRIELLES
Version : Mai 2004
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 2 de 46
1 CONTENU
1 Contenu 2
2 Introduction 4
3 Principe de l’utilisation de jauges radioactives 5
4 Avantages des jauges radioactives 6
5 Type de jauges 7
5.1 Jauges de niveau ............................................................................................................................ 7
5.2 Jauges d'épaisseur ....................................................................................................................... 10
5.3 Jauges de densité ......................................................................................................................... 12
5.4 Jauges d’humidité ......................................................................................................................... 12
6 Utilisation des jauges dans l’industrie alimentaire 12
7 Caractéristiques des radioéléménents employés dans les jauges 13
8 Exposition aux radiations 14
8.1 Limite d'exposition ......................................................................................................................... 14
8.2 Atténuation par un blindage en plomb ........................................................................................... 15
9 Sécurités intrinsèques des jauges – normes ISO 16
10 Sécurités complémentaires 21
11 Règles de base pour l’utilisation de jauges radioactives 22
12 Procédure de travail 24
13 Stockage temporaire de jauges (remplacement - cession - évacuation) 25
13.1 Importation et distribution .............................................................................................................. 25
13.2 Livraison ........................................................................................................................................ 26
14 Risque de contamination radioactive 27
15 Procédure d’urgence 28
16 Démarches administratives – respect du cadre légal 30
16.1 Autorisation CLASSE II ................................................................................................................. 30
16.2 Autorisation CLASSE III. ............................................................................................................... 31
17 Rôle du service de contrôle physique 32
18 Fiches des jauges 32
19 Définitions 41
20 Adresses utiles 44
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21 Bibliographie 45
22 Adresses électroniques 46
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2 INTRODUCTION
Dans l'industrie classique (non nucléaire), des jauges radioactives sont utilisées à diverses fins : mesure de
niveaux (haut, bas, continu), mesure d'épaisseur (tôle, papier, …), mesure de densité, mesure du taux
d'humidité (coke, sable, …), mesure de débit, … La présente brochure d’information s'attache à définir les
jauges radioactives utilisées dans l'industrie : utilité (intérêt, avantages…), modèles, types de radioélément,
moyens de protection…
Les données fournies dans ce document proviennent des RAD (PRERAD de 1994, RAD 4, RAD 20A de
1992, RAD 21 de 1994, RAD 28 de 1974, RAD 31 de 1994, RAD 32 de 1994, RAD 33 Co, 33 Am, 33 Kr, 33
Cm, 33 Sr et 33 Cs de 1990, RAD 34, RAD 41 de 1972, RAD 58 de 1973, RAD 65, RAD 66 de 1987, RAD
67 de 1997, RAD 71 de 1976, RAD 79B de 1992), des cours dispensés précédemment par divers experts
de Controlatom, des documents fournis par Endress – Hauser, Ohmar, Berthold, du document 45/450/INF
de l'International Electrotechnical Commission, de l'Arrêté Royal du 20 juillet 2001, du « Standards for the
safe use of industrial gauges containing radioactive sources – dec. 2001 » du Department of Health (USA)
et de la norme ISO 2919 de 1980.
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3 PRINCIPE DE L’UTILISATION DE JAUGES RADIOACTIVES
Quel que soit le type de mesure à effectuer, le principe reste le même : une source radioactive et un
détecteur de radioactivité sont placés de part et d’autre de la substance à analyser (trémie, bande passante,
tuyauterie…) pour les mesures par absorption. Le rayonnement émis par la source est partiellement
absorbé par le matériau traversé selon la relation :
Ix = I0.e-x
avec I0 = intensité initiale du rayonnement
Ix = intensité du rayonnement après absorption par le matériau
= coefficient d’absorption du matériau
x = l’épaisseur du matériau
La connaissance de I0 et Ix ainsi que du coefficient permet de déduire l’épaisseur du matériau (jauge
d’épaisseur). La connaissance de I0, Ix et x permet de déduire la valeur de et par conséquent les
propriétés du matériau (densité).
Dans le cas des jauges radioactives par rétro-diffusion, le détecteur et la source radioactive sont placés du
même côté du produit à mesurer.
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4 AVANTAGES DES JAUGES RADIOACTIVES
Par rapport aux autres techniques de mesures, les techniques utilisant des sources radioactives ont souvent
des avantages décisifs et sont parfois les seules à donner des résultats satisfaisants, à savoir :
l’utilisation d’une méthode non destructrice,
l’appareillage de mesure peut se placer sur un appareillage existant sans induire d’importantes
modifications,
la technique est simple (une source et un récepteur) et fournit un résultat pouvant être traîté
informatiquement,
l’analyse se fait directement sur la ligne de production (pas de prélèvement), ce qui signifie un gain
de temps,
la mesure se fait en continu,
cette mesure est sensible, précise et reproductible,
la mesure permet également un contrôle de la qualité du produit et permet une économie de
matière,
la jauge est étudiée pour résister aux conditions de travail (température, humidité, chocs,
vibrations),
la jauge ne nécessite que peu d’entretien et ne nécessite pas d’alimentation (sauf si il y a une
télécommande sur l’obturateur). Le détecteur a cependant besoin d’alimentation électrique.
Le calibrage de la jauge est réalisé lors de son placement par le fournisseur et ne nécessite le plus
souvent que peu d'étalonnage ultérieur.
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5 TYPE DE JAUGES
Selon l’International Electrotechnical Commission (IEC – 45/450/INF), la classification des jauges peut se
faire en (i) jauges avec un faisceau restreint (une direction particulière) et en (ii) jauges avec un faisceau
omnidirectionnel. D’un point de vue radioprotection, le premier type de jauge est beaucoup plus facile à
blinder. Dans la suite, nous définirons brièvement les jauges en fonction de leur utilisation.
Exemple de jauge (document Endress + Hauser)
5.1 Jauges de niveau
Sur base de la formule I = I0.e-µx
, l’intensité mesurée du rayonnement indique la présence ou non de matière
dans le silo, la trémie, la conduite…. Il suffit d’étalonner le détecteur pour connaître l’intensité de
rayonnement lorsque le volume est vide et lorsqu’il est plein. Pour la mesure d'un niveau pré-défini, un angle
d’ouverture de faisceau de 5 degrés est recommandé. Dans certains cas, un angle de 20 à 40 degrés peut
s’avérer nécessaire (mesure de niveau en continu).
Différentes applications existent (document Endress + Hauser) :
détection du niveau bas
…….. mesure "tout ou rien" dans la partie basse du silo, cuve, trémie …
détection du niveau haut
…….. mesure "tout ou rien" dans la partie haute du silo, cuve, trémie …
ou jauge de remplissage
mesure du niveau en continu… mesure proportionnelle au niveau
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La mesure de niveau peut également se faire avec une source linéaire et un détecteur. Ce dernier type de
jauge n’est fourni que par Berthold. Ce type de mesure conduit à une réponse plus linéaire qu’exponentielle
ce qui permet de suivre plus facilement l’évolution du niveau.
Une mesure de remplissage peut également se réaliser par l’emploi d’une source placée sur un flotteur et
un détecteur placé soit au fond de la cuve soit dans la partie supérieure de la cuve. Le principe de la
distance est alors d’application : l’activité ‘vue’ par le détecteur variera en fonction du carré de la distance.
Dans le cas du détecteur placé dans la partie basse de la cuve, en sus de l’effet de la distance intervient
également l’effet de l’absorption du rayonnement par le matériaux. La variation du nombre d’impulsion est
moins brusque que dans le cas des jauges de niveau ‘tout ou rien’.
1 – Détection du niveau minimum
2 – Détection du niveau maximum
3 – Mesure de niveau
4 – Mesure de niveau en continu avec deux
détecteurs
1 – Détection du niveau maximum
2 – Mesure du niveau en continu
3 – Mesure de la séparation de 2
substrats
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Exemples d'utilisation des jauges de niveau : contrôle du niveau de remplissage des bouteille et cannettes
de bières, contrôle des niveaux de remplissage de silos (sidérurgie, cimenteries, sucreries … … …).
Sidérurgie : jauges de niveau à l’entrée de la lingotière (3 types différents) (document Berthold)
Jauge de niveau dans un four de fusion de verre (document Berthold)
S
D Nbre d’impulsions
100 %
100 %
S
D
Nbre d’impulsions
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Mesure du passage continu dans l’industrie du sucre (document Berthold)
5.2 Jauges d'épaisseur
Les jauges d’épaisseur par absorption fonctionnent sur le même principe que développé ci-dessus, à savoir
l’atténuation du faisceau lorsque celui-ci traverse le matériau à analyser. Si le coefficient d’atténuation est
connu, on détermine ainsi l'épaisseur du matériau. Si l’épaisseur du matériau reste constante (canalisation
par ex.), on peut déterminer la densité de celui-ci. La densité du matériau va conditionner le choix du
radioélément à utiliser :
Radioélément Domaine d’utilisation (mg/cm2)
Am 241
Kr 85
Sr 90
Pm 147
0 - 2
25 – 70
60 – 600
4 - 15
Tableau 1. Radioélément utilisé en fonction de la densité des matériaux
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Les jauges avec émetteurs alpha (tel 241
Am ou 210
Po) ne sont utilisées que pour la mesure des épaisseurs
de films ou pour des épaisseurs de feuilles inférieures à 2 mg/cm2. Ces sources sont émetteurs
monoénergétiques et sont très minces de manière à éviter l’auto-absorption du rayonnement dans la source
elle-même.
Les jauges avec des émetteurs béta sont utilisées pour des faibles masses par unité de surface et donc
essentiellement pour la mesure des épaisseurs de papier, des feuillards métalliques …Elles sont également
utilisées dans le cas des mesures par rétrodiffusion. Dans ce cas, l’intensité maximum du rayonnement béta
rétrodiffusé est proportionnelle à la racine carré du nombre atomique z de l’élément analysé. Le phénomène
croît avec l’épaisseur du matériau et atteint un maximum pour une valeur de environ 1/3 de l’épaisseur
maxima de pénétration du béta. La rétrodiffusion ne s’opère donc que dans les couches superficielles de
l’échantillon et varie avec le z de l’élément. L’utilité de l’analyse est donc surtout dédiée à la mesure des
revêtements. Le domaine de mesure s’étend de 1 à plus ou moins 5000 mg/cm2.
L’application des jauges de densité gamma (60
Co) par rétrodiffusion est spécifique à la mesure de densité
des sols (précision de 20 à 30 mg/cm3). Des jauges de
60Co et
137Cs peuvent être employées pour la
mesure d'épaisseurs importantes ou pour la mesure de matériaux très absorbants.
Détecteur
Source
radioactive Jauge d’épaisseur gamma à
absorption
Détecteur
Ecran
Source Matériau à contrôler
Support
Jauge d’épaisseur à rétro-diffusion
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5.3 Jauges de densité
Le principe est identique aux jauges d’épaisseur et les utilisations les plus nombreuses concernent
l’évaluation de la densité des fluides circulants dans une canalisation. Les dimensions géométriques de
l’échantillon et du récipient restant constantes, la variation d’intensité du rayonnement détecté dépendra
uniquement de la quantité de matière par unité de volume et donc de la densité.
Le radioélément le plus utilisé dans le cas de la mesure à travers une canalisation est le 137
Cs. Dans
l’industrie du tabac, les épaisseurs étant moindres, on utilise des émetteurs béta (85
Kr, 204
Tl).
Une mesure de densité de sol peut également être réalisée par l'emploi d'une sonde à rétrodiffusion. La
sonde est constituée par une source de rayonnement gamma (60
Co par ex.) et par un détecteur. Un
blindage en plomb préserve le compteur de la mesure du rayonnement direct de la source de manière à ne
mesurer que le rayonnement rétrodiffusé. On peut également utiliser du 85
Kr pour cette même application.
5.4 Jauges d’humidité
Le principe est d’utiliser des neutrons rapides (241
Am-Be ou 226
Ra-Be) et un détecteur qui n’est sensible
qu'aux neutrons thermiques ou ralentis (compteur BF3). Les neutrons rapides interagissent avec les noyaux
légers, tels l’hydrogène, et subissent du fait de cette interaction un ralentissement. Ils peuvent alors être
‘vus’ par le détecteur. La concentration en neutrons lents sera donc fonction de la teneur en hydrogène du
matériau et par conséquent de la teneur en eau.
Dans ce cas, la sonde est placée au centre du volume sphérique à analyser et le détecteur à l'extérieur de
la cavité. Remarque : la réponse est fonction du nombre total en hydrogène, il importe donc de connaître
avec précision la composition chimique du matériau à analyser. L’erreur sur la mesure est d’environ 10 %
dans ce cas.
L’utilisation de sources de 137
Cs ou d’autres émetteurs gamma est également possible pour de telles
mesures.
6 UTILISATION DES JAUGES DANS L’INDUSTRIE ALIMENTAIRE
L’utilisation de jauges radioactives dans l’industrie alimentaire ne fait l’objet d’aucune disposition
réglementaire particulière et ne tombe donc pas sous la réglementation visée à l’article 64.1 de l’A.R. du
20/07/01. Les sources scellées, pour autant qu’elles soient convenablement conçues et utilisées, ne
présentent pas de risque de dispersion de substances radioactives et ne peuvent pas, en conditions
normales d’utilisation, provoquer de contamination des aliments. De plus, la nature des rayonnements émis
par les jauges et la dose délivrée par celle-ci ne posent aucun problème d’altération des denrées
alimentaires. Des limites de doses à délivrer aux aliments sont fixées par Arrêté Royal (18/12/2002, M.B.
17/01/2003).
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7 CARACTERISTIQUES DES RADIOELEMENENTS EMPLOYES DANS
LES JAUGES
Le choix du radioélément se fera en fonction de la mesure à effectuer. Si les parois du silo ou des conduites
sont constitués de matériaux lourds (acier) et si la distance entre la source et le détecteur est importante
(plusieurs mètres), on utilisera de préférence le 60
Co ou le 137
Cs avec des activités de quelques GBq. Si les
parois du récipient sont constituées d’un matériau léger (verre par ex.) et que le produit est peu dense, on
utilisera une source radioactive ayant des gamma peu énergétiques tel que le 241
Am.
Radioélément Période
physique
Nature et énergie des rayonnements
Am - 241 432,2 ans 5388 keV (1,4 %), 5443 keV (12,8 %), 5486 (85,2 %)
59,537 keV (36 %)
RX 12-22 keV (40%)
Cs - 137 30,17 ans - 512 keV (94,6 %) et 1174 keV (5,4 %)
661,66 keV (137m
Ba, 2,44 min) (85,1 %)
Cm - 244 18,1 ans 5810 keV (76,4 %), 5770 keV (23,6 %)
43 keV (0,02%), 99 keV (0,0013%), 152 keV
(0,0014%)
RX 18 keV (11 %)
Co - 60 5,272 ans - 310 keV (99,9 %)
1173,238 (99,857 %), 1332,502 keV (99,983 %)
Kr - 85 10,73 ans - 672 keV (99,57 %), 158 keV (0,43 %)
514 keV (85m
Rb, 0,96 micros) (0,43 %)
Ir - 192 73,8 jours - 250 keV (5,4 %), 530 keV (42,6 %), 670 keV (47,2 %)
296 keV (29,6 %), 308 keV (30,7 %), 316 keV (82,7
%), 468 keV (47 %)
Sr - 90 28,6 ans - 540 keV (100%)
2270 keV (90
Y, 64,1 h) (99,98 %)
Pm - 147 2,62 ans - 225 keV (100 %)
121 keV (0,00285 %)
Tableau 2. Caractéristiques des radioéléments
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8 EXPOSITION AUX RADIATIONS
8.1 Limite d'exposition
L'arrêté Royal du 20 juillet 2001 fixe les nouvelles limites de dose pour les travailleurs professionnellement
exposés et pour la population (public). Ces limites sont respectivement de 20 mSv par 12 mois consécutifs
glissants et 1 mSv par an. Des limites pour certains organes, sous condition de respect des limites
précédentes, sont également fixées, à savoir :
Professionnellement exposés Public
Cristallin 150 mSv 15 mSv
Peau 500 mSv* 50 mSv*
Main - avant-bras - pied -
cheville
500mSv -
Tableau 3. Limites de doses fixées par l’A.R. du 20/07/01.
* cette limite s’applique à la dose moyenne sur une surface de 1 cm2
Sur base de ces valeurs et en connaissant le débit de dose des jauges à installer, il est possible de calculer
le blindage nécessaire pour que les travailleurs et/ou le public ne dépassent pas les limites de dose
imposées. Il faut remarquer que ces valeurs sont des limites de dose à ne pas dépasser, il convient
cependant de diminuer autant que faire se peut la dose reçue par les personnes (principe ALARA).
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8.2 Atténuation par un blindage en plomb
Débit de dose (mSv/h) à 1m d'une source ponctuelle de 1 GBq, sans blindage de Pb ou avec une épaisseur
variable (de 1 à 50 mm de Pb).
Nucléide Epaisseur de Pb (mm)
0 1 2 5 7 10 20 50
Am - 241 4,2.10-3
1,4.10-5
6,2.10-8
négligeable
Cs - 137 8,7.10-2
7,9.10-2
7,2.10-2
5,5.10-2
4,6.10-2
3,5.10-2
1,3.10-2
5.10-4
Cm - 244 2,1.10-5
Co - 60 3,6.10-1
3,5.10-1
3,3.10-1
2,9.10-1
2,7.10-1
2,3.10-1
1,5.10-1
2,9.10-2
Kr - 85 3,4.10-4
3,0.10-4
2,6.10-4
1,8.10-4
1,4.10-4
8,8.10-5
2,0.10-5
1,8.10-7
Ir - 192 1,4.10-1
1,2.10-1
1,1.10-1
7,6.10-2
6.10-2
4,2.10-2
1,3.10-2
3,5.10-4
Sr - 90 7,1.10-2
Pm - 147 Bremsstrahlung
Tableau 4. Débits de dose (mSv/h) à 1 m d’une source ponctuelle de 1 GBq, avec ou sans présence d’un blindage
en Pb d’épaisseur variable.
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9 SECURITES INTRINSEQUES DES JAUGES – NORMES ISO
De manière générale et à la base, la jauge est équipée de divers systèmes de sécurité :
la source radioactive est une matière inerte contenue dans une ou deux capsules d’acier
inoxydable (cf. schéma) parfaitement étanche empêchant toute dispersion de substances
radioactives dans l’environnement pour des conditions normales d’utilisation et même dans des cas
d’accidents prévisibles,
la jauge est fixée solidement sur le silo ou la canalisation à analyser,
la source est située dans un conteneur blindé. Le faisceau utile n’est accessible que lorsque
l’obturateur est en position ouverte (cf. schéma),
le container est muni d’un collimateur qui réduit le rayonnement de la source à un faisceau étroit
dirigé vers le récepteur.
la jauge ne peut être elle-même la cause d'un incendie ou d'une explosion et ne peut les propager.
Courbe isodose d’une jauge avec son obturateur fermé et ouvert (document Endress + Hauser).
De manière générale, les jauges radioactives répondent aux normes ISO. A savoir ISO 1677 de 1977 pour
les sources radioactives scellées (général), ISO 2919 de 1980 pour les sources radioactives scellées
(classification), ISO 7025 de 1986 pour les jauges destinées aux installations permanentes.
La codification donné par le fournisseur d’une source, selon la norme ISO 2919, est : A 1 2 3 4 5. La lettre
(C ou E) dépend de la toxicité, de la solubilité et de la réactivité du composé actif de la source. La lettre C
signifie que le niveau d'activité de la source ne dépasse pas la limite prescrite (cf. tableau 5) et la lettre E
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signifie que la limite est dépassée. Le groupe auquel appartient le radioélément est défini dans les tableaux
présentés aux deux pages suivantes.
Activité maximale TBq (Ci)
Groupe du
radioélément
Soluble1)
et/ou fortement
réactif3)
Non soluble2)
et non fortement
réactif4)
A 0,01 (~0,3) 0,1 (~3)
B1 1 (~30) 10 (~300)
B2 10 (~300) 100 (~3000)
C 20 (~500) 200 (~5000)
1) soluble - plus de 0,01 % de l'activité totale dans 100 ml d'eau stagnante à 20°C en 48 h 2) non soluble - moins de 0,1 % de l'activité totale dans 100 ml d'eau stagnante à 20°C en 48 h 3) fortement réactif - fortement réactif en atmosphère normale ou à l'eau (Na, K, U et Cs métalliques, …) 4) non fortement réactifs - non fortement réactifs en atmosphère normale ou à l'eau (Au, Ir, céramiques…)
Tableau 5. Limite d’activité des radioéléments pour la classification (lettre C ou E) ISO 2919.
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Les cinq chiffres présents après la lettre (C 1 2 3 4 5) sont définis par la résistance de la source à différents
essais/tests. Le premier chiffre variera entre 1 et 6 selon la réponse de la source à l’épreuve de
température, le second chiffre variera également de 1 à 6 selon la réponse de la source au test de pression
externe, et ainsi de suite pour les cinq tests de résistance.
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Test Classe de résistance
1 2 3 4 5 6
Température Pas de
test
-40 °C
(20 min)
+80°C
(1h)
-40 °C (20
min)
+ 180°C
(1h)
-40 °C (20
min)
+ 400°C
(1h) et
choc
thermique
de 400°C à
20°C
-40 °C (20
min)
+ 600°C
(1h) et
choc
thermique
de 600°C à
20 °C
-40 °C (20
min)
+ 800°C
(1h) et
choc
thermique
de 800°C à
20°C
Pression
externe
Pas de
test
25 kPa
absolue
à
pression
atmosph
érique
25 kPa
absolue à 2
MPa
absolue
25 kPa
absolue à 7
MPa
absolue
25 kPa
absolue à
70 MPa
absolue
25 kPa
absolue à
170 MPa
absolue
Impact Pas de
test
50 g de
1 m
200 g de 1
m
2 kg de 1 m 5 kg de 1 m 20 kg de 1
m
Vibrations Pas de
test
3 * 10
min
25 à 500
Hz à 49
m/s2
(5g)
1)
3 * 10 min
25 à 50 Hz
à 49 m/s2
(5g) et 50 à
90 Hz à
0,635 mm
amplitude
pointe à
pointe et 90
à 500 Hz à
98 m/s2 (10
g)
3 * 30 min
25 à 80 Hz
à 1,5 mm
d'amplitude
pointe à
pointe et 80
à 2000 Hz à
196 m/s2
(20 g)
Poinçonnage Pas de
test
1 g de 1
m
10 g de 1 m 50 g de 1 m 300 g de 1
m
1 kg de 1 m
1) Accélération d'amplitude maximale
Tableau 6. Classification de la source en fonction de sa résistance aux tests de température,
pression externe, impact, vibration et poinçonnage.
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Vue éclatée d’un porte-source (document Endress + Hauser)
10 SECURITES COMPLEMENTAIRES
Des sécurités supplémentaires peuvent être demandées par le service de contrôle physique :
un écran de protection, généralement réalisé en plomb gainé d’acier, ce qui permet de limiter le
débit de dose autour du conteneur à une valeur acceptable dépendant de l’emplacement de la
jauge,
des consignes de sécurité,
un système d'arrêt d’urgence,
des lampes signalant la position de l’obturateur,
une fermeture automatique de l’obturateur,
… …
Capsule (étui secondaire)
Couvercle
Pièce d’écartement
Source
Etui primaire
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11 REGLES DE BASE POUR L’UTILISATION DE JAUGES
RADIOACTIVES
L'utilisation de jauges radioactives implique une certaine rigueur de travail et il importe de respecter
quelques règles de base, à savoir que :
la jauge est placée sous la responsabilité d’une personne, désignée « préposé à la surveillance »,
qui :
o doit posséder une connaissance (technique + législation en matière de radioprotection)
suffisante pour remplir sa mission,
o veille au respect des consignes de sécurité et au bon fonctionnement des dispositifs de
protection,
o réagit en cas d’incident,
o rappelle les consignes à intervalles réguliers,
l’obturateur ou le mécanisme de contrôle de la source doit être fiable et doit disposer d’un
mécanisme qui permet de sécuriser la position ‘beam off’ (faisceau obturé),
le container doit indiquer clairement si la source est en position ‘beam on - faisceau libre’ ou ‘beam
off - faisceau obturé’,
le container doit porter les mentions suivantes inscrites de manière visible et non altérable (art.
31.4):
o numéro de série,
o numéro de série interne de l’entreprise (qui peut être le même que le précédent),
o type de radioélément,
o forme chimique et physique,
o type de rayonnement,
o activité du radioélément,
o date de mise en service,
o débit de dose à 1 m ou au contact,
o numéros d’urgence (SIPPT + contrôle physique),
la jauge doit être placée de façon à éviter de placer la main (ou toute autre partie du corps) entre la
sortie du faisceau et le détecteur,
le sigle radioactif doit être placé sur la jauge et en tous points d’accès (échelle, trou d'homme …) à
l’installation qui pourraient induire un risque d’exposition pour les personnes concernées, ainsi qu'à
l'entrée de la zone contrôlée
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 23 de 46
le débit de dose à l’endroit accessible le plus proche de la jauge doit être aussi bas que
raisonnablement possible, nous estimons qu’un débit de dose inférieur à 2 µSv/h est raisonnable
(tenant compte du taux d’occupation). Dans certains cas, des protections supplémentaires peuvent
être demandées (installations d’écrans, interdictions de passage, déplacement de la jauge…).
Dans le cas de l’installation d’écrans, la jauge et particulièrement son mécanisme de fermeture
doivent rester facilement accessible,
si la jauge est contrôlée électroniquement, chaque défaut du circuit doit conduire à une fermeture
automatique de l’obturateur. Ce dernier ne peut être ré-ouvert qu’après contrôle de l’absence de
personnes dans l’installation dont il est question (présence possible entre la source et le détecteur),
la propreté externe de la jauge assure sa visibilité (sécurité), le maintient de son intégrité (fuite) et
indique la bonne gestion de l’installation par les responsables.
le plan de l'installation et de l'implantation des jauges ainsi que et le descriptif de celles-ci doivent
se trouver en possession du SIPPT et du responsable des jauges. Le plan de l'installation avec la
mention de l'emplacement des jauges doit être affiché à l'entrée du local des bâtiments comprenant
la zone contrôlée ainsi que dans les locaux administratifs.
la procédure en cas de sinistre doit être arrêtée par le chef d'entreprise qui la communique au
personnel et aux autorités compétentes (bourgmestre, directeur coordonnateur administratif de la
police fédérale, service communal d'incendie et centre de groupe régional dont il relève, direction
générale de la protection civile) (art. 67.1 et 76).
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 24 de 46
12 PROCEDURE DE TRAVAIL
les personnes manipulant les jauges ou travaillant à proximité des jauges, et qui sont donc
considérées comme professionnellement exposées, doivent suivre une formation avant l’entrée en
service et une information doit être dispensée annuellement (art. 25 A.R. 20/07/01),
ces personnes doivent porter un dosimètre agréé. Si les débits de doses sont élevés (dose > 500
µSv/semaine) ou si des travaux doivent être réalisés à proximité de la jauge, il convient de se
munir d’un dosimètre à lecture directe (art. 30.6 A.R. du 20/07/01),
les jauges radioactives ne peuvent être manipulées que par des personnes professionnellement
exposées (soumis à examen dosimétrique et médical),
lorsqu’une jauge n’est pas utilisée, l'obturateur doit être fermé et sécurisé en position ‘beam off -
faisceau obturé’. La source ne pourra être ré-ouverte que par le responsable et après vérification
de l’absence de personnes dans le faisceau de mesure,
lorsqu’une jauge est retirée de son emplacement pour la stocker ou la replacer à un autre endroit,
ce démontage ne peut se faire qu’en présence du contrôle physique de l’entreprise. Il est de plus
nécessaire de déclarer cette modification à l’Agence Fédérale de Contrôle Nucléaire,
il n’est pas autorisé de démonter la source radioactive ou de toucher à l’intégrité de celle-ci pour
quelque raison que ce soit sans autorisation préalable du service de contrôle physique,
si pour une raison fortuite (accident, incendie …) il est nécessaire de manipuler la source, il
convient de manipuler celle-ci avec des pinces (ne jamais prendre une source en main ! !), il
convient également de travailler rapidement et de déposer cette source dans un blindage adéquat.
Cette manipulation se fera impérativement en présence du contrôle physique,
en ce qui concerne les jauges portables, les mesures de précautions sont similaires à celles à
observer dans le cas de sources fixes. On veillera à ce que la source soit détenue dans son coffret,
de manière à éviter le vol ou la perte. Le symbole des radiations doit être placé sur le coffret. On
veillera également lors de l’utilisation de placer la source le plus loin possible du corps afin de
réduire la dose.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 25 de 46
13 STOCKAGE TEMPORAIRE DE JAUGES (REMPLACEMENT -
CESSION - EVACUATION)
Avant sa mise en place ou après son démontage, on placera temporairement les jauges dans un local
spécifique approprié à savoir :
le local doit être à l’épreuve du feu,
le local de stockage doit être clairement renseigné (trèfle radioactif, mention ‘local de stockage’,
mention ‘radiations ionisantes’),
une notice doit reprendre les noms et numéros de téléphone des personnes à joindre en cas
d’urgence,
le local doit être fermé à clé et la clé est conservée par le responsable en lieu sûr,
aucun matériel autre que les jauges ne peut être stocké dans ce local,
dans le stockage, la jauge doit être sécurisée en position ‘beam off- faisceau obturé’,
Le service de contrôle physique doit être informé préalablement de l'opération de changement de source et
procède si nécessaire au contrôle de l'opération. En effet, l'usage de "confier" la mission au fournisseur ne
décharge pas le chef d'entreprise de sa responsabilité au sens de la réglementation.
Après utilisation (cessation, source décrue …), il convient de prendre rapidement contact avec le fournisseur
pour assurer un éventuel retour vers cette société ou d’envisager une expédition vers l’ONDRAF (organisme
de gestion des déchets radioactifs en Belgique, Avenue des Arts, 14, 1210 Bruxelles, Tél : 02/212 10 11,
Fax : 02/218 51 65). Cet organisme envoit les formulaires ad hoc à compléter par le demandeur et le service
de contrôle physique et fixe le coût de son intervention. Préalablement à l'enlèvement, le demandeur fait
contrôler la source et la conformité de l'emballage par l'expert de contrôle physique.
13.1 Importation et distribution
L'importation de substances radioactives ou d'appareils en contenant ne peut se faire que par des
personnes ou des entreprises dûment autorisées par l'Agence Fédérale de Contrôle Nucléaire. Le transfert
de ces sources est également soumis à autorisation.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 26 de 46
13.2 Livraison
Lors de la livraison d'une jauge, le service de contrôle physique doit réceptionner le colis et s'assurer
lorsque la jauge n'est pas mise en place directement, des conditions de stockage.
L'installation et la mise en fonctionnement d'une jauge sont assurées par le fournisseur assisté
éventuellement par du personnel du client.
De même, l'entretien et les dépannages éventuels sont faits par le fournisseur ou l’affilié.
Dans tous les cas, le service de contrôle physique doit approuver préalablement les opérations et surveiller
leur déroulement.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 27 de 46
14 RISQUE DE CONTAMINATION RADIOACTIVE
Lorsqu’il y a un défaut de scellement d’une source radioactive, ce qui n’est jamais exclu, il peut y avoir une
dispersion de substances radioactives dans le voisinage de la source, particulièrement lors de l’ouverture du
conteneur d’une jauge.
Cette contamination radioactive des surfaces environnantes et de l’air peut provoquer une contamination
interne des personnes, particulièrement par inhalation. En fonction de la radiotoxicité des divers
radioéléments, les conséquences peuvent être plus ou moins graves.
En cas de suspicion de contamination radioactive, se référer au point ci-dessous ‘procédure d’urgence’.
Il convient d’arrêter la production s’il y a un risque de contamination du matériel et de la production.
Les jauges ne peuvent par elles-mêmes provoquer ou propager un incendie ; elles ne sont pas combustibles
et ne présentent pas de risques d’explosion. Un incendie grave pourrait toutefois endommager la protection
entourant la source, il s’ensuivrait une augmentation du niveau de rayonnement autour de la jauge ou un
risque de contamination des surfaces ou de l’air.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 28 de 46
15 PROCEDURE D’URGENCE
Le plan de la zone contrôlée et le descriptif des jauges doit se trouver en possession du SIPPT et
du responsable des jauges.
La priorité doit être donnée pour sauver des personnes et leur apporter les premiers soins avant de
considérer le danger des radiations.
Si dans des zones menacées, par un incendie ou un autre dommage, se trouvent des jauges
radioactives, il convient de les démonter (jauges sécurisées en position ‘beam off’) et de les placer
dans un local de stockage approprié et fermé à clé. En cas de sinistre total englobant les jauges
radioactives, le personnel et les pompiers doivent combattre le feu avec les moyens appropriés mis
à leur disposition sans considération particulière pour les jauges. On évitera cependant de diriger le
jet des lances d'incendie directement sur les jauges. On évitera de se placer sous le vent du foyer.
Si une fuite est suspectée, il faut se tenir le plus éloigné possible de la jauge. Cependant, si
l’urgence le nécessite (pour sauver des vies humaines par ex.) , la jauge peut être approchée
pendant de courts instants (voir fiches).
Si on suspecte un dommage à la source, les précautions suivantes doivent être prises pour éviter
toute dispersion de substance radioactive :
o ne pas toucher la jauge ou tout ce qui se trouve dans son environnement proche. Une zone de
10 m minimum est délimitée autour de la jauge (cette distance dépendra de l'activité de la
source). La jauge ne peut être approchée sauf si l’urgence le nécessite,
o les personnes qui approchent la jauge doivent porter un masque autonome afin de prévenir
toute inhalation d’aérosols radioactifs,
o tout dommage ou suspicion de dommage aux jauges radioactives doit être signalé au
responsable des jauges sur le site, au responsable du contrôle physique, à l’organisme agréé
de contrôle (Vinçotte Controlatom : Jan OlieSlagerslaan 35, 1800 Vilvoorde, tél. : 02/674 51
20, fax : 02/674 51 40), au médecin du travail ainsi qu’à l’Agence Fédérale de Contrôle
Nucléaire (Rue Ravenstein 36, 1000 Bruxelles, tél. : 02/289 21 11, fax : 02/289 21 12).
o après traitement de l’urgence, les personnes qui se trouvaient proches de la jauge doivent
subir un contrôle de contamination et une détermination de la dose en accord avec le médecin
du travail. Les vêtements, chaussures… suspectés d’être contaminés doivent être emballés
dans des sachets plastiques et scellés,
Le chef d’entreprise signale à l’Agence Fédérale de Contrôle Nucléaire et à l’Administration de
l’Hygiène et de la médecine du Travail du Ministère de l’Emploi et du Travail :
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 29 de 46
chaque fois qu'une personne professionnellement exposée ou non a été soumise à une irradiation
concertée au sens de l'article 20,
chaque fois q'une personne professionnellement exposée ou non a été soumise à une irradiation
accidentelle dépassant les limites de doses fixées par l'article 20,
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 30 de 46
16 DEMARCHES ADMINISTRATIVES – RESPECT DU CADRE LEGAL
16.1 Autorisation CLASSE II
Sont soumis à autorisation, les établissements de classe II, à savoir (Art 3.1), les installations, non visées
par la classe I, où sont mises en œuvre ou détenues des sources scellées, y compris sous forme de
déchets, contenant des quantités de nucléides radioactifs dont l’activité totale dépasse d’un facteur 50.000
les valeurs d’exemption fixées (tableau ci-dessous), en tenant compte des critères d’application décrits dans
l'annexe IA de l'A.R. du 20/07/01, notamment en cas de mélange de radionucléides; dans le cas de Sr-90,
Cs-137 et Kr-85, ce facteur est de 500.000.
Sont également visées par la classe II, les installations visées aux points e) et g) de l'article 3.1 où sont
mises en œuvre ou détenues des substances radioactives sous forme non scellée ou des sources scellées,
y compris sous forme de déchets, dont l’activité totale dépasse d’un facteur inférieur à celui fixé les valeurs
d’exemption fixées à l’annexe IA, en tenant compte des critères d’application décrits dans cette même
annexe, notamment en cas de mélange de radionucléides, mais pour lesquels l’Agence estime que les
dispositions relatives aux établissements de classe II doivent être ou rester d’application; l’Agence peut
prendre cette mesure, motivée, pour une installation particulière ou définir, par publication au Moniteur
belge, des catégories d’installations tombant sous l’application du présent point h);
Radioélément Niveaux d’exemption Limite d’activité classe III - II
Quantité
(Bq)
Concentration
(kBq/kg)
MBq mCi
Am-241 104 1 500 13,5
Cs-137 + 104 10 5000 135
Cm-244 104 10 500 13,5
Co-60 105 10 5000 135
Kr-85 104 10
5 5000 135
Ir-192 104 10 500 13,5
Sr-90 + 104 10² 5000 135
Pm-147 107 10
4 500000 13500
Tableau 7. Niveaux d’exemption et limite d’activité pour le classement des établissements détenant des
sources radioactives scellées.
En ce qui concerne la demande d’autorisation d’un établissement de classe II à envoyer à l’Agence
Fédérale de Contrôle Nucléaire, se référer à l’article 7 de l’A.R. du 20/07/01. L'intervention de l'organisme
agréé au stade du projet évite les tâtonnements dans le choix des mesures de sécurité, la préparation des
documents et élimine les erreurs préjudiciables à une exploitation sûre.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 31 de 46
Dès réception de la demande, l’Agence en transmet une copie au collège échevinal qui a un délai de 60
calendrier pour répondre, si il n’y a pas de réponse, l’avis est reconnu favorable (rem. : la période du 15
juillet au 15 août est exclue du délai). L’Agence statue sur la demande dans un délai de 90 jours à dater de
l’envoi de la réponse par le bourgmestre. Soit un total maximum de 150 jours calendrier. L’organisme agréé
est un organisme de service qui aide l’entreprise pour la rédaction de sa demande d’autorisation.
En ce qui concerne la réception de l’installation, le contrôle dosimétrique du personnel, le contrôle en
exploitation, se référer aux différents articles de l’A.R. du 20/07/01 ou à la fiche info 1 de Controlatom.
16.2 Autorisation CLASSE III.
Dans le cas où l’activité totale ne dépasse pas la limite définie dans le tableau 7, l’établissement est classé
en classe III. Ces éta blissements doivent également faire l’objet d’une demande d’autorisation auprès
de l’AFCN (cf. article 8 de l’A.R. du 20/07/01).
L’Agence statue sur la déclaration dans un délai de 30 jours calendrier à dater de la réception du dossier ou
plus selon justification. L’organisme agréé est un organisme de service qui aide l’entreprise pour la rédaction
de sa demande d’autorisation.
En ce qui concerne la réception de l’installation, le contrôle dosimétrique du personnel, le contrôle en
exploitation, se référer aux différents articles de l’A.R. du 20/07/01 ou à la fiche info 1 de Controlatom.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 32 de 46
17 ROLE DU SERVICE DE CONTROLE PHYSIQUE
Le contrôle périodique d’un établissement de classe II doit être effectué au moins tous les trois mois par un
expert agrée de classe II. Dans le cas d’un établissement de classe III, ce contrôle est au moins annuel (art
23.9 et 23.10 de l’A.R. 20/07/01).
L’expert agréé de contrôle physique a les connaissances et les aptitudes nécessaires, notamment pour
effectuer des examens physiques, techniques ou radiochimiques permettant d’évaluer les doses et pour
donner des conseils afin d’assurer une protection efficace des individus et un fonctionnement correct des
moyens de protection, conformément aux dispositions de l’article 23 (A.R. 20/07/01).
L’organisme agréé, qui peut également être le service de contrôle physique, considère que son rôle est
fondamentalement un rôle de service vis-à-vis du personnel et de l’employeur. C’est pourquoi il ne se
contente pas de l’aspect strictement légal mais offre sa collaboration notamment pour aider l’employeur à
accomplir les formalités nécessaires, pour informer le personnel et lui prodiguer des conseils, pour rédiger
des consignes, …
Toute anomalie ou incident doit être immédiatement signalée au contrôle physique.
Après un incident, le service de contrôle physique procède à une étude approfondie des circonstances dans
lesquelles s'est produit l'incident ou l'accident et présente au chef d'entreprise un rapport dans lequel il lui
recommande les mesures à prendre pour remédier à toute défectuosité et prévenir toute récidive
18 FICHES DES JAUGES
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 33 de 46
Fiche pour une jauge de 241
Am
Mode de désexcitation 241
Am 237
Np + +
Période : 432,2 ans
Rayonnement : 5387 keV (1,6 %), 5443 keV (12,5 %), 5486 (85,2 %)
59,537 keV (36 %) RX 12-22 keV (40%)
Toxicité : très élevée
Isotope fils : 237
Np, période = 2,14.106 ans, = 4,79 keV, = 29 et 87 keV
Débit de dose à 1 m pour une source de 1 GBq de 241
Am :
Sans blindage : 4,2 microSv/h Avec un écran de 1 mm de Pb : 1,4.10
-2 microSv/h
Avec un écran de 2 mm de Pb : 6,2.10-5
microSv/h
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma
(mm) HVT TVT
Béton
Fer (acier) 1 3
Plomb < 1 < 1
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Inhalation : 3,9.10-5
Sv/Bq (1 µm) (tous composés) 2,7.10
-5 Sv/Bq (5 µm)
Ingestion : 2,0.10-7
Sv/Bq
Source
La substance radioactive est sous forme d'un disque de céramique (Am2O3). Ce disque est enfermé dans une capsule métallique scellée en acier inoxydable. La source a par exemple un diamètre de 30 mm environ pour une hauteur de 8 mm ou un diamètre de 3 mm et une hauteur de 0,2 mm. La face avant de la source constitue la fenêtre par laquelle le rayonnement peut sortir. Cette fenêtre a une épaisseur de 0,2 mm environ.
Risque d'irradiation externe
Le rayonnement alpha de la source est totalement absorbé par la paroi en acier de la source. Seul le rayonnement gamma est à prendre en considération pour le risque d'une irradiation externe. L'énergie du rayonnement gamma est faible : 60 keV, c'est un rayonnement peu pénétrant et rapidement absorbé par quelques millimètres de plomb. Dans le corps humain, il faut environ 5 cm de tissus pour que le débit de dose soit réduit de 50 %. Le débit de dose à 1 m d'une source de 1 GBq est de 4,2 microSv/h, c'est un débit de dose très faible puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps aura absorbé une dose de 4,2 microSv, à comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par an. Mais le débit de dose augmente très rapidement si on s'approche de la source, il augmente avec l'inverse du carré de la distance, soit : A 50 cm, il sera 4 fois plus élevé, soit 16,8 microSv/h A 1 cm, il sera environ 10 000 fois plus élevé, soit 42 000 microSv/h A 1 mm, il sera environ 1000 000 fois plus élevé, soit 4 200 000 microSv/h. Dans ce cas, la limite d'exposition des mains pour des personnes professionnellement exposées sera dépassée après environ 6 min (à 1 mm !). Rem : la source n'étant pas ponctuelle, la loi de l'inverse du carré de la distance ne s'applique pas telle quelle à une distance très faible de la source.
Risque de contamination radioactive
Externe : Un dépôt uniforme sur la peau induit une dose de 19 microSv/h pour 1 kBq/cm2.
Une goutte de 0,05 ml (1kBq) sur la peau induit une dose de 6,1 microSv/h. Interne : Organe cible : surface des os
Utilisation
Mesure du taux d'humidité, mesure du taux de Pb dans les peintures, mesure d'épaisseurs de papier, acier…
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 34 de 46
Fiche pour une jauge de 137
Cs
Mode de production de l'isotope 235
U + n fission 137
Cs + PF + 3 n
Mode de désexcitation 137
Cs 137m
Ba + - +
Période : 30,17 ans
Rayonnement : - 512 keV (94,6 %), 1174 keV (5,4 %)
Toxicité : modérée
Isotope fils : 137m
Ba, période = 2,44 min, = 661,66 keV (85,1 %)
Débit de dose à 1 m pour une source de 1 GBq de 137
Cs :
Sans blindage : 87 microSv/h Avec un écran de 5 mm de Pb : 55
microSv/h
Avec un écran de 50 mm de Pb : 0,5 microSv/h
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma béta et électrons (absorption totale)
(mm) HVT TVT (mm)
Béton 50 165 Verre 2,1
Fer (acier) 15 50 Plastique 3,8
Plomb 6,6 22
Uranium 4
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Inhalation : 4,8.10-9
Sv/Bq (1 µm) (tous composés) 6,7.10
-9 Sv/Bq (5 µm)
Ingestion : 1,3.10-8
Sv/Bq
Source
La substance radioactive est sous forme d'une céramique (oxyde ou sulfate). Ce disque est enfermé dans une capsule simple ou double scellée en acier inoxydable scellée par une soudure à l’argent. La source a un diamètre de 4 mm environ pour une hauteur de 4 mm environ. L'activité typique de ces jauges est de 1,11 GBq (30 mCi) à 37 GBq (1 Ci).
Risque d'irradiation externe
Le rayonnement béta de la source est totalement absorbé par la paroi en acier de la source. Seul le rayonnement gamma est à prendre en considération pour le risque d'une irradiation externe. L'énergie du rayonnement gamma est importante : 661,66 keV, c'est un rayonnement pénétrant, il faut une épaisseur de 22 millimètres de plomb pour réduire l'intensité du rayonnement d'un facteur 10. Le corps humain irradié par le rayonnement gamma du
137Cs l'est dans toute son épaisseur.
Le débit de dose à 1 m d'une source de 1 GBq est de 87 microSv/h, c'est un débit de dose relativement important puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps aura absorbé une dose de 87 microSv, à comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par an. Mais le débit de dose augmente avec l'inverse du carré de la distance si on s'approche de la source, soit : A 50 cm, il sera 4 fois plus élevé, soit 348 microSv/h A 10 cm, il sera 100 fois plus élevé, soit 8700 microSv/h. Dans le cas d'une occupation à 10 cm de la source pendant une heure, la limite de dose pour des personnes non professionnellement exposées sera dépassée. A 1 mm, il sera environ 1000 000 fois plus élevé, soit 87 000 000 microSv/h. Dans ce cas, la limite d'exposition des mains (500 mSv) pour des gens professionnellement exposes sera dépassée après environ 20 sec (à 1 mm et pour une source de 1 GBq ou 27 mCi !). Rem : la source n'étant pas ponctuelle, la loi de l'inverse du carré de la distance ne s'applique pas telle quelle à une distance très faible de la source.
Risque de contamination radioactive
Externe : Un dépôt uniforme sur la peau induit une dose de 1,6 µSv/h pour 1 kBq/cm2.
Une goutte de 0,05 ml (1kBq) sur la peau induit une dose de 0,71 µSv/h. Interne : Organe cible : tissus mous
Utilisation
Idéal pour une mesure de niveau en continu, limite ou une mesure de densité. La longue période physique ne nécessite pas un remplacement ou une recalibration régulier de la jauge.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 35 de 46
Fiche pour une jauge de 244
Cm
Mode de désexcitation 244
Cm 240
Pu + +
Période : 18,1 ans
Rayonnement : 5805 keV (76,4 %), 5763 keV (23,6 %)
43 keV (0,02 %), 99 keV (0,0013 %), 152 keV (0,0014 %) RX 18 keV
Toxicité : très élevée
Isotope fils : 240
Pu, période = 6563 ans, émetteur alpha et self-fissionning
Débit de dose à 1 m pour une source de 1 GBq de 244
Cm :
Sans blindage : 2,1.10-2
microSv/h
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma
(mm) HVT TVT
Béton
Fer 1 3
Plomb < 1 < 1
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Inhalation : 2,5.10-5
Sv/Bq (1 µm) (tous composés) 1,7.10
-5 Sv/Bq (5 µm)
Ingestion : 1,2.10-7
Sv/Bq
Source
Le Cm est incorporé à un céramique scellée dans une capsule en nomel avec une fenêtre en beryllium.
Risque d'irradiation externe
Le rayonnement alpha de la source est totalement absorbé par la paroi en acier de la source. Seul le rayonnement gamma est à prendre en considération pour le risque d'une irradiation externe. L'énergie du rayonnement gamma est faible. Le débit de dose à 1 m d'une source de 1 GBq est de 0,021 microSv/h, c'est un débit de dose dose très faible puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps aura absorbé une dose de 0,021 microSv, à comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par an. Mais le débit de dose augmente rapidement si on s'approche de la source, il augmente avec l'inverse du carré de la distance, soit : A 50 cm, il sera 4 fois plus élevé, soit 0,084 microSv/h A 10 cm, il sera 100 fois plus élevé, soit 2,1 microSv/h. A 1 cm, il sera environ 10 000 fois plus élevé, soit 210 microSv/h A 1 mm, il sera environ 1000 000 fois plus élevé, soit 21.000 microSv/h. Dans ce cas, la limite d'exposition des mains (500 mSv) pour des gens professionnellement exposés ne sera dépassée qu'après environ 25 heures. Rem : la source n'étant pas ponctuelle, la loi de l'inverse du carré de la distance ne s'applique pas telle quelle à une distance très faible de la source.
Risque de contamination radioactive
Externe : Un dépôt uniforme sur la peau induit une dose de 2,2 microSv/h pour 1 kBq/cm2.
Une goutte de 0,05 ml (1kBq) sur la peau induit une dose de 1,7 microSv/h. Interne : Organe cible : surface des os
Utilisation
Mesure des teneurs en Zn dans l'air
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 36 de 46
Fiche pour une jauge de 60
Co
Mode de désexcitation 60
Co 60
Ni (stable) + - +
Période : 5,272 ans
Rayonnement : - 310 keV (99,9%)
1173,238 (99,857 %), 1332,502 keV (99,983 %)
Toxicité : élevée
Débit de dose à 1 m pour une source de 1 GBq de 60
Co :
Sans blindage : 360 microSv/h Avec un écran de 5 mm de Pb : 290
microSv/h
Avec un écran de 50 mm de Pb : 29 microSv/h
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma béta et électrons (absorption totale)
(mm) HVT TVT (mm)
Béton 61 203 Verre 0,4
Fer 20 70 Plastique 0,7
Plomb 12 40
Uranium 6
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Clairance pulmonaire moyenne Clairance pulmonaire lente (oxydes, hydroxydes, Halogénures, nitrates)
Inhalation : 9,6.10
-9 Sv/Bq (1 µm) 2,9.10
-8 Sv/Bq (1 µm)
7,1.10-9
Sv/Bq (5 µm) 1,7.10-8
Sv/Bq (5 µm) Composés non spécifiés Oxydes, hydroxydes, composés inorganiques f1 = 0,1 f1 = 0,05 Ingestion : 3,4.10
-9 Sv/Bq 2,5.10
-9 Sv/Bq
Source
La substance radioactive est sous forme de cobalt métallique (4 mm de diamètre, 4 mm de hauteur) électrodéposé sur un support métallique. Ce disque est enfermé dans une capsule simple ou double scellée en acier inoxydable.
Risque d'irradiation externe
Le rayonnement béta de la source est totalement absorbé par la paroi en acier de la source. Seul le rayonnement gamma est à prendre en considération pour le risque d'une irradiation externe. L'énergie du rayonnement gamma est très importante : 1173 et 1332 keV, c'est un rayonnement pénétrant, il faut une épaisseur de 40 millimètres de plomb pour réduire l'intensité du rayonnement d'un facteur 10. Le corps humain irradié par le rayonnement gamma du
60Co l'est dans toute son épaisseur.
Le débit de dose à 1 m d'une source de 1 GBq est de 360 microSv/h, c'est un débit de dose relativement importante puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps aura absorbé une dose de 360 microSv, à comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par an. Mais le débit de dose augmente avec l'inverse du carré de la distance si on s'approche de la source, soit : A 50 cm, il sera 4 fois plus élevé, soit 1440 microSv/h. Dans le cas d'une occupation à 50 cm de la source pendant une heure, la limite de dose pour des personnes non professionnellement exposées sera dépassée. A 10 cm, il sera 100 fois plus élevé, soit 36 000 microSv/h. A 1 mm, il sera environ 1000 000 fois plus élevé, soit 360 000 000 microSv/h. Dans ce cas, la limite d'exposition des mains (500 mSv) pour des gens professionnellement exposes sera dépassée après environ 5 sec (à 1 mm et pour une source de 1 GBq ou 27 mCi !). Rem : la source n'étant pas ponctuelle, la loi de l'inverse du carre de la distance ne s'applique pas telle quelle a une distance très faible de la source.
Risque de contamination radioactive
Externe : Un dépôt uniforme sur la peau induit une dose de 784 microSv/h pour 1 kBq/cm2.
Une goutte de 0,05 ml (1kBq) sur la peau induit une dose de 222 microSv/h. Interne : Organe cible : poumons
Utilisation
Principalement des jauges de niveau. La pénétration est plus grande que celle des jauges au Cs-137, ce qui permet des mesures sur de plus grandes distances ou sur des tanks ayant des parois plus épaisses.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 37 de 46
Fiche pour une jauge de 85
Kr
Mode de désexcitation 85
Kr 85
Rb (stable) + - +
Période : 10,73 ans
Rayonnement : - 687 keV (100 %), 173 keV (< 1 %)
514 keV (0,43 %), via 85m
Rb
Toxicité : faible (gaz noble)
Débit de dose gamma à 1 m pour une source de 1 GBq de 60
Co :
Sans blindage : 0,34 microSv/h Rayonnement de freinage : environ 1 microSv/h à 1 m pour 1 GBq
Parcours maximum du béta dans les plexiglas : 2,9 mm, de 1,3 mm dans l’Al (350 mg/cm2) et
dans l’air de 3 m.
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma béta et électrons (absorption totale)
HVT TVT (mm)
Plomb 27 64 Verre 1
Fer (acier) 6 17 Plastique 1,9
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Par immersion dans l’air contaminé : 2,2 10-11
Sv/jour par Bq/m3
Source
La substance radioactive est sous forme gazeuse. Le gaz est contenu dans une ampoule métallique comportant une fenêtre mince (< 60 µm) de nickel ou de titane.
Risque d'irradiation externe
Le rayonnement bêta de la source est absorbé par la paroi en acier de la source. Seul le rayonnement gamma est à prendre en considération pour le risque d'une irradiation externe. L'énergie du rayonnement gamma est importante : 514 keV, c'est un rayonnement pénétrant, il faut une épaisseur de 17 millimètres de plomb pour réduire l'intensité du rayonnement d'un facteur 10. Le corps humain irradié par le rayonnement gamma du
85Kr l'est dans toute son épaisseur.
Le débit de dose à 1 m d'une source de 1 GBq est de 0,34 microSv/h, c'est un débit de dose relativement faible puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps aura absorbe une dose de 0,34 microSv, à comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par 12 mois consécutifs glissants. Mais le débit de dose augmente très rapidement si on s'approche de la source, il augmente avec l'inverse du carre de la distance, soit : A 50 cm, il sera 4 fois plus élevé, soit 1,36 microSv/h A 10 cm, il sera 100 fois plus élevé, soit 34 microSv/h. A 1 cm, il sera environ 10 000 fois plus élevé, soit 340 microSv/h
A 1 mm, il sera environ 1000 000 fois plus élevé, soit 34.000 microSv/h, à comparer avec la limite d'exposition des mains (500 mSv) pour des personnes professionnellement exposées. Rem : la source n'étant pas ponctuelle, la loi de l'inverse du carre de la distance ne s'applique pas telle quelle a une distance très faible de la source.
Risque de contamination radioactive
En cas de perforation de la fenêtre, le gaz s’échappe complètement (100%) et immédiatement. Cas particulier du gaz noble : il ne contamine pas les surfaces et ne se fixe pas dans le corps. Si la fenêtre d’une ampoule contenant du krypton était percée, le gaz s’échapperait et contaminerait l’air environnant. Il faut donc manipuler ces sources avec soin dans un local bien ventilé et de volume suffisant. Les gaz nobles ont tendance à être adsorbés sur les cheveux et les poils. En interpolant les débits de doses
du Cl-36 [E (max.) = 790 keV] et Sr-90 [E (max.) = 546 keV], on obtient, à une profondeur de 7 mg/cm2 : 1,55 microGy/h par Bq/cm
2 pour une surface contaminée de 1 cm
2
1,63 microGy/h par Bq/cm2 pour une surface contaminée de 100 cm
2
En cas de fuite dans un grand hall de production, où la majorité des sources se trouvent et où le renouvellement d’air est souvent supérieur à 1 par heure, la dose d’immersion serait négligeable. L’expérience montre que les sources scellées de
85Kr sont solides et rarement endommagées. Le risque de
fuite est minime et les conséquences ne donneront pas lieu à des doses supérieures aux limites pour le public, si les précautions en cas d’accidents sont respectées. A savoir : aération du local où se trouve la source endommagée, évacuation du local et brossage des cheveux et poils pour diminuer l’adsorption du gaz (voire prise d’une douche).
Utilisation
Mesure du taux d'humidité dans le papier Mesure d'épaisseur (25 à 1200 g/m
2)
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Fiche pour une jauge de 192
Ir
Mode de désexcitation 92
Ir 192
Pt (stable) + - +
Période : 73,83 jours
Rayonnement : - 256 keV (6 %), 536 keV (41 %), 672 keV (48 %)
317 keV (83 %), 468 keV (48 %), 604 keV (8 %) Toxicité :
Débit de dose gamma à 1 m pour une source de 1 GBq de 192
Ir :
Sans blindage : 140 microSv/h
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma béta et électrons (absorption totale)
(mm) HVT TVT (mm)
Béton 43 140 Verre 1
Fer 13 43 Plastique 1,9
Plomb 5,5 19
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Clairance pulmon. rapide Clairance pulmon. moyenne Clairance pulmon. Lente (tous composés non (Ir métallique, Halogénures, nitrates) (oxydes, hydroxydes) spécifiés) Inhalation : 1,8.10
-9 Sv/Bq (1 µm) 4,9.10
-9 Sv/Bq (1 µm) 6,2.10
-9 Sv/Bq (1 µm)
2,2.10-9
Sv/Bq (5 µm) 4,1.10-9
Sv/Bq (5 µm) 4,9.10-9
Sv/Bq (5 µm) f1 = 0,01 Ingestion : 1,4.10
-9 Sv/Bq
Source
La substance radioactive est sous forme métallique.
Risque d'irradiation externe
Le rayonnement beta de la source est totalement absorbé par la paroi en acier de la source. Seul le rayonnement gamma est à prendre en considération pour le risque d'une irradiation externe. L'énergie du rayonnement gamma est importante : 317 keV, 468 keV, 604 keV, c'est un rayonnement pénétrant, il faut une épaisseur de 19 millimètres de plomb pour réduire l'intensité du rayonnement d'un facteur 10. Le corps humain irradié par le rayonnement gamma du
192Ir l'est dans toute son épaisseur.
Le débit de dose a 1 m d'une source de 1 GBq est de 140 microSv/h, c'est un débit de dose très important puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps aura absorbé une dose de 140 microSv, à comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par 12 mois consécutifs glissants. Mais le débit de dose augmente très rapidement si on s'approche de la source, il augmente avec l'inverse du carre de la distance, soit : A 50 cm, il sera 4 fois plus élevé, soit 560 microSv/h A 10 cm, il sera 100 fois plus élevé, soit 14000 microSv/h. Dans le cas d'une occupation à 10 cm de la source pendant environ 5 minutes, la limite de dose pour des personnes non professionnellement exposées sera dépassée. A 1 mm, il sera environ 1000 000 fois plus élevé, soit 140 000 000 microSv/h. Dans ce cas, la limite d'exposition des mains (500 mSv) pour des gens professionnellement exposés sera dépassée après environ 13 sec (à 1 mm et pour une source de 1 GBq ou 27 mCi !). Rem : la source n'étant pas ponctuelle, la loi de l'inverse du carre de la distance ne s'applique pas telle quelle a une distance très faible de la source.
Risque de contamination radioactive
Externe : Un dépôt uniforme sur la peau induit une dose de 1,9 mSv/h pour 1 kBq/cm2.
Une goutte de 0,05 ml (1kBq) sur la peau induit une dose de 0,65 mSv/h. Interne : Organe cible : poumons
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Fiche pour une jauge de 90
Sr
Mode de désexcitation 90
Sr 90
Y (64,1 h) + -
Période : 28 ans
Rayonnement : - 546 keV (100%)
- de
90Y : 2284 keV (99,98%), 523 keV (0,02 %)
Toxicité : élevée
Isotope fils : 90
Y, période = 64,1 heures, donne le Zr-90 (stable)
Débit de dose à 1 m pour une source de 1 GBq de 90
Sr :
Sans blindage : 71 microSv/h
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma béta et électrons (absorption totale)
(mm) HVT TVT (mm)
Béton - - Verre 4,9
Fer - - Plastique 9,2
Plomb - -
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Clairance pulmonaire rapide Clairance pulmonaire lente (titanate de Sr) Inhalation : 2,4.10
-8 Sv/Bq (1 µm) 1,5.10
-7 Sv/Bq (1 µm)
3,0.10-8
Sv/Bq (5 µm) 7,7.10-8
Sv/Bq (5 µm) Tous composés titanate de Sr – SrTiO3 f1 = 0,3 f1 = 0,01 Ingestion : 2,8.10
-8 Sv/Bq 2,7.10
-9 Sv/Bq
Source
La substance radioactive est sous forme de titanate de strontium. Ce disque est enfermé dans une capsule simple ou double scellée en acier inoxydable. La fenêtre d’acier inox a une épaisseur d’environ 50 µm. Risque d'irradiation externe
Le débit de dose à 1 m d'une source de 1 GBq est de 71 microSv/h, c'est un débit de dose relativement important puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps aura absorbe une dose de 71 microSv, à comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par 12 mois consécutifs glissants. Mais le débit de dose augmente très rapidement si on s'approche de la source, il augmente avec l'inverse du carre de la distance, soit : A 50 cm, il sera 4 fois plus élevé, soit 284 microSv/h A 10 cm, il sera 100 fois plus élevé, soit 7100 microSv/h. Dans le cas d'une occupation à 10 cm de la source pendant une heure, la limite de dose pour des personnes non professionnellement exposées sera dépassée. A 1 cm, il sera environ 10 000 fois plus élevé, soit 710 000 microSv/h A 1 mm, il sera environ 1000 000 fois plus élevé, soit 71 000 000 microSv/h. Dans ce cas, la limite d'exposition des mains (500 mSv) pour des gens professionnellement exposes sera dépassée après environ 25 sec (a 1 mm et pour une source de 1 GBq ou 27 mCi !). Rem : la source n'étant pas ponctuelle, la loi de l'inverse du carre de la distance ne s'applique pas telle quelle a une distance très faible de la source.
Risque de contamination radioactive
Externe : Un dépôt uniforme sur la peau induit une dose de 3,5 mSv/h pour 1 kBq/cm2.
Une goutte de 0,05 ml (1kBq) sur la peau induit une dose de 2,0 mSv/h. Interne : Organe cible : poumons
Utilisation
Mesure d'épaisseur (100 à 5500 g/m2)
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 40 de 46
Fiche pour une jauge de 147
Pm
Mode de désexcitation 147
Pm 147
Sm (1,06.1011
ans, ) + - +
Période : 2,623 ans
Rayonnement : - 225 keV (100 %)
121 (< 1 %)
Toxicité : modérée
Isotope fils : 147
Sm, période = 1,06.1011
ans, alpha : 2235 keV
Débit de dose à 30 cm pour une source de 1 GBq de 147
Pm :
Sans blindage : 6,8.10-3
microSv/h
Blindage épaisseurs de blindage nécessaire pour la réduction du débit de dose
Gamma béta et électrons (absorption totale)
(mm) HVT TVT (mm)
Béton Verre 0,3
Fer (acier) 6 16 Plastique 0,5
Plomb < 1 1
Coefficient de dose efficace par unité incorporée (sur lieux de travail):
Clairance pulmonaire moyenne Clairance pulmonaire lente (Oxyde, hydroxyde, carbure, fluorure)
Inhalation : 4,7.10
-9 Sv/Bq (1 µm) 4,6.10
-9 Sv/Bq (1 µm)
3,5.10-9
Sv/Bq (5 µm) 3,2.10-9
Sv/Bq (5 µm)
Ingestion : 2,6.10-10
Sv/Bq tous composés (f1 = 0,0005)
Source
Source de carbonate de Pm dans une feuille d’argent ou source de Pm incorporée dans une céramique (enomel).
Risque d'irradiation externe
Le débit de dose à 30 cm d'une source de 1 GBq est de 6,8.10-3
microSv/h, c'est un débit de dose très faible puisque au bout d'une heure d'exposition, le corps n’aura absorbé qu’une dose de 6,8.10
-3 microSv, à
comparer avec la limite de dose population qui est de 1000 microSv par 12 mois consécutifs glissants. Mais le débit de dose augmente très rapidement si on s'approche de la source, il augmente avec l'inverse du carre de la distance, soit : A 3 cm, il sera 100 fois plus élevé, soit 0,68 microSv/h. A 0,3 cm, il sera environ 10 000 fois plus élevé, soit 68 microSv/h.
Risque de contamination radioactive
Extrene : Un dépôt uniforme sur la peau induit une dose de 600 microSv/h pour 1 kBq/cm2.
Une goutte de 0,05 ml (1kBq) sur la peau induit une dose de 40 microSv/h. Interne : Organe cible : poumons
Utilisation
Mesure d'épaisseur de film plastique, de fine feuille de métal, caoutchouc, textile et papier (0 à 200 g/m2),
pour de plus faibles épaisseurs que celles mesurées par 85
Kr.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 41 de 46
19 DEFINITIONS
Activité: l'activité A d'une quantité d'un radionucléide à un état énergétique déterminé et à un moment
donné est le quotient de dN par dt, où dN est le nombre probable de transitions nucléaires spontanées à
partir de cet état énergétique dans l'intervalle de temps dt:
A = dN/dt
L'unité d'activité est le becquerel.
Becquerel (Bq): nom de l’unité d’activité; un becquerel équivaut à une transition par seconde: 1 Bq = 1 s-1
Contamination radioactive: contamination d'une matière, d'une surface, d'un milieu quelconque ou d'un
individu par des substances radioactives. Dans le cas particulier du corps humain, cette contamination
radioactive comprend à la fois la contamination externe cutanée et la contamination interne par quelque voie
que ce soit.
Déchets radioactifs: toutes substances radioactives provenant d’une pratique autorisée ou d’une activité
professionnelle, traitée en tout ou en partie, comme une pratique non exemptée en vertu de l’article 9.3 de
l'A.R. du 20/07/01, et pour laquelle aucun usage ultérieur n’est prévu au sein de l’établissement.
Dose absorbée (D): énergie absorbée par unité de masse: D = dε/dm
où:
dε est l'énergie moyenne communiquée par le rayonnement ionisant à la matière dans un élément
de volume, et
dm est la masse de la matière contenue dans cet élément de volume.
Dans l'A.R. du 20/07/01, le terme "dose absorbée" désigne la dose moyenne reçue par un tissu ou un
organe.
L'unité de dose absorbée est le gray (Gy).
Dose équivalente ( HT ): dose absorbée par le tissu ou l'organe T, pondérée suivant le type et la qualité du
rayonnement R. Elle est donnée par la formule:
HT,R = wR DT,R
où:
DT,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R, et
wR est le facteur de pondération radiologique.
Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et d'énergies correspondant à
des valeurs différentes de wR, la dose équivalente totale HT est donnée par la formule:
HT = Σ wR DT,R
Les valeurs appropriées de wR sont indiquées à l'annexe II de l'A.R. du 20/07/01. L'unité de dose
équivalente est le sievert (Sv).
Dose efficace (E): somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux différents tissus et organes du
corps mentionnés à l'annexe II de l'A.R. du 20/07/01, par l'irradiation interne et externe. Elle est définie par
la formule:
E = Σ wT HT = Σ wT Σ wR DT,R
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 42 de 46
où:
DT,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R;
wR est le facteur de pondération radiologique, et
wT est le facteur de pondération tissulaire valable pour le tissu ou l'organe T.
Les valeurs appropriées de wT et wR sont indiquées à l'annexe II de l'A.R. du 20/07/01. L'unité de dose
efficace est le sievert (Sv).
Exposition: fait d’être exposé à des rayonnements ionisants. On distingue:
l’exposition externe: exposition résultant de sources situées en dehors de l’organisme;
l’exposition interne: exposition résultant de sources situées dans l’organisme;
l’exposition totale: somme de l’exposition externe et de l’exposition interne.
Exposition accidentelle: exposition de personnes par suite d’un accident. Elle ne comprend pas
l’exposition d’urgence.
Exposition d’urgence: exposition de personnes engagées dans des interventions rapides nécessaires pour
porter secours à des personnes, pour empêcher l’exposition d’un grand nombre de personnes ou pour
sauver une installation ou des biens de grande valeur, et au cours de laquelle une des limites de dose
individuelles fixées pour les personnes professionnellement exposées pourrait être dépassée. L’exposition
d’urgence n’est applicable qu’à des volontaires.
Fuite: transfert de la matière radioactive de la source scellée vers l'extérieur.
Gray (Gy): nom de l’unité de dose absorbée; un gray équivaut à un joule par kilogramme:
1 Gy = 1 J.kg-1
Incorporation: activité des radionucléides pénétrant dans l'organisme à partir du milieu ambiant.
Limites de dose: valeurs maximales fixées dans l'A.R. du 20/07/01 pour les doses résultant de l’exposition
des personnes professionnellement exposées, des apprenti(e)s et des étudiant(e)s, ainsi que des autres
personnes du public, aux rayonnements ionisants visés par l'A.R. du 20/07/01 et qui s’appliquent à la
somme des doses concernées résultant de sources externes de rayonnement pendant la période spécifiée
et des doses engagées sur cinquante années (jusqu’à l’âge de 70 ans pour les enfants) par suite des
incorporations pendant la même période.
Personnes professionnellement exposées: personnes, travaillant à leur compte ou pour un employeur,
soumises pendant leur travail à une exposition provenant de pratiques visées dans l'A.R. du 20/07/01 et
susceptible d’entraîner des doses supérieures à l’une quelconque des limites de dose fixées pour les
personnes du public, ou soumises pendant leur travail à une exposition provenant d’activités
professionnelles autorisées en application des dispositions du présent règlement.
Personnes professionnellement exposées de catégorie A: les personnes professionnellement
exposées qui sont susceptibles de recevoir une dose efficace supérieure à 6 millisievert par 12 mois
consécutifs glissants ou une dose équivalente supérieure aux trois dixièmes des limites de dose fixées à
l’article 20.1.3 de l'A.R. du 20/07/01 pour le cristallin, la peau et les extrémités.
Porte-source: support mécanique de la source scellée.
Sievert (Sv): nom de l’unité de dose équivalente ou de dose efficace. Un sievert équivaut à un joule par
kilogramme pour les photons et électrons de toutes énergies:
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 43 de 46
1 Sv = 1 J.kg –1
Source: substance radioactive, ou appareil ou installation pouvant émettre des rayonnements ionisants ou
contenant des substances radioactives.
Source scellée: source dont la structure empêche, en utilisation normale, toute dispersion de substances
radioactives dans le milieu ambiant.
Zone contrôlée: zone soumise à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les
rayonnements ionisants et de confinement de la contamination radioactive, et dont l’accès est réglementé;
dans les établissements autorisés en vertu des dispositions de l'A.R. du 20/07/01, toute zone dans laquelle
les trois dixièmes des limites de dose annuelle fixées pour les personnes professionnellement exposées
sont susceptibles d’être dépassés doit constituer une zone contrôlée ou y être incluse.
Zone surveillée: zone faisant l’objet d’une surveillance appropriée à des fins de protection contre les
rayonnements ionisants; dans les établissements autorisés en vertu des dispositions de l'A.R. du 20/07/01,
toute zone dans laquelle un individu pourrait être soumis à une exposition susceptible d’entraîner des doses
supérieures à l’une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public et qui n’est pas
considérée comme une zone contrôlée doit constituer une zone surveillée ou y être incluse.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 44 de 46
20 ADRESSES UTILES
Responsable SIPPT
Tel :
Fax :
Responsable des jauges
Tel :
Fax :
Contrôle Physique
Tel :
Fax :
Organisme agréé
Vinçotte Controlatom
Jan Olieslagerslaan 35
1800 Vilvoorde
Tel : 02/674 51 20
Fax : 02/674 51 40
Agence Fédérale de Contrôle Nucléaire
Rue Ravenstein 36
1000 Bruxelles
Tel : 02/289 21 11
Fax : 02/289 21 12
Médecin du travail
Tel :
Fax :
Centrale pompiers
Tel :
Fax :
ONDRAF
Avenue des Arts 14
1210 Bruxelles
Tel : 02/212 10 11
Fax : 02/218 51 65
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 45 de 46
21 BIBLIOGRAPHIE
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RAD 4, Le contrôle des sources radioactives dans les industries conventionnelles
RAD 20A, Remplacement - cession et/ou évacuation de source radioactive, 1992
RAD 21, Dispositions légales et règles de sécurité pour la protection du personnel, les jauges de niveau,
1994
RAD 28, Appareils de mesure d'épaisseur (Betascope, etc …), 1974
RAD 31, Jauges radioactives, risques pour le personnel en cas d’incendie, 1994
RAD 32, Jauges radioactives, consignes en cas d'incendie, 1994
RAD 33 Co, Jauge d’épaisseur utilisant une source de cobalt 60, 1990
RAD 33 Am, Jauge d’épaisseur utilisant une source de l’américium 241, 1990
RAD 33 Kr, Jauge d’épaisseur utilisant une source de krypton 85, 1990
RAD 33 Cm, Jauge d’épaisseur utilisant une source de curium 244, 1990
RAD 33 Cs, Jauge d’épaisseur utilisant une source de césium 137, 1990
RAD 33 Sr, Jauge d’épaisseur avec source béta de strontium 90, risque pour le personnel en cas d’incendie
RAD 34, Jauges radioactives portatives, information du personnel, consignes de sécurité
RAD 41, Jauges d’humidité, Information du personnel – consignes de sécurité, 1972
RAD 58, Sonde à rétro-diffusion équipée d'une source de 85
Kr pour la localisation des veines de charbon,
1973
RAD 65, Jauges à radioélément, Mesures de protection à prendre lors de la manipulation des sources béta.
RAD 66, Les jauges à radioélément, Obligations légales applicables aux utilisateurs, 1987
RAD 67, Jauges à radioélément, Obligations légales des fabricants, vendeurs et installateurs, 1997
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C. Ballaux, Accident le plus grave pouvant survenir à une source scellée de 15 GBq de Kr-85, Note
CB/ma/note()1-11, 18/09/01
Delacroix D., Guerre J.P., Leblanc P., Hickman C., 1998, Radionuclide and radiation protection data
handbook 1998, CEA.
U.S. Nuclear Regulatory Commission, A risk Analysis of Fixed Nuclear Gauges, NUREG-1669, 2000.
Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 Page 46 de 46
22 ADRESSES ELECTRONIQUES
http://www.controlatom.be
http://www.FANC.FGOV.be
http://www.ohmartvega.com
http://www.berthold.com
http://www.endress.com
http://www.thermo.com (kay-ray)
http://www.ndcinfrared.com
http://www.hmc-hsi.com/hum_scien.html
http://www.cpn-intl.com
http://www.ihcsystems.com
Rem. : Amersham ne produit plus de sources radioactives, l'entièreté de la production a été reprise par
Canberra.