BROCHURE D’INFORMATION LES JAUGES...

Brochure d’info Les jauges radioactives industrielles Version 5/2004 de 46

BROCHURE D’INFORMATION

LES JAUGES RADIOACTIVES INDUSTRIELLES

Version : Mai 2004


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


21 Bibliographie 45

22 Adresses électroniques 46


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.


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.


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.


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


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


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


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


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


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).


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


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).


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.


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


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.


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.


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.


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


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


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).


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.


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.


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.


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.


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 :


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,


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.


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.


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


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…



Cs

Mode de production de l'isotope 235

U + n fission 137

Cs + PF + 3 n


Cs 137m

Ba + - +


Rayonnement : - 512 keV (94,6 %), 1174 keV (5,4 %)

Toxicité : modérée

Isotope fils : 137m

Ba, période = 2,44 min, = 661,66 keV (85,1 %)


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


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




-9 Sv/Bq (5 µm)


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).


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.


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.



Cm


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


Cm :

Sans blindage : 2,1.10-2

microSv/h


Gamma

(mm) HVT TVT

Béton

Fer 1 3

Plomb < 1 < 1




-5 Sv/Bq (5 µm)


Sv/Bq

Source

Le Cm est incorporé à un céramique scellée dans une capsule en nomel avec une fenêtre en beryllium.


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.


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



Co


Co 60

Ni (stable) + - +


Rayonnement : - 310 keV (99,9%)

1173,238 (99,857 %), 1332,502 keV (99,983 %)

Toxicité : élevée


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



(mm) HVT TVT (mm)

Béton 61 203 Verre 0,4

Fer 20 70 Plastique 0,7

Plomb 12 40

Uranium 6


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.


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.


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.



Kr


Kr 85

Rb (stable) + - +


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.



HVT TVT (mm)

Plomb 27 64 Verre 1



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.


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.


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)



Ir


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



(mm) HVT TVT (mm)

Béton 43 140 Verre 1

Fer 13 43 Plastique 1,9

Plomb 5,5 19


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.


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.


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



Sr


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)


Sr :

Sans blindage : 71 microSv/h



(mm) HVT TVT (mm)

Béton - - Verre 4,9

Fer - - Plastique 9,2

Plomb - -


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.


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)



Pm


Pm 147

Sm (1,06.1011

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



(mm) HVT TVT (mm)

Béton Verre 0,3


Plomb < 1 1


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)


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).


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.


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.


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


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:


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.


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


21 BIBLIOGRAPHIE

PRERAD, Les jauges à radioélément dans l’industrie, Intérêt et contraintes pour l’exploitant, 1994

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

RAD 71, Utilisation de jauge radioactive dans les industries alimentaires, 1976.

RAD 79B, Mesures concernant les accidents, les irradiations concertées et accidentelles, 1992.

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.


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.

http://www.controlatom.be/

http://www.fanc.fgov.be/

http://www.ohmartvega.com/



http://www.thermo.com/

http://www.ndcinfrared.com/

http://www.hmc-hsi.com/hum_scien.html

http://www.cpn-intl.com/

http://www.ihcsystems.com/

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