controles non destruct ifs par rayonnements ionisants
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ISBN : 2-909066-00-2
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CONTROLES NON DESTRUCTIFSPAR RAYONNEMENTS IONISANTS
par Daniel DUGRILLON
Décembre 1990Photo de couverture :Deux porte-source
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u cours des cinquante dernières années, de réelsprogrès dans la connaissance de la matière ont étéaccomplis. Parallèlement, cela a entraîné, entreautres, une utilisation de plus en plus fréquente desrayonnements ionisants en milieu industriel no-tamment dans le contrôle non destructif (CND).
A
Caisson de métallographie
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TABLE DES MATIÈRES
Chapitre 1 - CONTROLES NON DESTRUCTIFS Pages
- Définition....................................................................................................................................... 1
- Méthodes de contrôle non destructif .............................................................................................. 1
- Radiologie industrielle gamma ou X .............................................................................................. 2
Chapitre 2 - RAPPELS SUR LES RAYONNEMENTS IONISANTS
- Radioactivité .................................................................................................................................. 5
- Activité ........................................................................................................................................... 5
- Période radioactive ......................................................................................................................... 6
- Radiotoxicité .................................................................................................................................. 6
- Énergie ........................................................................................................................................... 6
- Exposition ...................................................................................................................................... 6
- Unités radiologiques ....................................................................................................................... 7
Chapitre 3 - UTILISATION DU RAYONNEMENT GAMMA
- Radioéléments utilisés en France ................................................................................................... 9
- Choix du radioisotope .................................................................................................................... 11
- Appareils de radiographie gamma .................................................................................................. 14
- Stockage des sources radioactives ................................................................................................... 17
- Transport des sources radioactives ................................................................................................. 18
Chapitre 4 - UTILISATION DES RAYONS X
- Formation des rayons X ................................................................................................................. 23
- Distribution .................................................................................................................................... 24
- Qualité des rayons X ...................................................................................................................... 25
- Filtration ........................................................................................................................................ 26
- Foyer optique ................................................................................................................................. 26
- Appareils radiographiques spéciaux ................................................................................................ 27
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Chapitre 5 - NOTIONS SUR LA PRISE DE CLICHÉS
- Calcul du temps de pose ................................................................................................................. 29
- Suppression du rayonnement diffusé .............................................................................................. 30
- Écrans renforçateurs ....................................................................................................................... 31
- Indicateurs de qualité d'image ........................................................................................................ 32
Chapitre 6 - RISQUES DUS AUX RAYONNEMENTS IONISANTS
- Effets des radiations ionisantes ...................................................................................................... 33
- Limitation des doses d'exposition .................................................................................................. 34
- Accidents du travail et maladies professionnelles ........................................................................... 37
Chapitre 7 - ÉLÉMENTS DE RADIOPROTECTION
- Base de la radioprotection .............................................................................................................. 39
- CAMARI ...................................................................................................................................... 41
- Protection contre l'exposition externe ............................................................................................ 42
- Calcul de délimitation de zones ..................................................................................................... 48
- Dosimétrie ..................................................................................................................................... 52
Chapitre 8 - DOCUMENTATION
- Textes réglementaires ..................................................................................................................... 57
- Normes........................................................................................................................................... 59
- Divers ............................................................................................................................................. 60
ANNEXES
- Annexe n° 1 : Tableau n° 6 des maladies professionnelles .............................................................. 63
- Annexe n° 2 : Radioprotection et personne compétente ................................................................. 65
- Annexe n° 3 : Dispositions générales CRAM du Centre ............................................................... 69
Listes des figures incorporées dans le texte ........................................................................................................ 71
Liste des tableaux incorporées dans le texte ....................................................................................................... 73
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Chapitre 1
CONTROLES NON DESTRUCTIFS
DÉFINITION
Le contrôle non destructif (CND) consiste à rechercher la présence éventuelle de défauts au sein des matériauxconstituant les objets ou parties d'objets à tester par l'utilisation de techniques diverses, sans attenter à l'intégrité de ceux-ci.
MÉTHODES DE CONTROLE NON DESTRUCTIF
Les métodes de contrôle non destructif utilisées couramment sont :
● Le contrôle visuel, qui ne doit pas être oublié est généralement pratiqué par le soudeur lui-même : linéaritéet régularité du cordon de soudure, absence de surépaisseur ou de criques, de cani-veaux (manque de fusion du métalsur les bords de la soudure), bonne pénétration du métal d'apport, etc…).
● Le contrôle par ressuage utilisable pour la recherche de microdéfauts en surface non visibles à l'œil nu de tous métauxnon poreux.
Après nettoyage et dégraissage de la surface à contrôler, un produit est appliqué au pinceau, par pulvérisation ouimmersion et va s'infiltrer dans les criques. Ce produit contient soit un traceur rouge visible en lumière naturelle, soitun traceur fluorescent pour examen en lumière ultraviolette.
● Le contrôle par magnétoscopie qui permet de déceler des défauts affleurant la surface mais est uniquement utilisable pourdes matériaux ferromagnétiques. Sous l'action d'un champ magnétique, les particules magnétiques en suspension dansun liquide s'accumulent au droit des défauts.
● Le contrôle par ultrasons qui permet la recherche des défauts situés de quelques millimètres à plusieurs mètres deprofondeur et qui utilise la technique de "l'impulsion-écho" avec une fréquence du transmetteur de 0,5 à 15 MHz.
● Le contrôle d'étanchéité qui permet de déceler les fuites dues à des défauts de dimensions microscopiques par mise souspression ou en dépression du conteneur à contrôler au moyen d'un gaz (hexafluorure de soufre, hélium, ammoniac, etc…)ou d'un liquide.
● Et le contrôle radiologique industriel qui met en œuvre une source de rayonnements ionisants et qui reste la méthodela plus utilisée (tableau 1).
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Tableau 1 - CONTROLES NON DESTRUCTIFS
Type de contrôle non destructif % d'utilisation
Radiologie industrielle (X ou gamma) 51Ultrasons 25Courants de Foucault 11Ressuage (avec ou sans ultraviolet) 6Magnétoscopie 3,5Emission acoustique et vibrations 2Divers (thermographie infrarouge, potentiométrie, holographie laser,argenture par voie chimique, étanchéité, etc…) 1,5
10-14 10-12 10-4
1 angstrom
108106104102110-210-610-810-10
1 micron 1 cm 1 km
en mètres›
cosmiques
γrayons X
U.V.
I.R.
ondes hertziennes
courants électriques
(transmission de l'énergie)
380
400
440
500
440
500
550
650
760
500
550
600
550
600
650
600
650
760
viol
etin
digo
bleu
vert
bleu
vert
jaun
eve
rtja
un
eor
ange
oran
gero
uge
oran
gero
uge
λ
spec
tre
visi
ble
(µm)Figure 1 - SPECTRE DES ONDES ÉLECTROMAGNÉTIQUES
radarMF
TVondes courtes
Le contrôle non destructif par technique à l'aide de photons X ou gamma, parfois de faisceaux d'électrons (accélérateursde particules) ou de neutrons ne se limite pas aux constructions soudées. Il concerne également :
- les ouvrages d'art où les défauts recherchés sont :. l'hétérogénéité d'un béton mal vibré, des reprises de bétonnage ou des joints de construction,. absence partielle ou totale de coulis d'injection (protection des câbles contre la corrosion),. torons rompus ou détendus,
- les contrôles d'entretien notamment sur les chaudières, les hauts-fourneaux, cubilots,- le contrôle d'objets très divers : pneus, pièces de fonderie ou en matériaux composites, etc…-l'expertise : tableaux, objets d'antiquité, etc…-etc…
RADIOLOGIE INDUSTRIELLE GAMMA OU XLe contrôle non destructif par radiologie des matériaux s'effectue principalement avec des photons X ou γ . Il s'agit de"grain" de rayonnement de masse et de charge électrique nulles. Ce sont des rayon-nements électromagnétiques dontles longueurs d'onde se placent entre les ultraviolets et les rayons cosmiques (figure 1).
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Ces rayonnements ont la propriété de traverser la matière, d'être atténués plus ou moins selon les matériaux traverséset de transporter une "image radiante" de ces derniers pouvant être convertie en image visible sur un dispositif approprié: film radiographique (radiographie industrielle) ou écran fluorescent (radioscopie industrielle). Voir figure 2.
Dans le cas de la radioscopie industrielle, nous pouvons utiliser, outre l'écran fluorescent, un intensificateur d'imageassocié éventuellement à une caméra qui permet la vision directe sur un écran de télévision et l'enregistrement éventuelsur magnétoscope. (Figure 3).
Lors du contrôle non destructif, la pièce à étudier est intercalée entre l'émetteur de rayonnements ionisants et le dispositifde visualisation. La pièce à contrôler atténuera le rayonnement émis et impressionnera plus ou moins ce dispositif saufen cas de présence de défaut (crique, bulle d'air, etc…). Voir figure 2.
Les sources ponctuelles de rayonnements n'existant pas dans la pratique, il y aura toujours un flou géo-métrique (appeléégalement pénombre) autour du défaut décelé. Ce flou est déterminé par la formule :
d - lf = D - d
avec f = largeur du floul = plus grande dimension du foyer d'émissionD = distance source-filmd = distance défaut - film
Remarque : La radiographie neutronique, qui présente une excellente définition, ne semble pas être utilisée pour le CND dessoudures.
Figure 2 - PRINCIPE D'UNE RADIOGRAPHIE
collimateur
source radioactive
faisceaude protonspièce à
radiographier
défaut
image du défaut
flou géométriquefilm
d
D
▲
▲
▼ ▼
10
123123123123
123123123123
Figure 3 a - Radioscopie
Figure 3 - TECHNOLOGIES RADIOLOGIQUES
123412341234123412341234
123123123123123123
écran fluorescent
défaut
pièce à radiographier
rayons X
1234123412341234123412341234
123412341234123412341234
faisceau de photons
intensificateur d'image
Figure 3 b - Intensificateur d'image
Figure 3 c - Télévision
caméra TV
11
1212
◗ téléviseur
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Chapitre 2
RAPPELS SURLES RAYONNEMENTS IONISANTS
Les radiations ionisantes sont des rayonnements composés de photons ou de particules qui, en pénétrant dans la matière,lui cède leur énergie et sont de ce fait capables de déterminer la formation d'ions, soit directement, soit indirectement.
RADIOACTIVITÉ
Un élément chimique est radioactif lorsqu'une transformation dans le noyau des atomes qui le constitue, entraînel'émission d'un rayonnement ionisant. Nous disons que le noyau se désintègre ou que nous sommes en présence d'unetransition nucléaire. Il le fait progressivement jusqu'à se transformer en un élément stable.
La radioactivité est un phénomène spontané. La probabilité de désintégration par unité de temps est exprimée par laconstante radioactive du radioélément ou radio-isotope considéré.
Nous distinguons la radioactivité naturelle et la radioactivité artificielle selon que l'existence du radioélément donnantcelle-ci est due ou non à l'intervention humaine.
ACTIVITÉ
L'activité d'une source est égale au nombre de désintégrations émises par seconde. L'activité radionucléaire corresponden fait à la puissance de la source radioactive considérée.
-Unité légale : le BECQUEREL (Bq) qui correspond à une désintégration par seconde.
-Unité couramment utilisée : le CURIE (Ci) qui correspond à 37.109 désintégrations par seconde.
Nota : 1 Bq = 27.10-12 curies = 27 picocuries (pCi)1 Ci = 37.1010 becquerels = 37 gigabecquerels (GBq)
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Tableau 2 - TABLEAU MNÉMOTECHNIQUE POUR CONVERTIR EN BECQUERELSUNE ACTIVITÉ DONNÉE EN CURIES OU VICE-VERSA
X 37➝➝
➝
➝
PÉRIODE RADIOACTIVE
La période d'un radioélément est la durée au bout de laquelle l'activité a été réduite spontanément de moitié. Elle estcaractéristique du radioélément. Se reporter au chapitre 3 et aux tableaux 4 et 5.
RADIOTOXICITÉ
La radiotoxicité est la toxicité d'un radioélément. La radiotoxicité n'est pas seulement liée aux caractéristiquesradioactives de ce radioélément (et notamment aux rayonnements émis), mais également à son état chimique etphysique, ainsi qu'au métabolisme de cet élément dans l'organisme ou dans un organe critique.
Les radioéléments sont classés en quatre groupes :
- groupe 1 : radiotoxicité très élévée- groupe 2 : radiotoxicité élevée (cas du cobalt 60)- groupe 3 : radiotoxicité modérée (cas du césium 137, de l'iridium 192 et du thullium 170)- groupe 4 : radiotoxicité faible.
ÉNERGIE
L'énergie des rayonnements émis est exprimée en électronvolts (symbole eV) mais le plus souvent en kiloélectronvolts(KeV), en mégaélectronvolts (MeV) :
- 1 MeV = 106 KeV = 109 eV.
Les radiations émises et leur énergie sont spécifiques du radio-isotope considéré.
EXPOSITION
Les radiations ionisantes ne sont hélas pas perçues par nos sens et c'est ce qui les rend particulièrement dangereuses.
Elles agissent sur le tissu vivant en cédant de l'énergie au niveau des molécules constituant les cellules. Les tissus àmétabolisme élevé (comme le fœtus) sont très radiosensibles. Les rayonnements ionisants peuvent agir sur lemétabolisme par exposition externe (autrefois appelée irradiation externe) qui
Ci GBqmCi MBqµCi kBqnCi Bq
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résulte de sources situées en dehors du corps ou par exposition interne (appelée antérieurement irra-diation interne) quirésulte de sources introduites (accidentellement ou non) à l'intérieur de celui-ci.
En radiologie industrielle, seule l'exposition externe doit être considérée.
UNITÉS RADIOLOGIQUES
En radioprotection, outre l'activité d'une source, nous utilisons les grandeurs suivantes :
● Dose absorbée : C'est le quotient de l'énergie communiquée par des rayonnements ionisants à un corps exposé par lamasse de ce corps. Diminuer celle-ci, c'est diminuer le nombre de cellules touchées, mais pas les dégâts qu'elles subissent.Si la dose est faible, elle n'est pas inoffensive mais elle peut autoriser une restauration naturelle entre deux dosessuccessives :
- unité légale : le gray (symbole Gy)- sous-multiple : le rad (symbole rd) 1 Gy = 100 rd
● Équivalent de dose : C'est le produit de la dose absorbée par le facteur de qualité Q et le facteur de distribution spatialede l'énergie absorbée :
- ED = Dose x Q x FD(en sievert) (en gray)
En radiologie industrielle par rayonnement X ou γ, les facteurs de qualité Q et de distribution spatiale FD sont considéréscomme égaux à 1.
Nota : Le facteur de qualité Q usurpe son appellation. Il s'agit en fait d'un véritable facteur de nocivité caractéristiquedu rayonnement émis. Ainsi, pour les rayons alpha, le facteur Q = 20 ce qui signifie qu'à une dose absorbée égale, lerayonnement α est 20 fois plus nocif que le rayonnement X ou γ.
- unité légale : le sievert (symbole Sv)- sous-multiple : le rem (symbole rem)
1 sievert = 100 rems
● Débit de dose : C'est la dose reçue par unité de temps. Il s'exprime en sievert/heure (Sv/h) ou en rem/heure (rem/h).
Un rappel de la hiérarchie des expositions est donné dans le tableau 3.
Tableau 3 - HIÉRARCHIE DES EXPOSITIONS EN FRANCE
Dose moyenne annuelleExpositions de l'être humain aux rayonnements ionisants
En µSv En mrem
Rayons cosmiques 300 30
Exposition Matériaux terrestres 400 40naturelle
Corps humain (chaîne alimentaire) 300 30
Montres et cadrans lumineux, télévision, écrans de terminaux < 0,5 < 0,05
Industries non nucléaires 1 0,01Expositionartificielle Industries nucléaires 10 0,1
Exposition médicale 1 000 100
Retombées atomiques 200 20
Dose moyenne totale reçue 2 200 220
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Il s'agit d'expositions moyennes qui varient d'un lieu à un autre. En effet, lorsque nous nous élevons en altitude, lerayonnement cosmique augmente. De même, certaines régions de France ont des matériaux plus radioactifs (MassifCentral, Bretagne par exemple). Les expositions reçues par les personnes seront donc plus fortes.
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Chapitre 3
UTILISATIONDU RAYONNEMENT GAMMA
En radiologie gamma, nous pouvons utiliser tout radioélément émettant un ou plusieurs rayonnements gamma. En1986, le parc mondial des sources radioactives à émission gamma utilisées en contrôle non destructif se décomposait ainsi:
- iridium 192 : 85 %- cobalt 60 : 12 %- césium 137 et thulium 170 : 2,5 %- autres sources : 0,5 %
Parmi ces dernières, souvent utilisées en laboratoire, citons : le sélénium 75, l'étain 113, le césium 134, l'europium 152,le tantale 182, le radon 223 et le radium 226.
RADIOÉLÉMENTS UTILISÉS EN FRANCE
Sources scellées
Les substances radioactives utilisées en radiologie industrielle doivent être de type scellé sous forme spéciale c'est-à-direconforme à l'arrêté du 24 novembre 1977 et à la norme NF M.61.002. Par matière radioactive sous forme spéciale,l'article 1er de l'arrêté précité entend soit une substance radioactive solidement incorporée dans une matière solideinactive donc non susceptible de dispersion, soit une capsule scellée, contenant une matière radioactive, qui ne peut êtreouverte que par destruction.
En radiologie industrielle, les sources radioactives utilisées sont scellées en capsule d'acier inoxydable à l'exception duthulium 170 qui est inséré dans une capsule en titane. Ce scellement élimine toute altération chimique et toute dispersionde substance radioactive et par là-même le risque de contamination. Ces capsules hermétiques présentent un autreavantage : celui d'arrêter les rayons bêta et d'empêcher la formation de rayons X de freinage (figure 4).
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Remarque : La Commission interministérielle des radioéléments artificiels (CIREA) BP 9 - 91192 Gif-sur-Yvettecedex, limite, sauf dérogation particulière, l'activité des sources susceptibles d'être utilisées en radiographie gamma à:- 3,7 TBq (100 Ci) pour l'iridium 192- 0,74 GBq (20 Ci) pour le cobalt 60 et le césium 137.
Principaux radioéléments utilisés
Les principaux radioéléments utilisés en CND (tableau 4) sont par ordre d'importance : l'iridium 192, le cobalt 60 etle césium 137. Le thulium 170 (170 Tm) n'est pratiquement plus utilisé en France (une seule source déclarée).
Tableau 4 - CARACTÉRISTIQUES DES PRINCIPALES SOURCES UTILISÉESEN RADIOGRAPHIE GAMMA
Constance spécifique kPrincipales Énergie totale du radioélément à 1 m en
Radioélément Symbole raies équivalenteen MeV en MeV µSv/h par mR/h par
GBq Ci
Césium 137 137 Cs 0,662 0,662 30 ans 95 350
Cobalt 60 60 Co 1,17 2,5 5,28 ans 365 1 3501,33
Iridium 192 192 Ir 0,2010,296 74 jours 135 5000,308 0,9260,3160,4680,6131,36
Thulium 170 170 Tm 0,084 0,0025 129 jours 0,365 1,35
Périoderadioactive
partieactive
∅ 1 à ∅ 4 mm
0,5 à 4 mm
15 à 16,2 mm
▲
▼
Figure 4 - SOURCE RADIOACTIVE
17
mm
L'Iridium 192 (192 Ir) émet par désintégration des particules béta moins (négatons) d'énergie 0,59 et 0,65 MeV maissurtout un rayonnement complexe de plusieurs raies gamma d'énergies différentes comprises entre 0,201 et 1,36 MeVdont les intensités demeurent entre elles par des rapports constants. L'énergie moyenne de ce rayonnement gamma estde 0,926 MeV. La transformation de l'iridium 192 s'effectue soit en osmium 192 (192 Os) par capture électronique, soiten platine 192 (192 Pt) émetteur alpha, par émission de particules béta moins. La radiotoxicité de l'iridium 192 estmodérée (groupe 3) et sa période radioactive est de 74 jours.
Le Cobalt 60 (60 Co) se désintègre en un élément stable le Nickel 60 (60 Ni) en émettant des particules béta moins(négatons) de 0,31 MeV et 1,48 MeV, mais surtout deux radiations gamma de 1,17 et 1,33 MeV qui demeurententre elles dans un rapport constant voisin de 1. La radiotoxicité du cobalt 60 est élevée (groupe 2) et sa périoderadioactive est de 5,28 ans.
Le Césium 137 (137 Cs) se désintègre en émettant des particules béta moins (négatons) de 0,51 et 1,17 MeVen baryum 137 métastable (137m Ba) lequel se désexcite par émission d'une raie gamma d'énergie 0,662 MeV et d'unrayonnement X de 0,033 MeV. La radiotoxicité du césium 137 est modérée (groupe 3) et sa période radioactive est de30 ans.
Le Thulium 170 (170 Tm) se désintègre en Ytterbium 170 (170 Yb), élément stable, en émettant des rayonnements bétamoins (négatons) de 0,96 et 0,88 MeV et un rayonnement gamma de 0,084 Mev. La radiotoxicité du Thulium 170 estmodérée (groupe 3) et sa période radioactive est de 129 jours.
CHOIX DU RADIO-ISOTOPE
Le choix du radio-isotope à utiliser dépend du pouvoir de pénétration dans la matière des rayonnements gamma et del'activité résiduelle de la source qui conditionne le temps de pose (se reporter au chapitre 5).
Pouvoir de pénétration
Le facteur déterminant dans le choix de l'isotope radioactif le plus approprié réside dans le pouvoir de pénétration dansla matière des rayonnements ionisants qui est fonction de l'énergie totale équivalente (figure 5).
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RAYONS X - 400 KV
Figure 5 - ÉPAISSEURS D'ACIER EXPLORABLESPAR DIVERSES SOURCES DE RAYONNEMENT
137 Cs
192 Ir
170 Tm
100 150 200
60 Co
RAY. X - 200 KV
18
Les tableaux 5 et 6 fournissent d'une part les épaisseurs limites d'autre part les facteurs d'équivalence acier pour différentsmétaux.
Tableau 5 - ÉPAISSEURS LIMITES POUR DIFFÉRENTS MÉTAUX
Épaisseurs limites en mmRadioélément Symbole
Acier Aluminium Cuivre
Cobalt 6060 Co 5,28 ans 200 570 180Césium 137 137 Cs 30 ans 100 280 90Thulium 170 170 Tm 129 jours 5 15 4,5Iridium 192 192 Ir 74 jours 80 230 70
Périoderadioactive
Tableau 6 - FACTEURS D'ÉQUIVALENCE POUR QUELQUES MÉTAUX
Sources radioactivesMétal
60Co 137 Cs 192 Ir
Aluminium 0,35 0,35 0,35Acier 1 1 1Cuivre 1,1 1,1 1,1Zinc 1 1 1,1Laiton (1) 1,1 1,1 2,1Plomb 2,3 3,2 4
(1) Sauf en présence d'étain ou de plomb où ces valeurs doivent être multipliées par 1,5.Nota : Facteurs par lesquels il faut multiplier l'épaisseur du métal considéré pour obtenir l'équivalence acier (ou diviser l'épaisseur de l'acier
pour obtenir l'équivalence métal).
Décroissance radioactive
Une substance radioactive décroît en fonction du temps, suivant la formule :
N = NO e - λ T
avec N = activité du temps TN0 = activité du temps 0e = 2,71828, base des logarithmes naturels ou népériensλ = constante de décroissance radioactive
Afin d'éviter des calculs fastidieux et par commodité d'emploi, nous avons défini la période radioactive Tr comme letemps au bout duquel l'activité a été réduite de moitié. Nous avons donc :
Ln 2 0,693λ λ
Tr = =
La période radioactive, tout comme la constante de décroissance radioactive, est caractéristique du radioélément. Lestableaux 4 et 5 donnent la période radioactive des principales substances radio-actives utilisées en radiologie industrielle.
Du point de vue pratique, nous utilisons :
● Soit des coefficients multiplicateurs par exemple :- pour le cobalt 60 : pour un trimestre : 0,97
pour six mois : 0,93pour une année : 0,87
- pour le césium 137 : pour un an : 0,98pour 5 ans : 0,90
- pour l'iridium 192, nous utilisons les coefficients de réduction du tableau n° 7.
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TABLEAU 7 - COEFICIENTS DE RÉDUCTION A APPLIQUER POUR 192Ir
Nombre Nombre NombreCoefficient Coefficient Coefficientde jours de jours de jours
10 0,911 70 0,519 130 0,30220 0,829 80 0,473 140 0,26930 0,755 90 0,430 150 0,24540 0,688 100 0,392 160 0,22350 0,626 110 0,357 170 0,20360 0,570 120 0,325 180 0,185
● Soit quelque soit le radioélément considéré, le graphique de la figure 6. Pour trouver le coefficient d'affaiblissement,il suffit de calculer en nombre de périodes, le temps écoulé.
Exemple :Soit une source de cobalt 60 de 740 MBq. Quelle est l'activité résiduelle au bout de 13 ans ?1 - Utilisation du graphique :
- le nombre de périodes écoulées est : = 2,5 (point A)
- coefficient d'affaiblissement : 0,175 (point B)- activité résiduelle au bout de 13 ans : 740 x 0,175 = 129,50 GBq (3,5 Ci).
2 - Utilisation du calcul- au bout de 2 fois 5,2 ans = 10,4 ans, l'activité résiduelle est de 185 GBq (5 Ci),- pour les 2,5 ans restants, nous obtenons : 185 x 0,87 x 0,87 x 0,93 = 130,25 GBq (3,52 Ci).
135,2
Figure 6 - ABAQUE DES COEFFICIENTS D'AFFAIBLISSEMENT
20
123456789123456789
APPAREILS DE RADIOGRAPHIE GAMMA
Description succincte
Un appareil de radiographie gamma industrielle, appelé souvent et improprement "gammagraphe", est un ensembled'éléments conçus pour l'utilisation, à des fins de radiographie industrielle, du rayonnement gamma émis par une ouplusieurs sources scellées de type "spéciale". Cet ensemble com-prend généralement le projecteur servant de conteneur porte-source, une gaine d'éjection, le porte-source et le dispositif detélécommande (voir figures 7 et 8)
Télécommanded'un appareil de radiographie gamma
Utilisation d'un appareilde radiographie gamma
Télécommande
Gaine de Télécommande
ProjecteurCommande obturateur
Obturateur
Gaine d'éjection Porte-source
Figure 7 - GAMMAGRAPHE
Gaine de réserve
21
123456712345671234567123456712345671234567123456712345671234567
Classification
Les projecteurs sont classés en fonction :
● Du dispositif d'éjection de la source à savoir :
- catégorie 1 : sans éjection avec émission du faisceau de rayonnement avec (catégorie 1.2) ou sans (catégorie 1.1)déplacement de la source ou du porte-source.
- catégorie 2 : avec éjection, porte-source lié mécaniquement au dispositif d'éjection permettant l'éjection par mise enœuvre d'une télécommande exclusivement mécanique (catégorie 2.1) ou non exclusivement méca-nique (catégorie 2.2).
- catégorie 3 : avec éjection, porte-source ou source non lié mécaniquement au dispositif d'éjection permettantl'éjection par mise en œuvre d'une télécommande non mécanique (électromagnétique, hydrauliqueou pneumatique par exemple).
● De la mobilité des projecteurs (qui doivent tous être munis de crochets d'élingage pour en faciliter la manipulation) :
- classe P : projecteur portatif conçu pour être porté par une personne seule, de masse y compris le dispositif detélécommande au plus égale à celle prévue par la réglementation en vigueur (55 kg selon article R. 233.1du code du Travail). Il doit être muni d'au moins une poignée.
- classe M : projecteur mobile mais non portatif conçu pour être déplacé aisément au moyen d'un chariot muni d'undispositif d'immobilisation et dont le rayon de braquage est inférieur ou égal à 3 mètres.
- classe F : projecteur fixe ou de mobilité réduite aux limites d'une installation de radiologie gamma industrielle(blockhaus ou en centre spécialisé).
- classe A : projecteur spécial conçu pour des déplacements autonomes ou non, dans des conduits tubulaires.
Nota : Bien que les spécifications corresondant aux projecteurs de classe A ne sont toujours pas définies, nous pouvons,dès à présent, appliquer celles correspondant à la classe M (notamment pour les limites du débit de dose absorbée dansl'air en position stockage et les dispositifs de sécurité).
Limite de débit de dose absorbée dans l'air
Les limites du débit de dose en position stockage sont données dans le tableau 8 page suivante.
Figure 8 - PORTE-SOURCE
filetage source radio-active
goupille
crochet de fixation
protectionarrière
12345123451234512345
12345123451234512345
22
Tableau 8 - LIMITES DE DÉBIT DE DOSE DES PROJECTEURS EN POSITION STOCKAGE
Débit de dose absorbée dans l'air en mGy/h
Classe de projecteur A 1 m des parois du projecteur
Moyen Maximal
P (portatif) 1 0,5 0,02 0,1
M (mobile) 2 0,5 0,02 0,1
F (fixe) 2 1 0,02 0,1
Au contactdu projecteur
A 50 mm des paroisdu projecteur
Marquage
● Projecteur :
Chaque projecteur doit posséder une plaque extérieure inamovible et résistant au feu et à la corrosion et portant lesinscriptions suivantes rédigées en langue française :
-noms et adresses du constructeur et de l'importateur,-année de fabrication,- identification (type et numéro d'immatriculation),-masse du projecteur seul,-activité maximale de chacun des radioéléments que le projecteur est susceptible de contenir,-schéma de base des radiations ionisantes,-mention "RADIOACTIVE" en caractères majuscules d'au moins 10 mm de haut et 2 mm de largeur de trait,-mentions : "Ne pas stationner" et "A n'utiliser que par une personne autorisée".
Dispositifs de sécurité
Toute éjection de source ne doit pouvoir s'effectuer qu'après une opération manuelle de déverrouillage à l'aide d'une cléde sécurité.
Le dispositif de verrouillage doit être conçu de façon à permettre la rentrée de la source en position stockage en toutescirconstances, y compris en cas de choc sur la source.
Tous les appareils doivent comporter un dispositif de signalisation placé sur le projecteur et sur le dispositif detélécommande électrique lorsque ce dernier existe. La signalisation doit être conforme aux spécifications du tableau 9ci-après :
Tableau 9 - DISPOSITIF DE SIGNALISATION PLACÉ SUR UN PROJECTEUR
Position du porte-source Signalisation
Totalité du porte-source en position de stockage, obturation complète Signal vertet verrouillée
Totalité du porte-source en position stockage et obturation complète Signal jaunemais non verrouillée
Obturation non complète, porte-source en position de stockage ou non Signal rouge
23
● Source radioactive :
Chaque source radioactive doit être identifiée par un marquage inaltérable par :
- le symbole chimique et nombre de masse du radioélément (ex : 60Co),- activité du radioélément et date de sa mesure,- numéro d'immatriculation de la source.
● Porte-source :
Chaque porte-source doit porter extérieurement un marquage inaltérable visible à une distance de 60 cm avecle symbole "tête de mort", la mention "RADIOACTIVITÉ", le numéro d'immatriculation et l'année de fabrication.
● Télécommande :
Les télécommandes, les gaines d'éjection et les dispositifs d'irradiation doivent comporter les inscriptions suivantesrésistant aux intempéries : numéro d'immatriculation et année de fabrication.
● Notice d'instruction :
Une notice d'instruction établie en langue française par le constructeur ou l'importateur doit accompagner chaqueappareil de radiographie gamma industrielle. Elle doit préciser les caractéristiques de l'appareil, les conditions demanutention, d'installation, d'utilisation et d'entretien en insistant sur les précautions à prendre pour assurer en toutescirconstances la protection contre les rayonnements ionisants.
Entretien
Sauf prescription plus contraignante soit de la notice d'instruction, soit d'un arrêté ministériel (actuellement non paru)une révision annuelle est obligatoire pour les appareils portatifs ou mobiles, du type à liaison mécanique entre porte-source et dispositif d'éjection et lors du remplacement de la source pour les autres appareils.
En vertu de l'article 22 du décret du 27 août 1987, un document de suivi doit être remis avec chaque projecteur gammaet avec chaque accessoire. Pour le projecteur, ce document revêt la forme d'un carnet de suivi où sont indiquésl'identification du projecteur et de son détenteur et l'enregistrement des chargements successifs et où sont enregistrésles contrôles radiologiques réglementaires et toutes les opérations de maintenance (arrêté du 11 octobre 1985).
Une fiche de suivi par accessoire doit être établie et doit mentionner :
- les caractéristiques de l'accessoire,- l'identification du possesseur,- les opérations de maintenance.
STOCKAGE DES SOURCES RADIOACTIVES
L'utilisation de sources radioactives pour faire des radiographies industrielles ne peut se faire qu'avec des appareilsappelés projecteurs conformes à la fois au décret du 27 août 1985 et à la norme NF M 60.551. En position destockage, les débits de dose absorbée dans l'air mesurés à 1 m des parois du projecteur ne doivent pas dépasser 0,1 mGy/h. Les appareils portatifs ne doivent contenir qu'une seule source.
En dehors des périodes de travail, tout appareil de radiographie gamma doit être stocké dans un local spécialementréservé à cet usage et fermé à clé (clé retirée évidemment). Le signal d'avertissement de la présence de matièresradioactives, conforme à la norme NF X 08003, sera apposé sur chaque porte d'accès (figure 9).
24
Figure 9 - MATIÈRE RADIOACTIVE
TRANSPORT DES SOURCES RADIOACTIVES
En vertu du décret du 30 novembre 1977, certaines infractions à la réglementation sur le transport des matières et objetsradioactifs sont passibles d'une amende de 1 000 à 2 000 F et d'une peine d'em-prisonnement de 10 à 15 jours ou del'une de ces deux sanctions. Cela concerne également le transport dans une voiture particulière. Le transort de certainsmatériels est autorisé en véhicules particuliers (aiguilles de radium, ampoules d'iode 135, appareils de gammagraphie,etc…).
Réglementation
Le transport des matières dangereuses sur la voie publique se trouve régi par le règlement approuvé par arrêté ministérieldu 15 avril 1945 et modifié par les arrêtés subséquents.
C'est ainsi que les produits dangereux sont subdivisés en groupes repérés par un numéro à cinq chiffres. Les deuxpremiers indiquent la classe des matières dangereuses, le troisième précise la catégorie à l'intérieur de chaque classe etles deux derniers chiffres correspondent au numéro d'ordre du produit dangereux dans la catégorie. Les matièresradioactives sont actuellement classées dans la classe 7 et dépendent des articles 790 à 799 du règlement sur le transportdes matières dangereuses. Ainsi un projecteur de gammagraphie conforme à la norme NF M. 60.551 de juin 1983contenant 1850 GBq (50 curies) d'iridium 192 sera repéré par le groupe 70202 c'est-à-dire Classe 7-2ème catégorienuméro 02.
Les appareils de gammagraphie sont classés soit dans le groupe 70202 (cas le plus fréquent) soit éventuellement dansle groupe 70301.
Le groupe 70202 concerne les sources scellées sous forme spéciale pour la gammagraphie industrielle dont l'activitémaximale n'excède pas 2220 GBq (ou 60 Ci) de césium 137 et 11,1 TBq (ou 300 Ci) d'iridium 192 et qui sonttransportées dans des appareils portatifs de gammagraphie (projecteur de classe P) conformes à la norme NF M 60551de juin 1983 et aux exigences du décret n° 85.968 du 27 août 1985.
Le groupe 70301 concerne les sources scellées sous forme spéciale dont certaines peuvent être utilisées en gammagraphieindustrielle (conteneurs de transfert, projecteurs de classe M ou F par exemple) et transportées dans des emballages detype B (U) ou B (M) agrées par le Ministre des transports. Dans ce cas, le débit de dose du rayonnement émis par untel colis ne doit pas excéder :
-2 mGy/h (c'est-à-dire 200 mrd/h) au contact de la surface extérieure du colis,-0,1 mGy/h (ou 10 mrd/h) à une distance de 1 m de la surface extérieure de cet emballage.
25
Équipement de la voiture particulière
RADIOACTIVE
L'équipement d'une voiture particulière utilisée pour le transportd'une source scellée de forme spéciale (utilisée en gammagraphie)doit comporter :
-un extinceur approprié (moteur et chargement),-des points d'ancrage robustes adaptés au chargement et facile-ment décontaminables,
-une serrure en bon état permettant la fermeture à clé du véhicule,-un étiquetage des deux faces latérales et de la face arrière avecl'étiquette de transport 6 D (figure 10). La dimension d'un côtédu losange doit avoir 150 mm minimum,
-un ensemble de balisage (rubans, trèfles trilobés conventionnels,etc…) et un débimètre ou compteur GM en état de marche quisont utiles en cas d'accident,
-bien visibles sur le tableau de bord du véhicule les renseigne-ments suivants (figure 11) :. activité et nature du (ou des) radioéléments,. type et caractéristiques des emballages,
. personnes à prévenir (gendarmerie, expéditeur, SCPRI, etc…) en cas d'accident,-des écrans radioabsorbants éventuels séparant les matières radioactives du poste de conduite (cas exceptionnel dutransport de plusieurs appareils de gammagraphie).
Le véhicule sera en bon état et les pneus gonflés en fonction du trajet le plus éprouvant (autoroute par exemple).
Le chauffeur ainsi que les passagers éventuels (qui ne devront jamais voyager à côté du chargement) seront munis d'unfilm dosimétrique, d'un stylo-dosimètre, d'une déclaration d'expédition (qui peut être temporaire ou permanente) et deconsignes précises (arrêts à effectuer si possible à l'écart des lieux de rassemblement, conduite à tenir en cas d'accident,etc…).
Une vérification systématique de la contamination radioactive sera effectuée tous les ans et en cas d'accident.
Expéditeur :
ATTENTIONCe véhicule transporte des
MATIÈRES RADIOACTIVES(Iridium 192 - 3,7 T Bq max.)
Les manipulations de brève durée decolis intacts sont sans danger
EN CAS D'ACCIDENT :Prévenir . la gendarmerie la plus proche
. l'expéditeur
Figure 11 - PLAQUETTE INFORMATIVE POUR TABLEAU DE BORD DE VÉHICULE
6D
Figure 10ÉTIQUETTE DE TRANSPORT 6D
26
Cas particulier de la clé du gammagraphe
Le paragraphe 1.4 de l'article 794 du règlement des matières dangereuses stipule :
"Le transport des appareils de radiographie gamma n'est autorisé qu'aux conditions suivantes :
- le dispositif de verrouillage est en position de fermeture, clé de sécurité retirée,-dans le cas où le transport est effectué par le titulaire d'une autorisation de détention ou d'utilisation de la sourceradioactive contenue dans l'appareil (ou par son préposé, titulaire lui aussi du CAMARI), la clé est conservéeséparément de l'appareil par la personne effectuant le transport,
-dans le cas où le transport est effectué par un tiers :. l'appareil de radiographie gamma est enfermé dans un conteneur spécialisé comportant un sceau de sécurité et portantextérieurement les étiquettes dûment remplies correspondant au groupe auquel appartient le colis,
- la clé de l'appareil fait l'objet d'une expédition distincte".
Interdictions
● De chargement :
Il est interdit de charger en commun dans un même véhicule des matières radioactives avec :
- des substances explosives,- des munitions,- des artifices,- des matières sujettes à l'inflammation spontanée,- des liquides inflammables,- des matières comburantes,- de l'acide nitrique,- et des péroxydes organiques.
Nota : Le bon sens demande également de proscrire le chargement de matières radioactives avec des films, pelliculesphotos, nourriture et animaux vivants.
● De circuler :
L'arrêté du 10 janvier 1974 interdit la circulation à tout véhicule routier astreint à la signalisation pour matièresdangereuses :
- les samedis et veilles de jours fériés à partir de 12 heures,- les dimanches et jours fériés de 0 à 24 heures.
Il n'existe aucune exemption à ce texte réglementaire pour le transport des appareils de radiographie industrielle utilisantles rayonnements gamma, même en voiture particulière.
Cependant, une dérogation temporaire peut être accordée par les préfets de chaque département traversé.
Déclaration de chargement et d'expédition
Pour les appareils de radiographie gamma portatifs du groupe 70202 (éventuellement 70.301), les transports par letitulaire (ou son préposé) d'une autorisation de détention et d'utilisation sur chantier, de la source contenue dansl'appareil pourront être effectués sous le couvert d'une déclaration permanente d'expédition de matière radioactiveconforme au modèle du tableau n° 10 page suivante. Cette déclaration est valable au maximum un an.
27
DÉCLARATION PERMANENTE DE CHARGEMENTET D'EXPÉDITION DE MATIÈRES RADIOACTIVES
Groupe 70.202 (ou éventuellement 70.301)
Appareils de radiographie gamma portatifs
Je soussigné (1)agissant au nom et pour le compte de (2)
déclare transporter les matières radioactives ci-après :
du au (3)
et certifie l'exactitude des renseignements suivants.
Je certifie en outre que les matières sont admises au transport selon les dispositions du règlement du 15 avril 1945modifié.
Numéro minéralogique Nature du colis Nom de la matière Numéro de groupedu véhicule
(a) (b) (c) (d)
Appareil(s) de radiographie 71.202gamma portatif(s) (ou éventuellement 71.301)
(suivant norme en vigueur)
Je déclare détenir les documents suivants :
1° Agrément en forme spéciale de la (ou des) source(s) radioactive(s).2° Conformité à la norme NF M 60 551 (catégorie portative) de l'(ou des) appareil(s) de radiographie
industriel(s) transporté(s).3° Agrément en emballage de type B (U) pour l'(ou les) appareil(s) du groupe 70.202.4° Notification d'autorisation de détenir et d'utiliser des radioéléments artificiels en sources scellées
destinées à la gammagraphie n° valable jusqu'au
Je certifie que les objets et appareils transportés sont conformes à ces documents.
Fait à , le
Le transporteur,(Signature et cachet) :
(1) Nom et prénoms.(2) Raison sociale de la société faisant transporter.(3) Validité maximale : un an.
Tableau 10 - MODÈLE DE DÉCLARATION PERMANENTE DE CHARGEMENTET D'EXPÉDITION DE MATIÈRES RADIOACTIVES
22
Chapitre 4
UTILISATION DES RAYONS X
Tube à rayons Xavec λ mini =longueur d'onde minimale
pour l'apparition derayons X : 10 -9 m
h = constante de Planck :6,6256 x 10-34 J.s.
C = vitesse de la lumièredans le vide :2,9978 x 108 m.s-1
q = charge de l'électron :1,6 x 10-19 coulomb
V = la différence de potentielappliquée en volts
soit λ mini = x 10-10
Pour produire les rayons X, nous utilisons le phénomène de freinage desélectrons dans un métal lourd. Pour obtenir un rayonnement cathodique(émission d'électrons) et par là-même le faisceau de rayons X, nousutilisons actuellement les tubes de Coolidge (figure 12). La cathode(filament chauffé) émet des électrons (Effet Édison). Ceux-ci sontaccélérés par le champ électrique produit par une anticathode en tungs-tène reliée à l'anode portée à un potentiel fortement positif par rapport àla cathode. L'anti-cathode émet alors un faisceau de rayons X présentantun spectre continu et un spectre de raies caractéristique du tungstène(figure 14). Recevant un intense bombardement électronique, l'antica-thode s'échauffe. C'est pourquoi, pour les fortes puissances, nous utili-sons un circuit de réfrigération (courant d'eau ou d'huile). En fait, c'est ladifférence de potentiel appliquée qui détermine la production de rayonsX. Ces derniers commencent à apparaître pour une longueur d'onde de10-9 m (figure 1). Cette longueur d'onde minimale nous est donnée par laformule :
λ mini =
Figure 12 - PRODUCTION DE RAYONS X
anode+ + +
faisceau derayons X
électrons
anticathode
cathode
▼
h x Cq x V
Les rayons X furent découverts en 1895 par ROENTGEN qui utilisait un tube à gaz à cathode froide (tube de Cookes).Couramment utilisés à poste fixe dans des blockhaus, les appareils générateurs de rayons X sont moins fréquents sur leschantiers. L'obligation d'être dépendant d'une alimentation en énergie électrique ne compense guère le fait que lesépaisseurs d'acier explorables sont assez importantes (figure 5). La venue sur le marché de tubes à rayons X à foyer optiquefin réduisant le flou géométrique, ce qui augmente la définition, va peut-être modifier la tendance.
FORMATION DES RAYONS X
12 400V
23
Nous tirons donc de cette formule : V mini = 1 240 volts.
Cela signifie qu'à partir d'une tension de 1 240 volts, il peut y avoir émission de rayons X. Cependant ceux-ci sont simous qu'ils se trouvent absorbés par les parois en verre du tube radiogène. Afin de pallier à cet inconvénient, la fenêtreen verre par où sortent les rayons X est remplacée par une fenêtre en béryl-lium (figure 13). Ce qui permet d'avoir despostes de rayons X pouvant fonctionner à partir de 5 kilovolts (contrôle de soudure aluminium).
DISTRIBUTION
Le spectre des rayons X produits par la cible (figure 12) résulte du spectre continu des photons de freinage auquel sesuperpose un spectre de raies des photons de fluorescence (figure 14). Le spectre de raies est caractéristique du métalconstituant la cible (anticathode).
Figure 13 - TUBE UNIPOLAIRE A RAYONS X A FENÊTRE DE BÉRYLLIUM
Figure 14 - SPECTRE D'ÉMISSION X
1212
123456789012341234567890123412345678901234
123456789012345123456789012345123456789012345123456789012123456789012123456789012123456789012123456789012
▼▼ ▼▼▼
X
123451234512345
cathode ▼
_ HT
chauffagedu filament
cupule deconcentration
ampouleen verre
anode
eau ou huile
cible
fenêtreen béryllum
filament
intensité durayonnement
longueur d'onde
λ
λ mini λ maxi
Ka
L
spectre de raies
mA
spectre continu
24
Tension appliquéeau tube radiogène en kV
La distribution de l'intensité du rayonnement X en fonction des longueurs d'onde passe par un maximum tel que :
λ max. ≅ 1,3 λ min.
Remarque : Lorsqu'il cesse d'être alimenté en énergie électrique, un tube radiologique n'émet plus aucun rayonnement.Il peut de ce fait être manipulé sans risque (changement d'un tube défectueux).
QUALITÉ DES RAYONS X
L'émission de rayons X, associés au phénomène de freinage des électrons, croît à mesure que l'énergie de ces derniersaugmente et que le numéro atomique de la cible est plus élevé. Le pouvoir de pénétration des rayons X (figure 5) croîtavec leur énergie qui est inversement proportionnelle à la longueur d'onde. Cependant, dans la pratique, nousconsidérons la qualité d'un rayonnement X en fonction de la tension appliquée au tube radiogène (tableau 11) ou à larigueur en fonction de l'épaisseur de demi-absorption d'un matériau donné pour ce dernier (tableau 12).
Nota : Tout comme les rayonnements gamma, l'épaisseur de demi-absorption pour un rayonnement X est l'épaisseurd'un matériau qui absorbe la moitié de l'intensité du rayonnement incident.
Tableau 12 - ÉPAISSEUR DE DEMI-ABSORPTION DES RAYONS XPOUR QUELQUES MATÉRIAUX
Épaisseur de demi-absorption en mm
Acier Béton Plomb
50 0,6 4 0,05100 1,5 16 0,25150 3 22 0,29200 4,5 26 0,42250 11 28 0,85300 18 30 1,7400 21 31 2,5500 25 32 3
Tableau 11 - DURETÉ DES RAYONS X
Tension appliquéeDureté des rayons X au tube radiogène en KV
Très mou < à 20Mou 20 à 60
Demi mou 60 à 150Dur 150 à 400
Très dur 400 à 3 000Ultra dur > à 3 000
25
FILTRATION
Le spectre de raies pour une anticathode en tungstène se limite pratiquement à la raie Kα de cet élément dont l'énergieest de 59,5 KeV. Les raies des couches électroniques plus profondes possèdent une énergie négligeable (inférieure à 10keV). Ces raies peuvent apparaître dans le cas d'un faisceau sortant par une mince fenêtre en béryllium.
La filtration consiste à interposer une lamelle métallique de 0,5 à 3 mm d'épaisseur sur le trajet du faisceau de rayonsX. Les principaux filtres utilisés sont le cuivre Cu et l'aluminium Al. La filtration permet d'une part de faire disparaîtrele spectre de raies, d'autre part d'épurer le rayonnement en absorbant plus ou moins les rayons mous. L'élimination deces derniers donne des clichés plus nets.
123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345123456789012345
123456789012123456789012123456789012
Figure 16 - RAYONNEMENT XPANORAMIQUE A ANODE PLATE
Figure 17 - RAYONNEMENT XPANORAMIQUE A ANODE CONIQUE
X▲▲
▲
123123123123
121212
faisceaud'électrons
foyer optique
Fr
Figure 15 - FOYERS RÉEL ET OPTIQUE
FOYER OPTIQUE
Le faisceau d'électrons heurtant l'anticathode formeune tache qui correspond au lieu d'émission des rayonsX. Cette tache est le foyer réel Fr ou foyer thermique.Mais ce qui intéresse l'opérateur de contrôle radiologi-que, c'est le foyer optique Fo qui correspond à la surfaced'émission des rayons X (figure 15). L'anticathode destubes à rayons X d'usage courant est légèrement incli-née, l'axe du cône de sortie du faisceau de rayons X estdonc perpendiculaire à l'axe du tube.
Pour obtenir un rayonnement X panoramique (oucirculaire) de type oblique ou orthogonal, nous utilisonsdes tubes spéciaux soit à anode plate (figure 16) ouconique (figure 17), soit à anode longue (figure 18).
Faisceau d'électrons
anode conique
▲ ▲▲ ▲
▲ ▲
▲
▲▲
X
26
Figure 18 - TUBE A RAYONS X A ANODE LONGUE
anode longueX
▲ ▲
▲ ▲ ▲ ▲
▲
X
La surface du foyer optique conditionne la qualité du tube et par là-même la netteté des images radiologiques. Plus lesdimensions du foyer optique sont faibles (donc plus le faisceau de rayons X est fin) et moins important est le flougéométrique donc l'examen aux rayons X est plus net. Nous avons déjà dit que l'anticathode est généralement entungstène W d'une part en raison du nombre atomique élevé (74) de cet élément, d'autre part à cause de son point defusion élevé (de l'ordre de 3 400°C) qui permet de résister à l'échauffement du foyer thermique dû au bombardementélectronique intense. Le rendement d'un générateur de rayons X est faible (0,1 % à 20 kV à 1 % à 200 kV). Toute l'énergieappliquée au tube c'est-à-dire les "mAxkV" se retrouve pratiquement sous forme de chaleur sur le foyer thermique quidoit dissiper l'équivalent calorifique et qui de ce fait doit avoir une surface suffisante pour éviter toute surchauffe localepréjudiciable à l'anticathode. Cela explique la difficulté d'obtenir des tubes à foyer fin.
Les dimensions du foyer optique sont donc déterminées par :
- la surface du foyer thermique,- la valeur de l'angle α (figure 15).
APPAREILS RADIOGRAPHIQUES SPÉCIAUX
Pour l'examen de pièces très épaisses, nous utilisons outre les sources radioactives à rayonnement gamma (se reporterau chapitre 3), les appareils radiographiques spéciaux suivants :
● Accélérateur de type VAN de GRAAFF qui émet un rayonnement X très dur avec une énergie pouvant atteindre 5 MeV(cas de ceux qui existent au CEA de CADARACHE). Contrairement aux générateurs courants de rayons X où la hautetension est obtenue par un ensemble "transformateur-redresseur", l'accélérateur VAN de GRAAFF est basé sur lephénomène de charge électrostatique d'un ruban circulant à grande vitesse. Le foyer a une superficie faible (diamètre0,75 mm environ), donc le flou géométrique qui en résulte est minime.
● Le bétatron qui est un accélérateur électronique pouvant émettre un rayonnement X d'énergie comprise entre 10 et30 MeV. Le rendement est de l'ordre de 40 %.
● L'accélérateur linéaire appelé également LINAC qui utilise un klystron ou un magnétron pour obtenir un champélectrique haute fréquence qui accélère les électrons afin d'obtenir un rayonnement X d'énergie comprise entre 50 et 100MeV.
▲
27
Chapitre 5
NOTIONS SUR LA PRISE DE CLICHÉS
Tableau 13 - VALEUR DU FACTEUR Q
Densité souhaitéeÉpaisseur d'acier ( ou équivalent) en mm
2 2,5 3
5 800 950 1 10010 1 000 1 200 1 50015 1 250 1 500 1 90020 1 600 2 000 2 50025 2 000 2 500 3 10030 2 500 3 200 5 00040 4 000 5 000 6 000
CALCUL DU TEMPS DE POSE
Le temps de pose, c'est-à-dire le temps de l'exposition externe durant lequel la source radioactive est sortie de sonconteneur pour la prise d'un cliché nous est donné par la formule :
Q x d2 x k x 10-6
37 x N
avec T = temps de pose en heures
Q = facteur fonction de la densité fixée par le cahier des charges du client et de l'épaisseur d'acier à traverser(tableau 1). La densité souhaitée conditionne le contraste recherché
d = distance source-film en mètres
k = coefficient de rapidité du film utilisé (fourni par le fabricant)
N = activité résiduelle en becquerels
T =
28
Exemple :
-source d'iridium 192 ayant une activité de 925 MBq (25 curies) au 1er mars 1989,-cliché pris le 10 juin 1989 avec un film ayant un facteur k = 4 pour une densité recherchée de 2,5,-soudure à radiographier : tube de 508 x 5 en acier,-source radioactive disposée dans l'axe du tube.
-calcul de l'activité résiduelle au 10 juin 1989 : 925 x 0,392 = 362,6 MBq = 362,6 106 Bq-épaisseur de l'acier : 5 mm donc Q = 950 (densité voulue 2,5)-distance source film en mètres : d =0,26 m-coefficient de rapidité du film = K = 4
donc le temps de pose sera :
950 x 0,26 x 0,26 x 4 x 10-6
37 x 362,6 x 106
soit 1 minute environ.
Nota :a) Si le film avait eu un facteur K =15, nous aurions eu T = 0,071 heure soit 4 minutes environ.b) Il existe des règles à calcul permettant de calculer d'une manière rapide et efficace les temps de pose des radiographiesobtenues avec des sources de cobalt 60, de césium 137 et d'iridium 192.
SUPPRESSION DU RAYONNEMENT DIFFUSÉ
Nous savons que lorsqu'un faisceau de rayons X ou gamma traverse un objet, une partie de ce rayon-nement se trouvediffusé dans toutes les directions par les atomes constituant cet objet. Ce rayonnement diffusé, qui croît avec l'épaisseurde l'objet à examiner, produit un voile uniforme qui diminue le contraste de l'image radiante et par là-même réduit lanetteté du cliché. Le voile dû à ce rayonnement peut être atténué en :
T = = 0,019 heure
-réduisant la section du faisceau de photons au strictminimum par l'utilisation soit d'un diaphragme et/oud'un localisateur (figure 19) dans le cas des rayons X, soitd'un collimateur, avec ou sans positionneur à sangle oumagnétique, dans le cas du rayonnement gamma (figure20). Il existe des collimateurs type "diabolo" pour tirpanoramique, hélas, peu utilisés (figure 21),
-utilisant des masques sous forme de plaques de plombentourant l'objet ou la partie d'objet (soudure à radiogra-phier par exemple). Voir figure 22.
Figure 19 - LOCALISATEUR
FIGURE 20 - COLLIMATEURS
Positionneurmagnétique
Collimateur 120°
aimant
a) collimateur avec positionneur magnétique a) collimateur avec positionneur à sangle
Collimateur 120°
sangle
Positionneurà sangle
29
Collimateur
ÉCRANS RENFORÇATEURS
La dose d'énergie radiante absorbée par les couches sensibles du film est de l'ordre de 1 % du rayonnement X ou gammaémis. Pour renforcer l'action "photographique" de ce rayonnement, le film est disposé entre deux écrans renforçateursqui sous l'action des rayons X ou gamma soit deviennent fluorescents (écrans renforçateurs fluorescents), soit émettentdes électrons (écrans renforçateurs au plomb). Les écrans renforçateurs s'emploient par paire. Ils peuvent être utiliséspour toute radiographie effectuée avec une énergie supérieure à 100 keV.
Source
Masque
Film
Porte-filmPlomb du porte-film
Écrans auplomb
Filtre
Collimateur
Pièce àradiographier
▲ ▲▲▲▲
▼ ▼▼▼▼
uraniumappauvri
porte-sourcecâble d'éjection
gaine d'éjection
collimateur
γ
γ
Figure 21 - COLLIMATEUR "DIABOLO"
Les écrans au plomb sont constitués d'une mincefeuille de plomb laminé, montée sur carton afind'assurer une certaine rigidité et de protéger la feuillede plomb.
Les écrans fluorescents permettent de diminuer letemps de pose par augmentation du rendement. Ilssont en outre indispensables à la radiographie pourtirage papier.
Les écrans fluorométalliques équivalent à l'associa-tion d'un écran au plomb et d'un écran fluorescentclassique. Ils permettent d'associer qualité d'image etrendement.
Afin d'obtenir des images radiantes nettes, les écransrenforçateurs doivent être appliqués contre le film etsont de ce fait toujours utilisés dans un portefilm(figure 22).
Figure 22 - MASQUES ET ÉCRANS
30
INDICATEURS DE QUALITÉ D'IMAGE
Pour apprécier la qualité des clichés radiographiques, nous utilisons les indicateurs de qualité d'image (IQI) oupénétramètres. En France, la norme NF A 90205 préconise l'utilisation de plaques métalliques à gradins percés de trousd'un diamètre égal à l'épaisseur de la plage correspondante. Ces IQI sont de forme soit rectangulaire, soit hexagonal(figure 23).
Cependant, d'autres IQI sont utilisés en France:
- indicateurs à 7 fils (DIN 54.109) de largeur 50 mm (parfois 25 mm) et de diamètre décroissant. Ces fils doivent êtrede même nature que le métal à contôler,
- indicateurs américains (type ASTM code ASME ou API),- indicateurs anglais (type BWRA).
Ces indicateurs se placent en travers de la soudure devant être radiographiée.
Indicateurs de qualité d'image à gradinsde forme hexagonale
Indicateur rectangulaire à gradins percés
Figure 23 - INDICATEURS DE QUALITÉ D'IMAGE
31
Chapitre 5
RISQUES DUSAUX RADIATIONS IONISANTES
Lss rayonnements ionisants ne sont hélas pas perçus par nos sens et il s'écoule toujours un certain temps de réaction entrele moment de l'exposition (ou irradiation) et celui de l'apparition des troubles physiologiques. C'est ce qui les rendparticulièrement dangereux.
EFFETS DES RADIATIONS IONISANTES
En traversant la matière quelle qu'elle soit, les rayonnements ionisants heurtent les atomes constituant celle-ci. Au coursde ces chocs, ils arrachent un ou plusieurs électrons au cortège électronique périphérique entourant le noyau central del'atome. Il y a ionisation de la matière.
Les radiations ionisantes agissent sur le tissu vivant au niveau des molécules, notamment d'acide désoxyribonucléiqueou ADN (qui est, entre autres, un vecteur de la génétique), qui constituent les cellules par leur effet ionisant en lui cédantde l'énergie. Cette action peut concerner soit les cellules qui constituent notre corps individuel (le soma) et engendrede ce fait des troubles qui constituent les effets somatiques, soit les cellules qui sont destinées à la reproduction (legermen) et les lésions ne se manifesteront que dans la descendance de l'individu irradié, ce sont les effets génétiques.
Les effets somatiques dus aux rayonnements ionisants présentent à la fois un caractère polymorphique (grande variétédes formes biologiques qui peuvent concerner tous les organes et toutes les fonctions du corps) et un caractère nonspécifique, c'est-à-dire que la variété des effets somatiques peut être provoquée par d'autres causes (produits chimiques,tabac par exemple). Le tableau 14 résume l'apparition des effets somatiques en fonction de la dose reçue.
Les études entreprises depuis plusieurs décennies sur les effets biologiques des rayonnements ionisants ont conduit àmettre en évidence des :
- effets non stochastiques ou non aléatoires. Un effet biologique est dit non aléatoire lorsque son apparition estsystématique pour une dose seuil suffisante et que le degré de gravité est une fonction croissante de la dose. Ces effetsapparaissent de façon précoce, après l'exposition à une dose seuil suffisante. En pratique, la dose seuil courammentadmise est égale à 1 sievert (100 Rems),
- effets aléatoires ou stochastiques. Un effet biologique est dit aléatoire lorsque sa fréquence d'apparition statistique surun grand nombre d'individus présente un caractère de probabilité qui est également une fonction croissante de la dose.Le caractère aléatoire est indépendant de la notion de seuil (figure 24).
32
Tableau 14 - RELATION DOSE-EFFETS DES RAYONNEMENTS IONISANTS
Dose en SievertsEffets des radiations
0,1 0,25 0,5 1 2 4 10
Aucun effet apparentX
Modification de la formule sanguine X
Limite CIPR X
Malaises, nausées, vomissements X
Érythème, fièvre, agitation X
Dose léthale 50 % X
Décès certain X
Zone d'incertitudesur l'apparition
Dose cumulée (SV)
Probabilité d'apparition
Figure 24 - PROBABILITÉ D'APPARITION D'UN EFFET ALÉATOIRE
En 1977, la CIPR (Commission internationale de protection radiologique) a donc été amenée à adopter dans sesrecommandations n° 26, cette nouvelle classification (tableau 15).
LIMITATION DES DOSES D'EXPOSITION
Réduire les doses absorbées, c'est diminuer le nombre de cellules touchées par les radiations ionisantes, mais pas lesdégâts qu'elles subissent : toutes les doses de radiations ionisantes, faibles ou fortes, sont, malgré un léger effet deréparation naturelle entre deux doses successives, cumulatives toute la vie. Il n'y a pas de radiations ionisantes inoffensives(voir "Restauration et réparation naturelles" page suivante).
33
Tableau 15 - CLASSIFICATION DES EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS
Effets somatiques Effets génétiques
- Atrophies
- Altération de laformule sanguine - Leucémies et cancers - Mutations concernant
la descendance- Atteinte de la fertilité
- Cataracte - Mutations sur l'individuirradié
- Dermites
- Erythèmes
- Épilation
- etc…
Effets non aléatoires Effets stochastiques
Nous rappelons à cette occasion que le Comité d'études des effets génétiques des radiations ionisantes de l'Académienationale des Sciences américaines affirme :
"N'importe quelle dose de radiations, si petite soit-elle, peut produire des mutations. Il n'existe pas de doses minimalesde radiations. Ce qui est important pour un enfant, c'est la dose totale de radiations que ses parents ont reçue, depuisqu'ils ont été eux-mêmes conçus".
C'est pourquoi, il faut impérativement, dans l'ignorance où nous sommes de ce que nous pourrions recevoirultérieurement, réduire au maximum, sans limite inférieure l'irradiation des individus. C'est ce que rappelle laréglementation, car contrairement à une opinion, hélas encore trop répandue, nous n'avons pas "droit" à un certainnombre de siéverts (ou de rems). La réglementation n'a fixé que des doses maximales à ne pas dépasser (se reporter autableau 16).
RESTAURATION ET RÉPARATION NATURELLES
Ces phénomènes existent à trois niveaux :
● Niveau tissulaire : une cellule lésée de façon irréparable ne peut plus se diviser et de ce fait meurt. Dèsson élimination, les cellules souches du tissu auquel elle appartenait se divisent et compensent cette pertepar des cellules neuves.
● Niveau moléculaire : les lésions des molécules d'ADN sont réparées par certaines enzymes et ainsil'intégrité du gène atteint peut être rétablie. Cette restauration ne fonctionne pas à 100 %.
● Niveau de l'organisme : une cellule "mutée", c'est-à-dire anormale, peut être reconnue comme telle etdéclencher une réaction de l'organisme. Cette cellule est fagocitée par les lymphocytes (globules blancs).
(D'après le Professeur TUBIANA)
34
Tableau 16 - RÉCAPITULATIF DES ÉQUIVALENTS DE DOSE MAXIMAUX ADMISSIBLESEXPRIMÉS EN MILLISIEVERTS (1) RÉSULTANT DE L'EXPOSITION EXTERNE
Catégorie A Catégorie B(Travailleurs directement affectés (Travailleurs non directement affectés
à des travaux sous radiations) à des travaux sous radiations)
En 3 mois consécutifs En 3 mois consécutifs(2) (2)
Hommes Femmes Hommes Femmes(3) (3)
Organisme entier (en profondeur) 4,2 30 12,5 50 1,26 9 3,75 15
Peau, mains, avant-bras, pieds et chevilles 42 300 125 500 12,6 90 37,5 150
Cristallin 12,6 90 37,5 150 37,8 27 11,25 45
(1) 1 Rem = 10 millisieverts.(2) Tolérance pour 3 mois consécutifs (à éviter).(3) Il s'agit de femmes en état de procréer. Les femmes enceintes ne doivent pas dépasser 10 mSv durant les 9 mois de grossesse.(4) Sauf expositions exceptionnelles concertées (effectuées en 1 ou plusieurs fois) où il est admis un équivalent de dose maximal
double des valeurs limites annuelles.
Organes
En 1 mois En 1 moisEn 12 mois(4)
En 12 mois(4)
Tous les textes internationaux ou nationaux demandent que l'exposition aux radiations ionisantes soit la plus faiblepossible. Citons les documents suivants :
● La Convention internationale du travail n° 115 du 22 juin 1960 précise dans son article 5 :
"Tous les efforts doivent être faits pour réduire au niveau le plus bas possible, l'exposition des travailleurs à des radiationsionisantes et toute exposition inutile doit être évitée pour les parties intéressées".
● L'article 6 du décret modifié du 20 juin 1966 stipule :
"L'exposition des personnes et le nombre des personnes exposées aux rayonnements ionisants doivent, dans la limite desmaximums prévus par la réglementation, être aussi réduits que possible".
● La directive européenne n° 80/836 EURATOM du 15 juillet 1980 demande dans son article 6, paragraphe b :
"Toutes les expositions doivent être maintenues à un niveau aussi faible qu'il est raisonnablement possible".
● L'article 4 du décret du 2 octobre 1986 exige :
"Les matériels, les procédés et l'organisation du travail doivent être conçus de telle sorte que les expositionsprofessionnelles, individuelles et collectives soient maintenues aussi bas qu'il est raisonnablement possible en-dessousdes limites prescrites par le présent décret. A cette fin, les postes de travail exposés font l'objet d'une analyse dont lapériodicité est fonction du niveau d'exposition.
● Dans son introduction, la norme expérimentale M 62.102 sur les installations de radiologie gamma industrielle prévoit:
"Les spécifications de la présente norme doivent permettre d'assurer la radioprotection des installations de radiologiegamma industrielle et le respect de la réglementation en vigueur les concernant aussi bien pour les travailleurs que pourle public ; ainisi la limite fixée pour l'exposition des personnes est une limite maximale, étant entendu que la valeur decette exposition doit être la plus faible raisonnablement possible".
● L'article 11 du titre intitulé "Rayonnements ionisants" annexé au décret du 13 juillet 1989 précise :
"Les matériels, les procédés, les méthodes de travail doivent être conçus de telle sorte que les expositions individuelleset collectives aux rayonnements ionisants soient maintenus à un niveau aussi faible qu'il est raisonnablement possible,en dessous des limites prescrites. A cette fin, les postes de travail exposés font l'objet d'une analyse dont la périodicitéest fonction du niveau d'exposition".
35
ACCIDENTS DU TRAVAIL ET MALADIES PROFESSIONNELLES
Accidents du travail
Les accidents du travail en contrôle non destructif, c'est-à-dire les expositions externes, bien que peu fréquents (enmoyenne un accident grave par an est dû aux CND) sont souvent très graves. Les conséquences sont toujours identiques,à savoir :
-œdème et radionécrose au bout de 3 semaines à 2 mois après l'exposition à une dose absorbée toujours élevée : 100 à120 grays (10 000 à 12 000 rads),
-restauration ou guérison apparente au terme de 3 à 6 mois,-rechute tardive plus d'un an après cette exposition accidentelle et dont les séquelles sont toujours très importantes(amputation ou greffe), voire mortelles.
Maladies professionnelles
Le nombre moyen annuel des maladies professionnelles reconnues au titre du tableau n° 6 (annexe 1), est de 17 pourles dix dernières années connues (1979 à 1988).
Le nombre moyen de décès annuels pour la même période est de 5 (figure 25). Notons cependant que ces maladies etdécès ne sont pas tous imputables au contrôle non destructif par radiations ionisantes.
35
30
25
20
15
10
5
0
1961
1962
1963
1964
1965
1966
1973
1974
1975
1976
1977
1978
1979
1980
1981
1982
1983
1984
1985
1986
1987
1988
Figure 25 - MALADIES PROFESSIONNELLES RELEVANT DU TABLEAU N° 6
Années
Décès
Maladiesreconnues
Nombre
1967
1968
1969
1970
1971
1972
39
Dans le cas de contrôles non destructifs par rayonnements ionisants, la réglementation impose l'utilisation de sourcesscellées sous forme spéciale. Il s'ensuit que le seul risque qui existe est celui de l'exposition externe.
Par exposition externe, nous entendrons toute irradiation résultant d'une ou plusieurs sources situées à l'extérieur del'organisme. La radioprotection en CND ne concerne donc que les moyens mis en œuvre pour réduire cette expositionexterne à un minimum raisonnable.
BASE DE LA RADIOPROTECTION
L'objectif de la radioprotection est double :
-prévenir tout effet pathologique non aléatoire des rayonnements ionisants,- limiter à un niveau considéré comme acceptable tant pour chaque individu que pour la société le détriment éventuelque pourrait occasionner l'existence d'effets aléatoires à faible dose.
Pour atteindre cet objectif, la CIPR (Commission internationale de protection radiologique) a recommandé unprogramme de limitation des doses basé sur trois principes : justification, optimisation et limitation.
La justification de l'activité entraîne l'exposition. Il faut, pour être acceptable, que toute exposition d'un ou plusieursindividus produise un bénéfice net positif soit pour cet ou ces individus (cas de l'exposition médicale), soit pour la société(utilité du processus mis en œuvre). La justification permet donc, dans le cas du contrôle non destructif par radiationsionisantes, de tolérer, hors blockhaus, la radiologie X ou gamma à l'aide d'appareils portatifs.
L'optimisation conduit à l'élaboration avant tout tir radiographique d'un plan d'intervention. Ce dernier a pour but,lorsque l'activité qui entraîne une exposition des opérateurs est justifiée, de maintenir cette exposition à un niveau aussibas qu'il est raisonnablement possible de l'obtenir. Ce plan de tir procure certains avantages pour la société prestatairede service qui procède aux examens radiographiques :
-maintien des connaissances en radioprotection de ses opérateurs,-connaissance exacte du problème avant intervention,-choix optimum de la source de radiations ionisantes.
Chapitre 7
ÉLÉMENTS DE RADIOPROTECTION
40
et un inconvénient majeur :
- retarde l'intervention (en fait l'urgence n'est réelle que dans 5 % des cas).
Ce plan doit prévoir la mise à disposition des opérateurs, par l'entreprise utilisatrice, des moyens d'accès, plateforme detravail, éclairage, etc… :
● d'une part :
- l'utilisation de la source de rayonnement la mieux appropriée pour l'obtention de clichés radiographiques corrects :générateur de rayons X ou source radioactive d'activité suffisante,
-de moyens de collimation fonction des rayons émis (source radioactive) ou de dispositifs de filtration et de localisation(rayons X),
-d'écrans éventuels absorbant le rayonnement direct et diffusé,-du coefficient de rapidité des films,-de dispositifs de signalisation et de balisage des zones contrôlée et surveillée (girophares, rubans, etc…) et d'un croquisindiquant de façon précise les limites de ces zones,
-d'appareils de contrôles (détecteur sonore, radiamètre), de dosimétrie (film et stylo) et d'avertissement (sifflet),-d'un véhicule adapté et en bon état. Se reporter au chapitre "Transport des sources radioactives",-etc…
● d'autre part les documents devant être présentés aux autorités compétentes (Inspection du travail, CRAM parexemple) à savoir :
-autorisation de détention et d'utilisation délivrée par la CIREA,-caractéristiques des sources de rayonnements,-autorisation de transport,-consignes écrites,- fiches de suivi de l'appareil de radiographie gamma et de ses accessoires,-CAMARI pour chaque opérateur,- livret spécial délivré par le médecin du travail au personnel de catégorie A pour chaque intervenant, à défaut la fiched'aptitude médicale datant de moins de 6 mois.
La limitation des doses individuelles :
● D'une part répartit la population dans son ensemble en trois catégories :
POPULATION = CATÉGORIE A + CATÉGORIE B + PUBLIC
où :
- la catégorie A correspond aux travailleurs directement affectés aux travaux sous rayonnements ionisants (DATR). Lessurveillances médicales spéciales et dosimétriques sont obligatoires.
- la catégorie B correspond au personnel non directement affecté aux travaux sous rayonnements ionisants (NDATR).La surveillance dosimétrique est obligatoire s'ils opèrent en zone contrôlée. La surveillance médicale spéciale n'a pasété prévue.
- le public concerne le reste de la population qui ne peut en aucun cas pénétrer en zone contrôlée.
● D'autre part fixe les limites annuelles maximales d'exposition en fonction de la catégorie :
-catégorie A : 50 millisieverts/an (ou 5 rems/an),-catégorie B : 15 millisieverts/an (ou 1,5 rem/an),-public : 5 millisieverts/an (ou 0,5 rem/an).
Ces valeurs ne permettent pas de vérifier l'efficacité des protections mises en place. Nous mesurons en effet un débit dedose soit en micrograys par heure, soit en millirads par heure.
Nous raisonnons à partir des directives EURATOM, du décret du 2 octobre 1986 (notamment l'article 44 relatif auxgénérateurs de rayons X à poste fixe et de l'arrêté du 1er juin 1990. Le débit est le résultat
41
de la division de la dose par la durée d'exposition. Pour simplifier, il a été admis de prendre 2 000 heures pour la duréeannuelle de l'exposition (50 semaines de 5 jours de 8 heures), bien que les temps cumulés de mises en œuvre des sourcesde rayonnements ionisants soient souvent bien inférieurs. Les limites admissibles deviennent donc :
-catégorie A : 25 microsieverts/heure (soit 2,50 mrem/h)correspond à la limite de la zone d'accès interdite
-catégorie B : 7,5 microsieverts/heure (soit 0,75 mrem/h)qui délimite la zone contrôlée (cf. article 21 du décret modifié du 20 juin 1966et article 23 du décret du 2 octobre 1986)
-public : 2,5 microsieverts/heure (soit 0,25 mrem/h)valeur qui permet de limiter la zone surveillée
CAMARI
La manipulation d'appareils de radiographie ou de radioscopie industrielle ne peut être confiée qu'à des personnestitulaires du certificat d'aptitude à manipuler les appareils de radioscopie et de radiographie industrielles (appelécouramment CAMARI) délivré après examen par le Directeur régional du travail et de l'emploi (article 17 du décretdu 2 octobre 1986).
Après avis du SCPRI (Service central de protection contre les rayonnements ionisants), du médecin du travail et ducomité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) ou à défaut des délégués du personnel, le directeurrégional du travail et de l'emploi peut autoriser, uniquement dans le cas de générateurs électriques de rayons X utilisésà poste fixe dans un local ou caisson particulier, un employeur à confier l'utilisation d'un appareil générateur de rayonsX à des opérateurs ne possédant pas le CAMARI lorsque les conditions suivantes se trouvent remplies :
- le local ou le caisson (de radiométallographie) contenant le générateur de rayons X est à protection totale sur toutesles parois,
- l'atténuation des rayonnements X par les parois du local ou du caisson est suffisante pour que l'équivalent de doserésiduel soit inférieure en moyenne à 25 microsieverts/heure (2,5 millirems par heure) si le local ou le caisson de rayonsX est à l'intérieur de la zone contrôlée ou à 7,5 microsieverts/heure (0,75 millirems par heure) si la limite de cette zoneest consituée par les parois du local ou du caisson,
- le local est débarassé de tout objet sans utilité pour les radiographies ou radioscopies pratiquées,
- la signalisation permanente (lampe rouge clignotante) avertissant le fonctionnement du générateur et interdisantl'accès du local existe et est en bon état,
-un dispositif de fermeture du local ou du caisson s'oppose à tout franchissement de l'accès par inadvertance et arrêtel'émission de rayons X,
- le tube radiogène ne peut être mis sous tension que de l'extérieur du local ou du caisson le contenant,
- les opérations ne peuvent être effectuées qu'en l'absence de personnel à l'intérieur du local,
- les objets à examiner sont soit installés avant la mise en marche du générateur et ôtés après l'arrêt de ce dernier, soitapportés et retirés à l'aide de dispositifs appropriés évitant tout risque d'exposition pour le personnel,
- l'installation de radiologie est contrôlée au moins une fois par an par un organisme agréé.
Remarque : Dans toute entreprise utilisant des rayonnements ionisants, l'employeur doit désigner une personnecompétente en radioprotection (se reporter en annexe 2). Cette dernière devant avoir préalablement suivi avec succèsune formation agréée à la radioprotection de 7 jours minimum se devrait d'être titulaire du CAMARI.
42
Le CAMARI, valable pour 9 ans, est délivré soit sur titres, soit au vu des résultats d'épreuves de contrôles desconnaisances par un jury composé par :
- le directeur régional du travail et de l'emploi,-un médecin du travail désigné en raison de sa compétence particulière en radioprotection,- une personne choisie en raison de sa compétence particulière en matière de radiologie industrielle sur une liste établiepar le ministre chargé de l'emploi.
PROTECTION CONTRE L'EXPOSITION EXTERNE
La protection contre l'exposition externe comprend :
- le temps- la distance,- les écrans de protection.
43
Le temps
La dose absorbée est proportionnelle au temps. Il suffit donc de limiter au maximum la durée de l'exposition (utilisationde films plus sensibles par exemple).
Le temps est une notion très importante dans le cas d'une exposition exceptionnelle concertée (récupération d'une sourceradioactive) ou d'une exposition d'urgence (réduction de la zone contrôlée après incident ou accident).
Remarque importante : Avant toute exposition exceptionnelle concertée, une manipulation préalable avec essai surmaquette doit être faite afin de pouvoir réaliser la vraie manipulation avec adresse et rapidité.
La distance
Le débit de dose est fonction de l'inverse du carré de la distance. Ainsi pour une dose de :
- 100 Gy.h-1 à 1 mètre, celle-ci n'est plus que de :
- 25 Gy.h-1 à 2 mètres- 4 Gy.h-1 à 5 mètres- 1 Gy.h-1 à 10 mètres
En pratique, la protection par la distance se traduit par :
- l'éloignement du travailleur de la source de rayonnement ou vice et versa (utilisation de gaines de télécommande etd'éjection de grande longueur),
-utilisation de pinces de manipulation assez longues (2 mètres par exemple),- télémanipulateurs, robots, etc…
L'exemple ci-après montre l'influence de la distance (utilisation d'une pince de manipulation) et du temps :
"Sur un chantier isolé, lors de la rentrée de la source radioactive de cobalt 60 d'activité 159,1 GBq, un incident, suivid'une fausse manœuvre laisse le porte-source sur le terrain. L'opérateur dispose du matériel suivant :
-un détecteur de rayonnements ionisants,-une pince de manipulation de 2 mètres,-un conteneur de stockage en plomb.
De combien de temps dispose-t-il pour amener le conteneur au plus près, s'approcher de la source, la prendre avec lapince et la mettre dans le conteneur de stockage, sans recevoir un équivalent de dose supérieur à 1 mSv ?"
A 1 mètre, le débit de dose D 1 est : I = C.K = 159,1 x 365 = 58 071,5 µSv/h soit 58,071 mSv/h
A 2 mètres (longueur de la pince de manipulation), le débit de dose D 2 sera de :
D2 = = = 14,52 mSv/h
10,242
58,071 x (1)2
(2)2
Par minute, le débit de dose à 2 mètres sera : = 0,242 mSv/m
Le temps disponible pour récupérer la source sans recevoir un équivalent de dose supérieur à 1 mSv est donc de :
≠ 4 minutes
14,5260
D1.d2
p2
44
Les écrans de protectionDans le cas du contrôle non destructif, nous utilisons pour atténuer le débit de dose du aux photons X ou γ des écranslourds : plomb, béton baryté (tableau 17) dont l'épaisseur est fonction de la réduction désirée.
Nous savons qu'en traversant une paroi opaque, les rayons X ou γ sont partiellement absorbés. Pour une substance
donnée, le débit de dose émergeant I est lié au débit de dose incident IO par la relation : I = IO . e-µx
où µ = coefficient d'absorption de la matière x = épaisseur de matière à traverser.
Figure 26 - ATTÉNUATION DES RAYONNEMENTS GAMMA PAR LE PLOMB
Tableau 17 - COMPOSTION DU BÉTON BARYTÉ(pour 1 m3 de béton)
- BARYTINE granulométrie 0 à 3 mm .................................................................. 420 kg- BARYTINE granulométrie 3 à 7 mm ............................................................... 1 000 kg- BARYTINE granulométrie 7 à 15 mm ............................................................. 1 780 kg- Eau ........................................................................................................................ 120 l- Ciment .................................................................................................................. 300 kg- Plastocrète .............................................................................................................. 1,7 l
Nota : Le béton baryté doit être vibré au coulage
45
En fait, pour obtenir aisément l'épaisseur fonction de la réduction du débit de dose souhaité, nous utilisons soit destableaux (12 et 18), soit des abaques (figures 26 à 30). Ces dernières sont généralement 20 % supérieures aux valeursdonnées par les tableaux.
Tableau 18 - ÉPAISSEUR MOITIÉ ET ÉPAISSEUR DIXIÈMEPOUR LES RADIOÉLÉMENTS UTILISÉS EN CND
Épaisseur moitié en mm Épaisseur dixième en mmRadioélément utilisé Symbole
Acier Béton Plomb Acier Béton Plomb
Cobalt 60 22 100 13 66 280 41 60 Co
Césium 137 17 80 7 50 220 19 137 Cs
Iridium 192 13 60 4 40 180 12 192 IrThullium 1701,5 - 0,40 6,3 - 1,3 170 Tm
Nous appelons "épaisseur moitié" et "épaisseur dixième" l'épaisseur d'un écran en une matière donnée qui réduit le débitde dose à la moitié ou au dixième de ce qu'il était avant interposition de l'écran (tableaux 12 et 18).
Nota : L'épaisseur moitié est également appelée "demi-absorption" ou "demi-transmission". De même pour l'épaisseurdixième, nous utilisons les termes "déci-absorption" ou déci-transmission".
46
47
48
C x kI
CALCUL DE DÉLIMITATION DES ZONES
Nous avons vu, dans le chapitre traitant de la base de la radio-protection, la nécessité d'établir, avant tout tirradiographique, un plan d'intervention comportant un croquis délimitant les limites des zones contrôlée et surveillée.
Limites de zones pour des émetteurs gamma
Pour calculer ces limites, nous utilisons la relation du tableau 19 dans lequel :
-d est la distance entre la limite de zone et la source radioactive,
-I est le débit de dose maximal admissible en limites de zones :. interdite : 25 µSv/h ou 2,50 mrem/h. contrôlée : 7,5 µSv/h ou 0,75 mrem/h. surveillée : 2,5 µSv/h ou 0,25 mrem/h
-C est l'activité résiduelle de la source,
-k est la constance spécifique du radioélément correspondant au débit de dose à 1 m (voir tableau 4).
Tableau 19 - FORMULE A UTILISERPOUR LE CALCUL DES LIMITES DE ZONES
(rayonnement gamma)
Délimitation d'une zone contrôlée
Exemple de calcul : Sur un chantier, lors d'un contrôle non destructif de soudures, nous avons utilisé le 21 février 1990une source radioactive de cobalt 60 ayant une activité initiale de 481 GBq (soit 13 Ci) au 21 février 1987 :
- temps écoulé depuis l'acquisition de la source : 3 ans- nombre de périodes écoulées : 0,57- coefficient d'affaiblissement (figure 6) : 0,67
d = √
où d : en m où d : en m
C : en GBq C : en Ci
I : en µSv/h I : en mrem/h
k : en µSv/h k : en mrem/hpar GBq par Ci
49
√ 322,27 x 36525
√ 322,27 x 3657,5
√ 322,27 x 3652,5
- activité résiduelle au 21 février 1990 : 481 x 0,67 = 322,27 GBq (soit 8,71 Ci)
- limites des zones :
. interdite : di = = 68,60 m
. contrôlée : dc = = 125,30 m
. surveillée : ds = = 217 m
Collimateurs
Afin de réduire les limites des zones de façon appréciable, nous utilisons un collimateur.
Un collimateur donne une atténuation (indiquée par le fabricant) valable uniquement pour le radioélément concerné.Le marquage doit indiquer la valeur de l'atténuation, le radioélément concerné et l'angle de collimation (60 ou 120°).Ainsi un collimateur d'atténuation 400 pour une source d'iridium 192 et un angle de collimation de 60° doit êtremarqué : 192 Ir - 400 - 60°. Ce collimateur qui pèse 7,5 kg donnera donc une atténuation théorique de :
- 400 pour l'iridium 192- 130 pour le césium 137 et- 30 pour le cobalt 60.
Son utilisation présente certains avantages :
- limitation du niveau d'exposition au champ strictement nécessaire et par là-même réduction notable des limites dezone,
-diminution du rayonnement diffusé, ce qui augmente la qualité de l'image obtenue sur le cliché,-aide éventuelle à la récupération d'une source radioactive bloquée ou décrochée dans la gaine d'éjection.
Dans l'exemple précédent, nous disposons de deux collimateurs, l'un marqué 192 Ir - 400 - 60°, l'autre 60 Co - 200 -120°.
En utilisant le premier collimateur, nous obtenons théoriquement les limites de zones suivantes :
di = = 12,60 m
dc = 22,90 m et ds= 39,60 m
Si nous utilisons le collimateur marqué 60 Co - 200 - 120°, nous obtenons :
di = = 4,85 m
dc = 8,85 m et ds = 15,35 m
Les limites données par le calcul avec l'utilisation du collimateur doivent, selon le constructeur, être augmentées de 10% afin de compenser les fuites autour de ce dernier. En pratique, eu égard au rayonnement diffusé et au positionnementdu collimateur, nous conseillons de multiplier ces valeurs par un coefficient de sécurité égal au minimum à 1,5 (anglede collimation de 60°) et à 2 (angle de collimation de 120), quitte à réduire ultérieurement les limites des différentes zonesen fonction du mesurage qui doit toujours être fait a posteriori.
Ainsi dans l'exemple précédent, en appliquant le coefficient de sécurité de 2 (le collimateur marqué cobalt 60 - 120°)nous aurons : di = 9,70 m dc = 17,70 m et ds = 30,70 m
√ 322,27 x 36525 x 30
322,27 x 36525 x 200√
50
Effet de ciel
Quand un photon gamma heurte un électron d'un milieu absorbant, trois événements peuvent se produire au cours dedeux interventions différentes :
- interaction avec diffusion d'un rayonnement gamma d'énergie plus faible (Effet Compton),- interaction avec disparition du rayonnement, soit par effet photo électrique, soit par production de paires.
Lorsque la source de rayonnement γ ou X n'est protégée que par des écrans verticaux sans protection de toit, l'interactionavec la matière (Effet Compton) entraîne un rayonnement diffusé.
Le rayonnement diffusé dans l'air entraîne une irradiation en un point quelconque situé au-delà des protections. Cetteexposition est connue sous le nom d'Effet de ciel. C'est le cas d'enceintes non couvertes contenant des sources derayonnement γ ou X.
L'intensité d'exposition due au rayonnement diffusé dans l'air nous est donnée par la figure 31.
Figure 31 - INTENSITÉ D'EXPOSITIONDUE AU RAYONNEMENT DIFFUSÉ PAR L'AIR
Exemple : Soit une source de 740 GBq de cobalt 60. Ce radioélément émet deux raies gamma de 1,17 et 1,33 MeV, soitune énergie équivalente de 2,5 MeV.Nous avons pour 37 GBq (c'est-à-dire pour 1 Ci) à 1 m un débit de dose de : 20 µGy/h,donc pour une source de 20 Ci (740 GBq) nous avons : 410 µGy/hà 10 m nous aurons encore (selon la loi en 1/2) : 41 µGy/h.
D'après la figure 31, nous constatons que pour les émetteurs γ ayant une énergie de 0,2 à 4 MeV, le débit de dose à 1m pour une source de 37 GBq (1 curie) est d'environ 20 µGy/h.
µGy/h/Ci à 1 m
10
15
20
0 1 2 3
Eγ en MeV
4
51
Générateurs de rayons X
Dans le cas d'un générateur de rayons X, le débit de dose nous est donné par la formule :
D = 10-2 . k . I . U2
dans laquelle :
D = débit de dose à 1 m en sievert/heurek = constante caractéristique du bloc radiogèneI = intensité fournie au tube radiogène en mAU = haute tension appliquée au tube à rayons X dont l'exposant varie de 1,5 à 2,5 (moyenne 2).
Le débit de dose à 1 m par milliampère est fourni, en principe, par le constructeur, sinon nous pouvons nous reporterau tableau 20.
Pour calculer les limites de zone, nous utilisons la formule suivante :
d =
dans laquelle :
d est la distance entre la limite de zone et le générateur de rayons XD1 est le débit de dose d'exposition à 1 m en µSv/h par mA qui est fonction de la tension du tube ainsi que de l'épaisseur
du filtre utilisé.I est l'intensité fournie au tube radiogène en mAD est le débit de dose d'exposition en limites de zones (interdite : 25 µSv/h - contrôlée : 7,5 µSv/h et surveillée : 2,5
µSv/h).
Exemple de calcul : Soit un poste de rayons X avec filtre en cuivre de 3 mm d'épaisseur utilisant une tension de 200 kVet une intensité de 5 mA. Les limites de zones seront de :
- zone interdite : di = = 215 m
- zone contrôlée : dc = = 392 m
- zone surveillée : ds = = 678 m
√ 23.104 x 525
√ 23.104 x 57,5
√ 23.104 x 52,5
√ D1 x ID
Tableau 20 - DÉBIT DE DOSE D'UN GÉNÉRATEUR DE RAYONS X
Débit de dose en µSv/h à 1 m pour 1 milliampèreGénérateurs avec une filtration totale en mm dede rayons X
à tension constante Aluminium Cuivreen kV de
0,5 1 2 3 0,5 2 3
50 66.104 36,104 18.104 11.104 0,6.104 - -
100 141.104 95.104 63.104 46.104 12.104 2,1.104 1.104
150 198.104 150.104 115.104 90.104 38.104 12.104 7,5.104
200 258.104 216.104 180.104 156.104 78.104 33.104 23.104
250 115.104 55.104 43.104
300 170.104 90.104 72.104
400 300.104 195.104 162.104
52
DOSIMÉTRIE
Généralités sur la dosimétrie
Le décret du 2 octobre 1986 stipule d'une part à l'article 24 :
"Les travailleurs, quelle que soit la catégorie à laquelle ils appartiennent, doivent pouvoir bénéficier d'une évaluationindividuelle de l'exposition dès qu'ils opèrent en zone contrôlée,
d'autre part à l'article 34 paragraphe I :
"Les travailleurs appartenant à la catégorie A doivent faire l'objet d'une surveillance individuelle de l'exposition.
S'il s'agit d'une exposition externe, l'évaluation des équivalents de doses reçues doit être assurée au moyen de dosimètresrelevés mensuellement ;.....................................................................................................................................................................................un arrêté des ministres chargés du travail, de la santé et de l'agriculture fixe les modalités techniques d'application duprésent alinéa".
L'arrêté du 30 septembre 1987 proroge la validité de l'arrêté du 19 avril 1968 précisant les conditions d'utilisation desdosimètres individuels. Ce texte rend obligatoire le dosimètre photographique individuel, porté à hauteur de la poitrine.Il prévoit que tout équivalent de dose enregistrée par le dosimètre est réputé reçu par le porteur, sauf preuve contraire.
Ce document précise qu'un double des résultats mensuels nominatifs doit être adressé au SCPRI (Service central deprotection contre les rayonnements ionisants - 31, rue de l'Écluse - BP 35 - 78110 Le Vésinet) par l'organisme quiprocède à la dosimétrie photographique. Cette mesure permet au SCPRI d'une part d'effectuer les intégrations de dosesindispensables, d'autre part de déclencher le plus rapidement possible les enquêtes nécessaires en cas de dépassementdes doses maximales admissibles.
L'utilisation, lorsque le risque d'irradiation accidentelle élevée ou localisée est à craindre, de dosimètres à lectureimmédiate (par exemple les dosimètres à chambre d'ionisation appelés "stylodosimètres"), de dosimètres thermo ouphotoluminescents ou de dosifilms de poignet ou d'extrémité, n'est autorisée qu'à titre complémentaire seulement.
Les dosimètres les plus couramment utilisés sont :
- les dosimètres photographiques (obligatoires),- les dosimètres à chambre d'ionisation (stylodosimètres),- les dosimètres radiothermoluminescents.
Dosimètre photographique
Nous savons que le noircissement d'une émulssion photographique soumise à un rayonnement ionisant est d'autant plusaccentué que ce dernier est plus intense. Un dosimètre photographique (appelé également "dosifilm") est donc constituéd'un film sensible enfermé dans un sachet scellé (c'est-à-dire à l'abri de la lumière) et d'un ou plusieurs écrans (ou filtres)choisis en fonction des rayonnements à mesurer inclus dans un étui distinct ou confondu avec lui (figure 31) :
-β purs : aluminium-X et γ : d'énergie basse ou élevée : cuivre-γ et neutrons thermiques : étain et cadnium (ce dernier provoquant une réaction n - γ, permet par la mesure des rayonsgammas de doser les neutrons),
-divers rayonnements simultanés.
53
Chaque dosifilm comporte en outre :
- toujours une marque d'identification,- parfois le nom du titulaire.
Ces dosimètres photographiques doivent être rangés en dehors des heures de travail sur un tableau spécial où se trouveen permanence le dosimètre témoin. Ils sont portés pendant un mois et sont ensuite développés (avec le dosifilm témoin)par un organisme agréé (CEA - EDF - LCIE - PHILIPS - etc…) par le SCPRI quand il ne s'agit pas de ce dernier.Ils sont exploités en se référant à une série de films étalonnés par exposition directe à des rayonnements d'intensitésconnues.
123456789012345678901212345678901234567890121234567890123456789012123456789012345678901212345678901234567890121234567890123456789012123456789012345678901212345678901234567890121234567890123456789012123456789012345678901212345678901234567890121234567890123456789012123456789012345678901212345678901234567890121234567890123456789012123456789012345678901212345678901234567890121234567890123456789012
123456789012341234567890123412345678901234123456789012341234567890123412345678901234123456789012341234567890123412345678901234
film
aluminium cuivre cadnium
étain
γ et neutronsthermiques
X et γβ
film
Figure 32 - DIVERS ÉCRANS UTILISÉS EN DOSIMÉTRIE SELON LE RAYONNEMENT
La précision des mesures des doses est, avec les films dosimétriques, d'environ 15 %. Il convient cependant de prendrecertaines précautions lors de leur utilisation. Ils sont en effet sensibles à certains produits chimiques (tels que l'ammoniac,le mercure) à la lumière (ne pas abimer ou décoller le sachet scellé) et à la chaleur (au-delà de 35° - 40° C). Dans ce derniercas, éviter de laisser le vêtement contenant le film dosimétrique derrière une vitre (voiture ou bureau) exposé au soleilou sur un radiateur.
Dosimètre à chambre d'ionisation
Le dosimètre photographique, dont le port est obligatoire, présente un inconvénient : le résultat n'est fourni qu'après
Figure 33 - ÉLECTROSCOPE
Isolant
Chambred'ionisation
Filamentde quartz
doré++++++++
+
++
++
++
++
développement, c'est-à-dire après un mois utili-sation. Dans certains cas (gammagraphie par exem-ple), nous avons besoin de connaître à tout instantla dose reçue. Pour cela, nous utilisons des dosi-mètres à chambre d'ionisation appelés couram-ment "stylodosimètres" qui fournissent une lec-ture instantanée de la dose reçue.
Ces dosimètres sont basés sur la loi de Coulombet le principe de l'électroscope (figure 32). Si nouschargeons positivement cet appareil le filamentmobile va s'écarter de l'armature fixe du pointeaude charge (les charges de mêmes signes se repous-sent).
Les radiations en ionisant l'air de la chambrerendent celui-ci conducteur et l'électroscope sedécharge, le filament mobile se rapproche del'armature fixe du dispositif de charge.
54
Le stylodosimètre utilise le principe (figure 33) d'un condensateur préalablement chargé associé à un électroscope.L'électrode positive se trouve constituée par un filament de quartz doré dont une partie est mobile. L'électrode négativeest, en fait, constituée par les parois de la chambre d'ionisation (en bakélite ou aluminimum).
Figure 34 - COUPE SCHÉMATIQUE D'UN STYLODOSIMÈTRE
Fibre de quartz
Dispositif de charge
ObjectifLentilleoculaire
Lentillemicrométrique
Chambred'ionisation Condensateur
1234567890112345678901123456789011234567890112345678901123456789011234567890112345678901
ElectroscopeMicroscope
Lorsque le condensateur se trouve chargé,la déviation de la partie mo-bile du fila-ment est maximale. La charge de ce con-densateur diminue en fonction de la quan-tité de rayonnement traversant la chambred'ionisation. En dotant le stylodosimètred'un microscope monoculaire et en faisantdévier le filament mobile devant une len-tille micrométrique (figure 34), c'est-à-dire une échelle graduée, nous pouvons liredirectement la dose reçue soit en gray, enrad ou en leurs sous-multiples. La chargedu condensateur est réalisée au moyend'un chargeur électrique à piles.
Figure 35 - LENTILLE MICROMÉTRIQUE
millirads
0 100 200 300 0 1
milligrays
Fil de quartz
La précision des stylodosimètres est de l'ordre de 20 %. Il ne faut pas oublier qu'en l'absence de rayonnement dû au travail,leur charge diminue chaque jour d'environ 1 % (rayonnements cosmiques ou naturels, fuite électrique). Certains auteursdonnent un mouvement propre d'environ 60 µGy par semaine. Ce qui importe surtout c'est de se rappeler que lesstylodosimètres se déchargent en fonction du temps. C'est pourquoi, nous devons avant chaque utilisation vérifier quele stylodosimètre est chargé et lire la dose indiquée. En fin de travail, une nouvelle lecture permet d'obtenir la doseréellement perçue (différence entre indications avant et après utilisation).
Nous trouvons des dosimètres à chambre d'ionisation :- basse énergie (inférieure à 100 keV) ou moyenne énergie,- type équivalent peau ou type équivalent tissu profond,- gradué en gray, rad, rem ou sievert.
Ces dosimètres sont assez fragiles (craignent les chocs) et assez coûteux. Les stylodosimètres basse énergie doivent avoirdes parois répondant à deux caractéristiques précises :- épaisseur : 300 mg/cm2- composition : coefficient d'absorption équivalent tissu.
2
55
En effet, la courbe de réponse d'un stylodosimètre ne doit pas être la représentation graphique des rapports auxdifférentes énergies entre la dose lue et la dose reçue, mais celle des rapports entre la dose reçue dans les tissus profonds(équivalent à 300 mg/cm2) et la dose indiquée par le dosimètre. Afin d'obtenir un rapport constant et égal à l'unité, lesparois du sytlodosimètre (enveloppe extérieure et paroi de la chambre d'ionisation) doivent avoir un coefficientd'absorption massique sensiblement égal à celui des tissus humains (muscles).
En application de la norme NF M 60-501, les stylodosimètres portent une bague de couleur signalétique correspondantau calibre de ces derniers, à savoir :
- blanc : 2 - 5 mGy (0,2 - 0,5 rad)- jaune : 50 mGy (5 rads)- orange : 200 - 500 mGy - 5 mGy (100-200-500 rads)- rouge : 10 Gy (1 000 rads)
Dosimètres spéciaux
● Photoluminescence :
Certains verres (au phosphate d'argent par exemple) soumis à un rayonnement exaltent une fluorescence proportionnelleà la dose absorbée. Peu utilisé en milieu industriel.
● Thermoluminescence :
Les matériaux radiothermoluminescents (tels que l'alumine, le fluorure de lithium, le sulfate de calcium activé aumanganèse, etc…) émettent après irradiation une luminescence sous l'action de la chaleur d'autant plus grande que lerayonnement a été plus intense. Ils se présentent sous forme de poudres qui sont ensachées dans une matière plastiquede façon à constituer de très petits dosimètres autonomes dits d'extrémité pour les doigts notamment (dés ou bagues).
Ces dosimètres qui peuvent mesurer de quelques centaines de micrograys (dizaines de millirads) à 1 kilogray (100rads) sont également utilisés associés à des films dosimétriques de façon à augmenter la gamme de mesures de l'ensembleainsi constitué.
L'exploitation de ces dosimètres s'effectue dans un appareil qui les chauffe et mesure la luminescence produite. Lesdosimètres radiothermoluminescents sont généralement régénérables. Ces dosimètres sont particulièrement recom-mandés lors des manipulations de sources non scellées ou de l'utilisation des appareils de mesure d'épaisseur derevêtement par transmission ou rétrodiffusion de rayonnements béta.
56
RÉDUCTION DE L'AFFICHE INRS N° 292 D FORMAT 60 x 80
57
Chapitre 8
DOCUMENTATION
TEXTES RÉGLEMENTAIRES
Nous noterons que les fortes activités des sources γ utilisées dans les projecteurs de gammagraphie et les risques élevésd'exposition externe dus à ces derniers et aux générateurs de rayons X ont conduit les pouvoirs publics à établir uneréglementation spécifique relative au contrôle radiologique par rayonnements ionisants qui complète la réglementationgénérale :
● Article R 234-20 du Code du Travail qui prévoit :
"Il est interdit d'occuper les jeunes travailleurs de moins de dix-huit ans aux travaux énumérés ci-après et de les admettrede manière habituelle dans les locaux affectés à ces travaux :
- radioactivité : travaux exposant à la radioactivité,- traitement, préparation et emploi de produits radioactifs,- travaux exposant à l'action des rayons X,- travaux exposant à l'action des radiations ionisantes".
● Article R. 234-22 et R. 234-23 du Code du Travail tempérant, en vue de leur formation professionnelle, l'article R.234-20 ci-dessus pour les apprentis et élèves de moins de 18 ans.
● Article L. 461-4 du Code de la Sécurité sociale qui stipule :
"Tout employeur qui utilise des procédés de travail susceptibles de provoquer les maladies professionnelles mentionnéesà l'article L. 461-2 est tenu, dans les conditions prévues par décret en Conseil d'État, d'en faire la déclaration à la Caisseprimaire d'assurance maladie et à l'Inspecteur du travail ou au fonctionnaire qui en exerce les attributions en vertu d'unelégislation spéciale.
Le défaut de déclaration peut être constaté par l'Inspecteur du travail ou par le fonctionnaire sus-mentionnés, qui doiten informer la Caisse primaire".
● Arrêté ministériel du 15 avril 1945 modifié par les arrêtés subséquents approuvant le règlement sur le transport et lamanutention des matières dangereuses.
58
● Décret modifié n° 66-450 du 20 juin 1966 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnementsionisants.
● Arrêté du 24 novembre 1977 fixant les caractéristiques des matières radioactives "sous forme spéciale".
● Décret n° 77-1321 du 29 novembre 1977 fixant les prescriptions particulières d'hygiène et de sécurité applicables auxtravaux effectués dans un établissement par une entreprise extérieure.
● Conditions particulières d'emploi des radioéléments artificiels destinés à la gammagraphie adoptées par la Commis-sion interministérielle des radioéléments artificiels le 21 juin 1979 et mises à jour en novembre 1987.
● Arrêté du 26 mars 1982 relatif à la protection et au contrôle des matières nucléaires en cours de transport.
● Arrêté du 4 août 1982 portant obligation de mise en application du chapitre 11 de la norme NF X 08003.
● Décret n° 85-968 du 27 août 1985 modifiant l'article R. 233-83 du Code du Travail et définissant les conditionsspéciales auxquelles doivent satisfaire les appareils de radiographie industrielle utilisant le rayonnement gamma.
● Arrêté du 11 octobre 1985 fixant le contenu et les règles d'utilisation des documents de suivi nécessaires à l'applicationdes dispositions de l'article 22 du décret n° 85-968 relatif aux appareils de radiographie gamma industrielle.
● Arrêté des 14 - 15 - 16 - 17 et 18 octobre 1985 fixant une date limite d'utilisation et définissant les conditionsd'utilisation de 7 appareils portatifs de radiographie gamma industrielle.
● Arrêté du 10 mars 1986 désignant le laboratoire national d'essais pour délivrer le visa d'examen technique aux appareilsde radiographie gamma industrielle, l'habilitant pour vérifier leur conformité aux prescriptions d'hygiène et de sécuritéapplicables et précisant les règles applicables aux demandeurs de visa.
● Décret n° 86-1103 du 2 octobre 1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnementsionisants.
● Dispositions générales du 9 février 1987 relatives à la déclaration de contrôle industriel radiographique gamma ou Xà l'aide de sources mobiles édictées par la Caisse régionale d'assurance maladie du Centre (se reporter à l'annexe 3).
● Arrêté du 25 juin 1987 modifié instituant un Certificat d'aptitude à manipuler les appareils de radioscopie et deradiographie industrielles (CAMARI).
● Arrêté du 16 décembre 1988 relatif au Certificat d'aptitude à manipuler les appareils de radioscopie industrielle et deradiographie industrielle (non paru au Journal officiel).
● Arrêté du 30 septembre 1987 confirmant la validité des arrêtés en date des :
. 19 avril 1968 : condition d'utilisation des dosimètres individuels destinés au contrôle des équivalents de dose,
. 22 avril 1968 : modalité d'agrément des organismes habilités à procéder aux contrôles pour la protection destravailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants,
. 23 avril 1968 : recommandations aux médecins exerçant la surveillance médicale des travailleurs soumis aux dangersdes rayonnements ionisants.
● Arrêté du 25 novembre 1987 relatif à la formation de la personne compétente en radioprotection.
● Arrêté du 28 décembre 1987 reportant la date limite d'utilisation de gammagraphes fixée par les arrêtés des 14, 15 et17 octobre 1985.
59
● Arrêté du 24 janvier 1989 désignant le laboratoire national d'essais pour délivrer les attestations d'examen de type auxappareils de radiographie gamma.
● Décret n° 89-502 du 13 juillet 1989 complétant le règlement général des industries extractives institué par le décretmodifié n° 80-331 du 7 mai 1980, par l'introduction d'un titre intitulé : "Rayonnements ionisants".
● Arrêté du 1er juin 1990 définissant les méthodes de contrôle prévues par le décret n° 86-1103 du 2 octobre1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants.
● Arrêté du 2 octobre 1990 fixant la périodicité des contrôles des sources scellées, des installations des appareilsgénérateurs électriques de rayonnements ionisants et leurs dispositifs de protection.
● Arrêté-type n° 385 quater (établissements classés pour l'environnement) : substances radioactives sous forme desources scellées (utilisation - dépôt - stockage).
Nota : Les textes réglementaires français peuvent être obtenus auprès du Journal officiel - 26, rue Desaix - 75015 Paris.
NORMES
NF A. 04.150 -Novembre 1984 -Produits de fonderie - Contrôle par radiographie des pièces moulées en al-liages d'aluminium et de magnésium
A. 04.160 -Mai 1990 -Produits de fonderie - Pièces moulées en acier - Contrôle par radiogra- phie -Critères d'acceptation
NF A. 09.010 - Janvier 1984 -Contrôle non destructif - Certification des agents - Règlement général
NF A. 09.200 - Juin 1985 -Radiologie industrielle - Vocabulaire
NF A. 09.205 - Juin 1984 -Radiologie industrielle - Indicateur de qualité d'image à gradins percés
NF A.09.206 - Septembre 1985 -Radiologie industrielle - Méthode conventionnelle de caractérisationde la perceptibilité visuelle d'un radiogramme à partir d'indicateurs d equalité d'image
NF A.09.210 - Avril 1989 -Essais non destructifs - Radiologie industrielle négatoscope
NF C.15.160 - Septembre 1984 -Installations pour la production et l'utilisation des rayons X -Règles générales
NF C.15.164 - Novembre 1976 -Installations pour la production et l'utilisation des rayons X -Règles particulières pour les installations de radiologie industrielle
NF M.60.001 - Décembre 1984 -Vocabulaire de l'énergie nucléaire
NF M.60.101 - Décembre 1972 -Signalisation des rayonnements ionisants - Schéma de base
NF M.60.103 - Juillet 1976 -Signalisation des rayonnements ionisants - Bandes de balisage pour la délimita-tion de zones paticulières pouvant présenter des risques radiologiques
NF M.60.501 - Février 1969 -Appareils de mesure dosimétrique - Stylos exposimètres à lecture directe (sanschargeur incorporé)
NF M.60.502 - Juin 1979 -Exposimètres et dosimètres, méthodes générales d'essais
NF M.60.511 - Décembre 1972 -Appareils de mesure dosimétrique - Dosimètres photographiques personnels
60
NF M.60.551 - Juin 1983 -Radioprotection - Appareils de radiographie gamma
M.61.002 - Décembre 1984 -Sources scellées radioactives - Généralités et classification
M.61.003 - Octobre 1972 -Méthodes d'essais d'étanchéité des sources scellées radioactives
M.61.102 - Décembre 1987 -Radioprotection - Installations de radiologie gamma industrielle
M.62.103 - Septembre 1988 -Radioprotection - Installations de radiologie gamma industrielle - Atténuationdes rayonnements par les écrans de protection
NF X 08.003 - Mai 1990 -Couleurs et signaux de sécurité
DIVERS
-Convention internationale du travail n° 115 du 22 juin 1960 concernant la protection des travailleurs contre lesrayonnements ionisants. Ce texte a été publié au Journal officiel du 27 août 1972 par le décret n° 72-780 du 18 août1972
-Directive européenne n° 80-836 EURATOM du 15 juillet 1980 portant modification des directives fixant les normesde base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant desrayonnements ionisants (Journal officiel des Communautés européennes n° L. 246 du 17 septembre 1980)
-Manuel sur l'appareillage et les techniques de radiographie 142 pages - Publications de la soudure autogène - 1981
-Recueil de directives pratiques du Bureau international du travail sur la radioprotection des travailleurs (rayonnementsionisants) approuvé le 23 septembre 1986
-Principes élémentaires de radioprotection - Édition INRS n° ED 658 - Juin 1988
-Aide-mémoire de radioprotection - Édition INRS n° ED 483 - Mars 1989.
61
ANNEXES
62
Annexe 1
N° 6 - AFFECTIONS PROVOQUÉESPAR LES RAYONNEMENTS IONISANTS
(Décret du 22 juin 1984) *
Délai de Liste indicative des principaux travauxDésignation des maladies prise en charge susceptibles de provoquer ces affections
Anémie, leucopénie, thrombopénie ou 30 jours Tous travaux exposant à l'action dessyndrome hémorragique consécutifs à rayons X ou des substances radioactivesune irradiation aiguë naturelles ou artificielles, ou à toute autre
source d'émission corpusculaire,Anémie, leucopénie, thrombopénie ou 1 an notamment :syndrome hémorragique consécutifs à - Extraction et traitement des mineraisune irradiation chronique radioactifs
- Préparation des substances radioactivesBlépharite ou conjonctivite 7 jours - Préparation de produits chimiques et
pharmaceutiques radioactifsKératite 1 an - Préparation et application de produits
luminescents radifèresCataracte 10 ans - Recherches ou mesures sur les substances
radioactives et les rayons X dans les labo-Radiodermites aiguës60 jours ratoires
- Fabrication d'appareils pour radiothé-Radiodermites chroniques 10 ans rapie et d'appareils à rayons X
- Travaux exposant les travailleurs auRadio-épithélite aiguë des muqueuses 60 jours rayonnement dans les hôpitaux, les
sanatoriums, les cliniques, les dispen-Radiolésions chroniques des muqueuses 5 ans saires, les cabinets médicaux, les cabinets
dentaires et radiologiques, dans les mai-Radionécrose osseuse30 ans sons de santé et les centres anticancéreux
- Travaux dans toutes les industries ouLeucémies 30 ans commerces utilisant les rayons X, les
substances radioactives, les substancesCancer broncho-pulmonaire primitif par 30 ans ou dispositifs émettant les rayonnementsinhalation indiqués ci-dessus
Sarcome osseux 50 ans
* Date de la dernière modification
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DÉSIGNATION DE LA PERSONNE COMPÉTENTE
Selon l'alinéa I de l'article 17 du décret du 2 octobre 1986 et l'article 12 du décret du 13 juillet 1989, la personnecompétente chargée de la surveillance de la manipulation et de l'utilisation de sources radioactives et/ou de générateursélectriques de rayonnements ionisants est désignée par l'employeur (pouvoir statutaire) après avoir préalablement suivi,avec succès, une formation à la radioprotection (pouvoir de fait) bien déterminée et dispensée par un organisme agréé.
ROLE DE LA PERSONNE COMPÉTENTE
Le rôle de la personne compétente est défini principalement par l'article 17 du décret du 2 octobre 1986 et s'effectuesous la responsablité de l'employeur. Ce rôle présente trois volets :
● En liaison avec le CHSCT (Comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail) ou, à défaut, les délégués dupersonnel, la personne compétente doit (1) :
-effectuer une analyse, aux fins d'optimisation, des postes de travail exposés aux rayonnements ionisants (article 4). Cetteanalyse conduit tout naturellement à la rédaction de la fiche de conditions de travail devant être incluse dans le dossiermédical de tout travailleur exposé (article 39). Ce document qui doit être visé par ce dernier mentionneraobligatoirement : la nature du travail effectué, les caractéristiques des sources émettrices de radiations ionisantes, lanature des rayonnements émis, la durée des périodes d'exposition (2) et les autres risques ou nuisances d'originephysique ou chimique au poste de travail,
-veiller au respect des mesures de protection contre les rayonnements ionisants et, pour y parvenir, participer à laformation à la sécurité des travailleurs exposés. Cette formation est organisée en application de l'article L. 231-3-1 etplus particulièrement des articles R. 231-34 à R. 231-45 du Code du Travail.
Remarque : L'article R. 231-34 du Code du Travail stipule : "La formation à la sécurité a pour objet d'instruire le salariédes précautions à prendre pour assurer sa propre sécurité et, le cas échéant, celle des autres personnes occupées dansl'établissement.
A cet effet, les informations, enseignements et instructions nécessaires lui sont donnés en ce qui concerne les conditionsde circulation dans l'entreprise, l'exécution de son travail et les dispositions qu'il doit prendre en cas d'accident ou desinistre.
En fonction des risques à prévenir, l'utilité des mesures de sécurité prescrites par l'employeur lui est expliquée".
-recenser les situations ou les modes de travail susceptibles de conduire à des expositions exceptionnelles ou accidentellesdes travailleurs,
-élaborer un plan d'intervention en cas d'accident et être en outre apte à le mettre en œuvre et à prendre les premièresmesures d'urgence.
Annexe 2
RADIOPROTECTION ET PERSONNE COMPÉTENTE
(1) Les articles entre parenthèses sont ceux du décret du 2 octobre 1986.
(2) L'exposition n'est plus considérée comme une grandeur. Ce terme est actuellement pris dans le sens général d'exposition à un agent chimique ou physique. Ainsi, dans le casdes radiations ionisantes, la notion d'irradiation qui visualisait pourtant sans ambiguité le risque concerné se trouve remplacée par celle d'exposition. Nous devons doncutiliser les termes suivants : exposition externe, exposition interne, exposition totale, etc…
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Nota : En fonction des sources de rayonnements ionisants utilisés, la personne compétente doit envisager le ou lesaccidents susceptibles de se produire : sécurité défectueuse, source scellée dété-riorée ou perdue, contamination despostes de travail et du personnel, exposition externe ou interne, etc…
● Lors de travaux temporaires effectués à l'extérieur de l'entreprise ou de l'établissement, elle doit toujours, selon l'article17 :
-désigner une (ou plusieurs) personne(s) chargée(s) de veiller au respect des mesures de protection contre lesrayonnements ionisants,et, par délégation de l'employeur :
-s'assurer que la (ou les) personne(s) ainsi désignée(s) connaît(ssent) le fonctionnement des appareils utilisés, les dangersprésentés par les sources radioactives et les mesures à prendre pour les prévenir. En fait, la formation à la sécurité destravailleurs exposés décrite ci-dessus répond déjà en partie à cette exigence,
-rédiger une consigne écrite précisant l'étendue exacte de chaque mission.
● Les autres mesures d'ordre administratif et celles d'ordre tecnique à la charge de l'employeur qui lui incombent pardélégation :
-classification des travailleurs exposés en catégorie A ou B (article 3) :. catégorie A : travailleurs directement affectés à des travaux sous rayonnements,. catégorie B : travailleurs non directement affectés à des travaux sous rayonnements.Selon le classement, les équivalents de dose maximaux admissibles sont différents (voir tableau 16).
-déclarations et informations réglementaires (article 15) :. à l'Inspection du travail d'une part déclaration de l'utilisation de tout générateur électrique de rayonnement ionisantet/ou de toute source radioactive, d'autre part information de l'autorisation de détention et d'utilisation de sourcesradioactives artificielles délivrée par la CIREA (1)
. au service "Prévention des risques professionnels" de la Caisse régionale d'assurance maladie concernée d'une part descopies des déclarations adressées à l'Inspection du travail, d'autre part de la photocopie de la dernière autorisation dedétention et d'utilisation de sources radioactives artificielles délivrée par la CIREA
. à la Caisse primaire d'assurance maladie en vertu de l'article L. 461-4 du Code de la Sécurité sociale qui fait obligationà tout employeur de déclarer tout procédé de travail susceptible de provoquer une maladie professionnelle : dans lecas présent, relevant du tableau n° 6 (se reporter en annexe 1).Dans le cas d'entreprises relevant du régime agricole, les déclarations doivent être faites à la Mutualité agricole (tableaun° 20 des maladies professionnelles agricoles).
-Tenue et mise à jour du dossier technique (article 18). Ce dernier doit contenir tout document concernant les sourcesde radiations ionisantes et notamment :
. copie de chaque fiche des conditions de travail incluse dans le dossier médical de tout travailleur (article 39),
. copie des déclarations à la CPAM (Caisse primaire d'assurance maladie), à l'Inspection du travail et à la CRAM(Caisse régionale d'assurance maladie),
. autorisation de détenir et d'utiliser des radioéléments artificiels délivrée par la CIREA,
. les caractéristiques de toute source radioactive et/ou de tout générateur électrique de rayonnements ionisants,
. toute modification apportée à l'appareillage émetteur ou aux dispositifs de protection,
. la nature et la durée moyenne mensuelle des travaux exécutés (fiche de nuisance),
. les certificats de conformité (appareils de radiographie gamma, poste de rayons X, etc…),
. les consignes d'utilisation et notices d'information,
. la date des examens des contrôles nécessaires et les rapports de vérification correspondant à ces examens,
. le nom des travailleurs ayant effectué des travaux de réglage, démontage, remontage, de réparation et d'entretien surdes installations à risques radioactifs,
. le plan incendie (avec mention de l'emplacement des sources radioactives).
-Élaboration de la notice écrite (article 19) qui doit être remise à tout travailleur affecté en zone contrôlée ou appelé ày pénétrer occasionnellement (ne pas oublier les visiteurs). Cette notice doit mentionner :. les dangers présentés lors de l'utilisation de sources de rayonnements ionisants,. les moyens mis en œuvre dans l'entreprise pour s'en prémunir,
(1) Commission interministérielle des radioéléments artificiels (CIREA) - BP 9 - 91192 Gif-sur-Yvette.
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. les méthodes de travail offrant les meilleures garanties de sécurité (optimisation) tout en étant adaptées à chaqueutilisation particulière dans l'entreprise,
. les garanties que comportent pour lui les mesures physiques (dosimétrie, prélèvement surfacique ou atmosphériquepar exemple) et les examens médicaux périodiques.
-Information des travailleurs intéressés (article 20) c'est-à-dire en pratique de tout le personnel de l'entreprise :. du nom et de l'adresse du médecin du travail,. du lieu où sont pratiqués les examens médicaux intéressant les travailleurs exposés,. du nom de la personne compétente (et de son suppléant) et de l'endroit où il peut être contacté (téléphone parexemple),
. de l'existence des zones interdites, contrôlées et surveillées (se reporter au chapitre 7),
. des dispositions spécifiques du règlement intérieur relatives aux conditions d'hygiène et de sécurité en zone contrôlée.Nota : Bien que la façon de porter ces renseignements à la connaissance des travailleurs ne soit pas mentionnée dansle décret du 2 octobre 1986 déjà cité, nous pensons nécessaire de continuer à en prévoir l'affichage comme cela étaitprévu par l'ancienne réglementation.
-Définition et signalisation des zones interdites, contrôlées et surveillées (article 23).
-Évaluation individuelle de l'exposition de tout travailleur pénétrant en zone contrôlée (article 24). Il s'agit principa-lement de la surveillance dosimétrique qui se trouve toujours régie par l'arrêté du 18 avril 1986. Ce texte rend obligatoirele dosimètre photographique individuel, porté à hauteur de la poitrine. L'utilisation, lorsque le risque d'expositionaccidentelle est à craindre (cas de la radiographie X ou gamma) d'un dosimètre à lecture immédiate ne dispense pasdu port d'un film dosimétrique.
-Fourniture et nettoyage des moyens de protection individuelle (article 26) lors d'utilisation de sources radioactives nonscellées.
-Suivi des contrôles réglementaires des installations utilisant les rayonnements ionisants, que ceux-ci soient effectuéspar un organisme agréé ou par une personne de l'entreprise (qui peut être la per-sonne compétente) sur dérogation duDirecteur départemental du travail et de l'emploi (articles 28 à 31).
-Information du médecin du travail de toute modification apportée aux installations émettant des radiations ionisantesdes résultats des contrôles d'ambiance, des contrôles réglementatires des installations et de l'exécution de travauxexceptionnels (article 32).
-Signaler sur le plan "incendie" de l'entreprise l'emplacement de chaque source radioactive (y compris les détecteursioniques de fumée).
SUPPLÉANT
Bien que la réglementation ne le prévoit pas, il convient de prévoir un adjoint à la personne compétente (1)afin de suppléer cette dernière en cas d'absence (congé, maladie) ou d'indisponibilité (stage, réunion, convocation ausiège social, déplacement).
(1) Dans son cahier de recommandations aux entreprises utilisatrices d'appareils de radiographie industrielle sur les chantiers d'équipement, l'EDF demande la désignation d'unou plusieurs suppléants chargés notamment de remplacer la personne compétente en cas d'absence ou pour certains travaux.
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Il ne faut pas oublier, qu'en cas d'incident mettant en cause des rayonnement ionisants, la personne compétente (ou sonsuppléant) doit pouvoir être jointe à toute heure (de jour comme de nuit) même dans le cas de chantiers extérieurs(radiographie X ou gamma par exemple).
FORMATION
Nous avons vu que le rôle de la personne compétente, qui paraît restreint si nous ne considérons que l'article 17 du décretdu 2 octobre 1986 est, en fait, très important. C'est pourquoi, afin d'assurer une formation à la radioprotection uniformedes personnes compétentes qui ne soit pas laissée à l'appréciation très variable des employeurs, le législateur a défini, parl'arrêté du 25 novembre 1987, un programme minimum sur 7 jours.
Ce dernier comporte d'une part un enseignement commun ayant trait à la réglementation et à la normalisation, àl'organisation de la radioprotection et aux principes généraux techniques, d'autre part un enseignement optionnel propreau domaine médical ou industriel, soit pour l'utilisation de sources radioactives scellées et d'appareils générateurs derayonnements X, soit pour l'utilisation de sources non scellées.
La durée de la formation peut être réduite pour les titulaires de certains diplômes soit à deux jours, soit à quatre jours.Ainsi, le possesseur d'un CAMARI (Certificat d'aptitude à manipuler les rayonnements ionisants) peut ne suivre qu'unstage de deux jours.
Nous ne pouvons que regretter la restriction à cette formation apportée par l'article 9 de l'arrêté du 25 novembre1987 qui précise : "La personne compétente au sens de l'article 7 du décret du 15 mars 1967, en fonction dans unétablissement à la date d'entrée en vigueur (1er octobre 1987 pour les sources radioactives et 1er octobre 1988 pour lesrayons X) du décret du 2 octobre 1986 est présumée sous la responsabilité de son employeur, avoir suivi une formationéquivalente".
Il est cependant à souhaiter que lors des demandes de renouvellement ou de modification des autorisations d'utilisationet de détention de sources radioactives artificielles délivrées par la CIREA, cette dernière exige l'attestation d'aptitudeà remplir le rôle de personne compétente délivrée par un organisme agréé de formation comme elle le fait actuellementpour toute nouvelle demande. Cela ne résoud pas le problème en ce qui concerne les générateurs électriques derayonnements ionisants.
CONCLUSION
Par rapport au décret du 15 mars 1967 qui est maintenant caduc, la nouvelle réglementation a élargi les attributions dela personne compétente qui se trouve notamment chargée (avec le CHSCT) de faire une analyse détaillée de tout postede travail exposé aux fins d'optimisation.
Par ailleurs, depuis le 1er octobre 1987, un employeur ne peut, en principe, désigner une personne compétente sans quecelle-ci ait, au préalable, suivi avec succès une formation minimale et agréée à la radioprotection.
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DISPOSITIONS GÉNÉRALESRELATIVES A LA DÉCLARATION DE CONTROLE INDUSTRIEL
RADIOGRAPHIQUE GAMMA OU X à L'AIDE DE SOURCES MOBILES
Mesures de sécurité auxquelles sont soumis les employeurs de la région Centre en application de l'article L. 422.4 du Code de la Sécurité sociale
Homologation de Monsieur le Directeur régional du travail et de l'emploi en date du 9 février 1987
DISPOSITIONS GÉNÉRALES
Article I
Tout chef d'entreprise doit déclarer à la Caisse régionale d'assurance maladie du Centre (Prévention des accidentsdu travail et des maladies professionnelles) son intention de faire procéder à des opérations de contrôle industrielradiographique gamma ou X, à l'aide de sources mobiles, lorsque ces travaux sont prévus dans la circonscriptionde la Caisse ci-dessus désignée.
Article II
Cette déclaration devra obligatoirement être faite.
-elle sera transmise au moins 14 jours avant la date envisagée pour le début des opérations,- l'impossibilité de respecter exceptionnellement ce délai, en particulier sur les chantiers du bâtiment et des travauxpublics, ne dispense pas l'employeur d'effectuer la déclaration de façon à ce que la Caisse régionale d'assurancemaladie soit avertie avant le début des opérations de contrôle.
Article III
Cette déclaration sera faite sur un imprimé mis à la disposition des entreprises par la Caisse régionale d'assurancemaladie du Centre
Article IV
La présente disposition générale est applicable à compter du 1er avril 1987 (homologation de Monsieur leDirecteur régional du travail et de l'emploi en date du 9 février 1987).
RAPPELS DE LA RÉGLEMENTATION
Dans le cadre des opérations dont il est question ci-dessus, il convient de satisfaire aux exigences des textesréglementaires suivants :
-classe 7 (matières radioactives) du règlement sur le transport et la manutention des matières dange-reuses approuvépar l'arrêté ministériel du 15 avril 1945 et modifié par les arrêtés subséquents,
-décret n° 66-450 du 20 juin 1966 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants,
-arrêté du 22 avril 1968 fixant les conditions et modalités d'agrément des organismes habilités à procéder aux contrôlesprescrits par le chapitre II du titre II du décret n° 67-228,
Annexe 3
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-arrêté du 2 mai 1977, modifié par l'arrêté du 24 juillet 1980, instituant un certificat d'aptitude à manipuler les appareilsde radiographie et de radioscopie industrielles et complété par l'arrêté du 8 janvier 1986 fixant la liste des titresdispensant les candidats au certificat d'aptitude cité-ci-dessus de subir tout ou partie des épreuves de contrôle desconnaissances prévues pour l'obtention de ce certificat et des annexes qui leur sont jointes,
-décret n° 77-1321 du 29 novembre 1977 modifié, fixant les prescriptions particulières d'hygiène et de sécuritéapplicables aux travaux effectués dans un établissement par une entreprise extérieure,
-conditions particulières d'emploi des radioéléments artificiels destinés à la gammagraphie adoptées par la Commissioninterministérielle des radioéléments artificiels le 21 juin 1979,
-décret n° 86-1103 du 2 octobre 1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisantsapplicable à compter du 13 octobre 1987 exceptés les articles 41 à 43 modifiant l'article R. 283-83 du code du travailqui n'entreront en vigueur que le 13 octobre 1988.
Nota : L'employeur doit avertir le médecin du travail de toute utilisation de sources de rayonnements ionisants, desconditions d'emploi et doit lui fournir la liste des salariés concernés.
COMMENTAIRES
Article I
Un contrôle industriel radiographique gamma est un contrôle non destructif effectué au moyen d'un appareil deradiographie gamma répondant aux exigences du décret n° 85-968 du 27 août 1985 et de la norme NF M 60.551 intitulée"Radioprotection-appareils de radiographie gamma".
Un contrôle industriel radiographique X est un contrôle non destructif réalisé au moyen d'un générateur de rayons Xsatisfaisant aux règles fixées par la norme NF C74.100 intitulée "Appareils à rayons X - constructions et essais".
Une source mobile est un appareil permettant l'émission d'un rayonnement ionisant gamma ou X et pouvant être soitporté par une seule personne (type mobile portatif), soit aisément déplacé avec un moyen de manutention (type mobilenon portatif).
Article II
Cette déclaration ne se substitue en aucun cas à celles exigées d'une part par l'article L. 461.4 du code de la Sécurité socialeconcernant tout procédé de travail susceptible de provoquer une maladie professionnelle, d'autre part par le décret n°86.1103 du 2 octobre 1986 (voir rappels de la réglementation) pour toute détention d'un appareil générateur électriquede rayonnements ionisants (article 5).
L'autorisation de détention et d'utilisation de radioéléments artificiels délivrée par la Commission interministérielle desradioéléments atificiels qui vaut déclaration selon l'article 5 du décret du 15 mars 1967 ne dispense pas de la déclarationprévue par la disposition générale.
Article III
L'imprimé de déclaration se compose en fait d'une liasse de quatre feuillets permettant la déclaration à la Caisse régionaled'assurance maladie, au service de l'Inspection du travail compétente et dans le cas des entreprises du bâtiment et destravaux publics à l'Organisme professionnel de prévention du bâtiment et des travaux publics (OPPBTP).
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LISTE DES FIGURESINCORPORÉES DANS LE TEXTE
Pages
1 - Spectre des ondes électromagnétiques .................................................................................................. 2
2 - Principe d'une radiographie .................................................................................................................. 3
3 - Examens radiologiques : a) Radioscopie - b) Intensificateur d'imagesc) Télévision ............................................................................................ 4
4 - Source radioactive scellée ...................................................................................................................... 10
5 - Épaisseurs d'acier explorables par diverses sources de rayonnement ..................................................... 11
6 - Abaque de coefficients d'affaiblissement ............................................................................................... 13
7 - Gammagraphe ...................................................................................................................................... 14
8 - Porte-source .......................................................................................................................................... 15
9 - Signal d'avertissement de la présence de matières radioactives ............................................................. 18
10 - Étiquette de transport 6 D .................................................................................................................... 19
11- Plaquette informative pour tableau de bord de véhicule ......................................................................... 19
12- Production de rayons X .......................................................................................................................... 23
13- Tube unipolaire à rayons X à fenêtre de béryllium ................................................................................. 24
14 - Spectre d'émission X ............................................................................................................................. 24
15 - Foyers réel et optique ............................................................................................................................ 26
16- Tube à rayons X panoramique à anode plate .......................................................................................... 26
17 - Rayonnement X panoramique à anode conique .................................................................................... 26
18- Tube à rayons X à anode longue ............................................................................................................. 27
19- Localisateur ............................................................................................................................................ 30
20 - Collimateurs ......................................................................................................................................... 30
21 - Collimateur diabolo .............................................................................................................................. 31
70
Pages
22 - Masques et écrans au plomb ................................................................................................................. 31
23 - Indicateurs de qualité d'image............................................................................................................... 32
24 - Probabilité d'apparition d'un effet aléatoire .......................................................................................... 34
25 - Maladies professionnelles relevant du tableau n° 6 ................................................................................ 37
26 - Atténuation des rayonnements gamma par le plomb ............................................................................ 44
27 - Atténuation des rayonnements gamma par le béton ............................................................................. 46
28 - Atténuation des rayonnements gamma émis par le cobalt 60 ............................................................... 46
29 - Atténuation des rayons X par le béton .................................................................................................. 47
30 - Atténuation des rayonx X par le plomb ................................................................................................ 47
31 - Intensité d'exposition due au rayonnement diffusé par l'air .................................................................. 50
32 - Divers écrans utilisés en dosimétrie selon le rayonnement .................................................................... 53
33 - Électroscope .......................................................................................................................................... 53
34 - Stylodosimètre ...................................................................................................................................... 54
35- Lentille micrométrique ........................................................................................................................... 54
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LISTE DES TABLEAUXINSÉRÉS DANS LE TEXTE
Pages
1 - Contrôles non destructifs ...................................................................................................................... 2
2 - Tableau mnémotechnique pour convertir en becquerels une activité donnée en curies et vice-versa ............................................................................................................................ 6
3 - Hiérarchie des expositions en France .................................................................................................... 7
4 - Caractéristiques des principales sources utilisées en radiographie gamma ............................................ 10
5 - Épaisseurs limites pour différents métaux ............................................................................................. 12
6 - Facteurs d'équivalence pour quelques métaux ....................................................................................... 12
7 - Coefficients de réduction à appliquer pour 192 Ir................................................................................. 13
8 - Limites de débit de dose des projecteurs en position stockage .............................................................. 16
9 - Dispositif de signalisation placé sur un projecteur ................................................................................ 16
10 - Modèle de déclaration permanente de chargement et d'expédition de matières radioactives ................................................................................................. 21
11 - Dureté des rayons X .............................................................................................................................. 25
12 - Épaisseur de demi-absorption des rayons X pour quelques matériaux .................................................. 25
13 - Valeur du facteur Q .............................................................................................................................. 29
14 - Relation dose-effets des rayonnements ionisants .................................................................................. 34
15 - Classification des effets biologiques des rayonnements ionisants .......................................................... 35
16 - Récapitulatif des équivalents de dose maximaux admissibles exprimés en millisieverts résultant de l'exposition externe ............................................................................................................. 36
17 - Composition du béton baryté ............................................................................................................... 44
18 - Épaisseur moitié et épaisseur dixième pour les radio-éléments utilisés en CND .................................. 45
19 - Formule à utiliser pour le calcul des limites de zone (rayonnement gamma) ........................................ 48
20 - Débit de dose d'un générateur de rayons X ........................................................................................... 51
72
Réal
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