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Les cahiers de prévention

Guide de radioprotection

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1ère édition septembre 2007

IntroductionCe guide est destiné à toute personne concernée par l'organisation ou la mise en œuvred'expériences liées à l'utilisation de radionucléides.Il aborde les principaux sujets d'ordre administratif, technique, médical et environnementaldans un contexte réglementaire en cours d'évolution. Il a été élaboré par un groupe de travail composé de spécialistes de la radioprotection, de l'hygiène et de la sécurité et de lamédecine de prévention. Il a été délibérément choisi d'écarter les générateurs électriques de rayonnements ionisants,les irradiateurs et les Installations Nucléaires de Base (INB).Il se présente sous la forme d'un fascicule structuré en chapitres thématiques consultablesindépendamment au gré de l'utilisateur.Des fiches séparées, assemblées dans une pochette en fin du document, permettent aulecteur d'obtenir des précisions ou d'approfondir un sujet déterminé. Elles sont signaléesdans le corps du texte principal par un numéro.Enfin ce guide comporte des références bibliographiques et réglementaires ainsi que desadresses utiles.

Sommaire

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1. Réglementation relative aux rayonnements ionisantsOrganisation nationale de la radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6

2. Rayonnements ionisants - Notions fondamentales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72.1. Manifestations de la radioactivité . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72.2. Grandeurs et unités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72.3. Interaction avec la matière . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82.4. Différents types d’exposition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 112.5. Effets des rayonnements ionisants sur l’homme . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 122.6. Exposition à la radioactivité d’origine naturelle et médicale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 132.7. Les normes de radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 152.8. Définition des sources scellées et non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16

3. Dispositions à prendre par l’employeur . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 173.1 Demande d’autorisation au ministère de la santé . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 173.2 Protection des travailleurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 183.3 Réglementation des ICPE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 193.4 Détention de matières nucléaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

4. Mesures d’ordre technique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 224.1 Définition des zones . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 224.2 Formation et information . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 224.3 Contrôles réglementaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 224.4 Appareils de mesure . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

5. Surveillance médicale des travailleurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 265.1 Suivi médical . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 265.2 Dossier médical . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 275.3 Conclusions médicales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 275.4 Aspects réglementaires en cas d’accident d’exposition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28

6. Dispositions spécifiques aux sources scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 296.1 Normalisation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 296.2 Procédures d'achat et de suivi . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 296.3 Consignes de sécurité et mesures d'urgence . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 296.4 Restitution des sources périmées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 306.5 Entreposage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 306.6 Cas particuliers . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30

7. Dispositions spécifiques aux sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 317.1 Gestion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 317.2 Bonnes Pratiques de Laboratoire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 317.3 Mesures d'urgence . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 327.4 Déchets et effluents . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 327.5 Contrôles de la contamination . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34

8. Conception des locaux . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 368.1 Dispositions générales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 368.2 Dispositions particulières aux sources non scellées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36

9. Transport des substances radioactives par route . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 399.1 Définitions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 399.2 Dispositions relatives aux colis exceptés et colis de type A . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 419.3 Obligations de l’expéditeur . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 469.4 Programme de radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 469.5 Déclaration des incidents et accidents . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47

5

10. Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48

11. Adresses utiles . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48

12. Fiches techniques1. Pénétration dans la matière2. Écrans de protection3. Facteurs de pondération 4. Effets non aléatoires ou déterministes5. Effets aléatoires ou stochastiques6. Valeurs limites d’exposition7. Principales caractéristiques des radioéléments les plus courants8. Formulaire de demande auprès de l’ASN9. Consignes générales10. Zones contrôlées (Zc) et surveillées (Zs) 11. Signalisation12. Film dosimètre13. Appareils de mesure14. Fiche de liaison PCR / médecin de prévention15. Traçabilité des sources scellées et non scellées16. Sources scellées - Mesures de prévention et

conduite à tenir en cas d’urgence17. Sources non scellées - Bonnes Pratiques de Laboratoire (BPL)18. Exemples de calculs de dose19. Catégories de déchets et emballages normalisés20. Transport - Déclaration d’expédition21. Transport - Consignes de sécurité

Réglementation relative aux rayonnements ionisants - Organisationnationale de la radioprotection

La transposition de la directive 96/29/Euratom du 13/05/1996 a introduit des modificationsimportantes dans la réglementation relative aux rayonnements ionisants. Elle a induit laparution de nombreux textes concernant d’une part l’organisation de la radioprotection, tantau niveau national qu’au niveau d’un établissement, et d’autre part la protection des personnescontre les dangers des rayonnements ionisants.Cette directive reprend les recommandations et principes internationaux définis par lacommission internationale de protection radiologique (CIPR), dans sa publication n°60.

La loi 2001 - 398 du 09/05/2001 a supprimé la commission interministérielle des radioélé-ments artificiels (CIREA) et l’office de protection des rayonnements ionisants (OPRI).La loi n° 136 du 14 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité nucléaire, dite loi TSN,crée une Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN), indépendante. Elle participe au contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et à l'information du public dans ces domaines.Elle est chargée de prendre les décisions réglementaires, d'autoriser la mise en service desinstallations nucléaires de base ainsi que celle relative à la détention et à l'utilisation desources de rayonnements ionisants dans les secteurs d'activité de l'industrie, de la rechercheet du médical.

Les missions nous concernant sont :pour l’IRSN (décret 2002 – 254 du 22/02/2002) :• la gestion de l’inventaire des sources radioactives,• le contrôle des matières nucléaires,• la gestion et l’exploitation des données dosimétriques des travailleurs,• la surveillance radiologique de l’environnement,

et pour l’ASN (décret 2002 – 255 du 22/02/2002), l’inspection et le contrôle :• les autorisations de détention et d'utilisation de sources de rayonnements ionisants

(y compris les générateurs X et les accélérateurs de particules),• l'inspection et le contrôle de l'organisation de la radioprotection, du transport

des matières radioactives et de la gestion des déchets radioactifs.

Les textes traitant de la protection des personnes sont principalement :• le décret 2003 – 462 du 21/05/2003, relatif à la protection générale des personnes contre

les dangers des rayonnements ionisants (articles R 1333-1 à R 1333-92 du Code de laSanté publique),

• le décret 2003 – 296 du 31/03/2003, relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants : champ d’application et principe de radioprotection (articles R 231-73 à R 231 – 116 du Code du Travail),

• différents arrêtés d’application parmi lesquels :- l'arrêté du 30 /12/2004 relatif au suivi médical et à la dosimétrie des travailleurs,- l'arrêté du 26/10/2005 modifié, relatif à la formation de la PCR,- l'arrêté du 26/10/2005 relatif aux contrôles de radioprotection,- l'arrêté du 15 /05/2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation

des différentes zones.Les obligations inscrites dans ces nouvelles réglementations sont développées dans leprésent guide.

11

6

Rayonnements ionisants - Notions fondamentales22

7

Manifestation de la radioactivitéLes éléments radioactifs, d’origine naturelle ou artificielle, sont caractérisés par l’instabilitéde leur noyau. Elle se manifeste par l’émission de particules (�, �, neutrons) ou de photons(X, �) qui constituent les radiations ionisantes, détectables uniquement par des appareilsappropriés.

Ces radiations ont la propriété d’ioniser la matière, contrairement aux autres rayonnementstels que la lumière visible, les rayons infrarouges ou les ultrasons.

Tableau 1 : Longueurs d'onde des rayonnements ionisants et non ionisants

Grandeurs et unitésActivitéL'activité A d'une source radioactive est liée au nombre de noyaux susceptibles de setransformer. Elle est définie par la relation A= � N où N représente le nombre de noyaux (N = � . m) et � la constante de radioactivité.

� = 0,693 / T1/2

L’unité est le becquerel (Bq) : 1 Bq = 1 désintégration par seconde.Cette unité étant très petite, l'activité s'exprime en multiples du becquerel :

• kilobecquerel (kBq) = 103 Bq• mégabecquerel (MBq) = 106 Bq• gigabecquerel (GBq) = 109 Bq• térabecquerel (TBq) = 1012 Bq

L'ancienne unité de radioactivité, le curie (Ci), ne doit plus être utilisée. Elle correspondait àl'activité de 1 gramme de radium 226. La relation entre ces deux unités est donnée par laformule suivante : 1 Ci = 37 GBq, soit 3,7 . 1010 Bq

Type de rayonnements Longueur d'onde �

Particulaires : �, �, neutronsRayonnements ionisants � < 100 nm

Electromagnétiques :�, X

Rayonnements ultraviolets 100 nm < � < 400 nmLumière visible 400 nm < � < 800 nmInfra rouge 800 nm < � < 104 nmHyperfréquence 0,1 mm < � < 10 mOndes radio 10 m < � < 104 m

1nm = 10-9m

2.1

2.2

2.2.1

A

Période radioactiveLa période radioactive ou temps de demi-vie T1/2 est le temps au bout duquel l'activité de lasource a diminué de moitié. Elle est liée à la constante radioactive � par la formule :

Temps de demi-vie = T1/2 = 0,693�

Après n périodes, l’activité A0 est divisée par 2n.

Tableau 2 : Périodes radioactives de quelques radionucléides

Radionucléides 99m Tc 32 P 125 I 35 Sà période courte (<100jours) 6 heures 14,3 jours 60,1 jours 87,9 jours

Radionucléides 60 Co 3 H 137 Cs 63 Ni 14 C 40 Kà période longue 5,27 ans 12,3 ans 30 ans 100 ans 5730 ans 1,3 107ans

Energie Elle s'exprime en électronvolts (eV) ou ses multiples (keV, MeV, ou GeV)

1 eV = 1,6 . 10 –19 Joule

Les énergies émises par des radionucléides sont très variées, allant de quelques keV(18,6 keV pour le tritium) à plusieurs MeV (voir fiche 7).L'énergie moyenne d'une particule b représente environ le tiers de son énergie maximale.

Dose absorbéeLa pénétration des radiations ionisantes dans la matière se traduit par une cession d'énergie.La dose absorbée D est le rapport :

Energie absorbée par la matière (Joule)Masse de matière irradiée (kg)

L'unité de dose absorbée est le Gray (Gy) 1 Gy =1 J.kg-1.Le débit de dose absorbée s'exprime en Gy.h-1.En pratique, on utilise les sous-multiples mGy.h-1 et �Gy.h-1.

Intéraction avec la matièreLes radionucléides utilisés couramment émettent des rayonnements dont l’énergie se situegénéralement dans l’intervalle 10 keV et 10 MeV.

On distingue :• Les particules chargées légères ( e+, e- et spectre d’électrons du rayonnement � )

ou lourdes (protons, �, ions accélérés).• Les rayonnements électromagnétiques X et �, constitués de photons issus

du cortège électronique pour les X, et du noyau de l’atome pour les �.• Les neutrons, particules lourdes non chargées pouvant donner lieu à des activations

de la matière stable.8

2.2.2

2.2.3

2.2.4

2.3

9

Les particules chargéesa) Particules chargées légères• Leur trajectoire est sinueuse.• Le parcours moyen est relativement limité. Il dépend de l’énergie de la particule et de la

densité en électrons de la matière traversée. En fait, on parle plutôt de portée des électrons,qui est la projection du parcours sur la direction 2π avant.

> Pour les tissus humains de masse volumique 1 g/cm3, cette portée moyenne estinférieure à 7 microns pour les � du tritium par exemple. Elle est de l’ordre de 0,3 mmpour le 14C.

> La pénétration des � de faible énergie (énergie maximale inférieure à 200 keV) estsouvent considérée comme négligeable au regard de l’exposition externe. Dans lecas de l’exposition interne, il n’en est pas de même au niveau cellulaire.

• Le pouvoir d’arrêt d’un milieu pour une particule chargée légère est la résultante de deuxtypes de phénomènes :

> La collision : le choc avec les électrons de ce milieu aboutit soit à arracher un ouplusieurs électrons à l’atome (production d’un ion positif), soit à déplacer un électron,auquel cas on parle d’atome excité (tous les électrons sont présents mais pas tousà la bonne place). La réorganisation du cortège électronique conduit à l’émission deraies X mono énergétiques et à de l’énergie dégradée sous forme de chaleur ou deluminescence, par exemple, dans le cas de la désexcitation de l’atome.

> Le freinage : il résulte de la modification de la trajectoire de l’électron au voisinagedu noyau positif. Toute particule chargée, soumise à une accélération, émet unrayonnement électromagnétique.La perte de l’énergie de l’électron incident se retrouve sous forme d’un rayonnementX, dit « bremsstrahlung » (de l’allemand Brems = freins et strahlung = rayonnement).Cette émission n’est pas monoénergétique mais se répartit sous forme d’un spectrecontinu allant de 0 à l’énergie initiale de la particule incidente. Son intensité croît enfonction de l’énergie de la particule et du numéro atomique de la matière traversée.

L’énergie totale de la particule incidente se partage dans des proportions variables entrecollision et freinage.En conséquence, pour arrêter ces particules, il convient d’utiliser un matériau de faiblenuméro atomique, comme le plexiglas (cas du 32P dont Emax = 1,7 MeV), de façon à limiter lerayonnement X dû au freinage.

b) Particules chargées lourdes• Leur trajectoire est rectiligne.• Le parcours des � est faible (Voir fiche 1). Ainsi, les � ne présentent pas de risque d’exposition

externe mais leur pouvoir d’ionisation élevé les rend très nocifs en cas d’incorporation parinhalation ou ingestion dans l’organisme.

• Leur pouvoir d’ionisation est maximum en fin de parcours. Cette caractéristique permetde les utiliser dans des applications médicales avec des accélérateurs de particules dontl’énergie est réglée pour délivrer une dose maximale à une profondeur déterminée(hadronthérapie).

La fiche 1 présente ces notions de portée.

Les rayonnements électromagnétiques X et � (photons)Ils interagissent de trois manières avec la matière.a) L’effet photoélectriqueLe photon disparaît et communique à l’électron heurté toute son énergie, diminuée de l’énergiede liaison de la couche électronique concernée.

2.3.1

2.3.2

b) L’effet ComptonLe photon ne disparaît pas après le choc, mais son énergie et sa direction sont modifiées.L’électron dit « Compton » emporte un certain quantum d’énergie. Il peut arriver que le photonretourne en arrière à 180° (phénomène de rétro-diffusion). Son énergie est alors limitée à0,255 MeV, quelle que soit celle du photon incident.Dans ces deux cas, l’atome reste ionisé. Les électrons arrachés provoquent des lacunesdans les couches profondes. La réorganisation électronique qui s’ensuit est à l’origine del’émission de raies X discrètes, caractéristiques de l’élément.

c) L’effet de matérialisationAu voisinage du noyau, le photon disparaît et donne naissance à une paire d’électrons e+ ete-. Cette création de matière nécessite un équivalent énergétique de deux fois 0,511 MeV.Pour provoquer ce phénomène, il faut donc que le photon incident possède au minimum uneénergie de 1,02 MeV. L’énergie excédentaire sert à communiquer de la vitesse aux électronsainsi créés. Dès qu’il sera suffisamment ralenti, l’électron positif (anti-matière) va se recombineravec un électron du milieu. Cette annihilation donnera naissance à deux � de 0,511 MeV,émis à 180°.

Les neutronsCes particules ne possèdent pas de charge électrique, ce qui leur permet de pénétrer aisémentà l’intérieur du noyau. On distingue différentes réactions :

a) La réaction élastiqueL’énergie cinétique est conservée. Le transfert d’énergie est maximal quand les masses desparticules sont identiques. Les matériaux riches en protons (eau, béton, paraffine, polyéthylène…),dont la masse est voisine de celle du neutron, constituent donc des ralentisseurs efficacespour les neutrons. Les protons ainsi mis en mouvement peuvent créer des ionisations.

b) La réaction inélastiqueL’énergie cinétique n’est pas conservée. Le neutron pénètre dans le noyau qui émet alors unphoton � et un autre neutron d’énergie inférieure au neutron initial.

c) La capture radiative (neutrons lents ou thermique d’énergie <0,025 eV)Le neutron est capturé par le noyau qui devient instable et peut émettre des particulesionisantes (proton, �) ou des photons �.Les neutrons peuvent donc rendre radioactifs des noyaux stables à l’origine.

Cette réaction sert à mettre en évidence les neutrons thermiques dans les dosimètresphotographiques en superposant un écran de cadmium sur l’émulsion.

On dit que le bore est neutrophage. Sous forme d’acide borique, il peut être injecté dans le circuit primaire des réacteurs nucléaires pour arrêter la réaction en chaîne.

Sous forme gazeuse (BF3), il peut être utilisé dans des compteurs de neutrons (c’est alors la particule alpha qui est ionisante).

La production de 14C est due à la réaction des neutrons cosmiques sur les premières couches de la troposphère.

10

2.3.3

114 1 115

Exemple 1 : Cd + n Cd + � de 7 MeV48 0 48

10 1 7 4

Exemple 2 : B + n Li + He (alpha)5 0 3 2

14 1 1 14

Exemple 3 : N + n p + C7 0 1 6

Les écransCe chapitre est entièrement traité dans la fiche 2.

Différents types d’expositionL'emploi des radionucléides peut provoquer une exposition externe, une contaminationexterne ou une contamination interne.• L'exposition externe est provoquée par une source radioactive située à distance de l'individu.

Cette source peut émettre des rayonnements qui interagissent avec le corps humain encréant des ionisations. L’exposition peut être globale ou partielle.

• Une contamination externe est provoquée par un produit radioactif qui s'est déposé surla peau, les vêtements ou les plans de travail. Elle peut conduire à l'incorporation desproduits radioactifs dans l'organisme.

• Une contamination interne se produit lorsque les produits radioactifs ont pénétré dansl'organisme par inhalation, ingestion ou par voie cutanée (plaie par exemple). Ce phénomèned’incorporation conduit à l’exposition interne.

Les dégâts biologiques provoqués par une exposition interne ou externe sont de mêmenature. Lors d’une contamination interne, les caractéristiques physico-chimiques duradionucléide déterminent le tissu biologique sur lequel il se fixe. De sa période biologique(différente de sa période radioactive) dépend son élimination après métabolisation. Lapériode effective (Teff) est le temps pendant lequel le radionucléide pourra agir sur l’organisme.Elle est liée à la période radioactive (Trad) et à la période biologique (Tbiol) par la relation suivante :

= + Teff =

Exemple : Période effective de l’125I fixé sur la thyroïdeSa période radiologique étant de 60,2 jours et sa période biologique de 138 jours, la

période effective de l’125I pour cet organe est donc égale à 42 jours.

11

par ingestion

par inhalation

Contamination interne

Contamination externe par contact cutané

2.3.4

2.4

1Teff

1Trad

1Tbiol

Tbiol.Trad

Trad + Tbiol

Effets des rayonnements ionisants sur l’hommeDose absorbée équivalente (E)Pour quantifier les effets des rayonnements ionisants dans les tissus vivants, il faut déterminerune grandeur qui tienne compte de la qualité du rayonnement : c'est la dose équivalente,anciennement appelée équivalent de dose. Elle est exprimée en sievert (Sv) et est reliée à ladose absorbée par la relation :

Dose équivalente = Dose absorbée . WR

où WR est le facteur de pondération radiologique que la Commission Internationale deProtection Radiologique (CIPR) a défini pour chaque type de particule ou de rayonnement.De plus, la CIPR a défini, pour les principaux tissus de l'organisme, un facteur de pondérationtissulaire WT, qui introduit la notion de dose efficace comme étant le produit de la doseéquivalente, corrigée par le facteur de pondération tissulaire.

Dose efficace = Dose équivalente . WT.

Les valeurs de WR et WT sont indiquées dans la fiche 3. La connaissance de la dose absorbéepar un tissu biologique ainsi que des valeurs de WR et WT permet, à partir de l'irradiation partielled'un tissu, de calculer la dose équivalente reçue par tout l'organisme.

Exemple :1mGy de photons � associé à 1 mGy de neutrons de 1 MeV induit une dose équivalente de :

1mGy.1+1mGy.20=21mSv

WR des � WR du neutron de 1 MeV

Si cette dose équivalente est délivrée au poumon, la dose correspondante efficace pour l'organisme entier sera égale à : 21 mSv x 0,12 = 2,52 mSv

WT poumon

Effets des rayonnements sur l'homme (1) et (2)

Les effets des irradiations sur l'homme sont de deux types:a) Effets non aléatoires ou non stochastiques

(1) Fascicule de la formation certifiée des Personnes Compétentes en Radioprotection édité par l’Institut de PhysiqueNucléaire de Lyon

(2) Médecin et risque nucléaire, document édité par la faculté de médecine de Grenoble, le Conseil Général et l’ordredes médecins de l’Isère

12

2.5.1

2.5

2.5.2

100%

50

Seuil moyen Dose Dose

Gravité

Do- Do Do-

Pourcentage de la population présentant l'effet (fréquence)

Pour un effet donnéle seuil varie suivant les individus

Seuil absolu

Ces effets (également appelés déterministes) ont les caractéristiques suivantes :• ils sont observés aux fortes doses,• ils apparaissent obligatoirement au-dessus d’un seuil qui varie avec le débit de dose,• leur gravité augmente avec la dose reçue.

Des exemples de ces effets sont décrits dans la fiche 4, en fonction de la dose absorbée soitpar l'organisme entier, soit par un tissu biologique particulier.

b) Effets aléatoires ou stochastiques

Il s'agit d’effets cancérogènes ou mutagènes :• ils sont observables ou prépondérants aux faibles doses (à fortes doses, ils sont masqués

par les effets non aléatoires),• pour des raisons de sécurité, et en l'absence de certitude scientifique, il est admis qu'il

n'existe pas de dose seuil en dessous de laquelle ils ne se manifesteraient pas,• dans une population exposée, ils apparaissent au hasard (tous les individus ne sont pas

obligatoirement touchés),• leur probabilité d'apparition dans une population croît avec la dose,• leur gravité est indépendante du niveau d’exposition,• leur temps d'apparition est long (quelques années à quelques dizaines d'années).

La fiche 5 rend compte de l’état des connaissances sur le sujet, avec le résultat de différentesenquêtes épidémiologiques.

Exposition à la radioactivité d’origine naturelle et médicaleRadioactivité naturelleIls existent trois catégories de rayonnements ionisants d’origine naturelle.a) Les rayonnements cosmiquesIls sont multipliés par 2 quand l’altitude croît de 1500m :

à Paris 0,3 mSv / anà 1500 m 0,6 mSv / anà 3000 m 1,2 mSv / an

à Quito (2800 m) 1,6 mSv / anà La Paz (3658 m) 2,7 mSv / anà 18 000 m 10 mSv / heureen cas d’éruption solaire 0,1 à 1 mSv / heure 13

100%

50%

Dose

Fréquence d'apparition

Risque non nul

Hypothèse actuelle

2.6.1

2.6

b) Les rayonnements telluriquesà Paris 0,4 mSv / anen Bretagne de 1,8 à 3,5 mSv / andans le Massif Central (Lodève) 70 mSv / an (ponctuellement)à Kerala (Inde) 13 mSv / anau Brésil 5 à 10 mSv / an

c) Les radionucléides présents dans le corps humainLeur présence est due à l’ingestion d’aliments en contenant naturellement.Dans ce cas, l’exposition est due principalement au potassium 40 (40K) :le corps humain (70 kg) contient 145g de potassium dont 0,012% est du 40K, ce qui correspondà une activité de 4428 Bq et à une dose efficace de 0,2mSv / an.Mais il faut noter également la présence de Carbone 14 (14C) avec une activité de 3.500 Bq.

Activité ingérée chaque jour par l’homme : 100 Bq de 14C et 100 Bq de 40K (d’après Bulletin de liaison

SFEN n°128)

Au total, l’activité moyenne de l’organisme est donc d’environ 8000 Bq.

De façon générale, des éléments radioactifs sont présents dans pratiquement tout notreenvironnement.

Tableau 3 : Activité naturelle de quelques substances

POISSON 100 Bq / kgPOMME DE TERRE 100 à 150 Bq / kgHUILE DE TABLE 180 Bq / lLAIT 50 Bq / l (Potassium 40)

80 Bq / l (radioactivité naturelle totale)EAU MINERALE 1Bq / l (Radium 226)

2 Bq / l (Uranium)EAU DE PLUIE 0,3 à 1 Bq / lEAU DE L’ISERE 0,3 Bq / lEAU DE MER 10 Bq / lSOL SEDIMENTAIRE 400 Bq / kgSEDIMENTS DE L’ISERE (40K) 1000 Bq / kgSOL GRANITIQUE 8000 Bq / kg

Tableau 4 : Bilan de l’exposition naturelle

14

Type d’exposition Dose en mSv

moyenne maximaleCosmique (externe) 0,35 2Tellurique (externe) 0,4 1,5

238U, 40K, 232ThCorps humain (interne) 1,6 60

40K, 14 C, 238U, 232ThTotal 2,35 63,5

L’exposition d’origine médicaleLe tableau 5 présente les doses moyennes délivrées lors de différents examens radiologiques.

Tableau 5 : Doses en fonction de l’examen réalisé

Radiographie Dose à la peau Dose équivalente Variations*(mSv) (mSv)

Thorax 0,7 0,1 [0.05-0.36]Crâne 2 0,15 [0.13-1.35]Abdomen 3 1,0 [0.3-4.5]Urographie intraveineuse 20 3,5 [0.7-10.4]Transit œso-gastroduodénal 90 3,8 [1.2-9.4]Lavement baryté 97 7,7 [4.6-10.2]Scanner abdominal - 2,6 -Scanner thoracique - 4,8 -

(*) Fourchette des estimations d’équivalent de dose efficace réalisées dans différents pays (d’après UNSCEAR).

Les normes de radioprotectionObjectifs des normes de sécuritéLes valeurs limites d’exposition fixées aux articles R. 231-76 et R. 231-77 du Code du Travailsont associées aux principes fondamentaux suivants :• la justificationToute activité entraînant une exposition aux rayonnements ionisants doit être justifiée parune analyse coût/avantage, mettant en évidence que le détriment est suffisamment faiblepar rapport au bénéfice que l’on retire de cette pratique. • l'optimisationL'optimisation consiste à réduire les doses individuelles et collectives à un niveau aussi basque possible, compte tenu des impératifs sociaux et économiques (Principe ALARA*).• la limitation des expositions individuellesIl faut également réduire les expositions individuelles aux limites pour lesquelles le risqueest jugé acceptable.Ces limites sont telles qu’elles permettent :

> d'éviter tout effet pathologique, en se situant bien au-dessous des seuils deseffets déterministes,

> de maintenir le détriment éventuel provoqué par les effets aléatoires à un niveaujugé acceptable pour l’individu et la société.

* ALARA : contraction des mots anglais « As Low As Reasonably Achievable »

Valeurs limites d’expositionLe cumul des expositions internes et externes ne doit pas dépasser les valeurs indiquéesdans la fiche 6.Ces valeurs limites sont déterminées en fonction des différentes catégories de personnelsexposés.Deux catégories de travailleurs ont été définies :• La catégorie A regroupe les travailleurs susceptibles de recevoir, dans les conditions

habituelles de travail, une dose efficace supérieure à 6 mSv par an ou une dose équivalentesupérieure aux 3/10 des limites annuelles fixées à l’article R.231-76 du décret n°2003-296.

15

2.6.2

2.7.1

2.7

2.7.2

• Les travailleurs de catégorie B sont ceux qui, dans les conditions habituelles de travail,sont susceptibles de recevoir annuellement une dose efficace supérieure à 1mSv ou unedose équivalente supérieure au 1/10 des limites fixées à l’article R.231-76.

Actuellement, pour le public, les expositions doivent rester inférieures à 1mSv.

Pour les femmes enceintes, l'exposition de l’enfant à naître doit être aussi réduite que possible,et rester inférieure à 1mSv.

Pour l'exposition interne, la nouvelle réglementation définit des coefficients de dose efficaceengagée par inhalation (ou par ingestion). Ces coefficients sont établis non seulement enfonction de la taille de l'aérosol, mais également en tenant compte de la faculté de rétentiondans le poumon (indices F, M et S pour Fast = rapide, Medium = moyen, Slow = lent, et V pourvapeur).

Définition des sources scellées et des sources non scelléesSources scelléesLes sources scellées ont une structure ou un conditionnement qui empêche, en utilisationnormale, toute dispersion de matière radioactive dans le milieu ambiant.

Sources non scelléesLes sources non scellées sont des sources dont la structure et le conditionnement dans lesconditions normales d'emploi ne permettent pas de prévenir une dispersion de la substanceradioactive dans le milieu ambiant.

La fiche 7 présente les principales caractéristiques des radionucléides les plus couramment utilisés ainsi que les valeurs relatives

à la radioprotection qui leur sont associées

16

2.8.1

2.8.2

2.8

17

Dispositions à prendre par l’employeur

Le chef d’établissement doit mettre à disposition du directeur d’unité ou de ses responsablesd’équipe les moyens nécessaires pour assurer une protection optimale de la population etdes travailleurs contre les rayonnements ionisants.

Demande d’autorisation au ministère de la santéDétention et utilisation de substances radioactivesLes dispositions législatives et réglementaires concernant les différents régimes d’autorisationsont inscrites dans le code de la santé publique (Livre III – Titre III – Chapitre III). Pour lesactivités de recherche, sauf celles destinées à la médecine, à la biologie humaine et à larecherche biomédicale, l’autorisation est délivrée par le ministère de la santé. En fait, c’estl’Autorité de la Sûreté Nucléaire (ASN) qui est chargée de délivrer les autorisations aprèsinstruction des dossiers de demande d’autorisation.Cette demande est obligatoire pour toute production, détention et utilisation de radionucléides,dès lors que l’on dépasse les seuils d’exemption (en activité ou concentration, fixées dans letableau présenté en fiche 7). Elle est présentée par le chef d’établissement ou son délégataire(qui est le délégué régional, le président d’université ou le directeur de l’établissement) etcosignée par le directeur d’unité ou le responsable d’équipe. Ils devront informer les servicesconcernés de l’obtention de cette autorisation.La personne qui détient l’autorisation est responsable de l’application de la réglementationconcernant la gestion et l’utilisation de radionucléides.

L’autorisation est accordée :• pour une activité maximale définie par radionucléide,• nominativement à une personne,• pour une application donnée,• dans des locaux déterminés,• pour une durée limitée à 5 ans et renouvelable, le renouvellement devant être demandé

6 mois avant expiration de l’autorisation en vigueur.

Le formulaire spécifique de demande d’autorisation est présenté dans la fiche 8(Fabrication, détention, utilisation ou manipulation des radionucléides ou de dispositifs ouproduits en contenant, à l’exclusion de l’utilisation sur l’homme ou de la recherche médicale).Il est référencé IND/RN/001 et est téléchargeable sur le site de l’Autorité de SûretéNucléaire (www.asn.gouv.fr).

Appareils électriques générateurs de rayonnements ionisantsL’utilisation d’appareils émettant des rayons X ou d’accélérateurs est également soumis àautorisation du ministère de la santé, selon des dispositions identiques à celles qui sontprésentées au paragraphe précédent.

33

3.1.1

3.1.2

3.1

Le dossier de demande d’autorisation spécifique à ces appareils est référencé IND/GE/01 etest disponible sur le site de l’Autorité de Sûreté Nucléaire.

Sont exemptés d’autorisation :• les microscopes électroniques,• les appareils électriques certifiés conformes à certaines normes* (NFM 74 100, NFC 15

160, NFC 15 161, NFC 15 164 et NFC 62 105) et qui ne créent, en fonctionnement normal,en aucun point situé à une distance de 0,1 m de leurs surfaces accessibles, un débit dedose équivalente � 1�Sv / h,

• les tubes cathodiques destinés à l’affichage d’images,• les appareils fonctionnant sous une différence de potentiel � 30 kV et qui ne créent, en

fonctionnement normal, en aucun point situé à une distance de 0,1 m de leurs surfacesaccessibles, un débit de dose équivalente � 1�Sv / h,

• les accélérateurs de particules entrant dans le régime des installations nucléaires de base.

Protection des travailleursClassification des travailleursElle a été définie au chapitre 2-7.2

Personne compétente en radioprotection (PCR)L’utilisation de sources radioactives doit s’effectuer sous la surveillance d’une ou plusieursPCR, regroupées éventuellement dans un service de radioprotection.La PCR est désignée par le directeur d’unité après avis du CHS de l’unité, ou à défaut, duconseil de laboratoire. Elle doit avoir préalablement suivi avec succès une formation à laradioprotection, dispensée par des personnes certifiées par des organismes accrédités. Uneattestation de formation et d’aptitude est délivrée à la fin du stage et doit être renouveléetous les 5 ans (après recyclage).Sa désignation fait l’objet d’un document officiel, porté à la connaissance des personnels etdes tutelles de contrôle.

La PCR conseille et assiste le directeur d’unité dans les tâches suivantes :• l’élaboration du dossier d’autorisation,• la définition des zones et des règles particulières qui s’y appliquent,• la classification du personnel,• l’établissement de consignes en cas d’incident ou d’accident.

Sous la responsabilité du directeur d’unité, elle est chargée:• de l’évaluation préalable de l’exposition des agents,• du choix des mesures de prévention et de contrôle (dosimétrie, matériel de détection,

stockage, protections collective et individuelle),• des enquêtes en cas d’incident ou accident,• de la tenue à jour du registre de commande des produits,• d’apporter son concours pour les contrôles réguliers imposés par la réglementation sur

les installations et le matériel (traités au chapitre 4-3).Elle apporte son concours pour la gestion des déchets et effluents radioactifs.Enfin, elle doit être, le cas échéant, habilitée par l’IRSN pour gérer la dosimétrie opérationnelleet le transfert des données.

*Ces normes, déjà anciennes, seront bientôt révisées ou remplacées18

3.2.1

3.2.2

3.2

Information et formationEn tant que responsable de la sécurité du laboratoire, le directeur d’unité est tenu :• de porter à la connaissance des utilisateurs de radionucléides :

> le nom et l’adresse du médecin chargé de faire pratiquer les examens prévus par la réglementation,

> le nom et les coordonnées de la personne compétente,> l’existence de zones contrôlées et surveillées, et les dispositions spécifiques

relatives aux conditions d’accès et d’hygiène et de sécurité dans ces zones.• d’établir une fiche d’exposition individuelle,• d’informer le personnel sur les risques liés à l’utilisation des radionucléides et sur les

moyens de prévention à observer,• d’organiser une formation à la radioprotection, renouvelée au moins tous les 3 ans ;

la rédaction d’un support écrit, adapté aux situations de travail et équipements dulaboratoire, est conseillée.

• de délivrer pour tout intervenant en zone contrôlée, une notice rappelant les risquesparticuliers liés aux postes occupés ou à l’intervention à effectuer.

La personne compétente en radioprotection participe à la formation des personnes suscep-tibles d’utiliser des radionucléides, et notamment des nouveaux arrivants. La traçabilité desactions d’information et de formation doit être assurée.

La formation à la radioprotection pour les travailleurs intervenant en zone réglementéeporte sur les risques liés à l’exposition aux rayonnements ionisants et sur les procéduresgénérales de radioprotection mises en œuvre. Elle explicite les règles particulières deprotection propres aux postes de travail, ainsi que la conduite à tenir en cas de situationanormale. Elle rappelle les règles applicables aux femmes enceintes.

Plus généralement, il est conseillé de mettre en place une information à la radioprotectionpour l’ensemble des personnels, y compris pour ceux n’intervenant pas en zone réglementée.Des consignes générales de radioprotection doivent, à ce titre, être réalisées et transmisesà l’ensemble du personnel d’une unité.Le médecin de prévention informe le personnel, et notamment les femmes enceintes, deseffets biologiques des rayonnements ionisants et de la surveillance médicale obligatoire, etil participe à l’élaboration de la formation des travailleurs.

Consignes généralesElles sont résumées dans la fiche 9.

Réglementation des installations classées pour la protectionde l’environnement (ICPE)Cette législation vise à prévenir les risques et les nuisances liés aux activités dangereuseset/ou polluantes pour l’environnement.Les activités concernées sont définies dans une liste appelée “nomenclature”, qui soumetles installations à un régime de déclaration (D) ou d’autorisation (A).Celles qui sont classées au titre de la radioactivité sont traitées dans cette nomenclatureaux rubriques 1700, 1715 et 1735 qui précisent la règle de classement, ainsi que les seuilsà partir desquels une installation est soumise à Déclaration (D) ou à Autorisation (A).

19

3.2.3

3.2.4

3.3

Depuis le décret n° 2006-1454 du 24 novembre 2006, modifiant la nomenclature des installations classées, cette réglementation ne s'applique qu'aux établissements industrielset commerciaux possédant au moins une installation soumise à autorisation au titre d'uneautre rubrique de la nomenclature. De ce fait, les établissements publics tels que CNRS,INRA, INSERM, Universités n’y sont plus soumis et relèvent désormais exclusivement del'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) pour les autorisations des installations mettant en oeuvredes sources de rayonnements ionisants. Les anciens dossiers traités par les ex DRIRE etDSNR doivent être transférés à l'ASN.

Nota : Le terme "Sources" est générique . Il englobe les sources radioactives scellées et non scellées ainsi que les sources de rayonnements ionisants tels que les générateurs de rayons X, les implanteurs utilisant de la HT,les accélérateurs de particules, les générateurs compacts de neutrons, et tout dispositif pouvant générer des rayonnements ionisants, comme ceux induits par des lasers pulsés de haute puissance."

Détention de matières nucléairesElles sont constituées par des substances radioactives ou stables, fusibles, fissibles ou fertiles.Les éléments concernés sont le deutérium et le lithium enrichi en lithium 6 pour les stables,et le plutonium, l’uranium, le thorium et le tritium pour les radioactifs.

Leur importation, exportation, détention, transfert, utilisation et transport sont soumis àcontrôle dans les conditions fixées par la réglementation : • Loi n°80-572 du 25 juillet 1980, sur la protection et le contrôle des matières nucléaires,• Décret n°81-512 du 12 mai 1981, relatif à la protection et au contrôle des matières

nucléaires,• Arrêté du 14 mars 1984 modifié, relatif aux mesures de suivi, de confinement, de surveillance

et de protection physique applicables aux matières nucléaires qui doivent faire l’objetd’une déclaration,

• Arrêté du 16 mars 2004, fixant les conditions techniques du suivi et de la comptabilité desmatières nucléaires.

Les minerais sont exclus du champ d’application de cette réglementation.

L’objectif est le contrôle et la protection de ces matières en vue d’éviter tout vol, détournement,perte ou acte de malveillance.Selon la quantité détenue, leur détention est soumise à déclaration ou autorisation auprèsdu ministère de l’industrie (Haut Fonctionnaire de Défense). Les seuils sont indiqués dansle tableau suivant, les quantités en grammes correspondant au nombre d’atomes de l’élémentconcerné :

20

3.4

Tableau 6 : Seuils de déclaration et d’autorisation des matières nucléaires

Matière nucléaire Déclaration Autorisation

Plutonium 1g � Q � 3g 3gUranium 233

Uranium enrichi à 20% 1g � Q � 15g 15g d’uranium 235ou plus en uranium 235

Uranium enrichi à moins 1g � Q � 250g 250g d’uranium 235de 20% en uranium 235

Uranium naturel ouappauvri en uranium 235 1kg � Q � 500kg 500kgThorium

Deutérium 1kg � Q � 200kg 200 kg

Tritium 0,01g � Q � 2g 2g

Lithium enrichi en lithium 6 1g � Q � 1kg de lithium 6 1kg de lithium 6

L’employeur doit désigner un préposé à la garde des matières nucléaires et l’avertir par écritdes obligations relatives à cette mission ainsi que des peines encourues en cas d’infraction.Le préposé reconnaît par écrit avoir pris connaissance de ce texte, et le signe en deuxexemplaires, après l’avoir daté (art. 8 du Décret n°81-512 du 25 juillet 1980).

Les obligations d’un déclarant (cas le plus fréquent dans nos laboratoires) : • Effectuer une déclaration annuelle auprès de l’IRSN qui tient la comptabilité nationale des

matières nucléaires. Cette déclaration doit être retournée avant le 31 janvier. Elle précisela nature des activités, les stocks détenus, les mouvements en cours d’année, les prévisionsde stocks et mouvements,

• La tenue d’un livre-journal sur lequel sont enregistrés, pour tout article contenant dela matière nucléaire, les entrées/sorties du site, les quantités et qualités de matière, lesdestinataires et expéditeurs. Ces informations sont consignées par ordre chronologique etarchivées pendant 5 ans,

• Réaliser un inventaire annuel avant déclaration,• Mettre en place une protection physique des matières contre le vol et la perte.

21

Définition des zonesPréalablement à toute mise en œuvre, au vu des informations délivrées par le fournisseuret après avoir procédé à une évaluation des risques et recueilli l’avis de la PCR, le directeurd’unité doit délimiter, autour de la source, les zones suivantes :

• une zone surveillée, dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir :> une dose efficace dépassant 1mSv / an, dans les conditions normales de travail,> ou une dose équivalente dépassant un dixième de l’une des limites fixées pour la

peau, les mains, les avant-bras, les pieds et les chevilles (soit 50 mSv), ou le cristallin (soit 15 mSv).

• une zone contrôlée, dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir :> une dose efficace de 6 mSv / an, dans les conditions normales de travail,> ou une dose équivalente dépassant les trois dixièmes de l’une des limites fixées

pour la peau, les mains, les avant-bras, les pieds et les chevilles (soit 150 mSv)ou le cristallin (soit 45 mSv)

A l’intérieur d’une zone contrôlée, lorsque le risque d’exposition dépasse certains seuils, deszones spécialement réglementées ou interdites d’accès peuvent être délimitées et signalées(voir fiches 10 et 11). L’arrêté du 15 mai 2006 précise les valeurs pour lesquelles ces zonessont délimitées.En zone contrôlée, en plus de la dosimétrie passive, la dosimétrie opérationnelle, lorsqu’ellese justifie techniquement, est obligatoire.

Formation et informationLes travailleurs susceptibles d’intervenir en zones surveillée ou contrôlée bénéficient d’uneformation à la radioprotection, renouvelée au minimum tous les trois ans.En outre, les travailleurs sont informés des effets néfastes des rayonnements ionisants surl’embryon, en particulier au début de la grossesse : ceci afin d’inciter les femmes à déclarerprécocement leur état et à prendre connaissance des mesures de prévention prévues.Le directeur d’unité remet, contre émargement, à tout travailleur intervenant en zonecontrôlée, une notice rappelant les risques particuliers, liés au poste de travail ou à l’intervention, les règles de sécurité et les instructions à suivre en cas de situation anormale.

Contrôles réglementairesContrôles prévus dans le cadre de la protection des travailleursa) Contrôles techniques de radioprotectionLe directeur de l’unité procède, ou fait procéder, à un contrôle technique de radioprotectiondes sources et des appareils émetteurs de rayonnements ionisants (y compris pour lesgénérateurs X et accélérateurs de particules), des dispositifs de protection et d’alarme ainsi

Mesures d’ordre technique44

22

4.1

4.2

4.3

23

que des instruments de mesure utilisés. Il s’agit des contrôles suivants :• à la réception dans l’unité,• avant la première utilisation,• lorsque les conditions d’utilisation sont modifiées,• périodiques pour les sources et appareils émetteurs de rayonnements ionisants

(au moins une fois par an par l’IRSN ou par un organisme agréé),• périodiques pour les instruments de mesure utilisés pour ces contrôles, assortis d’une

vérification du bon fonctionnement,• en cas de cessation définitive d’emploi pour les sources non scellées.

L'arrêté du 26 octobre 2005 précise la nature et la périodicité des contrôles de radioprotection.Le contrôle de bon fonctionnement est affectué avant chaque utilisation.Le contrôle périodique des appareils mobiles et instruments de mesure doit être effectué aumoins annuellement ou avant utilisation de l'appareil, si celui-ci n'a pas été employé depuisplus d'un mois, à l'aide d'une source radioactive ou un dispositif électronique adapté.Le contrôle périodique de l'étalonnage ne peut être fait que par un organisme accréditéCOFRAC ou certifié ISO 9001 ou 9002.

En outre, afin de vérifier l'étanchéité des sources scellées, des recherches de la contaminationdes dispositifs d'utilisation et de stockage de ces sources doivent être effectuées :• à l’aide d’un frottis humide sur papier filtre (100 g/m2 minimum) de 50 mm de diamètre

imbibé d'alcool ou de solvant volatil adapté à la présentation chimique du radionucléide encause,

• sur une seule face du papier,• en 4 emplacements au moins des parties accessibles de l'appareil,• sur des surfaces minimales de 25 cm2 choisies aussi proches que possible de la source,

en excluant formellement cette dernière.Les frottis doivent être transmis à un laboratoire d'analyse avec un schéma descriptif de lasource et des surfaces de prélèvement.

b) Contrôles techniques d’ambianceLe directeur d’unité procède, ou fait procéder, à des contrôles techniques d’ambiancecomprenant :• en cas d’exposition externe, la mesure des débits de dose externe, en indiquant les

caractéristiques des rayonnements en cause,• en cas de risque d’exposition interne, les mesures de la concentration dans l’air et de la

contamination des surfaces, en indiquant les caractéristiques et la présentation dessubstances radioactives présentes.

Le type d’appareils, la localisation des points de mesure et la périodicité de ces contrôlessont déterminés par la PCR ou l’organisme agréé, en fonction de la nature des risques.Cependant le contrôle d’ambiance systématique, s’il n’est pas effectué en continu, devraêtre réalisé au moins une fois par mois.

Ces contrôles peuvent être effectués par la PCR ou par un organisme agréé, mais sontréalisés au moins une fois par an par un organisme agréé.Les résultats de ces contrôles sont consignés dans un document comportant également :• un relevé actualisé des sources et appareils, des informations relatives aux modifications

apportées aux sources, appareils et dispositifs de protection,• les remarques faites par les organismes agréés ou l’IRSN.

Ce document est annexé au document unique d’évaluation des risques. Il est tenu à ladisposition des autorités administratives.

Le relevé concernant les sources et appareils est transmis tous les ans à l’IRSN.

c) Contrôles et règles portant sur les travailleurs exposés• Surveillance de l’exposition externe et interneTous les travailleurs exposés, quel que soit leur classement, doivent bénéficier d’uneévaluation individuelle de l’exposition par dosimétrie passive (voir fiche 12, le film dosimètre).Cependant, ces dosimètres ne sont pas sensibles à tous les types de rayonnements (notam-ment les rayons � de faible énergie). Par ailleurs, dans le cas de risque d’exposition partielle,la surveillance doit parfois être complétée par un dosimètre additionnel (poignet, doigt).

En zone surveillée (ZS), seule la dosimétrie passive est requise. La périodicité est au moinstrimestrielle.En zone contrôlée (ZC), et dès lors que le risque d’exposition externe est avéré, les travailleursdoivent également être surveillés par dosimétrie opérationnelle ou active (voir plus bas).La périodicité est mensuelle.

Le cas échéant, des mesures permettant d’évaluer l’exposition interne (prélèvements d’airau poste de travail, anthropogammamétrie, radiotoxicologie urinaire…) sont mises en œuvredans ces deux zones.Les résultats sont portés sur la fiche d'exposition du dossier médical et sont destinés auxmédecins de prévention.

• Dosimétrie opérationnelleLa dosimétrie opérationnelle est une dosimétrie individuelle qui doit être mise en œuvre lorsd’une opération se déroulant en zone contrôlée dans un but d’optimisation (mise en œuvredu principe ALARA).Il s’agit d’une dosimétrie en temps réel ou « dosimétrie active ».Les dosimètres utilisés sont du type « à lecture directe ». Ils doivent être adaptés au type derayonnement en cause et répondre à des normes précises.

Le directeur d’unité est responsable de l’enregistrement et de la transmission des donnéesà l’IRSN (voir aussi rôle de la PCR).

Appareils de mesureLeur efficacité et leur bon fonctionnement sont vérifiés par des étalonnages périodiques.

Mesure de l’exposition externeLa mesure des débits d’équivalent de dose se fait au moyen de débitmètres de différents types :• la chambre d’ionisation portative, type « Babyline », permet la mesure de débits de dose

équivalente dus aux � et � en profondeur (paroi de 300 mg/cm2)* et au niveau de la peau(paroi de 7 mg/cm2)*. Grâce à ses parois constituées de matériaux « équivalent-tissu », saréponse est constante en énergie à partir de 10 keV.

• les débitmètres, équipés de tubes Geiger-Müller, plus robustes, ont cependant uneréponse en énergie moins bonne. On peut les utiliser pour la mesure de débits de doseéquivalente dus aux � au-dessus de 100 Kev.

24

4.4.1

4.4

25

• d’autres débitmètres utilisant des principes différents (détecteurs au silicium, scintillateurs…)sont disponibles dans le commerce et offrent des réponses satisfaisantes.

• des appareils spécifiques sont nécessaires pour la mesure de débits de dose équivalentedus aux neutrons.

Ces mesures sont dénommées : * H*(3) et H*(0,07)

Mesure de la contaminationa) Contamination surfaciqueUn certain nombre d'éléments sont déterminants dans le choix d'un appareil de détection :• le rendement de détection,• la rapidité du temps de réponse,• les dimensions adaptées aux échantillons ou surfaces à contrôler,• le bruit de fond le plus faible possible.

Les appareils de mesure de la contamination de surface se présentent généralement sousla forme de coffrets équipés de sondes portatives ou de dispositifs intégrés, adaptés auxdifférents rayonnements :• Emetteurs �Photomultiplicateur (PM) associé à un scintillateur au ZnS protégé de la lumière.• Emetteurs �

> compteur Geiger-Müller (GM) à fenêtre mince,> scintillateur plastique,> scintillateur liquide : à titre d’exemple, c’est la méthode conseillée pour contrôler

une contamination de surface due au 3H, à l’aide d’un frottis compté en scintillation

liquide.• Emetteurs X et �Photomultiplicateur associé à un scintillateur au NaI :

> mince (2mm) pour les X et � de faible énergie,> épais (20mm) pour les � d'énergie supérieure à 200 Kev.

b) Contamination atmosphériqueSous certaines conditions, en faisant passer l'air à travers un papier filtre, on peut obtenirun échantillon représentatif de la contamination atmosphérique. En mesurant l'activité dece filtre, il est possible de déterminer la concentration de l’activité de l’air en Bq / m3.

Deux techniques sont habituellement employées, l'une ne donnant qu'une indication àposteriori (appareil de prélèvements atmosphériques sur filtres fixes), l'autre permettant desuivre l'évolution de la contamination dans le temps (appareil enregistreur d'aérosolsradioactifs).

Voir la fiche 13 « Appareils de mesure »

4.4.2

Surveillance médicale des travailleursexposés aux rayonnements ionisants

Suivi médicalLe personnel exposé aux rayonnements ionisants est soumis à une surveillance médicaleparticulière. Elle a pour but de déceler toute contre-indication à l’affectation ou au maintienà un poste exposant aux rayonnements ionisants, et de prévenir et dépister toute affectionsusceptible d’être en relation avec cette exposition.

La surveillance médicale s'effectue :• avant l'affectation au poste de travail,• périodiquement :

> au moins une fois par an pour les travailleurs de catégories A et B,• occasionnellement, en cas d’exposition à des doses équivalentes supérieures aux limites

d'expositions externe, interne ou associée. Ceci peut se produire lors: > d’exposition exceptionnelle sans autorisation spéciale : il s’agit du dépassement,

en un an, du double des limites annuelles d’exposition, et au cours de la vie, duquintuple de ces limites,

> d’exposition d’urgence : la limite supérieure d’exposition est fixée par le médecin deprévention,

> d’accident d’exposition : il s’agit du dépassement d’au moins dix fois des limitesannuelles d’exposition*,

• après une absence pour cause de maladie professionnelle ou d’accident de service, uncongé de maternité, une absence d’au moins 21 jours pour cause de maladie ou d’accidentnon professionnel, en cas d’absences répétées pour raison de santé…,

• à la demande de l'agent, notamment en cas de grossesse,• après la fin de l’exposition au risque, pour les travailleurs de catégorie A (surveillance

médicale post-professionnelle).

La surveillance médicale consiste en :• un bilan de l’exposition,• un examen clinique orienté selon le type d’exposition :

> exposition externe : recherche d’atteinte d’ordre hématologique ou ophtalmologique,> exposition interne : recherche d’une pathologie pouvant entraîner une rétention des

radionucléides ou facilitant leur pénétration dans l’organisme,• un ou plusieurs examens complémentaires, en fonction de la nature de l’exposition :

> examen hématologique : numération, formule sanguine, plaquettes,> examen ophtalmologique : contrôle des cristallins,> radiographie pulmonaire en cas de risque d’exposition interne,> examen O.R.L. en cas de risque d’exposition interne,> examen dermatologique en cas de risque de contamination cutanée ou d’exposition

externe,> examen radiotoxicologique urinaire et / ou des selles en cas d’exposition interne,> anthropogammamétrie en cas d’exposition interne.

L’examen radiotoxicologique urinaire permet de détecter la présence de radionucléidesémetteurs �, � ou � dans les urines.

55

26

5.1

Le prélèvement des urines de 24 heures se fait selon le protocole suivant :> se procurer un flacon prévu à cet effet auprès de la personne compétente en radioprotection

ou du service de médecine de prévention. Attention : ne pas jeter le conservateur quepeut contenir le flacon.

> noter l’heure d’évacuation des premières urines du matin. Les éliminer.> à partir de ce moment recueillir la totalité des urines pendant 24 heures.> apporter le flacon dans les meilleurs délais à la personne compétente en radioprotection

ou au service de médecine de prévention.

NB : Le dosage de créatinine permet de s’assurer que les urines de 24h ont bien été recueillies.

L’anthropogammamétrie permet de détecter la présence de radionucléides émetteurs � d’aumoins quelques dizaines de KeV dans l’organisme.Les travailleurs de catégories A et B doivent faire l’objet d’une surveillance individuelle del’exposition, par dosimètrie en cas d’exposition externe et par examen radiotoxicologiqueurinaire et éventuellement anthropogammamétrie en cas d’exposition interne. Les travailleurs, quelle que soit la catégorie à laquelle ils appartiennent, doivent bénéficierd’une évaluation individuelle de l’exposition dès qu’ils opèrent en zone contrôlée ou en zonesurveillée.

*Cette définition de l’accident d’exposition est donnée par l’arrêté. Cependant, toute exposition dépassant les limitesannuelles doit être considérée comme anormale

Dossier médicalLes résultats des examens cliniques et des examens complémentaires sont consignés dansun dossier médical propre à chaque agent.

Le médecin de prévention établit un dossier médical individuel pour les agents exposés.Ce dossier doit contenir :• une fiche d'exposition mentionnant les dates et les résultats des contrôles des doses

équivalentes,• les dates et les résultats du suivi dosimétrique d’exposition individuelle,• les dates et les résultats des examens médicaux mentionnés ci-dessus.Les dossiers médicaux doivent être conservés pendant la durée de vie de l'agent, et, en toutcas, au moins 50 ans après la fin de la période d'exposition aux rayonnements ionisants.

Conclusions médicalesAu terme de la visite médicale, le médecin de prévention émet un avis d’aptitude. Il peut s’agir :• d’une aptitude sans restriction,• d’une aptitude sous réserve (modification du poste de travail),• d’une inaptitude temporaire ou définitive.Une carte de suivi médical est remise aux travailleurs de catégories A et B.

Cas particulier :Les médecins de prévention des établissements publics scientifiques et techniques délivrentaux agents se rendant dans les installations nucléaires de base (INB), soit une carte demission valable dans certaines INB, soit un certificat médical de non contre-indication auxtravaux sous rayonnements. Cependant, les exploitants des INB peuvent exiger que la visitemédicale et la délivrance du certificat d’aptitude soient effectuées par leur propre service demédecine du travail. 27

5.2

5.3

Aspects réglementaires en cas d’accident d’expositionSelon le Code de la Sécurité Sociale (art. L.411-1) :« est considéré comme accident du travail, quelle qu’en soit la cause, l’accident survenu parle fait ou à l’occasion du travail à toute personne salariée ou travaillant à quelque titre ou enquelque lieu que ce soit pour un ou plusieurs employeurs ou chefs d’entreprise ».Les éléments constitutifs de l’accident du travail sont précisés par la jurisprudence. Ainsi,« l’accident du travail est caractérisé par l’action violente et soudaine d’un élément extérieurprovoquant une lésion de l’organisme humain ».

En cas d’accident du travail, la victime doit informer le directeur d’unité dans les meilleursdélais et fournir un certificat médical précisant la nature et le siège des lésions.

Or, une exposition accidentelle aux rayonnements ionisants (exposition externe, contaminationsans blessure) ne provoque pas de lésion d’apparition immédiate. Elle ne peut donc pas êtrereconnue comme accident du travail. Les affections aiguës ou chroniques susceptibles derésulter de l’exposition aux rayonnements ionisants figurent dans le tableau ci-dessous :elles doivent donc faire l’objet d’une déclaration de maladie professionnelle.Néanmoins, toute exposition accidentelle doit être signalée à la personne compétente enradioprotection et au médecin de prévention (Voir fiche 14). La dose reçue lors de cetteexposition accidentelle doit être évaluée et consignée dans le dossier médical.

Tableau 7 : Affections provoquées par les rayonnements ionisants,telles qu’elles sont présentées dans le tableau n°6 des Maladies Professionnelles

reconnues par le régime général de la Sécurité Sociale.

28

Désignation des maladies Délai deprise en charge

Anémie, leucopénie, thrombopénie 30 joursou syndrome hémorragique consécutifs à une irradiation aiguë

Anémie, leucopénie, thrombopénie 1 anou syndrome hémorragique consécutifs à une irradiation chronique.

Blépharite ou conjonctivite 7 jours

Kératite 1 an

Cataracte 10 ans

Radiodermite aiguë 60 jours

Radiodermite chronique 10 ans

Radioépithélite aiguë des 60 joursmuqueuses

Radiolésions chroniques des 5 ansmuqueuses

Radionécrose osseuse 30 ans

Leucémies 30 ans

Cancer broncho-pulmonaire 30 ansprimitif par inhalation

Sarcome osseux 50 ans

Liste indicative des principaux travaux susceptibles de provoquer ces maladies

Tous travaux exposant à l’action des rayonsX ou des substances radioactives naturellesou artificielles ou à toute autre sourced’émission corpusculaire, notamment :• extraction et traitement des mineraisradioactifs,• préparation des substances radioactives,• préparation de produits chimiques etpharmaceutiques radioactifs,• préparation et application de produitsluminescents radifères,• recherches ou mesures sur les substancesradioactives et les rayons X dans les laboratoires,• fabrication d’appareils pour radiothérapieet d’appareils à rayons X,• travaux exposant les travailleurs auxrayonnements dans les hôpitaux, les sana-toriums, les cliniques, les dispensaires, lescabinets médicaux, les cabinets dentaires etradiologiques, dans les maisons de santé etles centres anticancéreux,• travaux dans toutes les industries ou com-merces utilisant les rayons X, les substancesradioactives, les substances ou dispositifsémettant les rayonnements indiqués ci-dessus.

5.4

NormalisationLe principal risque lié à l'utilisation d'une source scellée est le risque d'exposition externe.Un risque de contamination est possible lorsque l'enveloppe qui contient la source présenteun défaut d'étanchéité, ou en cas d'incendie. Les normes NF M 61002 et NF M 61003définissent l’utilisation des sources scellées. Elles décrivent les méthodes d'essais permettantde vérifier leur adéquation entre leur conception et l’utilisation envisagée.

Procédures d’achat et de suivi Avant tout achat d'une source scellée, le chef d’établissement, propriétaire des locaux, et leco-signataire (concrètement le directeur d’unité) doivent obtenir l'autorisation du Ministèrede la Santé (via la ASN).S'il détient une matière nucléaire, la procédure est décrite au chapitre 3-4.La personne compétente doit tenir à jour un ou plusieurs registre(s) sur le(s)quel(s) serontnotamment indiqués :• le nom des fournisseurs de sources et leur numéro d'agrément,• le numéro de demande de fourniture à l’IRSN,• le type d'isotopes utilisés,• l'activité initiale de ces sources radioactives,• les dates du contrôle initial, des contrôles périodiques et des contrôles réalisés à la suite

d'incidents ou d'accidents survenus lors de l'utilisation des sources,• les dates d'utilisation de ces sources, le nom des utilisateurs ainsi que les dates et la

durée de manipulation et les lieux d’utilisation,• leur traçabilité en cas de prêt à une autre unité (voir fiche 15),• leur transport (voir le chapitre 9 et les fiches 20 et 21).

Chaque année, l'utilisateur doit faire effectuer un contrôle par un organisme agréé, selon lesméthodes déterminées par l’arrêté du 26 octobre 2005.

En cas d’utilisation hors établissement, il est nécessaire de s’assurer que :• cette utilisation est mentionnée et permise dans l’autorisation,• le destinataire éventuel détient les autorisations adéquates.

Consignes de sécurité et mesures d’urgenceL'employeur est tenu de prévoir des consignes distribuées à toute personne qui utilise dessources, et de mettre en place des actions de formations (cf 3-2-3 et 4-2).

Une notice remise à tous les travailleurs intervenant en zone contrôlée rappelle :• les risques particuliers liés au poste occupé ou aux interventions effectuées,• les règles de sécurité applicables,• les instructions à suivre en cas de situation anormale.

Dispositions spécifiques aux sources scellées66

29

6.1

6.2

6.3

Les consignes de travail, adaptées à la nature de l’exposition et aux opérations réalisées,sont également affichées dans les zones surveillées et les zones contrôlées.La fiche 16 indique les consignes de sécurité à observer lors de l'utilisation de sources scelléeset la conduite à tenir en cas d'urgence.Les consignes précisent également la conduite à tenir en cas de perte ou de vol de sourcesradioactives.

Restitution des sources périmées ou en fin d’utilisationL'utilisateur est tenu de restituer la source scellée à son fournisseur :• en cas de perte d'étanchéité de l'enveloppe dans laquelle la source scellée est placée,• après cessation d'activité,• 10 ans au plus tard après l'achat de la source ou de l’appareil qui la contient.Depuis 1990, le prix de reprise de la source est obligatoirement compris dans le prix d’achat.

Exceptionnellement, il est possible d’obtenir auprès de l’ASN une dérogation à la reprisepour les sources ayant atteint la limite de 10 ans d’utilisation, sous réserve : • de justifier cette dérogation par des arguments solides (ex : arrêt prochain d’activité,

source équivalente ne se fabriquant plus, étalon de référence…),• que le contrôle d’étanchéité réalisé par un organisme agréé soit exempt d’anomalies,• que le fournisseur et le fabriquant s’engagent sur le maintien des caractéristiques de la

source pour un prolongement d’utilisation.

Entreposage Après chaque utilisation, il est nécessaire de ranger les sources dans un récipient ou unappareil résistant au feu et atténuant le rayonnement, portant le sigle « danger radioactif »(cf fiche 11). De plus, elles doivent être entreposées dans un local fermé à clé, et correctementbalisé. Les sources qui ne sont plus utilisées devront être stockées dans un lieu réservé àl'entreposage, en attendant leur reprise par le fournisseur.

Cas particuliersCertaines sources dites scellées présentent cependant un risque de dissémination de lasubstance radioactive :• les sources alpha, dont le dépôt fragile ne peut être protégé par une quelconque enveloppe

qui absorberait les émissions. Il ne faut pas frotter ni gratter une telle source, sous peinede la détériorer et d’en modifier l’activité, et surtout de se contaminer,

• les sources de fragments de produits de fission, comme le 252Cf, qui, par nature, sontcontaminantes,

• les sources de tritium adsorbé sur un support titane ou cuivre, destinées à servir de cibledans des accélérateurs de particules. Leur activité est consommable par essence même.Elles peuvent également relarguer leur tritium en cas d’échauffement localisé et donccontaminer l’enceinte ou l’huile des pompes à vide.

Elles doivent faire l’objet d’une surveillance particulière, notamment lorsqu’elles sont utiliséespar des étudiants lors des travaux pratiques ou dans des conditions incompatibles avecleurs caractéristiques physiques de fabrication.

30

6.4

6.5

6.6

GestionLa personne compétente doit tenir un registre ou un système équivalent (par exemple desfiches) dans lequel sont notés :• les radionucléides commandés et le nom des fournisseurs,• leur date de réception,• leur activité initiale,• le lieu de manipulation,• les quantités prélevées et les dates des prélèvements,• le nom des utilisateurs,• les activités mises aux déchets.

D’autres informations peuvent être pertinentes selon les utilisations effectuées et les précisionsnécessaires pour les résultats de certaines expérimentations :• l’identification des sources « diluées », fabriquées à partir des sources mères, ou l’identité

des échantillons fabriqués en interne,• les activités massique, volumique et totale,• le milieu chimique…

De plus, comme pour les sources scellées, chaque source doit avoir un dossier récapitulatif,constitué d’une fiche inventaire, une fiche de suivi, du formulaire de demande de radionucléidesen sources non scellées (formulaire IRSN), du bon de commande, du bon de livraison et lescertificats d’étalonnage établis par le fournisseur.

Bonnes pratiques de laboratoireDes précautions doivent être mises en œuvre avant d’effectuer une manipulation deradionucléides :• équiper le local de moyens adaptés de confinement et de ventilation, de récipients pour le

recueil des déchets générés, de matériel et de produits de décontamination,• utiliser des bacs de rétention et du papier absorbant type « Benchkott » pour les manipulations,• disposer d’un plan de travail suffisamment grand et facilement décontaminable,• séparer le matériel propre, de celui qui est en cours d’utilisation,• agir avec soin et ordre, et veiller à ne laisser derrière soi aucune source de risque pour les

autres,• optimiser la durée de la manipulation, pour réduire au maximum le temps d’exposition.

Pour de nouvelles expériences, des manipulations « à blanc » sont conseillées. Les activitésmanipulées seront les plus faibles possible,

• disposer de moyens de mesures adaptés au type de sources utilisées et en bon état defonctionnement.

L’ensemble des règles élémentaires à observer est résumé dans la fiche 17.

Dispositions spécifiques aux sources non scellées77

31

7.1

7.2

Mesures d’urgenceDispersion• Prévenir la personne compétente en radioprotection,• délimiter largement et matérialiser la zone contaminée,• absorber le liquide en excès à l’aide d’une pipette, de coton, de papier absorbant, de

vermiculite…,• décontaminer la zone avec un détergent approprié (type RBS 25), en allant de l’extérieur

vers le centre de cette zone,• vérifier à l’aide d’une sonde appropriée l’efficacité de la décontamination, ou faire un frottis,• contrôler les mains, les vêtements, les chaussures.

Contamination corporelle• Demander de l’aide si besoin,• enlever immédiatement tout vêtement contaminé,• laver soigneusement à l’eau et au savon les parties du corps concernées, ne pas endom-

mager la peau,• vérifier l’efficacité de la décontamination,• avertir la personne compétente en radioprotection et le service de médecine de prévention

(cf. fiche 14).

Incorporation• Avertir la personne compétente en radioprotection et le service de médecine de prévention

(cf. fiche 14),• faire effectuer une analyse radiotoxicologique des urines.

Des exemples de calcul d’exploitation et d’incorporation sont présentés dans la fiche 18.

Déchets et effluentsIl est rappelé que tout producteur de déchets est tenu d’en assurer l’élimination dans desconditions propres à éviter tout effet préjudiciable sur l’environnement. La responsabilité duproducteur demeure jusqu’à l’élimination totale des déchets (Loi n°75-633 du 15 juillet 1975).Tout projet de rejet d’effluents radioactifs (liquides ou gazeux) et de déchets contaminés pardes radionucléides doit faire l’objet d’une autorisation délivrée par l’ASN.

Tout titulaire d’une autorisation de détention et d’utilisation de radionucléides doit tenir uninventaire des effluents et déchets éliminés. En attente de parution d’arrêté spécifique à lagestion des déchets, l’autorité de contrôle applique la circulaire DGS/SD7D/DHOS n°2001-323du 9 juillet 2001 relative à la gestion des effluents et des déchets d’activités de soins contaminéspar des radionucléides.

Les principes généraux pour la gestion des déchets sont les suivants :1) Les déchets doivent être triés et conditionnés le plus en amont possible en tenant comptede la période radioactive des radionucléides présents (T1/2 � ou � à 100 jours)2) Ils sont stockés de façon distincte pour permettre:

> Un traitement local par décroissance pour les effluents et déchets provenant del’utilisation de radionucléides de période T1/2 � 100 jours,

> Une prise en charge par l’agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs(ANDRA) pour les radionucléides de période T1/2 � 100 jours.

32

7.3

7.4

7.3.1

7.3.2

7.3.3

3) La radioactivité des effluents et des déchets est contrôlée avant leur évacuation.4) Après décroissance (T1/2 � 100 jours), les déchets sont évacués vers des filières identifiées :déchets ménagers en l’absence de risques infectieux et chimiques, ou filière des déchets àrisque infectieux ou à risques chimiques.

Un plan de gestion interne des déchets doit être mis en place. Il doit faire l’objet d’un documentécrit, transmis à l’ASN lors de l’établissement des dossiers de demande d’autorisation ou derenouvellement d’autorisation de détention et d’utilisation de substances radioactives. Ildéfinit les modalités de tri, de conditionnement, de stockage, de contrôle et d’éliminationdes effluents et des déchets produits.

Recueil des déchets au niveau de l’utilisateur• Vérifier l’absence de contamination des emballages lors de l’ouverture des colis de produits

radioactifs. Ceux-ci peuvent alors être évacués avec les déchets ordinaires après avoir faitdisparaître tout étiquetage spécifique de radioactivité.

• A la paillasse, disposer de récipients spéciaux garnis d’un sac plastique pour le recueil desdéchets solides, et de bonbonnes pour les liquides.

• Contrôler les poubelles « froides » présentes dans les zones de production de déchetsradioactifs avant de les évacuer. Assurer la traçabilité de ces contrôles.

• Trier à la source les déchets en fonction de leur filière d’élimination : déchets à mettre endécroissance ou déchets à faire enlever par l’ANDRA (le tri est fait selon les catégoriesprévues par l’ANDRA - voir fiche 19).

• Etiqueter tous les emballages afin de connaître la nature des radioéléments présents oule type d’émetteur, en y ajoutant une évaluation datée de la radioactivité et la date defermeture de l’emballage.

• Numéroter les emballages de déchets afin d’en faciliter l’identification et permettre unsuivi plus aisé.

Local d’entreposage des déchetsUn local d’entreposage des déchets radioactifs doit être prévu. Il doit être distinct des locauxde travail et doit répondre aux caractéristiques suivantes :• classement minimum en zone surveillée,• sols et murs facilement décontaminables,• cuvelage du sol formant un bac de rétention (ou muni d’un puisard),• aération efficace (entrée basse et sortie haute),• accès facile pour l’enlèvement des déchets,• local fermant à clé et balisé,• gestion confiée à un responsable,• les six faces du local devront assurer une protection radiologique adéquate compatible

avec la destination des locaux adjacents,• présence d’un extincteur (au voisinage) et d’une installation électrique en bon état,• présence d’un absorbant en cas de renversement ou de fuite,• l’aménager de manière à différencier les différentes catégories de déchets pouvant être

présentes (bien délimiter la zone de traitement des déchets à demi-vie � 100 jours).

Dans ce local, les déchets en provenance des laboratoires sont transférés dans les emballagesnormalisés de l’ANDRA : fûts ou bonbonnes selon le cas.Il convient de noter sur un registre la nature des déchets et radioéléments contenus, l’activitéà la date de mise en dépôt dans le local, la date de fermeture du colis pour les déchetsentreposés en décroissance, le résultat du contrôle avant élimination, la date d’éliminationet le devenir final des déchets. Une procédure écrite doit rappeler les vérifications à effectuerpréalablement à l’évacuation des déchets. 33

7.4.1

7.4.2

Gestion des déchets radioactifsSelon que la période du radioélément est inférieure ou supérieure à 100 jours, les déchetsdevront soit être stockés en attente de décroissance, soit faire l’objet d’un enlèvement parl’ANDRA (voir plus haut).

La durée de stockage des déchets gérés en décroissance dépend de leur période :• 3 périodes permettent une décroissance au 1/8 de l’activité initiale,• 6 périodes permettent une décroissance au 1/64 de l’activité initiale,• 10 périodes permettent une décroissance au 1/1024 de l’activité initiale.A la date d’évacuation prévisionnelle, un contrôle d’absence de radioactivité doit être effectué :l’élimination ne pourra se faire que si l’activité détectée ne dépasse pas 1,5 fois le bruit defond ambiant (mesure du bruit de fond réalisé dans un lieu où il n’y a pas d’interaction avecd’autres sources de rayonnements ionisants).Après décroissance, les étiquettes placées sur les emballages de ces déchets, indiquant leurcaractère radioactif, doivent être ôtées avant leur évacuation avec les déchets conventionnels.

Dans l’ensemble des locaux où sont générés et manipulés des déchets, des consignesspécifiques doivent être écrites afin de préciser les dispositions à respecter pour les manipulations,la collecte, le tri, le stockage, l’élimination des déchets, les contrôles de non contaminationdes surfaces et leur fréquence, le matériel à utiliser et le mode opératoire.

Contrôles de la contaminationDes contrôles de contamination des locaux (plans de travail, sols…), du matériel utilisé, desvêtements et des mains doivent êtres effectués fréquemment. Toute trace de contaminationdoit être immédiatement éliminée.

La méthode de contrôle est appelée « directe » si elle consiste à appliquer directement undétecteur de rayonnement sur la surface à examiner, ou « indirecte » si l’on mesure unprélèvement de matière radioactive provenant de la surface ou du milieu à contrôler.Ces deux méthodes sont souvent complémentaires.

Méthode directeCette méthode, commode et rapide, doit être utilisée chaque fois que possible. Elle estparticulièrement précieuse pour les contrôles systématiques de surfaces importantes (sols,paillasses, tables de travail) :

> mettre en route l’indicateur sonore de l’appareil et appliquer la sonde le plus prèspossible de la surface à contrôler, en prenant soin de ne pas la toucher.

La mesure peut être biaisée par l’état de la surface à contrôler (par exemple, la détection descontaminations par des émetteurs � ou � de faible énergie est impossible sur une surfacehumide).

34

7.5

7.4.3

7.5.1

Méthode indirecteCette méthode est employée quand :• le bruit de fond dû à la présence dans le voisinage d’une source radioactive est trop important

(par exemple, lorsqu’on veut contrôler la contamination extérieure d’un récipient contenantune source),

• les irrégularités de la surface d'un objet sont trop accentuées,• l'intérieur d'un tube ou d'un cylindre est inaccessible à la sonde,• la surface à vérifier est contaminée par du 3H, aucune méthode directe n’existant pour ce

radionucléide.

La méthode indirecte consiste en un prélèvement de matière radioactive de la surface àexaminer, pratiqué le plus souvent à l'aide de frottis. Il doit être imbibé d'un liquide volatiladapté à la forme chimique du radioélément en cause.Le frottis est ensuite mesuré à l’aide d’un appareil adapté (sonde ou scintillation liquide).

Evaluation de l’activité surfaciqueIl est possible d’évaluer l’activité surfacique à l’aide de la formule suivante :

A = où

Maintenance des appareils de mesureLes appareils utilisés doivent être maintenus en bon état de fonctionnement (vérification del’état de charge des accumulateurs, intégrité des sondes, absence de contamination).Ils doivent faire l’objet d’étalonnages périodiques afin de vérifier leur rendement de détection.Cette vérification peut se faire soit à l’aide des sources de contrôle fournies avec l’appareil,soit à l’aide de sources étalons.

35

7.5.2

7.5.3

7.5.4

NR X S

A est l’activité surfacique en Bq / cm2,N est le nombre d’impulsions par seconde,R est le rendement de détection,S est la surface utile de la sonde en cm2 pour la mesure directe, et la surface concernée par le frottis en cm2 pour la mesure indirecte.

Conception des locaux

Dispositions généralesLocalisation dans le bâtimentIl est souhaitable de placer les zones contrôlées et les zones surveillées en dehors deszones les plus fréquentées, de façon à renforcer la notion d’accès réglementé. De plus,lorsqu’elles sont contiguës, l’accès à la zone contrôlée doit se faire par l’intermédiaire de lazone surveillée. Il faut également veiller à ne pas placer de tels locaux à proximité des issuesde secours principales, de façon à éviter tout risque supplémentaire en cas de sinistre(exposition externe, contamination). Dans le cas contraire, veiller à limiter les déplacementsavec les sources, en regroupant les locaux de manipulation, de stockage et de comptagedans une même zone géographique. Eviter systématiquement la répartition de locaux impliquantdes transports de matériels et de substances radioactifs sur des étages différents.Par contre, le local destiné à l’entreposage des déchets radioactifs peut être situé à l’extérieurdu bâtiment.

Dispositions constructivesL’incendie dans un local à risque radioactif doit être évité, afin de ne pas superposer à cedernier le risque radiologique.Il faudra donc particulièrement y limiter le potentiel calorifique.Un compartimentage de type coupe-feu 2 heures doit être mis en place, pour protéger ceslocaux d’un incendie d’origine extérieure (au minimum pour une zone contrôlée).Afin de faciliter l’évacuation, une issue de secours indépendante, donnant directement surl’extérieur, est conseillée.

SignalisationLes zones contrôlées doivent être balisées par le trèfle (ou trisecteur) normalisé vert surfond blanc avec la mention « zone contrôlée - accès réglementé ».Les zones surveillées doivent être balisées par le trèfle normalisé gris-bleu sur fond blancavec la mention « zone surveillée - accès réglementé ». Il est important de préciser que le balisage par trèfle noir sur fond jaune est réservé auxrécipients ou rangements contenant des matières radioactives.Ainsi, seuls les trèfles verts ou gris bleu sur fond blanc devront être apposés sur les portesd’accès, à l’exclusion de tout autre pictogramme (cf. fiche 11 « Signalisation »).Dans certaines installations peuvent exister des zones d’accès spécialement réglementé ouinterdit : le trèfle est alors jaune, orange ou rouge, selon l’intensité de l’exposition.

Dispositions particulières aux sources non scelléesClassification des laboratoiresIl existe deux types de zones, la zone surveillée et la zone contrôlée (cf chapitre 4.1 et fiche 10).En complément des critères objectifs qui les définissent, il convient de préciser que :• La zone contrôlée est une zone où se trouvent à la fois concentrées les activités les plus

importantes et les manipulations présentant le plus grand risque.

88

36

8.1

8.1.1

8.2

8.2.1

8.1.2

8.1.3

Ainsi, les solutions mères y sont stockées, à condition qu’elles soient correctement signaléeset protégées vis à vis de l’exposition externe éventuelle. Des manipulations comme la fixationd’iode sur des protéines ou toute opération impliquant l’utilisation de produits volatils marquésy sont réalisées.• De manière générale, il faut veiller à ne pas multiplier le nombre de zones contrôlées.• Les locaux d’entreposage de déchets sont classés « zone contrôlée » ou « zone surveillée »

(cf. 7-4).• Les zones surveillées sont des pièces où sont utilisés les produits marqués impliquant

des activités nettement moins importantes (comme, en biologie moléculaire, dans lesexpériences d’hybridation ou d’électrophorèses, mettant en jeu 32P, 35S…).

• Les pièces où se trouvent les compteurs (gamma, à scintillation liquide…) sont classéesau minimum en zones surveillées. Ces appareils ne doivent en aucun cas se trouver dansles couloirs.

Organisation des locauxLes mesures énoncées sont des mesures de base :• L’accès à une zone contrôlée où sont manipulés des produits volatils doit se faire par

l’intermédiaire d’un sas, pour garantir la dépression nécessaire.• Le sas d’accès à la zone contrôlée peut constituer un vestiaire destiné notamment au

changement des blouses qui ne doivent pas quitter la zone.• L’installation d’un évier à commande à pied ou à avant-bras peut être envisagée dans le

sas ou dans la zone contrôlée.Ces principes généraux sont à adapter au cas par cas.

Protection collective dans les locaux à pollution spécifiqueL’élément essentiel à prendre en compte est l’adaptation des équipements de protection visà vis du risque d’inhalation de vapeurs ou aérosols (exposition interne par voie aérienne).

Principes généraux à mettre en œuvre pour se protéger de la contamination aérienne :• La ventilation d’une zone contrôlée doit être indépendante de la ventilation générale du

bâtiment et assurer un taux de renouvellement d’air tel que la concentration d’activitédans l’air soit compatible avec le classement de la zone, la priorité restant le captage auplus près de la source d’émission

• Un taux de renouvellement d’air compris entre 5 et 10 volumes/heure est généralement admis.• En aucun cas, le débit d’air ne doit être inférieur à 60 m3/h/occupant.• La manipulation de substances volatiles sur paillasse est interdite.• La manipulation sous sorbonne apporte un facteur de protection de 10 par rapport au travail

sur paillasse*.• La manipulation sous boîte à gants apporte un facteur de protection de 100 par rapport

au travail sous sorbonne*. L’utilisation d’une boîte à gants est vivement recommandée dès lors que les activités, pondérées par la volatilité du composé, entraînent un risqued’inhalation important. La boîte à gants est obligatoirement installée en zone contrôlée.

• Le changement des filtres de boîtes à gants ne peut s’effectuer que sous la responsabilitéde la personne compétente en radioprotection, qui effectue les contrôles de contaminationet d’exposition avant, pendant et après l’opération. Il doit être réalisé avec les protectionsindividuelles adéquates (gants, éventuellement combinaison jetable, protection respiratoire).Pour les radionucléides à demi-vie courte (cas de 125I), le filtre est placé en décroissancedans un sac plastique soudé, dans le local prévu à cet effet.Il peut être fait appel à uneentreprise spécialisée.

37

8.2.2

8.2.3

• La fréquence de changement des filtres doit être évaluée en fonction des activités utilisées.Les indicateurs du degré de colmatage qui équipent certaines boîtes à gants (ou hottes àfiltre) peuvent compléter cette évaluation, qui doit malgré tout tenir compte de la rétentionplus ou moins grande du charbon actif en fonction de la température et de l’hygrométrie.Dans tous les cas, un changement régulier est nécessaire.

*Il est rappelé que les sorbonnes sont des enceintes à confinement dynamique ( la vitesse minimale de l’air dans le planfrontal pour une ouverture de 40 cm du panneau avant coulissant est de 0,5m/s), alors que les boites à gants sont desenceintes étanches en légère dépression vis à vis de l’extérieur, permettant les manipulations par le moyen de gants fixésà deux ouvertures circulaires dans la partie frontale.Dans les deux cas, l’air extrait doit être compensé en air neuf et est rejeté à l’extérieur du bâtiment en toiture (après filtragepour la boîte à gants).Enfin, en aucun cas, les sorbonnes ou boîtes à gants ne sont destinées au stockage de matériel, sources ou déchets.

Sols, murs et surfaces de travailLe principe général consiste à utiliser des surfaces facilement décontaminables, en cas deprojection ou de renversement de produits marqués :• avoir des surfaces de travail lisses et non poreuses,• privilégier les céramiques et résines d’un seul tenant et lisses, ayant une bonne résistance

mécanique aux chocs et aux frottements, ainsi qu’aux éventuelles agressions chimiques,• éviter les joints,• traiter tout particulièrement les angles de remontées en fond de paillasse (bandeaux) en

utilisant si possible des arrondis type plinthes «quart de rond »,• éviter les arêtes vives,• utiliser des peintures imperméables et lessivables,• installer des revêtements de sol de type plastique résistant ou à base de résine. Proscrire

le carrelage,• placer impérativement des remontées en arrondi d’une hauteur de 10 cm pour se prémunir

des contaminations intersticielles.

Nettoyage des locauxEn aucun cas, le personnel de nettoyage (qu’il soit interne à l’établissement ou d’une entrepriseextérieure) ne doit pénétrer en zone contrôlée : l’entretien doit être réalisé par les utilisateurseux-mêmes.Par contre, il est possible de faire intervenir le personnel de nettoyage en zone surveilléeselon les modalités suivantes :• S’il s’agit d’une entreprise extérieure, la personne compétente en radioprotection doit

s’assurer qu’un plan de prévention a bien été rédigé et doit le compléter par des consignesspécifiques (coordonnées des personnes à contacter en cas d’urgence, conduite à tenir encas d’accident…). S’il ne s’agit pas d’une entreprise extérieure, ces consignes spécifiquesseront directement remises aux intéressés.

• Le cahier des charges doit limiter les interventions au nettoyage du sol et proscrire toutnettoyage de paillasse par exemple, qui doit être assuré par les utilisateurs.

• Les poubelles « froides » sont sorties de la zone par les utilisateurs eux-mêmes, pour permettre une évacuation par les personnels de nettoyage, sans risque de confusion. Cespoubelles froides doivent, de plus, faire l’objet d’un contrôle sous la responsabilité de lapersonne compétente en radioprotection.

• Il faudra régulièrement s’assurer que le personnel de nettoyage a bien reçu les informationsnécessaires à la réalisation de sa mission dans de bonnes conditions de sécurité.

• Dans tous les cas, assurer la mesure de l’exposition individuelle par dosimétrie passive.

38

8.2.4

8.2.5

L’envoi de substances radioactives par voie postale est désormais réservé au titulaire d’unagrément délivré par l’ASN. L’utilisation de véhicule personnel est interdite.

DéfinitionsLes matières radioactives constituent la classe 7 des matières dangereuses. L’arrêté dit « ADR » (Arrêté du 1er juin 2001 modifié, relatif au transport de matières dangereuses parroute) inclut dans son champ d’application l’ensemble des substances radioactives.Deux seuils d’exemption sont définis :

> Un seuil par activité massique, défini pour chaque radionucléide,> Un seuil par activité totale par envoi, défini pour chaque radionucléide.

Le fait d’être inférieur à l’un de ces deux seuils est un critère d’exemption pour l’applicationde l’ADR.

Tableau 8 : Valeurs seuils d’exemption pour les radioéléments les plus utilisés

Radionucléide Activité massique pour Limite d’activité pourles matières exemptées (Bq/g) un envoi exempté (Bq)

3H 1.106 1.109

14C 1.104 1.107

22Na 1.101 1.106

24Na 1.101 1.105

32P 1.103 1.105

33P 1.105 1.108

35S 1.105 1.108

36Cl 1.104 1.106

45Ca 1.104 1.107

51Cr 1.103 1.107

55Fe 1.104 1.106

57Co 1.102 1.106

59Fe 1.101 1.106

60Co 1.101 1.105

63Ni 1.105 1.108

90Sr 1.102 1.104

90Y 1.103 1.105

99 mTc 1.102 1.107

109Cd 1.104 1.106

125I 1.103 1.106

131I 1.102 1.106

137Cs 1.101 1.104

152Eu 1.101 1.106

226Ra 1.101 1.104

239Pu 1.100 1.104

241Am 1.100 1.104

252Cf 1.101 1.104

Transport des substances radioactives par route99

39

9.1

Valeurs seuils A1 et A2La sûreté et la sécurité du transport reposent sur l’aptitude du colis à confiner la matièreradioactive en cas d’accident.Afin d’établir l’adéquation entre le risque dû au contenu et la protection apportée par lemodèle de colis, des valeurs limites, baptisées A1 et A2, ont été déterminées.

A1 est l’activité maximale de matières radioactives, sous forme spéciale, autorisée à êtretransportée dans un colis de type A.A2 est l’activité maximale de matières radioactives, autres que celles sous forme spéciale,autorisée dans un colis de type A (voir définition ci-dessous).

La forme spéciale caractérise des matières radioactives spécialement agréées par l’autoritéde sûreté pour leur caractère de résistance à la dispersion. Il s’agit soit d’une matièreradioactive solide non dispersable, soit d’une capsule scellée contenant une matièreradioactive.

ColisIl s’agit de l’emballage avec son contenu radioactif, tel qu’il est présenté pour le transport.Les différents modèles de colis sont soumis à des limites d’activité. Les normes de résistanceapplicables aux colis et emballages dépendent de la quantité et de la nature de la substanceradioactive transportée.Chaque type de colis doit satisfaire à des critères spécifiés en termes de prescriptions etd’épreuves. Certains font l’objet d’un agrément. Les autres, comme les colis exceptés etcolis de type A, doivent être qualifiés pour le contenu transporté.

On distingue ainsi :• colis excepté (contient seulement une fraction de A1 ou A2),• colis industriel de type 1, 2 ou 3 (matières de faible activité spécifique ou objets faiblement

contaminés en surface),• colis de type A (contient une activité maximale égale à A1 ou A2),• colis de type B (contient une activité qui dépasse A1 ou A2),• colis de type C pour le transport aérien,• colis de type H , matières radioactives sous arrangement spécial.La plupart des laboratoires de recherche n’utilise, de façon courante, que des colis exceptésou des colis de type A.

Enumération des matièresUn numéro ONU d’identification caractérise les matières ou objets.Les principaux sont :2908 Emballages vides comme colis exceptés,2909 Objets manufacturés en uranium naturel, uranium appauvri, ou thorium naturel en

tant que colis exceptés,2910 Matières radioactives, quantités limitées en colis exceptés,2911 Appareils ou objets en colis exceptés,2912 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-I) non fissiles ou fissiles exceptées,3321 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-II) non fissiles ou fissiles exceptées,3322 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-III) non fissiles ou fissiles exceptées,2913 Objets contaminés superficiellement (OCS-I ou OCS-II) non fissiles ou fissiles exceptées,2915 Matières radioactives en colis de type A, qui ne sont pas sous forme spéciale, non fissiles

ou fissiles exceptées,3332 Matières radioactives en colis de type A sous formes spéciales non fissiles ou fissiles

exceptées,40

9.1.1

9.1.2

9.1.3

2916 Matières radioactives en colis de type B(U) non fissiles ou fissiles exceptées,2917 Matières radioactives en colis de type B(M) non fissiles ou fissiles exceptées2977 Hexafluorure d’uranium, fissiles,2978 Hexafluorure d’uranium, non fissiles ou fissiles exceptés,3324 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-I) fissiles,3325 Matières radioactives de faible activité spécifique (FAS-II) fissiles,3326 Objets contaminés superficiellement (OCS-I ou OCS-II) fissiles,3327 Matières radioactives en colis de type A fissiles qui ne sont pas sous forme spéciale,3333 Matières radioactives en colis de type A, sous forme spéciale, fissiles,3328 Matières radioactives en colis de type B(U) fissiles,3329 Matières radioactives en colis de type B(M) fissiles

Dispositions relatives aux colis exceptés et colis type AGénéralitésPour chaque radioélément, les valeurs d’activités A1 et A2 ont été définies de façon à évaluerle risque lors du transport.Nos laboratoires étant le plus souvent concernés par des sources sous forme « non spéciales »,ce sont les valeurs A2 que nous retiendrons.Ainsi, à partir de cette valeur A2, de référence, un seuil « L » est déterminé, à partir duqueldes mesures renforcées de sécurité sont exigibles pour le transport (colis de type A). Endeçà, on parle de «colis excepté». Il ne faut pas confondre un colis excepté avec un colisexempté, pour lequel la réglementation ne s’applique pas.

Le calcul de ce seuil s’effectue de la façon suivante (sauf pour 3H) :Pour les formes solides et les gaz : L = 10 -3 A2,Pour les formes liquides : L = 10–4 A2.Cas particulier du Tritium : L = 2 10-2 A2

Lorsque les matières radioactives sont enfermées dans un composant ou constituent uncomposant d’un appareil ou d’un objet manufacturé, le calcul du seuil L défini précédemmentn’est pas applicable. Des limites spécifiques par article et par colis sont alors applicables.

Pour les objets fabriqués en uranium naturel ou appauvri, ou en thorium naturel, un colisexcepté peut contenir n’importe quelle quantité de ces matières, à condition que la surfaceextérieure de l’uranium ou du thorium soit enfermée dans une gaine inactive en métal ouautre matériau résistant.

41

9.2

9.2.1

Tableau 9 : Valeurs seuils pour les radioéléments les plus utilisés

Activité maximale pour un envoi en Radioélément Valeur de A2 «colis excepté» en Bq

en TBq Sous forme gaz ou gaz/solide Sous forme liquide3H 40 8.1011 4.109

14C 3 3.109 3.108

22Na 0,5 5.108 5107

24Na 0,2 2.108 2.107

32P 0,5 5.108 1.107

33P 1 1.109 1.108

35S 3 3.109 3.108

36Cl 0,6 6.108 6.107

45Ca 1 1.109 1.108

51Cr 30 3.1010 3.109

55Fe 40 4.1010 4.109

57Co 10 1.1010 1.109

59Fe 0,9 9.108 9.107

60Co 0,4 4.108 4.107

63Ni 30 3.1010 3.109

90Sr 0,3 3.108 3.107

90Y 0,3 3.108 3.107

99 m Tc 4 4.109 4.108

109Cd 2 3.109 3.108

125I 3 2.109 2.108

131I 0,7 7.108 7.107

137Cs 0,6 6.108 6.107

152Eu 1 1.109 1.108

226Ra 3.10-3 3.106 3.105

239Pu 1.10-3 1.106 1.105

241Am 1.10-3 1.106 1.105

252Cf 2.10-3 2.106 2.105

Rappel : la valeur maximale pour un envoi en « type A » est la valeur A2 elle-même

Cas des mélanges :• Dans le cas d’un mélange de radionucléides dont l’identité et l’activité de chaque élémentsont connues, la condition suivante s’applique au contenu radioactif d’un colis de type A :

B(i) /A1(i) + C(j) /A2(j) � 1i j

où B(i) est l’activité du radionucléide i contenu sous forme spéciale et A1(i) est la valeurde A1 pour le radionucléide i,C(j) est l’activité du radionucléide j contenu dans des matières autres que sousforme spéciale et A2(j) est la valeur de A2 pour le radionucléide j.

42

Dans ce cas, la valeur de A1, de A2 ou l’activité massique pour les matières exemptées ou lalimite d’activité pour un envoi exempté est obtenue comme suit :

où f (i) est la fraction d’activité ou la fraction d’activité massique du radionu-cléide i dans le mélange et X(i) est la valeur appropriée de A1, A2 ou l’activitémassique pour les matières exemptées ou la limite d’activité pour un envoiexempté, dans le cas du radionucléide i.

Lorsqu’on connaît l’identité de chaque radionucléide, mais que l’activité de certains estinconnue, les formules précédentes s’appliquent en utilisant la valeur (de A2 par exemple) laplus faible par rapport aux radionucléides connus du mélange.

• Pour les radionucléides ou les mélanges pour lesquels on ne dispose pas de données, lesvaleurs suivantes sont à utiliser :

Tableau 10

Contenu A1 A2 Activité massique Limite d’activité (TBq) (TBq) pour les matières pour un envoi

exemptées (Bq/g) exempté (Bq)Présence avérée d’émetteurs 0,1 0,02 1.101 1.104

bêta ou gamma uniquementPrésence avérée d’émetteurs 0,2 9.10-5 1.10-1 1.103

alpha uniquementPas de donnée disponible 0,001 9.10-5 1.10-1 1.103

Contamination des colisLa contamination non fixée sur les surfaces externes de tous colis doit être maintenue à unniveau aussi bas que possible et, dans les conditions normales de transport, ne doit jamaisdépasser les valeurs suivantes :> émetteurs bêta/gamma ou alpha de faible toxicité : 4 Bq/cm2

> tous les autres émetteurs alpha : 0,4 Bq/cm2

Ces limites sont les limites moyennes applicables pour toute aire de 300 cm2 de toute partiede surface.

Remarque : L’ADR définit la contamination comme étant la « présence, sur une surface, dematières radioactives en quantité dépassant 0,4 Bq/cm2 pour les émetteurs bêta/gamma etalpha de faible toxicité, ou 0,04 Bq/cm2 pour tous les autres émetteurs alpha ».Au vu des seuils précédents, on note qu’une certaine contamination des colis est acceptée.Pour les colis exceptés, il est conseillé d’avoir un seuil de contamination inférieur à celuidéfini par l’ADR.

La contamination fixée étant, par nature, difficilement quantifiable, il faudra raisonner enterme de débit de dose.

43

9.2.2

44

9.2.3

9.2.4

Signalisation et étiquetage des colisLes prescriptions qui suivent sont valables quel que soit le mode de transport.

Tout colis, y compris les colis exceptés, doit porter le numéro ONU correspondant à lamatière contenue, précédé des lettres « UN ».Chaque colis doit porter sur la surface externe de l’emballage, l’indication de l’identité del’expéditeur ou du destinataire ou des deux à la fois, inscrite de manière lisible et durable.Chaque colis d’une masse brute supérieure à 50 kg doit porter, sur la surface externe del’emballage, l’indication de la masse brute admissible.

a) Colis exceptéAucune signalisation supplémentaire, ni sur le colis, ni sur le véhicule, n’est exigée, sousréserve que le débit de dose au contact soit inférieur à 5 µSv/h.

b) Colis de type ALa mesure du débit de dose au contact et à 1m détermine respectivement la catégorie ducolis et l’indice de transport (IT). Le tableau suivant définit les étiquetages à employer, enprécisant que l’indice de transport est obtenu en multipliant par 100 le débit de dose expriméen mSv/h à 1m. En conditions normales de transport, il doit être inférieur ou égal à 0,1mSv/h.

Tableau 11

Indice de Débit d’équivalent de dose Catégorie Modèles d’étiquettestransport au contact (H)

0 � � 0,005 mSv/h I - BLANCHE7A

0 � IT� 1 0,005 � � � 0,5 mSv/h II - JAUNE7B

1 � IT� 10 0,5 � � � 2 mSv/h III - JAUNE7C

Remarques :• Si l’indice de transport et le débit de dose au contact déterminent 2 catégories différentespar rapport au tableau précédent, on prendra la plus sévère.• Dans certains cas, la réglementation prévoit des mesures spécifiques, peu susceptibles deconcerner les laboratoires de recherche.• Les colis contenant des matières fissiles doivent porter des étiquettes 7E, en plus des étiquettes 7A, 7B ou 7C.• Les étiquettes doivent être apposées à l’extérieur sur deux côtés opposés du colis et correctement renseignées.• Le colis doit porter sur la face externe de l’emballage la mention « TYPE A ».

Transport par routea) Signalisation des véhiculesHormis pour le transport de colis exceptés, il faut apposer :• l’étiquette 7D sur les 2 côtés et à l’arrière du véhicule, ainsi que le numéro ONU,• le panneau orange vierge de toute inscription, à l’avant et à l’arrière du véhicule.La mention «radioactive» est optionnelle afin de permettre l’affichage du numéro ONUdirectement sur l’étiquette.

b) Formations :• du chauffeur : une formation spécialisée « Classe 7 » en cours de validité (5 ans), agréée

par le Ministère du transport, est obligatoire, exception faite du transport de colis excepté.L’organisme assurant cette formation est l’INSTN (Institut National des Sciences etTechniques Nucléaires),

• d’un conseiller à la sécurité: l’ADR prescrit la nomination d’un conseiller sécurité pour lesentités dont l’activité comporte le transport terrestre de marchandises dangereuses ou lesopérations d’emballage, de chargement, de remplissage ou de déchargement liées à cestransports.Le conseiller sécurité est chargé d’aider à la prévention des risques pour les personnes,les biens ou l’environnement inhérents à ces activités. Il doit être titulaire d’un certificat dequalification professionnelle délivré après réussite à un examen organisé par le CIFMD(Comité Interprofessionnel pour le développement de la Formation dans le transport deMarchandises Dangereuses).

Sont exemptées de cette prescription, pour la classe 7, les opérations :• de déchargement (sauf s’il s’agit d’un déchargement dans une ICPE relevant du régime de

l’autorisation, dès lors que les marchandises dangereuses déchargées sont mentionnéesdans la désignation des activités soumises à autorisation),

• de chargement, de déchargement, d’emballage de colis exceptés,• de chargement de matières radioactives de faible activité spécifique en colis de type industriel

(n° ONU 2912, 3321, 3322) dans le cadre des opérations de collecte réalisées par l’ANDRA.

c) Documents de bordLes deux documents suivants doivent être présents dans tout véhicule transportant desmatières radioactives :• une déclaration d’expédition de marchandises dangereuses comportant notamment le

numéro ONU, la classe (7 pour la radioactivité), le nombre et la description des colis (symboledu radioélément, forme physico-chimique, activité), la quantité totale en volume ou enmasse, le nom et l’adresse de l’expéditeur et du destinataire, la catégorie du colis, l’IT,…

• les consignes à destination du chauffeur comprenant notamment la désignation de lamarchandise, la nature du danger, les mesures préventives et les dispositions à prendreen cas d’accident. Ces consignes doivent être adaptées aux matières transportées.

Les fiches 20 et 21 présentent un modèle de déclaration d’expédition et un exemple deconsignes.

d) Dispositions concernant le véhiculeLe véhicule doit posséder une assurance spécifique autorisant ce type de transport et êtredoté :• d’un système d’attache permettant d’arrimer solidement les colis,• d’un extincteur (capacité 2 kg en poudre ou équivalent) dans la cabine permettant au

minimum de combattre un incendie du moteur ou de la cabine,• d’un extincteur (capacité 2 kg en poudre ou équivalent pour les véhicules légers, 6 kg pour

les autres véhicules) apte à combattre un incendie de pneumatique, des freins ou du chargement,

• d’équipements divers : une cale, deux signaux d’avertissement autoporteurs (cône outriangle réfléchissant par exemple), un baudrier ou vêtement fluorescent approprié, unelampe de poche pour chaque membre d’équipage du véhicule, et tout équipement nécessaireà l’application des mesures indiquées dans les consignes écrites.

45

Obligations de l’expediteurElles sont nombreuses : classification des matières, conditions d’utilisation, étiquetage desemballages, chargement/déchargement, formation des intervenants, établissement desdocuments de bord, contrôle des emballages et des colis (débit de dose, non-contamination),qualification des colis.De plus, le responsable de l’établissement où s’effectue un chargement de colis doit s’assurerque les dispositions suivantes sont respectées :• présence du document de transport et des consignes écrites pour le conducteur dans les

documents de bord du véhicule,• adaptation au transport à entreprendre et validité de l’attestation de formation du conducteur,• signalisation et placardage du véhicule respecté,• validité du certificat d’agrément du véhicule et adaptation du véhicule au transport à

entreprendre,• arrimage et calage corrects du ou des colis,• respect des interdictions de chargement en commun.

Face aux nombreuses obligations de cette réglementation, l’ADR précise que des programmesd’assurance de la qualité doivent être établis et appliqués, permettant de garantir la conformitéavec les dispositions réglementaires applicables.Ainsi, des mesures doivent être définies dans un document pour contrôler tous les aspectsrelatifs aux opérations de transport. Ces dispositions impliquent :• d’une part que l’organisation mise en place pour répondre aux exigences réglementaires,

à tous les niveaux du processus, soit décrite dans un référentiel (procédure, mode opératoire),• d’autre part que l’identification des responsabilités partagées entre les différents intervenants

soit exprimée dans les cahiers des charges annexés aux contrats lors d’opérations desous-traitance.

Programme de radioprotection Un programme de radioprotection doit être mis en place pour les travailleurs impliquésdans une activité de transport. Il précise notamment :• l’étendue du programme,• les rôles et responsabilités pour la mise en place du programme,• l’évaluation et l’optimisation des doses individuelles,• les limites de dose,• la formation des intervenants.

Ce programme, ainsi que l’ensemble des documents permettant d’assurer la traçabilité destransports réalisés dans le respect de la réglementation existante sont tenus à la dispositionde l’autorité chargée des inspections en matière de transport de substances radioactives.L’ ASN assure le suivi de la bonne application de la réglementation auprès des différentsintervenants. A ce titre, elle peut être conduite à réaliser des inspections, indépendammentdu statut administratif des intervenants (INB, ICPE…).

46

9.3

9.4

Déclaration des incidents et accidentsLes incidents ou accidents survenant lors des opérations de transports ou d’opérationsannexes (préparation du colis, chargement, déchargement) sont à déclarer auprès de l’ ASNdans les 24 heures suivant l’évènement.

Une déclaration doit être réalisée :• lorsque les matières se sont répandues,• si l’incident ou accident conduit à une exposition provoquant un dépassement des limites

réglementaires,• lorsqu’il y a une dégradation sensible d’une fonction de sécurité (rétention, protection…)

assurée par l’emballage,• en cas de dommage corporel (traitement médical intensif, hospitalisation, incapacité de

travail d’au moins 3 jours consécutifs), matériel ou à l’environnement.Elle doit comporter le mode de transport utilisé, les renseignements sur le type de colisimpliqué (matière et emballage), une description de l’incident/accident, les mesuresconservatoires prises, l’identification des causes, une description des conséquences potentielles et réelles, les actions entreprises ou envisagées pour éviter tout renouvellement.Elle doit prendre en compte les critères de classement de l’échelle INES, et proposer unniveau de classement par rapport à cette échelle.

47

9.5

Bibliographie

Adresses utiles

QUELQUES OUVRAGES INTERESSANTS DANS LE DOMAINE DE LA RADIOPROTECTION

• Protection contre les rayonnements ionisants. Publication N° 1420 des journaux officielsen cours de réactualisation.

• Fiches techniques de radioprotection (INRS-IRSN).

• Radionucleides et Radioprotection D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc (CEA Saclay).

• Aide mémoire de radioprotection (INRS).

• Manuel pratique de radioprotection D.J. Gambini, R. Granier (Lavoisier).

ASN6 place du Colonel Bourgoin75012 PARISTél. : 01.40.19.87.23

I.R.S.N Institut Radioprotection Sûreté NucléaireSiège socialClamart et Fontenay-aux-Roses BP17 - 92262 Fontenay-aux-Roses Cedex 77-83, avenue du Général-de-Gaulle92140 ClamartTél. : 01 58 35 88 88

Institut Curie8, rue Louis Thuillier75005 PARISTél. : 01.44.32.40.00

Hôpital Percy101, avenue Henri Barbusse92140 CLAMARTTél. : 01.41.46.60.00

48

49

Coordination nationale de prévention et de sécurité1, place Aristide Briand 92195 Meudon CedexTél. : 01 45 07 55 05Mél : cnps@cnrs-dir.frhttp://www.sg.cnrs.fr/cnps/

André BRENDELIngénieur de prévention et de sécurité, délégation Rhône-Auvergne du CNRS(jusqu'en juillet 2006)

Yves FENECHIngénieur de prévention et de sécurité, délégation Languedoc-Roussillon du CNRS

Jean-Pierre MANINResponsable sûreté nucléaire et radioprotection, IN2P3(jusqu'en janvier 2007)

Sabine SANDNERMédecin de prévention, délégation Alsace du CNRS(jusqu'en décembre 2002)

Jean-Pierre SCHWARTZInspecteur d'hygiène et de sécurité, délégation Alsace du CNRS(jusqu'en décembre 1999)

Janine WYBIERIngénieur de prévention et de sécurité, délégation Ile de France Ouest et Nord du CNRS

Parcours des alpha dans l’air

Radionucléide 148Sn 232Th 210Po 228ThEnergie (MeV) 2,1 4,2 5,3 8,78Parcours (cm) 1,1 2,6 3,84 8,57

Portée des électrons dans l’airUne formule approchée, valable de 50 keV à 2 MeV, permet de connaître la pénétrationdes électrons dans la matière.

P = O,412 . E n P = portée en g/cm2

E = l’énergie en MeVn = 1,265 – 0,0954 ln E (E en Mev)

Pour en déduire la valeur en centimètres, il suffit de diviser par la masse volumique(en g/cm3) du matériau considéré.

Le schéma ci-dessous exprime, de façon graphique, la pénétration pour un certainnombre de matériaux.

Schéma récapitulatif : pénétration dans la matière des différents types de rayonnements ionisants

Pénétration dans la matièreFiche

1

Particules alpha

Papier Aluminium4 mm

Béton Plombplusieurs cm

Particules bêta,électrons

Rayonnement X etgamma, neutrons

Rayonnement atténué

Rayonnements alpha �Sans objet car leur pénétration est faible.

Rayonnements bêta �Choisir de préférence des matériaux de numéro atomique faible pour éviter le rayonnement de freinage.Une épaisseur de 10 mm de plexiglas suffit à arrêter tous les bêta d’énergie inférieure à 2 MeV.

Rayonnements gamma �Pas de notion de parcours maximal (contrairement aux particules chargées) : donc, derrière un écran, il subsiste toujours une fraction de la composante initiale.Les écrans doivent être constitués de matériaux denses, à numéro atomique élevé,comme le fer, le plomb ou l’uranium (appauvri en 235 U).

La loi simplifiée d’atténuation s’écrit :

�� = �� • e��

�� = fluence des photons après la traversée de l’écran d’épaisseur x.�� = fluence initiale des photons avant l’écran.� = coefficient massique total d’atténuation en cm–1 (il caractérise les différents types d’effets d’interaction des photons dans la matière).x = épaisseur de l’écran en cm.

Valeurs du coefficient � pour le plomb

E ( MeV) 0,1 0,2 0,5 0,7 1 2� (cm-1) 60 9,5 1,8 1,2 0,8 0,52

Le rapport , appelé facteur de transmission, est �1.

Inversement, le rapport , appelé facteur d’atténuation, est �1.

Les épaisseurs caractéristiques apportent un facteur d’atténuation de deux (soit unfacteur de transmission = 1/2) ou de dix (facteur de transmission = 1/10).Elles sont encore appelées « épaisseur moitié » (X 1/2) et « épaisseur dixième » (X 1/10).La valeur de l’épaisseur 1/2 est égale à 0,3 fois celle de l’épaisseur 1/10 : X 1/2 = 0,3 X 1/10.

Écrans de protectionFiche

2

��

�� ��

��

Valeurs d’épaisseurs moitié et dixième en mm

X 1/2 X 1/10

Radionucléide Béton Plomb Béton PlombCobalt 60 84 11,5 280 38Césium 137 66 6 220 20Iridium 192 54 3,5 180 11

Exemple :Si X1/10 = 20mm, un facteur d’atténuation de 800 peut être obtenu en associant 3 épaisseurs moitié (2.2.2 = 8) et deux épaisseurs dixième (10.10 = 100). Soit :

3 (0,3 . 20) + 2 . 20 = 58mm

Pour les neutronsLa loi générale s’écrit : �� = �� • e

-�

où représente le coefficient total d’absorption etde diffusion en cm-1.

Pour ralentir les neutrons, choisir de préférence des matériaux hydrogénés : eau,paraffine, polyéthylène, béton….Une fois ralentis (ils sont dits thermiques), on peut interposer des matériaux neutro-phages qui capturent les neutrons. Dans certains cas, il faut noter que cette réactionpeut produire un rayon � très énergétique. Par exemple, avec le cadmium, l’énergie dugamma est de 7 MeV.On préfèrera le 10B qui donne un peu pénétrant.

Epaisseur dixième pour quelques matériaux usuelsNeutrons rapides

Matériaux Masse volumique (g.cm-3) Epaisseur dixième (mm)Eau 1 23Graphite 1,62 21Béton 2,3 23,2Fer 7,8 14,3

Valeurs de �Neutrons rapides

Matériaux � ( cm-1)Eau 0,1Graphite 0,11Béton 0,099Fer 0,16

Valeurs issues de l’annexe II de l’arrêté du 1er septembre 2003, définissant les modalitésde calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l'exposition despersonnes aux rayonnements ionisants.

Radiologique WR

Type de rayonnements Energie (E) WR

Photons, électrons Quelle que soit l'énergie 1Neutrons E , 10 KeV 1

10 KeV , E , 100 KeV 5100 KeV , E , 2 MeV 202 MeV , E , 20 MeV 10E . 20 MeV 5

Protons E . 2 MeV 5Alpha, fragments de fissions, Quelle que soit l'énergie 20noyaux lourds

Tissulaire WT

Tissu ou Organe WT

Gonades 0,20

Moelle rouge 0,12

Côlon 0,12

Poumon 0,12

Estomac 0,12

Vessie 0,05

Seins 0,05

Foie 0,05

Œsophage 0,05

Thyroïde 0,05

Peau 0,01

Surface des os 0,01

Autres tissus 0,05

Facteurs de pondérationFiche

3

Phase Temps d’apparition Dose Symptomatologiedes symptomes absorbée

(�, �, �)

premières heures � 1Gy - absence de signe clinique� 1 Gy - nausées, vomissements, fatigue intense

Phase initiale � 5 Gy - troubles digestifs : douleurs Durée de quelques abdominales,diarrhéesheures - hyperthermie

� 15 Gy - signes cutanés : rougeur fugace et douloureuse

premières minutes � 15 Gy - état de choc : pâleur, sueurs, pouls filtrant- signes neurologiques : convulsions,obnubilation, désorientation

Période de latence - pas de signe cliniqueDurée d’autant 5 à 15 jours - surveillance hématologique : numérationplus courte que des globules rouges, globules blancs,l’irradiation plaquettesest importante

Phase critique DL 50** : - fièvre, infections, hémorragies Symptomatologie 4,5 Gy en rapport avec l’aplasie médullaired’autant plus entraînant une baisse des globules rouges,importante que des globules blancs et des plaquettesla dose est élevée � 6 Gy - signes digestifs : vomissements,

diarrhées, hémorragies digestives

Evolution tardive plusieurs mois - manifestations cliniques diverses liéesà l’importance de l’irradiation

Effets non aléatoires ou déterministes*

Fiche

4

* Ils sont observés après une exposition à de fortes doses non fractionnée dans le temps.** Dose létale (DL 50/60 jours) correspondant à l’éventualité d’un décès dans un délai de 60 jours pour 50 % desindividus irradiés dans les mêmes conditions (il s’agit de la dose délivrée à la moelle osseuse).

Irradiation externe globale de l’organisme

Organe Dose absorbée Signes cliniques(�, �, �)

4 à 8 Gy Rougeur passagère� 5 Gy Epidermite sèche (rougeur cutanée apparaissant

durant les 3 premières semaines Peau suivant l’irradiation)

12 à 20 Gy Epidermite exsudative (brûlure suintante)� 20 Gy Nécrose (mort tissulaire)

Yeux 10 à 12 Gy Cataracte d’apparition tardive (1 à 10 ans)

Gonades• Hommes 0,5 Gy Diminution du nombre des spermatozoïdes

� 2 Gy Stérilité temporaire (de quelques mois à 2 ans)� 6 Gy Stérilité irréversible sans atteinte

de la production d’hormones mâles

• Femmes 7 à 12 Gy Stérilité et ménopause artificielle (selon l’âge)

Au cours Malformations congénitales variables de la grossesse selon le stade de la grossesse :

Oeuf10 premiers jours � 0,2 Gy Effet « tout ou rien » (destruction de l’oeuf(préimplantation) ou survie avec développement normal en

l’absence d’autre irradiation)

Embryon � 1 Gy Malformations graves 10 - 60 jours (oeil - squelette - système nerveux central)(différenciation des organes)

Foetus Retard du développement physique et mentaldu 60ème jour au terme(maturation des organes)

Irradiation partielle

Cancers

Effets aux fortes dosesDivers facteurs influencent la fréquence des cancers en rapport avec une expositionaux radiations ionisantes : la dose, le débit de dose, la nature des rayonnements, lapartie du corps irradiée, le sexe, l’âge....

Les enquêtes épidémiologiques portant sur des populations exposées à de fortesdoses, à fort débit de dose, mettent en évidence un excès de cancers par rapport à despopulations comparables non exposées :

• Un excès de mortalité par cancer (257 décès) touchant principalement le rectum etla vessie, et par leucémie (environ 100 décès) a été observé dans une population de83 000 femmes traitées par curiethérapie ou radiothérapie externe.

• Un excès de mortalité par cancer (140 décès) et par leucémie (37 décès) a étéobservé dans une population de 14 000 rhumatisants atteints de spondylarthriteankylosante et traités par irradiation de la colonne vertébrale (2 à 6 Gy).

• Un excès de mortalité par cancer (147 décès) et par leucémie (54 décès) a étéobservé chez 4 801 survivants de Hiroshima et Nagasaki ayant été exposés à unedose estimée � à 0,5 Sv (dose absorbée au niveau du colon) et suivis jusqu’en 1988.

Effets aux faibles dosesLes enquêtes épidémiologiques intéressant des populations exposées aux faiblesdoses (0,2 Gray) ne permettent pas de conclure du fait du nombre important de cancersapparaissant dans la population. En France, plus de 25 % des décès sont dus à un cancer.

Effets génétiques

On n’a pas pu mettre en évidence à ce jour d’effet génétique chez l’homme.

Effets aléatoires ou stochastiques

Fiche

5

Dose équivalente (mSv)Catégories Dose efficace cristallin peau mains, de personne (mSv) avant-bras,

pieds,chevilles

Travailleurs � 20 � 150 � 500 � 500Apprentis etEtudiants � 18 ans

Apprentis et � 6 � 50 � 150 � 150Etudiants � 18 ans

Public � 1 � 15 � 50

Femmes enceintes* �1 sur l’enfant à naître*

Catégorie A � 6 � 45 � 150 � 150

Catégorie B � 6 � 45 � 150 � 150

*Les femmes qui allaitent ne doivent pas être maintenues à un poste de travail où il existe unrisque d’incorporation de substances radioactives.

Valeurs limites d’expositionValeurs sur 12 mois consécutifs

Fiche

6

Fiche

7

Élément T1/2 Type - Énergie en keV

(%)

Activité d'incorporation,

inhalée ou ingérée,

conduisant à 20 mSv efficace

AI20 (Bq)

Ecrane1/10 en cm

de plomb pourX,

parcours en mm deplexiglas

pour � et e

Seuils d'exemption

Bq Bq/g

Coefficient de dose efficacepour travailleurs

Valeurs les plus restrictives

Inhalation IngestionSv/Bq Sv/Bq

3H

14C

22Na

24Na

32P

33P

35S

36Cl

45Ca

51Cr

55Fe

59Fe

60Co

63Ni

75Se

99mTc

12,3 a

5,7.103 a

2,6 a

15 h

14,3 j

25,4 j

87,4 j

3,0.105 a

163 j

27,7 j

2,7 a

44,5 j

5,27 a

96 a

120 j

6,02 h

�- : 19 (100)

�- : 157 (100)

: 511 (181) ;1275 (100)

�+ : 546 (90)

: 1369 (100) ; 2754 (100)

�- : 1390 (100)

�- 1 : 710 (100)

�- : 249 (100)

�- : 168

�- : 710 (98)

�- : 257 (100)

X : 5 (20) ; 320 (10)

X : 6 (25) ; 7 (3)

X : 1099 (56) ; 1292 (44)

�- : 273 (46) ; 466 (53)

: 1173 (100) ; 1333 (100)

�- : 318 (100)

�- : 66 (100)

X : 136 (59) ; 265 (59) ; 401 (12)

e- : 14 ; 85 ; 124

:18 (6) ; 141 (89)

e- :120 (9)

Inh : 4,9.108

Ing : 4,8.108

Inh : 3,4.106

Ing : 3,4.107

Inh : 6,9.106

Ing : 6,25.106

Inh : 37,7.106

Ing : 46,5.106

Inh : 6,25.106

Ing : 8,33.106

Inh : 14,3.108

Ing : 83,3.106

Inh : 15,4.106

Ing : 26.106

Inh : 2,9.106

Ing : 21,5.106

Inh : 7,4.106

Ing : 26,3.106

Inh : 5,56.108

Ing : 5,26.106

Inh : 21,7.106

Ing : 6,1.107

Inh : 5,7.106

Ing : 11,1.106

Inh : 6,9.105

Ing : 5,9.106

Inh : 38,5.106

Ing : 13,3.107

Inh : 11,8.106

Ing : 7,7.106

Inh : 6,9.108

Ing : 9,1.108

/

/

3,61,4

5,64,7

6,2

0,6

/

2

0,5

0,7

/

4,41,1

4,50,7

/

0,5négligeable

0,1négligeable

109

107

106

105

105

108

108

106

107

107

106

106

105

108

106

107

106

104

10

10

103

105

105

104

104

103

104

10

10

105

102

102

Eau tritiée : 1,8.10-11

Organique : 4,1.1O-11

Vapeurs : 5,8.10-10

2,0.10-9

5,3.10-10

3,2.10-9

1,4.10-9

1,3.10-9

6,9.10-9

2,7.10-9

3,6.10-11

9,2.10-10

3,5.10-9

2,9.10-8

5,2.10-10

1,7.10-9

2,0.10-11

1,8.10-11

4,2.10-11

5,8.10-10

3,2.10-9

4,3.10-10

2,4.10-9

2,4.10-10

7,7.10-10

9,3.10-10

7,6.10-10

3,8.10-11

3,3.10-10

1,8.10-9

3,4.10-9

1,5.10-10

2,6.10-9

2,2.10-11

Principales caractéristiques desradionucléides les plus courants

Fiche

7Élément T1/2 Type-Énergie

en keV (%)

Activité d'incorporation,

inhalée ou ingérée,

conduisant à 20 mSv efficace

AI20 (Bq)

Ecrane1/10 en cm

de plomb pourX,

parcours en mm deplexiglas

pour � et e

Seuils d'exemption

Bq Bq/g

Coefficient de dose efficacepour travailleurs

Valeurs les plus restrictives

Inhalation IngestionSv/Bq Sv/Bq

109Cd

125Sn

125I

131I

137Cs

152Eu

239Pu M

241Am

252Cf

1,27 a

9,64 j

60,1 j

8,04 j

30,0 a

13,3 a

2,41.104 a

432 a

2,64 a

X, : 22 (83) ; 25 (15) ; 88 (4)

e- : 63 (41) ; 84 (45) ; 87 (10)

X, : 823 (4) ; 1067 (9) ; 2002 (2)

�- : 471 (6) ; 1271 (3) ; 2360 (83)

X, : 27 (114) ; 31 (26) ; 36 (7)

e- : 4 (79) ; 23 (20) ; 31 (11)

X, : 284 (6) ; 365 (82) ; 637 (7)

�- : 248 (2) ; 334 (7) ; 606 (90)

X, : 32 (6) ; 36 (1) ; 662 (85)

�- : 512 (15) ; 1173 (5)

X, : 344 (27) ; 1112 (14) ; 1408 (21) ; etc.

�- : 388 (2) ; 699 (14) ; 1478 (8)

X, : 16 (6) ; 52 ; 129 : 5105 (12) ; 5143 (15) ;

5156 (73)

X, : 26 (2,4) ; 60 (36)

: 5443 (13) ; 5485 (85)

X, : 18 (7) ; 43 ;100 : 6076 (15) ; 6118 (82)

Inh : 2,08.106

Ing : 1.107

Inh : 6,7.106

Ing : 6,45.106

Inh : 2,74.106

Ing : 1,33.106

Inh : 1.106

Ing : 9,1.105

Inh : 3.106

Ing : 1,54.106

Inh : 5,13.105

Ing : 14,3.106

Inh : 425Ing : 8.104

Inh 513Ing : 1.105

Inh : 1,11.103

Ing : 2,22.105

� 0,1négligeable

5,85,8

� 0,1négligeable

1,11,6

2,43,8

� 0,1

� 0,1

� 0,1

106

1015

106

106

104

106

104

104

104

104

102

103

102

10

10

1

1

10

9,6.10-9

3,0.10-9

7,3.10-9

1,1.10-8

6,7.10-9

3,9.10-8

4,7.10-5

3,9.10-5

1,8.10-5

2,0.10-9

3,1.10-9

1,5.10-8

2,2.10-8

1,3.10-8

1,4.10-9

2,5.10-7

2,0.10-7

9,0.10-8

« Fabrication, détention, utilisation ou manipulation de radionucléides ou de dispositifsou de produits en contenant (à l’exclusion des utilisations sur l’homme ou de la recherchebiomédicale) »

Il existe deux formulaires (ref : IND/RN/01 et IND/RN/04) pour toute détention, utilisationde sources radioactives, quelles que soient les sources, les radionucléides, les quantitéset l’utilisation, quel que soit le motif de la demande (demande initiale, renouvellement,changement de titulaire, de locaux, extension ou réduction d’activité…). Le formulaireIND/RN/04 est plus spécifique aux laboratoires de recherche utilisant des sources nonscellées et des sources scellées associées (ex : appareil à scintillation liquide). Ces formulaires sont téléchargeables à l’adresse suivante :

http://www.asn.fr/textes/formulaire.asp2.

Rubriques du formulaire à renseignerI - Motif de la demande (1ère autorisation, renouvellement, modification…).Dans le cas d’un renouvellement, le dernier rapport de contrôle des sources et del’installation par un organisme agréé est exigé.

II - Désignation du demandeurC.V. obligatoire, désignation des délégataires.

III - Informations relatives à l’établissementIdentification, existence d’un plan d’urgence…

IV - Lieu de fabrication, détention et/ou utilisation des sources• Descriptif détaillé des locaux et des dispositifs destinés à prévenir le vol, la perte ou la

dégradation des sources, notamment en cas d’incendie (joindre un plan de localisationdes locaux),

• Protection collective, dispositions prises pour détecter, limiter la dispersion, limiterles effluents et déchets,

• Plan de gestion des déchets.

V - Fabrication de sourceFabrication initiale ou reconditionnement (assurance qualité, normes, vérifications etcontrôles finaux).

Formulaire de demandeauprès de l’ASN

Fiche

8

VI - Justification de la détention et de l’utilisation des sourcesPrésenter les méthodes alternatives possibles et les raisons pour lesquelles elles nesont pas employées.

VII - Caractéristiques des sources et appareils• Activités par radionucléide : activité totale et activité mise en oeuvre à un instant t

pour les sources non scellées,• Inventaires des radionucléides, des activités initiales et n° de formulaire CIREA ou

IRSN pour les sources scellées,• Fournisseur de l’appareil, type ou modèle, lieu où le rechargement des sources est

effectué et, pour les sources contenues dans des appareils, identité de l’entreprisel’effectuant.

VIII - Personne compétente en radioprotectionIdentité, attestation de formation complète portant mention « avis favorable ».

IX - Radioprotection des personnes• Contrôle d’accès,• Inventaire des sources,• Formation des personnels, consignes,• Etudes de postes, classement des zones et des personnels,• Dosimétrie, suivi médical.

X - Rappels réglementaires

XI - SignaturesSignature du demandeur et du chef d’établissement, avec visa de la personne compétenteen radioprotection. Le formulaire, accompagné du dossier justificatif, doit être envoyéen deux exemplaires à la division territoriale concernée de l’ASN.

Elles signalent :

• L’existence et la délimitation des zones surveillées et contrôlées ainsi que cellesdes enceintes de stockage.

• La nature et l’activité nominale du (ou des) radionucléides utilisé(s) ainsi que les dangers liés à son (leur) utilisation.

• Les consignes édictées par la personne compétente pour la mise en œuvre des sources ainsi que pour les conduites à tenir en cas d’incident ou d’accident.

• L’obligation de signaler à la personne compétente tout incident ou accident.

• La copie des instructions de sécurité établies par le fournisseur, dans le cas d’un appareil utilisant une source scellée.

• Les dispositions spécifiques du règlement intérieur relatives aux conditions d’hygiène et de sécurité en zone contrôlée.

• Les issues de secours.

• Les bonnes pratiques de laboratoire avant, pendant et après manipulation (voir fiche 17).

• Le nom et le numéro de téléphone de la personne compétente en radioprotection.

• Les noms, adresses et numéros de téléphone du médecin de prévention et de l’ingénieur de sécurité.

• Les coordonnées téléphoniques de l’ASN et de la préfecture de département.

Les consignes seront présentées sous forme d’affiche et devront figurer dans tous les lieux

où leur présence est jugée nécessaire.

Consignes généralesFiche

9

En cas d’exposition externe et interne (en termes de dose efficace)

La détermination des zones peut se faire à partir de la dose efficace susceptible d’être reçue en une heure (ou sur un mois pour la limite Publique/ZS), entraînant des expositions supérieures à 1 mSv ou 6 mSv ou 20 mSv pour la valeur maximaledu temps de présence annuel possible auprès de ces sources (durée � temps de travailannuel légal). Dans l’incertitude sur le temps exact de présence de rayonnementdans la zone, on prendra 1607 heures.A l’intérieur de la zone contrôlée, des zones spécialement réglementées peuvent êtrecréées, dont l’accès peut être limité ou interdit (voir arrêté “zonage“).Les schémas ci-dessous explicitent ces valeurs*.

Les deux valeurs de débits d’équivalent de dose indiquées sur ce schéma sont à considérer en exposition externe corps entier.Pour l’exposition externe des extrémités, le schéma ci-dessous indique les valeurs àprendre en compte, en termes de dose équivalente susceptible d’être reçue en 1 heure.

La zone contrôlée peut être limitée aux locaux réservés au stockage et à la manipulation des solutions mères à condition que les autres pièces

d’utilisation demeurent attenantes et groupées en zone surveillée.

Dans la pratique, il faut s’efforcer de faire coïncider les limites des zones avec cellesdes locaux.

*en termes de dose efficace susceptible d’être reçue en 1 heure.

Zones controlées (Zc)et surveillées (Zc). Zones d’accèsspécialement réglementé

Fiche

10

Expositions externe et interne (dose efficace) :

Débit d’équivalent de dose < 2 mSv/h

Débit d’équivalent de dose < 100 mSv/h

Expositions externe des extrémités :Mains, avant-bras, pieds, chevilles

En cas d’exposition interne

La détermination de la zone doit tenir compte de la radiotoxicité et des propriétés physico-chimiques du radionucléide manipulé ainsi que des équipements utilisés poursa mise en œuvre (paillasse, sorbonne, boîte à gants).

Dans les cas d’une première expérience et en absence de données chiffrées expéri-mentales telles que les valeurs de contamination atmosphérique ou de contaminationdes surfaces au poste de travail, on ne dispose pas d’élément permettant de déterminerla zone. Afin de s’affranchir de cette difficulté, et dans un souci d’uniformisation des méthodes de détermination des zones réglementées, on adoptera une hypothèse de travail simple dont on est sûr qu’elle représente la valeur la plus haute du risqued’incorporation. Elle s’énonce ainsi :

Quelles que soient les conditions de travail, si l’on détient ou utilise une quantité Q(Bq) de radionucléide, l’incorporation I par l’organisme ne représente qu’une fractionXi de cette activité.

I = Q . XiPar convention, Xi ne pourra prendre que 2 valeurs en fonction du facteur de volatilité fv :• Lorsque fv est compris entre 0,1 et 1, > Xi = 0,1 (cas les plus défavorables).• Lorsque fv est égal à 0,01 ou 0,001, > Xi = 0,01.

Exemple de détermination des zones en fonction de l’activité (avec Xi = 0,1)Zone surveillée – ZS Zone contrôlée – ZC

Si Q . hg � 10-3, soit Q � 10-2Si Q . hg � 6 . 10-3 soit Q � 6 . 10-2

hg étant le coefficient de dose efficace engagée par inhalation ou par ingestion en Sv / BqS’il y a plusieurs radionucléides d’activité Q1, Q2,…, Qn, on devra respecter les inégalitéssuivantes :• Zone surveillée si Q1.h1 / 10 + Q2.h2 / 10 + … + Qn.hn / 10 � 10-3• Zone contrôlée si Q1.h1 / 10 + Q2.h2 / 10 + … + Qn.hn / 10 � 6.10-3

Le tableau suivant donne quelques exemples avec Xi = 0,1 (fv compris entre 1 et 0,1).Les valeurs sont en Bq.

Radionucleide Zone surveillée Zone controlée3H (eau tritiée) � 556.106 � 3,3.109

14C (vapeurs) � 17,2.106 � 103,4.106

22Na � 7,7.106 � 46.106

35S (inorganique M)* � 7,7.106 � 46.106

32P (M) � 3,45.106 � 20,7.106

33P (M) � 7,7.106 � 46,1.106

45Ca � 4,3.106 � 26.106

51Cr (M) � 278.106 � 1,67.109

125I � 1,37.106 � 8,22.106

131I � 50.106 � 300.106

*facteur de rétention dans le poumon (voir chapitre 2 - paragraphe 2.7.2).

> >

10 hg 10 hg

Les zones

Les matériels

La signalisationFiche

11

Matières radioactives

Une dosimétrie passive est obligatoire pour tous les travailleurs pénétrant en zonesurveillée ou contrôlée. Elle est généralement assurée au moyen de films dosimètres.Toutefois, elle n’a pas de raison d’être lorsque sont manipulées des sources émettantdes rayonnements auxquels le film est insensible (voir plus bas, § Principe).

Principe

Ce dosimètre est constitué d’une émulsion photographique. Lors du développement dufilm, il apparaît un noircissement dont l’intensité est proportionnelle à l’équivalent dedose reçu par le film.

Pour identifier la nature du rayonnement et pour corriger la réponse du film en fonctionde l’énergie du rayonnement, le film est inséré dans un boîtier comportant des filtresde différentes natures.

Le dosimètre ainsi constitué est sensible aux � d’énergie supérieure à 200 keV, aux X,aux et aux neutrons thermiques (E � 0,025 e V).Il est insensible aux � de faible énergie et aux neutrons rapides, et inutile pour les .

La détection des neutrons rapides nécessite la mise en œuvre d’un film supplémentaireinséré dans le même boîtier. L’équivalent de dose dû aux neutrons est déterminé parcomptage des traces laissées par les protons de recul dans l’émulsion.

Mise en œuvre

• Le film dosimètre est nominatif. Il ne doit être porté que par la personne dont le nomfigure sur le film (à l’exception des dosimètres de zone, mis en œuvre dans le cadred’une dosimétrie d’ambiance).

• Il doit être porté au niveau de la poitrine, pendant les heures de travail.• La mesure au niveau des mains est faite par un dosimètre additionnel, sous forme

de bague (doigt) ou de bracelet (poignet).• En dehors des heures de travail, les dosimètres sont rangés, par nom, sur un tableau.• Pour les personnels de catégorie A, les films sont développés au minimum mensuellement.• Pour les personnels de catégorie B, au minimum trimestriellement.

Le film dosimètre(dosimétrie passive)

Fiche

12

Conseils importants

• Eviter l’exposition des dosimètres à des sources de chaleur (soleil, radiateur) et àcertains produits chimiques.

• Il est important de porter le film dosimètre sur l’endroit (c’est-à-dire face portant lenom vers l’avant), notamment pour les émetteurs � : en effet, pour mesurer cerayonnement, le dosimètre comporte généralement une partie sans écran, situéesur l’avant.

• Lors de déplacements dans d’autres laboratoires, il est nécessaire de porter ledosimètre du laboratoire d’origine, même si le laboratoire que l’on visite fournitson propre dosimètre.

Évolution réglementaire

A partir du 1er janvier 2008, le film dosimètre devrait être remplacé par d'autres typesde dosimètres plus sensibles tels que les verres radiophotoluminescents RPL ou lesOSL (Optical stimulated luminescent). Pour les neutrons, l'émulsion nucléaire devraitsubsister.

Caractéristiques des principales sondes utilisées pour la mesure des contaminations de surface

Détecteur Rayonnements Rendement de Bruit Observationsdétectés détection de fond

sur 4� (*)

Compteur Geiger toutes énergies 15% Sensible également -Müller à fenêtre mince 1 c/s aux X et avec un(1,5 mg/cm2) � d’énergie � 30 kev 5 à 20% faible rendement

Compteur Geiger � d’énergie � 250 kev 3 à 5% A réserver aux �-Müller à fenêtre épaisse 1 c/s d’énergie élevée(56 mg/cm2) d’énergie � 10 kev � 1% (32P par exemple)

Photomultiplicateur toutes énergies 15 à 20% � 0,1 c/savec scintillateur ZnS

Photomultiplicateur � d’énergie � 300 kev 20 à 40% 3 c/s A réserver aux �avec scintillateur d’énergie élevéeplastique (32P par exemple)

Photomultiplicateur Photons X et 15 à 20% 10 c/s Détecte aussi les avec scintillateur NaI De 5 à 250 kev d’énergie �250 kevmince (3 mm) avec un rendement faible

Photomultiplicateur Photons X et 10 à 20% 25 c/savec scintillateur NaI d’énergie � 250 kevépais (25 mm)

Pour 200cm2

Compteur 10% 0,1 c/s Possibilité de disposer proportionnel scellé ou (selon modèle) de compteurs

�,X, 10 à 40% 20 c/s de grande surface

Pour 200cm2

Compteur 10% 0,1 c/s Possibilité de disposerproportionnel et de compteursà circulation de gaz �,X, 10 à 40% 20 c/s de grande surface

Les appareils de mesureFiche

13

(*) Le rendement de détection sur 4� est le rapport entre le nombre d’impulsions délivrées par le détecteur et le nombrede rayonnements émis par la source en 4�. Les chiffres indiqués pour le rendement et pour le bruit de fond sont desordres de grandeur : ils varient selon le modèle de l’appareil. Pour plus de précision, il convient, dans tous les cas, dese reporter à la fiche technique du fournisseur.

Caractéristiques des principaux appareils utilisés pour la mesure des débits d’équivalents de dose

Détecteur Rayonnements Sensibilité Avantages Inconvénientsdétectés

Chambre �, X et 1 �Sv / h Excellente réponse Fragile d’ionisation sous 7 et 300 à relative aux tissus et volumineuxType « Babyline » mg/cm2 100 mSv / h de l’organisme

Compteur X et Variable selon Robuste et peu Mauvaise réponseGeiger Muller Energie � 50 keV le type d’appareil encombrant aux énergies faibles

Compteur à Neutrons de 1 �Sv / h Excellente réponsehélium 3 et sphère toute énergie à relative aux tissuspolyéthylène 100 mSv / h de l’organisme

Appareils de mesure de la contamination atmosphérique

Appareil de prélèvement pour filtre fixeCet appareil est constitué d’une pompe et d’un support sur lequel on vient fixer le filtresuivi d'un compteur volumétrique.Les filtres utilisés sont de 2 types :

- filtre en papier pour les aérosols,- filtre en papier imprégné de charbon actif pour l’iode (rendement de filtrationvoisin de 0,3).

La mesure de la contamination atmosphérique nécessite une installation complexe decomptage. Toutefois, une estimation de l'activité déposée sur un filtre peut être rapi-dement obtenue en utilisant les sondes de détection en service dans les laboratoires(la sonde à utiliser est déterminée par le type d'émission du radionucléide).L’estimation de cette activité est donnée par la relation suivante :

Taux de comptage – Bruit de fondA =

Rendement de l’installation

L'activité A (Bq), ainsi déterminée, est à diviser par le volume V (m3) d'air aspiré : onobtient la valeur de la concentration volumique en Bq/m3.

AttentionLa mesure d'un filtre effectuée dès la fin du prélèvement peut être faussée par la présencedes descendants solides à vie courte provenant du radon. La période apparente de cesdescendants est de l'ordre de 35 à 40 minutes. Il est nécessaire de laisser décroître lefiltre pendant 5 heures environ avant de faire la mesure. Selon les endroits et les conditionsmétéorologiques, la concentration du radon dans l'air varie entre quelques Bq et unecentaine de Bq par m3.

Appareils enregistreurs d'aérosols radioactifsDans ce type d’appareil, l'air contrôlé est aspiré à travers un papier filtre qui se déplacedevant un détecteur. Il donne une valeur instantanée de l’activité de l’air.

Nom, prénom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Âge : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Laboratoire (ou entreprise extérieure) : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Nom du responsable : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Date et heure de l’incident ou de l’accident : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Lieu de l’incident ou de l’accident (bâtiment, pièce, étage) : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Contamination externe• sans blessure• avec blessure

Radioélément• nature chimique :• activité manipulée :

Comptage• appareil de mesure :• sonde :• rendement :

IrradiationOrigine du rayonnement(source, générateur)• nature du rayonnement :

� X �

• débit :

• durée :

• estimation de l’irradiation :

• surface irradiée :corps entierirradiation cutanée

Contamination interneRadioélément• nature chimique :• activité manipulée :

Voie de pénétration :• inhalation• ingestion• cutanée ou muqueuse

Essai de décontamination• heure : • mode :

Traitement d’urgence• oui• non

Si oui, lequel ? :à quelle heure ? :• durée de l’exposition :• estimation de l’exposition :

Fiche de liaisonPCR / médecin de préventionEn cas d’incident ou d’accident en rapport avec des rayonnements ionisants

Fiche

14

Un inventaire des sources scellées détenues doit être mis en place dans l’unité et êtreinclus dans le document unique d’évaluation des risques professionnels. Pour chaquesource, il précise :• La nature du radionucléide,• L’activité à la date d’achat,• Le N° de visa IRSN ou numéro de la demande de fourniture,• La date de livraison et le nom du fournisseur,• Le numéro de source déterminé en interne (lorsque ce type de gestion existe),• La date du dernier contrôle périodique et le résultat.

Outre les informations précédentes, pour chaque source, un dossier regroupe :• La demande de fourniture,• Le certificat délivré par le fournisseur,• Le certificat de conformité aux normes lorsqu’il existe,• La localisation et l’historique des prêts dans le laboratoire lorsqu’une source est

mise en œuvre par différents utilisateurs,• Les bons de commande et de livraison,• Les fiches de prêts précisant les lieux d’utilisation et d’entreposage, la date et la

durée du prêt (qui doit être limité) et le nom de l’utilisateur.

Pour les sources non scellées, le même type d’inventaire doit être mis en place. Des informations complémentaires seront nécessaires pour assurer leur traçabilité,en prenant en compte le fractionnement des sources mères, notamment :• la forme et la nature,• les activités massiques, volumiques,• le milieu chimique, le volume ou la masse.On créera des fiches de suivi de fractionnement des sources mères comportant lesinformations relatives à :• la date de l’opération,• le nom de l’opérateur,• la quantification du prélèvement et son activité,• une référence d’utilisation et les éventuelles dilutions réalisées de nouveau, ce qui

impliquera de nouveau la création d’une fiche de suivi d’utilisation précisant par ailleurs le devenir et le suivi en matière de déchets.

Rappel concernant les matières nucléaires :Pour des raisons de sûreté, leur traçabilité doit être garantie par la tenue d’un livrejournal (voir chapitre 3-4).

Traçabilité des sourcesscellées et non scellées

Fiche

15

Cas particulier du prêt d'une source radioactive à un autre laboratoire

Deux cas sont à considérer :1) La source est d’une activité inférieure aux seuils d’exemption du radionucléideconsidéré : le prêt peut s’effectuer, sous réserve d’en informer l’ASN.

2) La source a une activité supérieure au seuil d’exemption du radionucléideconsidéré : il faudra s’assurer que le laboratoire à qui le prêt est consenti esttitulaire d’une autorisation ASN permettant l’utilisation du radionucléide considéré.Il faudra également obtenir l’autorisation préalable de l’ASN pour ce prêt.

Note : Pour des raisons d’assurances, l’utilisation d’un véhicule personnel n’est pas autoriséeau CNRS pour transporter des sources radioactives. Ces transports s’effectuent dans le respectde la réglementation du transport des matières dangereuses (voir chapitre 9), y compris lorsde l’utilisation d’un véhicule administratif.

Mesures de prévention1) Limiter l’activité des sources utilisées au minimum compatible avec les besoins de

l’expérience et, surtout, éliminer systématiquement les sources devenues inutiles ;

2) Diminuer le temps d’exposition : la définition d’un mode opératoire et l’étude du postede travail avant chaque expérience permettent de travailler efficacement ;

3) S’éloigner de la source : le débit de dose émis par une source varie en fonction del’inverse du carré de la distance. Par exemple, si le débit de dose d’une source estégal à 100 mGy par heure à 1 m, il ne sera plus que de 1 mGy par heure à 10 m.Le cas échéant, mettre un écran constitué de matériaux spécialement choisis pourabsorber ou atténuer les différents rayonnements (voir chapitre 2-3) ;

4) Vérifier périodiquement l’étanchéité de l’enveloppe de la source pour prévenir toutrisque de contamination externe.

Conduite à tenir en cas d’accident d’exposition externe1) S’éloigner du lieu de l’accident ;

2) Interdire l’accès de la zone avant toute action corrective ;

3) Protéger, dans des conditions stériles, les parties du corps irradiées pour prévenirtout risque d’infection ;

4) Prévenir la personne compétente en radioprotection qui fera une enquête et estimerala dose ou la fera déterminer par un organisme agréé ;

5) Prévenir le médecin de prévention.

Perte ou vol d’une sourceArticle R. 1333-51 du Code de la santé publique :La perte ou le vol de radionucléides sous forme de sources scellées ou non scellées,produits ou dispositifs en contenant, ainsi que tout fait susceptible d’engendrer unedissémination radioactive, doivent être immédiatement déclarés au préfet du départementdu lieu de survenance de la perte ou du vol. Le préfet informe l’autorité qui a délivrél’autorisation et l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire.Tout évènement significatif doit être signalé dans les 2 jours à l’ASN et l’IRSN (voirimprimé sur asn.fr).

Sources scelléesMesures de prévention et conduite à tenir en cas d’urgence

Fiche

16

Avant la manipulation• Veiller à la propreté du local, du plan de travail et du matériel.• Placer sur la surface de travail un revêtement imperméable et jetable

(type Benchkott) ou un bac facilement décontaminable (polyéthylène, inox).• Baliser les emplacements où sont manipulés des radionucléides.• Baliser le gros matériel réservé aux manipulations radioactives (sorbonnes, bains-marie,

centrifugeuses…).• Régler correctement les appareils de mesure et de contrôle.

Pendant la manipulation• Porter une blouse et des gants et les changer aussi souvent que nécessaire, si la

manipulation est longue ou s’ils ont été contaminés.• Porter un dosimètre individuel si techniquement justifié.• Identifier clairement la vaisselle, les instruments de travail (pipettes automatiques,

portoirs…) utilisés pour la radioactivité.• Utiliser au maximum de la vaisselle jetable.• Disposer les pipettes automatiques sur des portoirs.• Utiliser les écrans de protection. Les placer le plus près possible de la source :

- plexiglas ou matière plastique pour les émetteurs �,- plomb ou verre au plomb pour les émetteurs X ou .

• Utiliser des pinces pour manipuler la source.• Ne pas déplacer de quantités importantes de produits radioactifs si ce n’est pas

nécessaire.• Éviter les projections et les aérosols à l’ouverture des flacons.• Interdiction de boire, manger, fumer, se maquiller.• Ne pas pipeter à la bouche.• Ne pas porter les stylos ou marqueurs à la bouche.• Entreposer les déchets solides dans des récipients spécifiques adaptés.• Entreposer les déchets liquides dans des bonbonnes placées dans des bacs de

rétention.

Bonnes pratiques de laboratoirelors de l’utilisation de sourcesnon scellées

Fiche

17

Après la manipulation• Vérifier l’absence de contamination :

- pour les locaux : plan de travail, sol,- pour le matériel utilisé,- pour soi-même : gants, vêtements, chaussures.

• Éliminer toute trace de contamination.• Quitter les gants et la blouse après la manipulation et pour tout déplacement hors

de la zone de travail.• Se laver et se contrôler systématiquement les mains avant de quitter la zone de travail.

Perte ou vol d’une sourceArticle R. 1333-51 du Code de la santé publique :La perte ou le vol de radionucléides sous forme de sources scellées ou non scellées,produits ou dispositifs en contenant, ainsi que tout fait susceptible d’engendrer unedissémination radioactive, doivent être immédiatement déclarés au préfet du départementdu lieu de survenance de la perte ou du vol. Le préfet informe l’autorité qui a délivrél’autorisation et l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire.Incident significatif : voir fiche 16.

AbbréviationsQN : activité d'une source N (exprimée en Bq)E : dose efficace (exprimée en Sv)

dpui : dose par unité d'incorporation (exprimée en Sv/Bq). Il s'agit d'une valeur spécifique àchaque radionucléide, selon la voie d'entrée (inhalation ou ingestion). C'est la dose efficaceengagée du fait de l'incorporation de 1 Bq d'un radionucléide donné.

fv : facteur de volatilité d'un radionucléide (dépend de sa forme)I : activité incorporée par l'organisme (exprimée en Bq)

Xi : fraction d'activité dépendant de fv (cf fiche 10)ks : facteur de protection (minorant l'exposition), dû à une protection collectived : débit respiratoire = 1,2 m3 / htN : durée de l'exposition à une source Nn : nombre de manipulations annuelles donnant lieu à une exposition à un radionucléide

Ces calculs représentent des estimations destinées à classer les zones ou lestravailleurs à partir d'hypothèses simples mais majorantes du risque.Des mesures réelles au poste de travail doivent toujours être menées afin devalider ces estimations.

I - Exposition externe seule

Un irradiateur équipé d'une source de 137Cs délivre un débit de dose constant de 100 µSv/h à 10 cm de sa surface. Une barrière physique, verrouillée, est installée à 50 cm pour empêcher les expérimentateurs de s'en approcher.Une fois par semaine, durant 2 heures, un agent d'entretien effectue des travaux à unedistance de 50 cm de cet appareil.

Comment classer la zone ?On considère qu'une exposition permanente, à 10 cm de cet appareil, est tout à faitimprobable (ou n'est pas plausible). Le calcul se fait alors sur la base d'une expositionà 50 cm, délivrée sur une durée potentielle maximale de 1607 heures (le temps de travailannuel).Sachant que le débit de dose est inversement proportionnel au carré des distances, le débit de dose efficace moyen à 50 cm s'élève à :Dose50 = Dose10 (10/50)2, soit 100 x 100/2500 = 4 µSv/h.Pour une occupation théorique de 1607h, la dose efficace serait de : 1607 x 4 = 6428 µSv = 6,43 mSv.Cette valeur étant supérieure à 6 mSv, le local sera donc classé en zone contrôlée.

Comment classer l'agent d'entretien ?Le temps total passé par l'agent est de 2h x 44 semaines = 88 heures.La dose efficace E, reçue en 1 an, est E = 88 x 4 = 352 µSv = 0,35 mSv.Cette valeur étant inférieure à 1 mSv, cet agent n'est donc pas classé, dans ses conditionshabituelles de travail.

Exemples de calculs de dosepour la classification des zones et des travailleurs

Fiche

18

Cependant, il sera opportun de lui remettre la notice prévue à l'art. R 231-90 du Codedu Travail et de le faire bénéficier d'une surveillance dosimétrique passive et d'un dosimètre opérationnel.

Exposition interne

Exemple 1On détient dans un local une source non scellée de 1850 MBq (Q1) de tritium, mise enœuvre sous forme de vapeur d'eau. De plus, il est prévu de commander 50 MBq (Q2)de 14C, susceptible de former des vapeurs de carbone.

Comment classer la zone ?La dose par unité d'incorporation pour 3H (vapeur eau tritiée) est 1,8.10-11 (dpui1) et pour14C (vapeurs de C) 5,8.10-10 (dpui2).Au vu de ces conditions expérimentales, le facteur de volatilité fv pour les deux radionucléides est égal à 1 et donc, Xi = 1/10.

Le calcul de la dose efficace E se fait en appliquant la formule :E = (Q1.Xi1 ) dpui1 + (Q2.Xi2). dpui2

= 1850 x 106 x 1/10 x 1,8.10-11 + 50 x 106 x 1/10 x 5,8 x 10-10

= 3,33 mSv + 2,9 mSv = 6,23 mSv.La zone devra être classée en zone contrôlée.Pour une seule des 2 sources (stockée ou mise en œuvre), elle serait zone surveillée.

Exemple 2Un travailleur effectue des marquages moléculaires avec 37 MBq de 32P, quatre fois paran. De plus, une fois par semestre, il utilise 74 MBq de tritium sous forme de vapeurd'eau. La première expérience se déroule sur 12 heures et la seconde sur 21 heures.Il manipule sous une sorbonne et dispose d'écrans et de matériels de protection contrel'irradiation. Le volume V du local est 75 m3.

Dans quelle catégorie classer ce travailleur ?Au vu de ces conditions expérimentales, les facteurs de volatilité fv sont 0,01 pour le 32P (> Xi = 1/100) et 1 pour le tritium (> Xi = 1/10). La manipulation sous sorbonneapporte un facteur de protection ks égal à 10.

On applique la formule : I = QN x fv x 1/V x d x tN x 1/ks x n, soit :I = (37.106 x 0,01 x 1/75 x 1,2 x 12 x 1/10 x 4) + (74 x 106 x 1 x 1/75 x 1,2 x 21 x 1/10 x 2)I = 28416 Bq de 32P + 4972800 Bq de tritium

Donc, la dpui du 32P étant 2,9. 10-9 et celle de 3H (vapeur d'eau tritiée) 1,8.10-11:E = 28416 x 2,9.10-9 + 4972800 x 1,8.10-11 = 82,4 µSv + 89,5 µSv soit 172 µSV.Cette valeur étant inférieure à 1 mSv, cet agent n'est donc pas classé.

Comment classer la zone ?Si l'on admet qu'il subsiste, au maximum à un instant donné, 37 MBq de 32P et 74 MBqde 3H dans le local :37.106 x 1/100 x 2,9.10-9 + 74.106 x 1/10 x 1,8.10-11 = 1,1 mSv + 0,13 mSv = 1,23 mSvLe local est classé en zone surveillée.

SI : Déchets solides incinérables (papiers, chiffons, gants, plastique…) en vrac.Sont admis en quantité limitée, ces restrictions n’étant pas cumulables :

- Déchets non incinérables (exemple: aluminium) : inférieur à 1 kg par fût- Verre : inférieur à 2 kg par fût- Filtres absorbants pour comptage en couche mince : inférieur à 5 kg par fût

Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène

SNI : Déchets solides en vrac non incinérables, compactables (verrerie, métauxcompactables…)Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène

SL : Flacons de scintillation ou tubes en polyéthylène d’un volume maximum de 20 cm3, plaques multi-puits et microtubes non vidés. Leur liquide scintillant estcomposé de solvants organiques ou biodégradable.Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène

SLV : Petits flacons ou tubes en verre d’un volume maximum de 20 cm3. Leur liquidescintillant est composé de solvants organiques ou biodégradables.Emballage : Fûts de 120 litres en polyéthylène

SO : Solides putrescibles (cadavres d'animaux, litière, fèces lyophilisés, congelés…)ne contenant ni éther ni chaux et dont est exclu tout autre solide.Emballage : Sacs plastiques de 30 litres, ou fûts de 120 litres en polyéthylène

LA : Solutions aqueuses de pH compris entre 2 et 13Emballage : Fûts à bonde de 30 litres

LS : Solvants dont la phase aqueuse est limitée à 50% et ne contenant pas plus de :- Chlore � 5% en masse- Phosphore � 1% en masse- Fluor � 50 ppm

Emballage : Fûts à bonde de 30 litres

LH : Huiles minérales ou organiques ayant les mêmes spécifications que LSEmballage : Fûts à bonde de 30 litres

Les catégories ci-dessus peuvent être subdivisées en catégories 1, 2, 3 et 4 selon l’activitéet la nature des radioéléments contenus.Pour plus de détails, se reporter au « Guide d’enlèvement des déchets radioactifs »édité par l’ANDRA, téléchargeable à http://www.andra.fr/interne.php3?id rubrique=156

Définition “ANDRA” des catégoriesde déchets. Emballages normalisés

Fiche

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(N°ONU, désignation de la matière)Exemple : UN 3332, Matières radioactives en colis de type A sous forme spéciale nonfissiles ou fissiles exceptées, Classe 7, ADR

Expéditeur Destinataire

Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Société : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Société : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Adresse : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Adresse : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Ville : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Ville : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Pays : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Pays : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Téléphone : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Téléphone : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Télécopie : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Télécopie : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Contenu(s)Nom du radioélémentDescription du produitForme spécialeActivité Activité Totale

Emballage et étiquetage Type de colis Dimensions : Etiquetage Indice transportColis exceptés I Blanc /Colis de type A II JauneColis ……….. III JauneMasse brute du colis :

Envoi sous utilisation exclusive oui non

Remarques : Débit de dose gamma au contact de l’emballage : Débit de dose neutrons au contact de l’emballage:

« Je déclare que le contenu de ce chargement est décrit ci-dessus de façon complète et exactepar la désignation officielle de transport et qu’il est convenablement classé, emballé, marqué,étiqueté, muni de plaques étiquettes et à tous les égards bien conditionné pour être transportéconformément aux réglementations internationales et nationales applicables. »

Fait à , le .............................................................. SignatureNom et qualité du signataire :

TransportDéclaration d’expédition de matières radioactives

Fiche

20

Annexe à la déclaration d’expédition

Débit d'équivalent de dose : (mSv/h) Contamination résiduelle : (Bq/cm2)Au contact du colis Au niveau du colisA 1m du colis Au niveau du colisAu contact de véhicule Au niveau de véhiculeA 2 m du véhicule Au niveau de véhiculeAu niveau de la cabineDate du contrôle :Remarques : Appareils utilisés :

Rappels réglementaires (non exhaustifs) :Le débit d’équivalent de dose ne doit pas dépasser 2 mSv/h en tout point de la surface externe d’un colis et0.1 mSv/h à 1 m du colis. Pour le colis excepté, le débit d’équivalent de dose au contact du colis doit être inférieurà 0.005 mSv/h. De même, l’intensité du rayonnement en tout point externe du véhicule ne doit pas dépasser2 mSv/h et 0.1 mSv/h à 2 m de la surface externe du véhicule.La contamination résiduelle non fixée sur une surface accessible du colis doit rester inférieure à 4 Bq/cm2

pour les rayonnements bêta, gamma et alpha de faible toxicité et 0,4 Bq/cm2 pour les rayonnements autresémetteurs alpha. Cependant, il est conseillé de prendre respectivement les valeurs de 0,4 et 0,04 Bq/cm2.

Transporteur Société/Service :

Je soussigné (nom du conducteur) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . déclare :- avoir pris connaissance des consignes de sécurité qui m'ont été remises pour ce

transport, - avoir vérifié le chargement (arrimage des colis, signalisation et étiquetage du véhicule),- disposer des équipements de première intervention réglementaires et de ceux

décrits dans les consignes.

Poids brut total : Date : Signature :

Nombre de colis effectivement chargés :

Expéditeur : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Destinataire : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Emballage : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Contenu(s) : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Numéro : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Description : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Activité totale :

Radioprotection au départ Unité :

Je soussigné (nom de l’agent de radioprotection) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .déclare avoir vérifié :- que la déclaration d'expédition et les consignes ont été remises au conducteur,- la validité et l’adaptation au transport à entreprendre de l’unité de transport,- l’arrimage des colis, la conformité de l'étiquetage des colis et de l’unité de transport- que le conducteur est titulaire d’une attestation de formation en cours de validité

et adaptée au transport à entreprendre.Date : Signature :

Elles doivent être adaptées au type de colis et de matières radioactives transportées

Nature du chargement : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Expéditeur

Nom : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Téléphone : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Société : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Service : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Adresse : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Ville : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Code Postal : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Personne à prévenir en cas d'accident ou d'incident : . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Pompier : 18 Police : 17

Description du chargementNombre de colis :

Nature du dangerAttention : ce véhicule transporte des matières radioactives. Les manipulations debrève durée de colis intacts ne présentent pas de danger. Ne séjournez pas à proximitédes colis sans nécessité.

Mesures Immédiates que doit prendre le conducteur en cas d’accidentou d’incidentPrévenir la police et les pompiers - Arrêter le moteur - Pas de flammes nues - Ne pasfumer - Disposer des signaux sur la route et prévenir les autres usagers de la route dudanger - Tenir le public éloigné de la zone dangereuse - Rester au vent.

Protection individuelle de baseUn baudrier fluorescent, une paire de lunettes de protection, une protection respiratoireappropriée, une paire de gants appropriés, des bottes, un tablier, une lampe de poche,une bouteille avec de l'eau pour rincer les yeux.

DéversementVoir “mesures immédiates à prendre”.

TransportConsignes de sécurité

Fiche

21

FeuEn cas d'incendie sur le véhicule, intervenir avec les extincteurs de bord.En cas d'incendie sur la cargaison, appliquer les mesures immédiates.

Premiers secoursEn cas de contact avec le liquide ou la matière issus de l'emballage, contacter d'urgencel'expéditeur ou les pompiers.

Informations complémentairesLe véhicule doit être équipé d'un lot de bord constitué de :Quatre signaux d'avertissement autoporteurs réfléchissants (cônes, triangles, etc), dechaînes ou rubans bicolores et piquets, de 2 panneaux rétroréfléchissants “DangerRadioactif” et de 2 panneaux rétroréfléchissants “Accident : ne pas approcher”En cas d'accident du véhicule, de perte ou de vol de colis de matières radioactives,prévenir, ou faire prévenir, la gendarmerie ou les forces de police les plus proches.Leur indiquer : Le lieu et la nature de l'accident, les caractéristiques des matièrestransportées (voir votre déclaration d'expédition), l'importance des dommages. Établirensuite un périmètre d'isolement autour de l'accident à l'aide du lot de bord.