La dosimétrie à l’U.L.B. - controlephysique.be · En dosimétrie par thermoluminescence,...

Contrôle Physique U.L.B.

La dosimétrie à l’U.L.B.


Avant-propos Ce fascicule est destiné à donner une vue d’ensemble du système de dosimétrie utilisé à l’U.L.B. En première partie, vous trouverez une présentation théorique de la dosimétrie. En deuxième partie, des aspects pratiques concernant la gestion au quotidien des dosimètres sont abordées. Nous espérons que ce document vous aidera à mieux comprendre l’utilisation de la dosimétrie. Thomas de Brouwer Michèle Viste Partie I : Aspects théoriques 1. Législation 2. Thermoluminescence Partie II : Aspects pratiques 3. Gestion des dosimètres 4. Quelques recommandations


PARTIE I

Aspects théoriques - Législation - Thermoluminescence

La dosimétrie à l’U.L.B. – p 1


La dosimétrie, c'est-à-dire la mesure de l’exposition aux radiations ionisantes, fait partie des outils de la radioprotection. Elle a pour objet de mesurer au mieux les rayonnements en un lieu ou sur une personne (on parle alors de dosimétrie individuelle), pour fournir une estimation de l'équivalent de dose et de dose efficace. La grande variété des situations et des rayonnements a conduit à une grande diversité de ces détecteurs qui doivent en outre s'adapter régulièrement aux changements des limites réglementaires (c'est parfois même leurs améliorations qui permettent de définir de nouvelles limites) La dosimétrie individuelle permet une surveillance radiologique (vérification que les doses reçues sont dans les limites réglementaires), mais elle doit aussi apporter le maximum d'informations en cas d'irradiations accidentelles et si possible servir d'alarme dans ces situations. Enfin les dosimètres doivent pouvoir fonctionner dans des environnements très variés (température, humidité, orientation, etc.), ce qui affecte en général leur précision. 1. Législation L’arrêté royal du 20 juillet 2001 portant Règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l’environnement contre le danger des radiations ionisantes, fixe les règles en matière de radioprotection et de dosimétrie individuelle. 1.1. Définitions (article 2) Dose absorbée (D) : exprime la quantité d’énergie par unité de masse ; dans le cadre de cet arrêté royal, la dose absorbée désigne la dose moyenne reçue par un tissu ou un organe. L’unité de dose absorbée est le Gray (Gy) exprimée en J/kg, c’est-à-dire, l’absorption d’une énergie de 1 Joule par kg de matière. Dose équivalente (HT) : exprime la dose absorbée par un tissu ou un organe T, dose pondérée suivant le type de rayonnement R

RTRRT DwH ,, .=

L’unité de dose équivalente est le Sievert (Sv) exprime en Joule/kg. Les valeurs du facteur de pondération radiologique wR sont repris ci-dessous :

Valeurs du facteur de pondération radiologique wR

Type de rayonnement Energie wR Photons toutes énergies 1 Electrons, muons toutes énergies 1

E < 10 keV 5 10 < E < 100 keV 10 100 keV < E < 2 MeV 20 2 MeV < E < 20 MeV 10

Neutrons

> 20 MeV 5 Protons E > 2 MeV 5 Particules alpha, fragments de fission, noyaux lourds

20

Lorsque l’on se trouve en présence de rayonnements de types différents, la dose équivalente totale est donnée par :

∑= RTRT DwH ,.



Dose efficace (E): somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux différents tissus et organes du corps

∑ ∑∑

=

=

RTRT

TT

Dww

HwE

;.

.

où wT est le facteur de pondération tissulaire valable pour le tissu ou l’organe T Les valeurs de wT sont reprises ci-dessous. L’unité de dose efficace est le Sievert (Sv)

Valeurs du facteur de pondération tissulaires wT

Tissu ou organe wT Gonades 0.20 Moelle rouge 0.12 Colon 0.12 Poumons 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 0.05

Limites de doses : valeurs maximales fixées par arrêté royal pour les doses résultant de l’exposition des personnes professionnellement exposées, apprenti(e)s, étudiant(e)s et personnes du public. Contrainte de dose : restriction imposée aux doses éventuelles qu’une source, pratique ou tâche déterminée peut délivrer aux individus. Cette notion est utilisée à des fins d’optimisation lors de la planification de la protection contre le danger des rayonnements ionisants. En d’autres termes, imposer une contrainte de dose revient à imposer une limite de dose qui ne peut être dépassée (cette limite pouvant être plus sévère que les limites légales) ; le calcul des protections collectives devra se faire en tenant compte de cette limite (par exemple cacul du blindage d’une salle de radiologie, d’un local isotopes, ....) Personne professionnellement exposée : toute personne soumise pendant son travail à une exposition aux radiations ionisantes susceptibles d’entraîner des doses supérieures aux limites fixées pour le public. On distingue 2 catégories de personnes professionnellement exposées : - catégorie A : personnes susceptibles de recevoir : dose efficace > 6 mSv pour 12 mois consécutifs glissants dose au cristallin > 45 mSv pour 12 mois consécutifs glissants dose peau, extrémités > 150 mSv pour 12 mois consécutifs glissants - catégorie B : personnes qui ne relèvent pas de la catégorie A



1.2. Limites de doses (article 20.1. §3 → §5) Les limites de doses prévues par la législation sont les valeurs limites de doses reçues pour une période de 12 mois consécutifs glissants.

Catégorie de personnes Limite dose efficace Personne professionnellement exposée 20 mSv (20000 µSv) Apprentis ou étudiants de 16 à 18 ans 6 mSv (6000 µSv) Public 1 mSv (1000 µSv)

Femmes enceintes - maximum 1 mSv (1000 µSv) durant la grossesse - interdiction de manipuler des sources non scellées

En ce qui concerne les organes ou tissus pris individuellement, les limites sont les suivantes :

Organe ou tissu Dose équivalente Peau Main, avant-bras, pieds, chevilles

500 mSv (500000 µSv)

Cristallin 150 mSv (150000 µSv) Gonades 100 mSv (100000 µSv) Moelle rouge, colon, poumons, estomac 167 mSv (167000 µSv) Vessie, seins, foie, oesophage, thyroïde, autres

400 mSv (400000 µSv)

1.3. Dosimétrie (article 20.6.) 1.3.1. Badge poitrine

Toute personne professionnellement exposée doit porter un dosimètre à hauteur de poitrine sauf pour une exposition exclusive à des émetteurs β dont l’énergie est inférieure à 200 keV. En pratique, toute personne ne manipulant que du H3 (18.6 keV), du C14 (156 keV) ou du S35 (167 keV) ne doit pas porter de dosimètre. Dans ces cas, il convient de mettre en place un système de monitoring adéquat (par exemple, contrôle des urines, ...)

1.3.2. Dosimètre supplémentaire

Si une irradiation non négligeable des tissus ou d’un organe est à craindre, la personne portera un ou plusieurs dosimètres supplémentaires permettant de mesurer la dose à ces endroits. Dans le cas où l’irradiation est susceptible de » provoquer une dose supérieure aux 3/10 des limites pour le cristallin, les mains, les avant-bras, les pieds ou les chevilles, ces dosimètres supplémentaires seront toujours portés. Quelques exemples : le personnel de radiologie devant maintenir le patient pendant la prise du cliché (et plus particulièrement les enfants et les nourrissons), toute personne travaillant en radiologie interventionnelle, lors de

l’injection de substances radioactives aux patients, ..... toutes ces personnes porteront un dosimètre extrémité (bague ou bracelet).



1.3.3. Dosimétrie opérationnelle Toute personne susceptible de recevoir une dose supérieure à 500 µSv par semaine portera à hauteur de la poitrine un dosimètre à lecture directe

1.3.4. Dans les situations oiù le port d’un tablier plombé est indiqué, il y a lieu de porter 2 dosimètres : l’un au-dessus, l’autre en-dessous du tablier plombé. 1.3.5. Tout visiteur, travailleur extérieur, stagiaire, étudiant et personnel intérimaire doit porter les mêmes moyens de protection que les travailleurs régulièrement occupés dans la zone et par conséquent du même type de dosimètre que celui utilisé par le personnel régulier.



2. La thermoluminescence Le principe de base des dosimètres utilisés à l’U.L.B. est la thermoluminescence, c’est-à-dire la capacité d’un matériau d’émettre de la lumière lorsqu’il est chauffé, la quantité de lumière émise étant proportionnelle à la quantité de rayonnements ionisants reçus par ce matériau. Les matériaux thermoluminescents sont essentiellement des cristaux isolants dans lesquels on a introduit des impuretés chimiques (ou activateurs) en quantités soigneusement contrôlées. Lorsque ces matériaux sont irradiés par des rayonnements ionisants, une fraction minime de l'énergie du rayonnement absorbé est emmagasinée dans des états d'énergie métastables. En dosimétrie par thermoluminescence, l'énergie absorbée et emmagasinée dans le matériau détecteur est libérée par échauffement, ce qui se traduit par une émission de lumière, dont l'intensité est liée à la dose de rayonnement. L'information dosimétrique étant perdue au cours de la lecture, les détecteurs thermoluminescents ne peuvent habituellement être lus qu'une fois. Cependant, ils sont réutilisables. Divers matériaux détecteurs sont actuellement disponibles dont le fluorure de lithium (LiF), le borate de lithium (Li B O2 4 7 ), le fluorure de calcium (CaF2 ), le sulfate de calcium (CaSO 4 ), ...

Leur réponse à différents types de rayonnements ionisants dépend de divers paramètres, tels que leur composition isotopique, l'épaisseur du détecteur,...

Bande de conduction

Bande de valence

a

excitation

Bande de conduction

Bande de valence b c d

recombinaison

Modèle de niveaux d’énergie

Le modèle de niveau d'énergie représenté à la figure ci-dessus offre un aperçu sommaire du mécanisme de base de la dosimétrie par thermoluminescence. Ce schéma représente les bandes de valence et de conduction, ainsi que les niveaux d'énergie associés aux pièges à électrons et à trous introduits dans le cristal par les activateurs, c'est-à-dire les impuretés chimiques et les défauts réticulaires. Si le cristal est irradié, l'énergie est transmise aux électrons de la bande de valence et les fait passer dans la bande de conduction, en laissant des trous dans la bande de valence (figure a). Certains de ces électrons et trous se recombinent immédiatement, d'autres sont piégés dans les états métastables où ils peuvent subsister pendant très longtemps. L'échauffement du cristal libère les électrons et les trous de leurs pièges et les amène à se recombiner, soit rapidement (figure b), soit après avoir erré à travers le cristal dans la bande de conduction (figure c) ou dans la bande de valence (figure d). Dans tous les cas, il y a émission de lumière. Dans la plupart des matériaux utilisés, il existe un certain nombre de pièges situés à des niveaux d'énergie différents, si bien que la courbe de thermoluminescence présente habituellement plusieurs pics. La répartition des niveaux d'énergie des pièges, et donc le tracé de la courbe de thermoluminescence, dépend de plusieurs paramètres, dont le plus important est le passé thermique du matériau thermoluminescent considéré.



La courbe de lumière émise est appelée courbe de thermoluminescence. La répartition spectrale de l'émission de thermoluminescence varie d'un matériau à l'autre et entre les divers pics de la même courbe de thermoluminescence. Dans le cas du dosimètre utilisé à l'U.L.B. (LiF:Mg,Ti), la luminescence principale se situe à 230 °C pour un maximum du spectre d'émission situé à 400 nm. La réponse de la plupart des matériaux thermoluminescents en fonction de la dose absorbée est linéaire sur une large gamme de dose. Dans le cas du LiF, la réponse est linéaire jusqu'à une dose gamma d'au moins 5 Gy (500 rad). La probabilité de voir les électrons et les trous quitter leurs pièges respectifs est une fonction de la température. Lorsque les pièges sont peu profonds, cette probabilité n'est pas négligeable à température ambiante. Par conséquent, une partie de l'information peut être perdue au cours de la période de stockage du dosimètre entre l'irradiation et la lecture. C'est ce qu'on appelle le fading. Un traitement thermique adéquat lors de la lecture permet de minimiser ce phénomène.

Courbe de thermoluminescence du LiF

Modification de la courbe de thermoluminescence en fonction du temps de chauffage et d’annihilation



2.1. Critères de choix La solution idéale serait de disposer d'un dosimètre qui réponde exactement de la même façon que les tissus mous de l'organisme. Si ce n'est pas le cas, nous devons loger dans les boîtiers des dosimètres des écrans multiples afin de déterminer l'énergie approximative du rayonnement incident, et d'apporter à la lecture une correction équivalente à la différence de sensibilité entre le dosimètre et les tissus mous. Cette différence est particulièrement marquée pour des énergies inférieures à 200 keV, c'est-à-dire pour toute la gamme d'application des rayons X et pour certains isotopes très courants dans notre université (tels que : I125 : 35 keV, Tc99m : 140 keV). Un des premiers dosimètres thermoluminescents à avoir été commercialisé contenait du CaF2 (dosimètre M.B.L.E. vers 1965). Ce matériau ne nécessite pas un traitement thermique sophistiqué, et présente une bonne sensibilité. Bien que n'étant pas tissu-équivalent, il possède par rapport au film photographique quelques caractéristiques supplémentaires intéressantes : 1. manutention simplifiée lors de la lecture par rapport aux bains de développement des films ; 2. gamme de mesure très étendue (de 10-3 à 102 rad) ; 3. bonne stabilité à long terme de l'information ; 4. bonne résistance mécanique du boîtier ; 5. non-sensibilité accrue à la lumière du jour et aux agents chimiques ; 6. possibilité d'effectuer rapidement une lecture urgente en cas d'incident ; 7. les dosimètres thermoluminescents sont réutilisables un très grand nombre de fois ; 8. lorsque les différences de sensibilité dans un même lot sont connues, elles restent

invariables, alors qu'en dosimétrie par films, la sensibilité peut varier d'un lot à l'autre et ne peut être déterminée que par échantillonnage ;

9. par contre, le dosimètre par film garde comme avantage principal de pouvoir être conservé comme archive, preuve ou pour un traitement ultérieur de l'information, alors qu'en thermoluminescence, l'information est perdue puisque le dosimètre est régénéré par le cycle de lecture.

Au fil des années, les connaissances et les techniques ayant évolué, il est devenu possible d'utiliser en routine dans des lecteurs automatisés des substances thermoluminescentes quasi tissu-équivalent tel que le fluorure de lithium (LiF) qui présente en outre l'avantage d'être composé à l'état naturel de 92.6 % de Li7 et de 6.4 % de Li6. Le Li6 ayant une très grande section efficace pour les neutrons thermiques (945 barns) devrait permettre d'indiquer la présence de neutrons selon le schéma suivant :

Li n H He36

01

13

24+ → +

Le Li7 ayant une section efficace négligeable pour ces mêmes neutrons, servirait dans ce cas pour la mesure de tout ce qui n'est pas neutrons (électrons, photons). Par simple différence, il devrait donc être possible de mettre une présence de neutrons en évidence. Cette particularité faisait partie de nos critères de choix, mais n'a jamais été exploitée jusqu'à présent car nous ne rencontrons pratiquement pas de problèmes neutroniques au sein de notre Université. 2.2. Conception générale du sytème utilisé à l’U.L.B. Le dosimètre, possède quatre plages principales de lecture et quatre zones de secours appelées "zones back-up". Les zones de secours ne sont pas lues systématiquement mais servent en cas d'incident de lecture ou en cas de confirmation de dose importante. En ce qui concerne le boîtier, un choix judicieux des écrans filtrant chaque zone permet de déterminer une dose au niveau de la peau et une dose en profondeur, de préférence à une discrimination en termes d'énergie et de types de rayonnements incidents.



De plus, un lecteur automatique permet la lecture d'environ 500 dosimètres par jour, et, chaque dosimètre étant identifié par un numéro code, il est possible de réaliser le dépouillement complet des résultats par ordinateur avec un minimum de manipulations (et d'erreurs) humaines. 2.2.1. Dosimètres

Les dosimètres se présentent sous forme d'une feuille constituée d'un mélange téflon-fluorure de lithium dont les dimensions sont les suivantes: largeur : 31.8 mm longueur : 44.4 mm épaisseur : 0.4 mm La matière sensible est du Li7F(Mg,Ti) en concentration de 15 %, le téflon ayant un rôle de support mécanique pour le LiF et d'isolant thermique entre les différentes plages de lecture.

Sur une des faces du dosimètre, est inscrit un numéro d'identification ainsi que deux marques de repères donnant l'orientation du dosimètre dans le lecteur et dans le boîtier. 2.2.2. Boîtier Le boîtier est constitué de quatre zones distinctes possédant différents filtres permettant une analyse des rayonnements incidents tant du niveau de la qualité que de l'intensité du rayonnement :

zone I : 2.4 mm téflon + 0.8 mm Cd zone II : 1 mm Cu + 1 mm Al zone III : 3.2 mm téflon zone IV : fenêtre nue

Structure du boîtier



Energie (keV)

101 102 103

Rép

onse

rel

ativ

e

0.00

0.25

0.50

0.75

1.00

1.25

1.50

LiF sans écran LiF sous 5 mm téflon LiF sous 1 mm Cu + 1 mm Al Dose en profondeurDose à la peau

Réponse théorique du LiF

2.2.3. Interprétation des résultats Le boîtier des dosimètres comporte quatre zones filtrées différemment, permettant, après calculs, d'obtenir les doses en profondeur et à la peau. 1. La zone sous écran téflon/Cd pourrait être utilisée pour la dosimétrie des neutrons.

Actuellement, cette source d'information n'est pas exploitée car nous ne rencontrons pas de problèmes de neutrons à l'U.L.B.

2. L'écran Cu/Al permet une discrimination très efficace entre les rayons gamma et les rayons X généralement utilisés en médecine (20 keV < Eeff < 60 keV). On peut admettre en première

approximation, que la dose absorbée sous cette fenêtre est due à des photons de haute énergie.

3. Ecran téflon : cette fenêtre doit servir à discriminer les rayons β et aussi à établir un équilibre électronique suffisant pour des gammas d'énergie plus élevée.

Finalement, la dose en profondeur sera le résultat combiné des deux zones Cu/Al et plastique/téflon.

4. La fenêtre nue a en pratique une courbe de réponse pratiquement identique à celle de la fenêtre plastique pour des photons d'énergie supérieure à 20 keV.

Cette fenêtre permet la détection de photons d'énergie plus basse (< 10 keV) et de toute une série de rayonnements β.

Signalons toutefois que ceci n'est réalisé qu'au prix d'un compromis difficile du point de vue mécanique. Cette zone du boîtier est en effet particulièrement fragile et permet éventuellement le passage de poussières si elle est cassée.



2.2.4. Dépouillement des résultats La dose sous la fenêtre Cu/Al correspond à une dose gamma pure pour des photons de haute énergie. La dose sous la fenêtre teflon/Cd peut servir de confirmation d'une dose gamma, étant donné que pour les rayonnements X, ces deux filtres ont les mêmes effets. Si l'on compare la zone plastique à la zone Cu/Al, nous pouvons dire que si :

(plastique - Cu) ≈ 0 nous avons affaire uniquement à une irradiation gamma; (plastique - Cu) > 0 nous nous trouvons devant une irradiation rayons X; il faudra donc, en

fonction de la courbe de calibration du dosimètre, appliquer à cette zone un facteur de correction de 1.4 qui correspond à la sursensibilité du LiF dans la gamme d'énergie où le filtre de cuivre du boîtier est efficace.

La dose photon totale ou dose en profondeur est donc égale à :

Cu + (plastique - Cu)/1.4 La fenêtre nue permet d'obtenir sans aucun facteur de correction, une dose à la peau dans le cas d'une irradiation β. Si par contre, l'irradiation est constituée de rayonnements β et de photons, il faut appliquer une formule générale qui tient compte de l'influence des photons sur cette zone :

(f.nue - plastique) + Cu + (plastique - Cu)/1.4 soit :

(f.nue - plastique) + dose en profondeur En général, la dose sous la fenêtre nue est supérieure ou tout au moins égale à celle sous la fenêtre plastique. Cependant, certaines particularités sont observées sous la fenêtre nue irradiée par des gammas d'énergie supérieure à 600 keV (Cs137 : 662 keV) : ceci est dû à l'absence d'équilibre électronique. Ce "défaut" se présente soit comme une surdose qui peut être attribuée aux électrons secondaires produits aux alentours immédiats de la source (enveloppe protectrice, support, ...) soit comme une sous-dose si le faisceau gamma n'amène aucun électron supplémentaire. 2.3. Dosimétrie et faibles doses Le but des mesures dosimétriques est de déterminer avec une précision suffisante les doses maximales légales et d'apporter une information précieuse en cas d'accident avec un dépassement de ces limites. Heureusement, nous comptons peu d'événements de ce type et la plupart des résultats enregistrés sont extrêmement bas. Dans le domaine des basses doses, le dosimètre peut aussi amener des informations utiles en nous montrant des tendances, mais ce genre d'interprétation n'est pas aisé. En effet, dans l'ensemble des moyens et procédés mis en oeuvre un critère échappe complètement au contrôle humain. Il s'agit de l'irradiation naturelle. Nous voudrions dans les lignes qui suivent montrer dans quelle mesure cette irradiation inévitable et aléatoire finit par déterminer la fiabilité des dosimètres dans la gamme des faibles doses. Pour cela nous devons présenter les différents modes d'irradiations qui aboutiront à produire ce que nous appelons le bruit de fond naturel des radiations. Extrait de l'ICRP 39.(traduction)

Dans son environnement, l'homme a toujours été exposé aux radiations : les sources principales d'irradiation naturelle sont les rayons cosmiques, la radioactivité des roches et du sol, et la radioactivité des nucléides incorporés aux tissus. La dose de radiation naturelle que reçoit une personne dépend de divers facteurs tels que l'altitude à laquelle elle vit par rapport au niveau de la mer, le type d'isotopes radioactifs dans le sol de son environnement, et la quantité de substances radioactives assimilées dans le corps provenant de l'air, de l'eau et de la nourriture.



La dose totale due à l'irradiation naturelle pour la plupart des tissus humains est d'environ 0.001 Gy (100 mrad) par an, mais peut atteindre 0.01 Gy (1000 mrad) par an ou plus dans certaines régions limitées du monde. Les modifications apportées par l'homme à son environnement ainsi que ses activités, peuvent augmenter l'exposition "normale" due à l'irradiation naturelle, par exemple l'exploitation des mines, les vols à haute altitude, l'utilisation de matériaux de construction contenant des substances radioactives ... Le simple fait de vivre dans une maison est souvent suffisant : une ventilation rare permet l'accumulation des gaz radioactifs et de leurs produits de décroissance, ce qui a pour effet d'augmenter la dose.

A titre de documentation nous vous invitons à regarder les figures suivantes. Ils ont au moins le mérite de montrer à quel point les situations peuvent être différentes d'un endroit à un autre. Notre expérience personnelle nous a amené à constater des différences assez fondamentales quant aux matériaux de construction :

- briques - béton - gyproc - céramiques, faïences , etc...

Répartition selon l’origine de l’exposition naturelle aux rayonnements ionisants en France



Variation de la dose (en µSv) en fonction de l’altitude

Débits de dose pour quelques vols en avion

(Remarque : la masse d’air contenue dans l’atmosphère est équivalente à un écran d’eau de 10.3 m d’épaisseur.)

Isotope K40 U238 Th232 Activité Dose sur 1 an Activité Dose sur 1 an Activité Dose sur 1 an

Type de roche (Bq/g) à 1 m du sol (Bq/g) à 1 m du sol (Bq/g) à 1 m du sol (mSv) (mSv) (mSv)

Roches volcaniques 0.800 0.35 0.05 0.24 0.050 0.33 Grès 0.340 0.15 0.01 0.07 0.020 0.17 Schiste 0.830 0.36 0.01 0.07 0.040 0.28 Calcaire 0.083 0.04 0.02 0.08 0.005 0.04 Granite > 1.07 > 0.46 > 0.11 > 0.53 > 0.14 > 0.99

Dose due aux matériaux radioactifs contenus dans le sol.



Dans notre pays, les irradiations naturelles sont à un niveau relativement bas et n'amènent généralement pas de situation alarmante. Nous pouvons attribuer ceci - à une altitude faible : la couche d'air nous protège au maximum des radiations cosmiques. - à une composition du sol qui est relativement pauvre en radioisotopes naturels d'où - une diminution de l'irradiation par le sol - une diminution de la contamination de l'air ambiant La grande incertitude du point de vue dosimétrique provient des matériaux de construction. En effet, des murs épais peuvent soit jouer le rôle d'écrans soit le rôle de sources. Ici aussi, on peut généralement dire que les situations ne sont pas alarmantes mais fort variables en fonction de la provenance des matières premières. Notre dosimètre qui s'est montré très fiable aux essais en laboratoire se trouve donc limité sur le terrain par de trop grandes variations de bruits de fond. Pour la suite, nous retiendrons comme valeur moyenne de l'irradiation naturelle :

100 µSv/mois Compte tenu de ces éléments, il serait illusoire d'accorder un crédit quelconque à des résultats dosimétriques proches des valeurs du bruit de fond naturel même si nous disposions d'un dosimètre parfait. Finalement, en tenant compte de toutes les fluctuations possibles, il nous a semblé raisonnable de n'accorder aucun crédit aux doses inférieures à 200 µSv pour une période de distribution de 1 mois + 3 semaines de stockage (préparation, distribution, récupération). Pour résumer :

Bruit de fond naturel ∼ 100 µSv/mois

Si la dose en profondeur ≤ 200 µSv → résultat transmis = 0

Si la dose à la peau ≤ 400 µSv → résultat transmis = 0

Si la dose en profondeur > 200 µSv → résultat transmis = valeur > 200

Si la dose à la peau > 400 µSv → résultat transmis = valeur > 400


PARTIE II

Aspects pratiques - Gestion des dosimètres - Quelques recommandations



3. Gestion des dosimètres 3.1. Distribution et récupération des dosimètres Pour obtenir un dosimètre pour une personne nouvellement engagée dans votre service, il suffit d’introduire une demande au moyen du formulaire présenté ci-dessous

NOM, prénom : …………….......................................... M F

Date de naissance : ……../………….. /……….……....

Lieu de naissance : ……..…………………………………….

Nationalité : ………..…………………………………

N° de registre national : ……..……-……..……-…..………..

Adresse (privée) :

Rue :……………………………………………………............. N° : ... Bte :

Code postal : ……........... Localité :………......................................

Fonction : Etudiant Chercheur, doctorant

Médecin Technicien

Infirmier(e) Autre (à préciser) ………………………

Service : …..........................................................

Campus : ………....................................

Matricule (chez employeur ou étudiant) : ……………………………….

Employeur : U.L.B. Institut Bordet : U.L.B. Institut Bordet Centre des Tumeurs C.H.U. Saint Pierre C.H.U. Brugmann H.U.D.E.R.F. Hôpital Erasme C.P.A.S.B. Société d’intérim : ............................................. Durée probable de l’intérim : ............................. Autre : …………………………………………

Feuille complétée à renvoyer au Service de Contrôle Physique – U.L.B. - par courrier : Av F.D. Roosevelt, 50 – C.P. 182 – 1050 Bruxelles - par courrier intérieur : C.P. 182 - par fax : 02/650.20.58 - via l’enveloppe de dosimètres Ces renseignements peuvent également nous être transmis par e mail :

[email protected]

DEMANDE DE DOSIMETRE

Feuille de renseignements à compléter entièrement et de manière lisible. Merci beaucoup

Sur le site du Service de Contrôle Physique de l’U.L.B. http://www.controlephysique.be, ce document peut être téléchargé ou complété on line. Les informations demandées sur ce document constituent des exigences légales (voir 3.3 Tableau d’irradiation).



Afin d’éviter des échanges de courrier inutiles, veillez à remplir de manière correcte, complète et lisible toute demande de dosimètre, et particulièrement les points suivants : - adresse : il s’agit bien évidemment du domicile de la personne et non de l’adresse du service ou

du kot étudiant ! - numéro de registre national : ce numéro se trouve soit au verso de la carte d’identité, soit sur la

carte SIS. Il se compose de 3 parties : a) 6 chiffres correspondant à la date de naissance inversée (AAMMJJ) b) un nombre de 3 chiffres c) un nombre de 2 chiffres

Il ne s’agit pas du numéro de carte d’identité, ni du numéro INAMI pour les médecins !!! Toute personne résidant en Belgique possède un numéro de registre national. Il peut

être demandé à l’administration communale. 3.2. Feuilles de distribution et de résultats des dosimètres 3.2.1. Distribution Chaque personne reçoit 2 dosimètres (1 jaune et 1 vert) portant le même numéro. Chaque personne pourra trouver le numéro qui lui est attribué sur la feuille de distribution PROTECTION RADIATIONS. ********************** Service CONTROLE PHYSIQUE SOLBOSCH 1070 Titulaire PR. LEJEUNE Responsable MME VISTE Période du 03/07 au 03/09 Distribution numéro 07/06 Série des Jaunes -------------------------------------------------------------------------------- Remarques Nom Matri Dosi cule mètre -------------------------------------------------------------------------------- RIRI 99997 3001 Retard du 05/06 FIFI 99998 3002 LOULOU 99999 3003 Toute modification ou anomalie concernant cette liste doit être signalée au service de contrôle physique de l'U.L.B. (C.P.I. 182) (02/650)2096. Les date de naissance, adresse et n° de registre national sont indispensables pour inscrire de nouvelles personnes. Les anciens dosimètres (verts) seront récupérés à partir du lundi 3 juillet La feuille de distribution constitue la dernière mise à jour de la liste des personnes portant un dosimètre dans un service. La distribution couvre généralement une période de 1 mois (à l’exception de la distribution n° 7 qui couvrent les mois de juillet – août). La tenue à jour de cette liste de distribution ne dépend en grande partie que de la bonne volonté de chacun.

Ce dosimètre est resté dans le service dpuis la distribution n°05 del’année 2006

Période pendant laquelle les dosimètres jaunes doivent être portés

Date à partir de laquelle les dosimètres verts seront récupérés



Tout dosimètre qui n’a pas été récupéré pour être lu, ne pourra donc être redistribué : une mention de retard reprenant la période depuis laquelle ce numéro est distribué dans le service apparaîtra à côté du numéro. La date de récupération des anciens dosimètres indique la date à partir de laquelle les techniciens passent dans les différents services pour récupérer les dosimètres. Cela signifie que les dosimètres de la bonne couleur doivent être prêts pour être récupérés. (Remarque : la récupération des dosimètres se fait dans plus de 140 services répartis sur 10 campus différents de l’Université et hôpitaux ; nous n’avons pas le temps de passer plusieurs fois dans chaque service) Lors de la récupération des dosimètres jaunes, il est totalement inutile de nous remettre des dosimètres verts ou inversément (à l’exception des dosimètres d’une personne ayant quitté définitivement le service). Nous ne pouvons pas mélanger les 2 séries de dosimètres lors de la lecture. Il faut également veiller à ce que l’enveloppe des dosimètres soit accessible facilement pour nos techniciens (évitez de les mettre dans un local ou une armoire fermée à clé, dans un bureau, .... ) 3.2. Résultats des dosimètres PROTECTION RADIATIONS. ********************** Service CONTROLE PHYSIQUE SOLBOSCH 1070 Titulaire PR. LEJEUNE Responsable MME VISTE Période du 01/05 au 04/06 Distribution numéro 05/06 Série des Verts ------------------------------------------------------------------------------------- Doses en µSv (10 µSv = 1mrem) Nom Matri Dosi Profon Peau cule mètre deur -------------------------------------------------------------------------------------RIRI 99997 3001 00 00 Retard du 3/06 FIFI 99998 3002 00 00 LOULOU 99999 3003 Retard du 3/06 Dose en profondeur = dose après 0,5 cm de tissus mous. Ne pas cumuler dose en profondeur et dose à la peau. Si dose en profondeur<200 µSv -->dose en profondeur= 0. Si dose à la peau<400 µSv -->dose à la peau = 0. Un exemplaire des résultats doit être affiché dans les valves du service La feuille de résultats correspond aux dosimètres portés lors de la distribution du mois précédent. Il est donc tout à fait logique que la liste des personnes puisse présenter certaines discordances par rapport à la situation présente (une personne peut avoir quitté le service, un nouveau membre du personnel est arrivé, ....). Il ne faut donc pas se baser sur les feuilles de résultats pour modifier la liste de distribution. 3.3. Tableau d’irradiation Au terme de chaque année civile, l’ensemble des résultats dosimétriques doit être transmis au SPF Emploi, Travail et Concertation Sociale (département du Contrôle du Bien-Etre au Travail), sous forme d’un tableau annuel d’irradiation et de contamination. Cette fiche individuelle comporte des renseignements concernant : - l’employeur - le service médical du travail - l’entreprise où le travailleur exerce sa profession - le travailleur - les sources de rayonnements ionisants auxquelles le travailleur est exposé - les résultats des dosimètres

Période pendant laquelle les dosimètres jaunes ont été portés

Ce dosimètre était resté dans le service depuis la distribution n°3 année 2006

Ce dosimètre est encore dans le service depuis la distribution n°3 année 2006



Ce tableau doit être signé par l’employeur et par le médecin du travail agréé en radioprotection chargé du suivi médical du travailleur professionnellement exposé. Il est donc important que lors d’une demande de dosimètre, les renseignements administratifs demandés soient les plus complets et exacts. 3.4. Travailleur extérieur, étudiant, stagiaire, intérimaire Il s’agit là de personnes ne restant que peu de temps dans un service. Il est dès lors quasiment impossible de mettre la procédure d’attribution d’un dosimètre en place avant que la personne n’ait quitté le département. C’est pourquoi nous avons instauré depuis plusieurs années déjà, un système de distribution particulier pour ces personnes et indépendant des distributions du personnel régulier. Si vous êtes dans ce cas, contactez-nous afin que nous trouvions ensemble la meilleure solution pour vous fournir les dosimètres nécessaires.



4. Quelques recommandations .....

- Portez votre dosimètre

- Remettez-le régulièrement afin que nous puissions le lire et vous

transmettre les résultats

- Chaque dosimètre est nominatif, portez celui qui vous est attribué

- Ce dosimètre est réutilisable, NE LE JETEZ PAS APRES USAGE !

Chaque dosimètre coûte ± 40 € ; chaque dosimètre perdu immobilise

une paire, dont coût 80 € !

- La fenêtre noire est fragile, ne la percez pas.

- Ce dosimètre est sensible aux U.V. : ne l’exposez pas au soleil, ....

- N’essayez pas de l’ouvrir, vous le casseriez !

- Lorsque vous passez un examen isotopique ou radiologique en tant

que patient, ne portez pas votre dosimètre

- Pour tout problème concernant votre dosimètre, n’hésitez pas

contactez le Service de Contrôle Physique.



Contactez le Service de Contrôle Physique !

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