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Manuel de radioprotection

Service de Contrôle Physique U.L.B.

- Partie I : Définitions, législation; - Partie II : Notions de base en radioprotection ; - Partie III : La dosimétrie à l’U.L.B. ; - Partie IV : Manipulation des isotopes ; - Partie V : Les rayons X - Partie VI : Les déchets radioactifs ; - Partie VII : Documents divers

Partie I : Définitions, législation – p 1

Seules les définitions principales sont reprises ci-après et sont extraites de l’Arrêté Royal du 20 juillet 2001 portant Règlement Général de la Protection de la Population, des Travailleurs et de l’Environnement contre le danger des Rayonnements Ionisants (publié au Moniteur Belge le 30 août 2001). 1. Définitions

1.1. Termes physiques, grandeurs et unité

Rayonnement ionisant : rayonnement composé de photons ou de particules capables de déterminer la formation d’ions directement ou indirectement (...) ; Substance radioactive : toute substance contenant un ou plusieurs radionucléides dont l’activité ou la concentration ne peut être négligée pour des raisons de radioprotection ; Activité : l’activité A d’une quantité d’un radionucléide à un état énergétique déterminé et à un moment donné est le quotient de dN par dt où dN est le nombre probable de transitions nucléaires spontanées à partir de cet état énergétique dans l’intervalle de temps dt :

A = dN/dt L’unité d’activité est le Becquerel (Bq) Becquerel (Bq) : nom de l’unité d’activité ; un Becquerel équivaut à une transition (ou désintégration) par seconde :

1 Bq = 1 s-1 Dose absorbée (D) : énergie absorbée par unité de masse :

D = dε/dm où : - dε est l’énergie moyenne communiquée par le rayonnement ionisant à la matière dans un élément de volume, et - dm est la masse de matière contenue dans cet élément de volume. Dans l’Arrêté Royal, le terme dose absorbée désigne la dose moyenne reçue par un tissu ou un organe ; L’unité de dose absorbée est le Gray (Gy) Gray (Gy) : nom de l’unité de dose absorbée ; un Gray équivaut à un Joule par kilogramme :

1 Gy = 1 J.kg-1

1.2. Termes radiologiques, biologiques et médicaux

Exposition : fait d’être exposé à des rayonnements ionisants. On distingue: - l’exposition externe : exposition résultant de sources situées en dehors de l’organisme; - l’exposition interne : exposition résultant de sources situées dans l’organisme; - l’exposition totale : somme de l’exposition externe et de l’exposition interne1

Incorporation : activité des radionucléides pénétrant dans l'organisme à partir du milieu ambiant. Contamination radioactive : contamination d'une matière, d'une surface, d'un milieu quelconque ou d'un individu par des substances radioactives. Dans le cas particulier du corps humain, cette contamination radioactive comprend à la fois la contamination externe cutanée et la contamination interne par quelque voie que ce soit.

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Dose équivalente ( HT ) : dose absorbée par le tissu ou l'organe T, pondérée suivant le type et la qualité du rayonnement R. Elle est donnée par la formule :

HT,R = wR DT,R où : - DT,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R, et - wR est le facteur de pondération radiologique.

Valeurs du facteur de pondération radiologique wR

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

Neutrons

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

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

20

Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et d'énergies correspondant à des valeurs différentes de wR, la dose équivalente totale HT est donnée par la formule :

HT = Σ wR DT,R L'unité de dose équivalente est le sievert (Sv). Dose efficace (E) : somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux différents tissus et organes du corps mentionnés à l'annexe II par l'irradiation interne et externe. Elle est définie par la formule:

E = Σ wTHT = Σ wT Σ wR DT,R où :

- DT,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R; - wR est le facteur de pondération radiologique, et - wT est le facteur de pondération tissulaire valable pour le tissu ou l'organe T.

Valeurs du facteur de pondération tissulaires wT

Tissu ou organe wT Gonades 0.20 Moelle rouge 0.12 Colon 0.12 Poumons 0.12 Estomac 0.12 Vessie 0.05 Seins 0.05 Foie 0.05 Œsophage 0.05 Thyroïde 0.05 Peau 0.01 Surface des os 0.01 Autres 0.05

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L'unité de dose efficace est le sievert (Sv). Sievert (Sv) : nom de l’unité de dose équivalente ou de dose efficace. Un sievert équivaut à un joule par kilogramme pour les photons et électrons de toutes énergies :

1 Sv = 1 J.kg–1 (...) Limites de dose : valeurs maximales fixées dans le présent règlement pour les doses résultant de l’exposition des personnes professionnellement exposées, des apprenti(e)s et des étudiant(e)s, ainsi que des autres personnes du public, aux rayonnements ionisants visés par le présent règlement et qui s’appliquent à la somme des doses concernées résultant de sources externes de rayonnement pendant la période spécifiée et des doses engagées sur cinquante années (jusqu’à l’âge de 70 ans pour les enfants) par suite des incorporations pendant la même période

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

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

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

Organe ou tissu Dose équivalente Peau

500 mSv (500000 µSv) Main, avant-bras, pieds, chevilles Cristallin 150 mSv (150000 µSv) Gonades 100 mSv (100000 µSv) Moelle rouge, colon, poumons, estomac 167 mSv (167000 µSv) Vessie, seins, foie, oesophage, thyroïde, autres

400 mSv (400000 µSv)

Contrainte de dose : restriction imposée aux doses éventuelles qu’une source, pratique ou tâche déterminée peut délivrer aux individus et utilisée à des fins d’optimisation, dans la phase de planification de la protection contre les rayonnements ionisants

1.3. Autres termes

Source : substance radioactive, ou appareil ou installation pouvant émettre des rayonnements ionisants ou contenant des substances radioactives. Source scellée : source constituée par des substances radioactives solidement incorporées dans des matières solides et effectivement inactives, ou scellée dans une enveloppe inactive présentant une résistance suffisante pour éviter, dans des conditions normales d’emploi, toute dispersion de substances radioactives. Source naturelle de rayonnement : source de rayonnement ionisant d’origine terrestre naturelle, ou cosmique. Source artificielle de rayonnement : source de rayonnement ionisant autre que les sources naturelles de rayonnement. Source orpheline : une source scellée dont le niveau d'activité au moment de sa découverte est supérieur au niveau d'exemption (...) et qui n'est pas sous contrôle réglementaire, soit parce qu'elle n'a jamais fait l'objet d'un tel contrôle, soit parce qu'elle a été abandonnée, perdue, égarée, volée ou transférée à un nouveau détenteur sans notification en bonne et due forme à l'autorité compétente ou sans que le destinataire en ait été informé

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Source scellée de haute activité, en abrégé SSHA : source scellée contenant un radionucléide dont l'activité au moment de la fabrication ou, si ce moment n'est pas connu, au moment de la première mise sur le marché ou au moment de l’acquisition par le détenteur est égale ou supérieure au niveau d'activité visé à l'annexe VI. Conteneur de source : enceinte de confinement d'une source scellée de haute activité ne faisant pas partie intégrante de la source, mais destinée à permettre le transport, la manutention, le stockage etc. Déchets radioactifs : toutes substances radioactives provenant d’une pratique autorisée ou d’une activité professionnelle, traitée en tout ou en partie, comme une pratique non exemptée en vertu de l’article 9.3, et pour laquelle aucun usage ultérieur n’est prévu au sein de l’établissement. Elimination de déchets radioactifs : rejet de déchets radioactifs directement dans l’environnement (y compris sous forme d’incinération), avec dispersion ultérieure et absence d’intention de récupération, ou stockage de déchets radioactifs dans un dépôt définitif, y compris sous forme de mise en décharge, sans intention de récupération. Intervention : activité humaine destinée à prévenir ou à réduire l’exposition des individus aux rayonnements ionisants à partir de sources qui ne font pas partie d’une pratique ou ne sont pas maîtrisées, en agissant sur les sources de rayonnement ionisant, les voies d’exposition et les individus eux-mêmes. Personnes professionnellement exposées : personnes, travaillant à leur compte ou pour un employeur, soumises pendant leur travail à une exposition provenant de pratiques visées dans le présent règlement et susceptible d’entraîner des doses supérieures à l’une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public, ou soumises pendant leur travail à une exposition provenant d’activités professionnelles autorisées en application des dispositions du présent règlement. Personnes professionnellement exposées de catégorie A : les personnes professionnellement exposées qui sont susceptibles de recevoir une dose efficace supérieure à 6 millisievert par 12 mois consécutifs glissants ou une dose équivalente supérieure aux trois dixièmes des limites de dose fixées à l’article 20.1.3 pour le cristallin, la peau et les extrémités. Personnes professionnellement exposées de catégorie B : les personnes professionnellement exposées qui ne relèvent pas de la catégorie A Personnes du public : individus de la population, à l’exception des personnes professionnellement exposées, des apprenti(e)s et des étudiant(e)s pendant leurs heures de travail. Population dans son ensemble : toute la population comprenant les personnes professionnellement exposées, les apprenti(e)s, les étudiant(e)s et les personnes du public. Enfant à naître : être humain, depuis la conception jusqu’à la naissance Zone contrôlée : zone soumise à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de confinement de la contamination radioactive, et dont l’accès est réglementé; dans les établissements autorisés en vertu des dispositions du présent règlement, toute zone dans laquelle les trois dixièmes des limites de dose annuelle fixées pour les personnes professionnellement exposées sont susceptibles d’être dépassés doit constituer une zone contrôlée ou y être incluse. Zone surveillée : zone faisant l’objet d’une surveillance appropriée à des fins de protection contre les rayonnements ionisants; dans les établissements autorisés en vertu des dispositions du présent règlement, toute zone dans laquelle un individu pourrait être soumis à une exposition susceptible d’entraîner des doses supérieures à l’une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public et qui n’est pas considérée comme une zone contrôlée doit constituer une zone surveillée ou y être incluse.

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(...) Apprenti(e)s : personnes liées ou non par contrat d’apprentissage qui, au sein d’une entreprise, reçoivent une formation ou un enseignement en vue d’exercer un métier particulier; les stagiaires doivent être considérés comme des apprenti(e)s au sens du présent règlement. Démantèlement : ensemble des opérations administratives et techniques et des travaux nécessaires ou conduisant à la cessation de l’exploitation d’une installation et à sa mise dans un état sûr pour les travailleurs, la population et l’environnement Exploitant : toute personne physique ou morale qui assume la responsabilité de l’établissement ou de l’activité professionnelle devant faire l’objet d’une autorisation ou d’une déclaration au sens du chapitre II Entreprise extérieure : toute personne physique ou morale, appelée à exécuter une opération de quelque nature que ce soit en zone contrôlée d’un établissement, à l’exception de l’exploitant de cet établissement et des membres de son personnel. Travailleur extérieur : toute personne professionnellement exposée qui exécute une opération de quelque nature que ce soit en zone contrôlée, qu’elle soit employée à titre temporaire ou permanent par une entreprise extérieure, y compris les stagiaires, apprenti(e)s et étudiant(e)s ou qu’elle preste ses services en qualité de travailleur indépendant, y compris les médecins indépendants dans les hôpitaux; les travailleurs extérieurs doivent être considérés comme des travailleurs professionnellement exposés de catégorie A Protection efficace : dispositif de protection contre les rayonnements ionisants tel que la dose délivrée à toute personne soit aussi faible que raisonnablement possible et en tout cas n’excède pas les limites de dose fixées au chapitre III. ONDRAF : Organisme national des déchets radioactifs et des matières fissiles enrichies, constitué par l’article 179, §2 de la loi du 8 août 1980relative aux propositions budgétaires 1979-1980, modifiée par la loi du 11 janvier 1991, et la loi-programme du 12 décembre 1997. Agence : Agence fédérale de contrôle nucléaire(AFCN), constituée par l’article 2 de la loi du 15avril 1994 relative à la protection de la population et de l’environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l’agence fédérale de contrôle nucléaire. (...) Service de dosimétrie agréé : organisme responsable de l’étalonnage, de la lecture ou de l’interprétation des appareils de contrôle individuels, ou de la mesure de la radioactivité dans le corps humain ou dans des échantillons biologiques, ou de la détermination des doses, et dont la qualification pour cette tâche est reconnue par l’Agence. Service agréé de médecine du travail : section ou département chargé de la surveillance médicale du service pour la prévention et la protection au travail de l’entreprise en question, visée aux arrêtés royaux du 27 mars 1998 relatifs aux services internes et externes pour la prévention et la protection au travail. Médecin agréé : le conseiller en prévention -médecin du travail de la section ou du département chargé de la surveillance médicale du service pour la prévention et la protection au travail de l’entreprise en question, responsable du contrôle médical des personnes professionnellement exposées et agréé selon la procédure décrite à l’article75. Expert qualifié en contrôle physique : personne ayant les connaissances et l’entraînement nécessaires, notamment pour effectuer des examens physiques, techniques ou radiochimiques permettant d’évaluer les doses et pour donner des conseils afin d’assurer une protection efficace des individus et un fonctionnement correct des moyens de protection, conformément aux dispositions de

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l’article 23; les experts qualifiés en contrôle physique sont agréés par l’Agence selon la procédure décrite à l’article 73. (...) Service de prévention et de protection au travail : le service pour la prévention et la protection au travail, défini dans la loi du 4 août 1996 relative au bien-être des travailleurs lors de l’exécution de leur travail. En résumé,

Terme (symbole) Définition Unité

Activité (A) A = dN/dt Becquerel (Bq) = 1 s-1

Dose absorbée (D) D = dε/dt Gray (Gy) = 1 J kg-1

Dose équivalente (HT,R) HT,R = wR DT,R Sievert (Sv) = 1 J kg-1

Dose efficace (E) E = Σ wTHT Sievert (Sv) = 1 J kg-1

2. Le Service de Contrôle Physique

(article 23)

Le Service de Contrôle Physique, organisé par le chef d’entreprise, est chargé de manière générale de l’organisation et de la surveillance des mesures nécessaires pour assurer la radioprotection au sein de l’entreprise. Le Service de Contrôle Physique est dirigé par le directeur du S.I.P.P. qui doit être expert agréé de classe II dans le cas de l’Université. Les principales missions du Service de Contrôle Physique sont les suivantes :

- préparation et suivi des demandes d’autorisation d’exploiter auprès de l’A.F.C.N., des autorisations de transport ; - délimitation et signalisation des zones contrôlées ; - examen et contrôle des dispositifs et moyens de protection existants ; - proposition des moyens de protection complémentaires et de procédures appropriées ; - examen et approbation préalabletraitements et manipulations qui pourraient présenter un danger du point de vue radioprotection ;

des projets d’installation, d’expériences, essais,

- réception des nouvelles installations ; - surveillance du fonctionnement et de l’emploi correct des instruments de mesure ; - détermination des doses individuelles (= dosimétrie), des contaminations radioactives, ... - gestion des déchets radioactifs ; - préparation des demandes/modification d’autorisation d’exploiter auprès de l’A.F.C.N. ; - ...

Le contrôle trimestriel de la bonne exécution de ces missions par le Service de Contrôle Physique est effectué par un organisme agréé. L’organisme agréé chargé du contrôle est l’asbl Controlatom

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Partie II : Notions de base en radioprotection – p 1

Le but de ce chapitre est d’introduire quelques notions de base de radioprotection, en effectuant au préalable un bref rappel de quelques éléments de physique nucléaire. 1. Eléments de physique nucléaire

1.1. Structure de l’atome

Les phénomènes radioactifs prennent naissance au coeur même de la matière, et plus précisément au niveau des atomes constituant cette matière. L’atome est constitué d’un nuage d’électrons en mouvement autour d’un noyau composé de protons et de neutrons.

Structure d’un atome ANZ X

L’atome étant électriquement neutre, le nombre de charges positives du noyau, c’est-à-dire Z le nombre de protons, est équilibré par un nombre égal d’électrons. Le nombre Z est une caractéristique chimique essentielle de l’atome ; en effet, Z correspond au numéro de case dans le tableau périodique des éléments. Le nombre de masse A, égal à Z+N, complète la définition de l’atome, particulièrement en ce qui concerne la stabilité de l’atome.

1.2. Isotopes

Des éléments ayant le même nombre de protons Z mais des nombres de neutrons N différents sont appelés isotopes.

Isotopes de l’hydrogène

Le cas le plus simple est celui de l’hydrogène : l’atome d’hydrogène possède 1 proton et 1 électron,

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l’atome de deutérium possède 1 proton, 1 neutron et 1 électron. L’atome de tritium quant à lui possède 1 proton, 2 neutrons et 1 électron. D’un point de vue chimique, ces 3 isotopes ont les mêmes caractéristiques. Par contre, le nombre de neutrons présents et par conséquent le rapport du nombre de neutrons par rapport au nombre de protons, aura un effet sur la stabilité du noyau. En portant sur un graphique le nombre de neutrons en fonction du nombre de protons, on obtient la courbe de stabilité des isotopes. La plupart des atomes se trouvant dans la nature sont stables et se trouvent sur la courbe noire. Si un isotope s’écarte de la courbe de stabilité, soit par un excès de neutrons, soit par un excès de protons, l’isotope est alors instable ou radioactif. Pour retourner vers un état d’équilibre, ces isotopes radioactifs vont émettre un ou plusieurs rayonnements ; on dit alors qu’ils se désintègrent. Pour les numéros atomiques élevés, on observe le phénomène de fission du noyau, c’est-à-dire, la fragmentation du noyau d’origine en 2 noyaux plus petits.

La stabilité d’un atome dépendra donc principalement de 2 facteurs : - au niveau du noyau, il s’agit du rapport entre neutrons et protons, - au niveau du cortège électronique, la stabilité dépendra du nombre exact d’électrons sur les orbites qui leur sont réservées. Pour revenir vers un état d’équilibre, un atome radioactif va donc émettre des rayonnements qui peuvent être répartis en 2 grandes catégories : - les rayonnements corpusculairesénergie cinétique et éventuellement une charge électrique.

qui correspondent à l’expulsion de particules possédant masse,

Typiquement, il s’agit là des émissions α et β et des neutrons. - les rayonnements électromagnétiquesIl s’agit soit des émissions γ, soit des rayons X (rayons X produits par capture électronique ou conversion interne).

, c’est-à-dire des ondes de même nature que la lumière.

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1.3. Emission alpha

L’émission α correspond à l’éjection d’un noyau d’hélium et est généralement accompagnée d’une émission γ :

+−−− +→ 2422 HeYX A

NZANZ

α Ce type de désintégration n’a lieu que pour les noyaux lourds, c’est-à-dire pour A > 209, noyau contenant un nombre élevé de protons et de neutrons.

1.4. Emissions bêtas

La radioactivité β est rendue possible par la présence dans le noyau de forces capables de transformer un nucléon d’une espèce dans l’autre : un neutron se transforme en proton, un proton se transforme en neutron. Cette transformation s’accompagne de l’émission soit d’un électron et d’un antineutrino, soit d’un positron et d’un neutrino. Le neutrino est un corpuscule élémentaire dépourvu de charge électrique, de masse pratiquement nulle, se manifestant comme une particule invisible qui emporte avec elle une partie de l’énergie disponible.

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−−

−+ ++ →−

eA

NZANZ eYX υβ

11 eA

NZANZ eYX υβ ++ → +

+−

+

11


1.5. Rayonnements électromagnétiques

Les rayons γ et les rayons X sont tous 2 des rayonnements ionisants électromagnétiques. Ils se différencient par leur origine : les rayons γ sont issus du noyau tandis que les rayons X trouvent leur origine dans le cortège électronique de l’atome. Le rayonnement γ correspond à un réajustement nucléaire accompagnant une émission α ou β. Le noyau formé lors d’une de ces décroissances possède un surplus d’énergie dont il se libère en émettant des rayons γ monoénergétiques. Dans le cas où cette émission est retardée, le noyau se trouve dans un état métastable ayant sa propre durée de vie.

1.6. Chaînes de désintégrations

Certains noyaux radioactifs naturels sont issus de la désintégration de noyaux lourds à très longue demi-vie.

Un des cas les mieux connu est celui de la chaîne de désintégration de l’U238 qui donnera finalement du Pb206 (U235 → Pb207, Th232 → Pb208). Il en va de même pour certains isotopes artificiels tels que le Mo99/Tc99m, le Si32/P32. Au cours du temps, en fonction du rapport des demi-vies, un équilibre s’établira entre la source dite « mère » et la source « fille ».

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1.7. Demi-vie ou période, activité

La caractérisation d’un isotope se fait non seulement par le type d’émissions radioactives de l’isotope, mais également par sa

demi-vie T1/2

La demi-vie ou période, représente le temps nécessaire pour que le nombre de noyaux radioactifs diminue de moitié. En portant en graphique le nombre de noyaux en fonction du nombre de demi-vies écoulées, on obtient une exponentielle décroissante du type

teNN λ−= 0

Cette équation est du même type qu’une équation cinétique d’ordre 1.

λ est la constante de décroissance qui représente la fraction du nombre de noyaux qui sont transformés par unité de temps. Au temps t = T1/2, on aura N= N0/2 ce qui nous donnera λ=ln2/ T1/2

soit λ = 0.69315/T1/2. Une source radioactive est également caractérisée par son activitéL’activité d’une source représente le nombre de désintégrations par unité de temps.

.

L’unité d’activité est le Bq qui correspond à 1 désintégration par seconde. Historiquement, l’unité utilisée était le Curie qui représente l’activité d’1 g de radium, soit 3.7 1010 désintégrations par seconde. L’activité d’une source étant proportionnelle au nombre de noyaux radioactifs, elle est donnée par l’équation

A = A0e-λt où A0 correspond à l’activité initiale de la source t est le temps écoulé et λ est la constante de désintégration de la source. Pour connaître l’activité d’une source au temps t, il suffit d’appliquer la relation At = A0/2

n où n correspond au nombre de demi-vies écoulées durant le temps t.

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2. Limites de doses (article 20) Les limites de doses fixées par l’arrêté royal concernent une période de 12 mois consécutifs glissants, c’est-à-dire une période de 12 mois et non pas systématiquement une année civile du 1er janvier au 31 décembre.


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

Pour les femmes enceintes, la limite de dose est de 1 mSv au niveau du foetus, limite valable entre le moment de la déclaration de la grossesse et l’accouchement. Il faut également noter qu’il est interdit aux femmes enceintes de manipuler des sources non scellées. En ce qui concerne les organes ou tissus pris individuellement, les limites sont les suivantes :


500 mSv (500000 µSv) Main, avant-bras, pieds, chevilles Cristallin 150 mSv (150000 µSv) Gonades 100 mSv (100000 µSv) Moelle rouge, colon, poumons, estomac 167 mSv (167000 µSv) Vessie, seins, foie, oesophage, thyroïde, autres

400 mSv (400000 µSv)

Par rapport aux résultats de dosimètres, les limites sont donc les suivantes pour une période de 12 mois consécutifs glissants :

Dose en profondeur : 20 mSv (20 000 µSv) Dose à la peau : 500 mSv (500 000 µSv) Dose extrémité : 500 mSv (500 000 µSv)

3. Principes de base de radioprotection Les principes élémentaires à mettre en place pour assurer une bonne protection face aux radiations ionisantes peuvent être résumés ainsi : - soin, ordre - temps - distance - et blindage

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3.1. Temps d’exposition

Le temps pendant lequel une personne est exposée à une source radioactive doit être réduit au minimum nécessaire. Pour ce faire, quelques règles simples peuvent être appliquées : Dans certains cas particuliers, il convient d’effectuer une rotation du personnel afin d’éviter un dépassement des limites de doses. 3.2. Protection par la distance

Les rayonnements issus d’une source radioactive sont a priori émis dans toutes les directions. Tous les endroits irradiés de la même manière se situent à la surface d’une sphère dont le centre est une source ponctuelle. Par conséquent, la dose va suivre la loi de l’inverse du carré de la distance selon

( )( )21

22

2

1

d

dDD

=

A titre d’exemple, le simple fait de prendre une source à l’aide d’une pince la distance passant de 1 à 10 cm, la dose diminue d’un facteur 100 au niveau des mains. 3.2. Protection par interposition de blindage

L’interposition de blindage entre la source et le personnel permet également une limitation des doses reçues. En fonction des différents types de rayonnements et de leur énergie, il conviendra d’adapter le blindage mis en place. De manière générale, on peut dire que 5 à 6 cm d’air suffisent pour arrêter les rayonnements α. Les rayonnements β sont quant à eux relativement faciles à arrêter. Les rayonnements émis par le phosphore 32 seront complètement arrêtés par 8 mm d’eau. Les rayonnements γ et X sont généralement très pénétrants ; ils nécessitent donc des épaisseurs de blindage plus élevées. Leurs énergies étant très variables (de quelques keV à plusieurs MeV), il est impossible d’établir une règle générale du type « autant de cm de plomb suffisent ». Il faudra étudier le blindage de ces sources au cas par cas

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⇒ avoir une bonne connaissance du mode opératoire ⇒ ne sortir une source de son blindage que le temps nécessaire ⇒ ne pas séjourner inutilement près d’une source de rayonnements ionisants


Particularité des sources β pures

En ce qui concerne les sources dites sources β pures, c’est-à-dire n’émettant que des rayonnements β, il est conseillé de réaliser les blindages à l’aide de matériau dont le numéro atomique est faible. En effet, avec un matériau dont le numéro atomique est lourd, tel que le plomb, l’interaction des rayonnements β et du matériau produira un rayonnement de freinage (appelé Bremsstralhung) qui est en fait un rayonnement électromagnétique. Il s’agit là du principe physique utilisé dans les appareils de radiologie pour produire les rayons X. Par exemple, dans le cas du P32, le blindage sera généralement constitué de plaques de plexiglas d’1 cm d’épaisseur. Non seulement le plexiglas présente les qualités requises pour stopper les rayonnements β du phosphore, mais il présente en plus d’autres avantages tels qu’un coût faible, pas de toxicité (contrairement au plomb), une mise en oeuvre relativement facile ; de plus, l’écran de protection étant transparent il est plus simple de travailler derrière ce type d’écran. 4. Comment éviter les risques dans les laboratoires Les sources utilisées dans les laboratoires sont de 2 types : - les sources scellées

Les mesures de protection seront essentiellement axées sur le blindage lorsque la source n’est pas utilisée.

(c’est-à-dire sources dont la structure empêche, en utilisation normale, toute dispersion de substances radioactives dans le milieu ambiant) servant essentiellement à la calibration d’appareils de mesure. Avec ce type de sources, seule l’irradiation est à craindre.

- les sources non scellées

: dans ce cas, à l’irradiation, viendra s’ajouter le risque de contamination interne et/ou externe.

Le schéma présenté ici permet de situer les différents points sur lesquels il y a moyen d’intervenir afin de diminuer le risque de contamination interne.

Source non scellée

Perte goutte(s) - bris du récipient

Paroi extérieure du récipient

Mise en suspension-évaporation-sublimation

Mains Objets-surfaces

Air

Boisson nourriture

Vêtements - objets personnels

Bouche

Sang

Organe critique

Blessure Poumons

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4.1. Ce qu’il faut faire ...

Afin de diminuer les risques le plus possible, voici quelques règles très simples à mettre en place : 4.2. Ce qu’il ne faut pas faire ...

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⇒ porter une blouse de laboratoire ⇒ porter des gants à usage unique ⇒ protéger le plan de travail (par ex. avec du papier type benchkote) ⇒ étiqueter chaque objet contaminé ⇒ effectuer régulièrement des mesures de contaminations ⇒ récupérer les déchets radioactifs dans les récipients ad hoc ⇒ porter son dosimètre et le remettre régulièrement pour lecture

⇒ pipeter à la bouche ⇒ boire, fumer, manger dans les laboratoires ⇒ introduire des objets personnels ⇒ mélanger activités de bureau et activités de laboratoire ⇒ mélanger du matériel radioactif et non radioactif ⇒ toucher des objets non contaminés avec des gants contaminés (téléphone, ...)


5. Effets biologiques des rayonnements ionisants Les effets biologiques des radiations ionisantes résultent d’un transfert d’énergie vers la matière selon le schéma suivant :

Interactions physiques

Réactions physico-chimiques

Lésions moléculaires

Dommages cellulaires

Lésions tissulaires

Effets pathologiques

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5.1. Interactions physiques

Les interactions entre les particules ionisantes et les atomes du milieu considéré sont de 3 types : a) ionisation des atomes : l’énergie du rayonnement incident est supérieure à l’énergie de liaison des électrons (en moyenne, l’énergie de liaison des électrons est de 33.85 eV) et un électron est arraché du cortège électronique ; b) excitation des atomes : l’énergie du rayonnement incident est insuffisante pour arracher un électron mais elle est suffisante pour faire passer un électron d’un niveau énergétique fondamental à un niveau énergétique supérieur ;

Ionisation et excitation des atomes c) transfert thermique : si l’énergie est insuffisante pour exciter un atome, elle peut cependant augmenter l’énergie cinétique de translation, de rotation et de vibration de l’atome.

5.2. Réactions photochimiques

Les phénomènes d’excitation et d’ionisation provoquent des réactions photochimiques et plus précisément des réactions radiochimiques qui donneront des radicaux libres et des produits réactifs de l’oxygène. 5.2.1. Formation de radicaux libres Un radical libre (R•) présente 1 ou plusieurs électrons non appariés sur la couche électronique externe, ce qui lui confère une très grande réactivité chimique (tendance à capturer un électron pour compléter la couche électronique). Les radicaux libres proviennent essentiellement de l’interaction des rayonnements ionisants avec les molécules d’eau.

Ionisation

2

2

2

22

HHH

OHHOHe

OHHOH

OHeEOH

→+

+→+

+→

+→+

••

−•−

•++

+−

OH• = radical hydroxyle, oxydant très puissant e- et H• = réducteurs très puissants Cette réaction se produit pour une énergie incidente E supérieure à 5.16 eV, énergie qui correspond à l’énergie de liaison H-OH.

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Excitation

Pour une énergie inférieure à 5.16 eV, on observe :

−•+∗

∗

++→

→+

eOHHOH

OHEOH

2

22

La distribution des radicaux OH• et H• est inhomogène : les radicaux OH• se trouvent à proximité de la trajectoire de la particule ionisante, les radicaux H• pouvant se trouver à une distance plus grande.

Influence du transfert linéique d’énergie (TLE)

Le TLE donne la quantité d’énergie transférée par ionisation et excitation à la matière par unité de longueur. Les rayonnements à TLE élevé, c’est-à-dire fortement ionisants (tels que α, protons, ions lourds, ....), produisent un grand nombre d’ionisations le long d’une trajectoire régulière ; les radicaux H• et OH• étant proches, les réactions suivantes peuvent avoir lieu :

22

2

2

OHOHOH

OHOHH

HHH

→+

→+

→+

••

••

••

A noter qu’au niveau intracellulalire, H2O2 est très toxique. Les rayonnements à TLE faible, c’est-à-dire peu ionisants (tels que β, RX et γ), produisent des dépôts d’énergie dispersés le long d’une trajectoire irrégulière. La réaction de recombinaison suivante est la plus probable :

OHOHH 2→+ ••

Influence de la présence d’oxygène

En absence d’oxygène, la réaction s’arrête par dimérisation (→ H2, H2O) En présence d’oxygène, on observe les réactions suivantes :

−•−

••

→+

→→→+

22

222 ....

OOe

OHOOHOH

Action des radicaux libres sur les molécules organiques

En présence de molécules organiques, un grand nombre de réactions ont lieu et aboutissent à la formation d’eau oxygénée (H2O2), de radicaux peroxydes (RO•, ROO•) et de tetroxydes (ROOOOH). Les peroxydes et tetroxydes sont des oxydants très puissants qui altèrent les lipides des membranes des cellules. NB : au sein des cellules, des réactions produisent des radicaux libres et des peroxydes identiques à ceux formés en cas d’exposition aux rayonnements ionisants. Les cellules possèdent donc des enzymes dont la fonction est d’inactiver ces composés extrêmement toxiques.

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5.3. Lésions moléculaires

5.3.1. Lésions induites par transfert direct d’énergie Dans ce cas, l’énergie incidente est directement transférée à la molécule qui est ionisée ou excitée. L’énergie excédentaire de la molécule est perdue par rupture de liaisons chimiques pouvant provoquer la dissociation de la molécule et la formation de radicaux libres. 5.3.2. Lésions induites par transfert indirect d’énergie Il s’agit typiquement de l’action des radicaux libres formés lors de la radiolyse de l’eau, soit sur les cellules exposées soit sur les cellules voisines. 5.3.3. Cibles des lésions moléculaires Toute molécule biologique est potentiellement une cible, en particulier : a) l’eau (importante proportion dans tout organisme vivant) b) l’ADN (altération des chromosomes et division cellulaire, altération des gènes et mutations) c) les acides gras insaturés (constitutifs des membranes cellulaires), les acides aminés des protéines via oxydation par les radicaux libres et les peroxydes.

5.4. Dommages cellulaires

Les dommages cellulaires peuvent être schématisés comme suit :

Les effets biologiques des radiations sont habituellement classés dans deux catégories : - effets non stochastiques (non aléatoires) ou déterministes - effets stochastiques (aléatoires). 5.4.1. Effets déterministes Ces effets n'apparaissent jamais tant que la dose délivrée reste inférieure à un certain seuil, mais apparaissent toujours dans le cas contraire. Chez les individus qui ont reçu la dose seuil, ils sont obligatoires.

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Les tissus les plus radiosensibles sont les tissus hématopoïétiques, les gonades, la peau, l'intestin. - La valeur du seuil varie selon l'effet considéré : pour l'érythème, le seuil absolu se situe à 3.5 Gy, le seuil moyen à 4 Gy. - La valeur du seuil dépend de la distribution de la dose dans le temps : elle est plus élevée lorsque la dose est étalée sur un temps long que lorsqu'elle est délivrée sur un temps court. Les effets sont réversibles tant que suffisamment de cellules souches sont demeurées intactes pour repeupler le tissu lésé. La gravité de l'effet est proportionnelle à la dose reçue. Ces effets sont précoces (ils apparaissent de quelques heures à un mois après l'irradiation) et différents selon que l'irradiation est globale ou localisée à une région de l'organisme. Certains effets sont tardifs (lésions cutanées), apparaissent dans les mois ou années après l’exposition et sont irréversibles. Lorsque la capacité de réparation des tissus les plus radiosensibles est dépassée, le pronostic vital est en jeu. C'est le cas d'une irradiation du corps entier à des doses de 4 à 4.5 Gy reçues en un temps très bref.

Le seuil est estimé à 0.2 - 0.3 Gy. Irradiation globale.

Après une exposition accidentelle, l'évaluation de la dose absorbée et la topographie de l'irradiation est basée sur : - la dosimétrie physique - les signes cliniques - la dosimétrie biologique (étude des effets biologiques)

Dose (Gy) Effets 0.2 - 0.3 Néant

de 0.3 à 1 baisse temporaire du nombre de lymphocytes risque de malaises, nausées, vomissements, anorexie

de 1 à 3.5

signes d’atteintes du système hématopoïétique effet immunodépresseur (utilisé pour prévenir les phénomènes de rejet des greffes d’organe [irradiation unique >> 1 Gy] et dans le traitement de certaines maladies auto-immunes).

de 3.5 à 5.5 manifestations cliniques sévères ; DL50 : 4 à 4.5 Gy

de 5.5 à 7.5 syndrome hématopoïétique grave et syndrome gastro-intestinal ; la mort est pratiquement certaine si il n'y a pas de greffe de moelle osseuse

de 7.5 à 10 lésions combinées intestinales, pulmonaires et hématopoïétiques sont gravissimes : la mort survient si pas de greffe de moelle endéans une à deux semaines

> 15 signes neurologiques, pas de thérapeutique, mort en 24 h.

Signes cliniques Délais d’apparition après irradiation Sévérité de l’irradiation

Choc, convulsions, désorientation qques minutes après mortelle D > 15 Gy Vomissements, nausées dans les premières heures sérieuse D > 1 Gy Diarrhée, vomissements hémorragies dans les 8 premiers jours grave D = 8 à 12 Gy

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Irradiation partielle

Effets sur les gonades (organes parmi les plus radiosensibles)

Dose (*) (Gy) Effets

Homme 0.3 diminution du nombre de spermatozoïdes 2 stérilité transitoire > 6.6 stérilité définitive

Femme 7 troubles du cycle, stérilité chez femmes de 40 ans 12 à 15 troubles du cycle, stérilité chez femmes de 25 ans

(*) : dose unique délivrée à un débit supérieur à 10 Gy/min.

Effets sur la peau

Dose (*) Gy Effets 3 à 8 Erythème 5 à 6 Epidermite sèche

15 à 20 Epidermite exsudative 25 Nécrose

Le système pileux est très radiosensible et on peut observer une chute des poils et cheveux pour des doses de 4 Gy.

Effet sur l'œil

Cristallin = partie la plus radiosensible → risque de cataracte. Seuil pour les neutrons : 5 à 8 Gy Seuil pour rayons X : 10 Gy Délai d'apparition : de 1 à 10 ans. Pour des doses élevées : conjonctivite aiguë. Des données récentes suggèrent que des opacités cristallines peuvent survenir à des doses beaucoup plus faibles selon des variables génétiques individuelles.

Effet sur le développement de l'embryon.

La radiosensibilité de l'embryon et du foetus humain varie selon le stade de développement. Avant différenciation cellulaire( → 9ème jour), l'irradiation a des effets du type "tout ou rien" : soit la mort de l'embryon, soit sa survie avec développement normal de l'embryon. Une irradiation survenant au cours de la différenciation cellulaire (9 jours → 2 mois) peut provoquer des malformations car lors de ce stade, chaque tissu passe par des périodes de radiosensibilité maximale. Par la suite, on observe une diminution de la fréquence et de la gravité des malformations, mais le système nerveux central reste très radiosensible → risque de retard mental. Pour D < 0.1 Sv : risque négligeable. Pour D > 0.2 Sv : éventuelle interruption thérapeutique de la grossesse. 5.4.2. Les effets stochastiques Effets de type aléatoire, ils se répartissent au hasard. Leur probabilité d'apparition est proportionnelle à la dose mais leur gravité est indépendante de celle-ci. Ils ne se manifestent que chez quelques-uns des individus exposés, toujours tardivement (effets cancérigènes) et parfois seulement chez les descendants (effets génétiques). Ils sont non spécifiques : pas de distinction entre cancer spontané et cancer radioinduit. Ces effets résultent de mutations engendrées par des lésions non ou mal réparées des molécules d'ADN.

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5.4.3. Les effets cancérigènes

Sources d'information

- Les études in vitro. - L'expérimentation animale. - Les enquêtes épidémiologiques.

Résultats acquis

- D > 0.5 Gy : effet cancérigène : nette augmentation de la fréquence de plusieurs types de cancers.

- D < 0.5 Gy : effet cancérigène très faible et non significatif sauf pour les cancers de la thyroïde.

- D < 0.2 Gy : aucune donnée fiable ne permet d'estimer l'effet cancérigène. - Les prédictions sur le nombre de cancers varient selon le modèle employé (nécessité d'avoir un recul de 30 ans) → estimation du facteur de risque est imprécis. - Relation dose - effet cancérigène n'est pratiquement jamais linéaire. Pour les rayonnements corpusculaires, cette relation serait linéaire, tandis que pour les rayonnements électromagnétiques, il existerait des seuils aux faibles doses. On considère actuellement qu’il n’y a probablement pas de valeur seuil - Débits de dose, fractionnement et étalement des doses sont importants : effet cancérigène des irradiations à faible débit est environ 5 fois plus faible qu'à fort débit. - Les radiations ionisantes viennent en dernière position parmi les nombreux agents cancérigènes connus. Les cancers chez l'homme sont toujours d'origine multifactorielle. Les effets des différents agents cancérigènes peuvent soit s'additionner, soit parfois se multiplier.

Quantification du risque de cancérogenèse.

En 1988, l'UNSCEAR évaluait le risque de cancer pour toute la vie (à partir des données épidémiologiques d'Hiroshima et Nagasaki) à :

5 à 6.10-2/Gy.homme pour les adultes avec une irradiation à débit de dose élevée 4 à 11.10-2/Gy.homme pour une population comprenant les enfants

L’ICRP 60 estime le risque à 10%/Sv pour une forte dose à débit élevé et à 5%/Sv pour une faible dose à débit bas Le risque de développer un cancer est plus important pour une irradiation dans l’enfance. Les femmes présentent un risque de 30 à 60% plus élevé de développer un cancer solide radio-induit. 5.4.4. Les effets génétiques Les anomalies génétiques peuvent être classées en deux catégories : - les anomalies chromosomiques : affectent le nombre ou la structure des chromosomes - les anomalies géniques : concernent un ou plusieurs gènes sans altération de la morphologie des chromosomes ; provoquent des mutations de nombreux types. Les informations sur ces effets proviennent d'enquêtes épidémiologiques et d'expérimentations animales.

Résultats acquis

- Dose doublante : dose d'irradiation doublant la fréquence spontanée des anomalies et affections génétiques. A l'heure actuelle, cette valeur est estimée à 1 Gy. - Fréquence des différentes anomalies : diffère selon le type d'anomalie. L’ICRP 60 estime le risque génétique à 100 cas sur 10000 personnes/Sv

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5.4.5. Raccourcissement de la durée de vie Avant 1940, un raccourcissement de la durée de vie des radiologues a été mis en évidence aux U.S.A. Par la suite, ce résultat n'a pas été retrouvé, fort probablement en raison de l'amélioration de la radioprotection. L’attention est portée actuellement sur les maladies cardio-vasculaires (infarctus, accident vasculaire cérébral, angor) dont le risque augmente de manière significative avec l’exposition, avec un seuil estimé à 0.5 Gy.

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Partie III : La dosimétrie à l’U.L.B.– p 1

Avant-propos

Ce chapitre est destiné à donner une vue d’ensemble du système de dosimétrie utilisé à l’U.L.B. En première partie, vous trouverez une présentation théorique de la dosimétrie. En deuxième partie, des aspects pratiques concernant la gestion au quotidien des dosimètres sont abordées.

1ère partie : Aspects théoriques

1. Législation 2. Thermoluminescence

2ème partie : Aspects pratiques

3. Gestion des dosimètres 4. Quelques recommandations

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1ère partie : Aspects théoriques La dosimétrie, c'est-à-dire la mesure de l’exposition aux radiations ionisantes, fait partie des outils de la radioprotection. Elle a pour objet de mesurer au mieux les rayonnements en un lieu ou sur une personne (on parle alors de dosimétrie individuelle), pour fournir une estimation de l'équivalent de dose et de dose efficace. La grande variété des situations et des rayonnements a conduit à une grande diversité de ces détecteurs qui doivent en outre s'adapter régulièrement aux changements des limites réglementaires (c'est parfois même leurs améliorations qui permettent de définir de nouvelles limites) La dosimétrie individuelle permet une surveillance radiologique (vérification que les doses reçues sont dans les limites réglementaires), mais elle doit aussi apporter le maximum d'informations en cas d'irradiations accidentelles et si possible servir d'alarme dans ces situations. Enfin les dosimètres doivent pouvoir fonctionner dans des environnements très variés (température, humidité, orientation, etc.), ce qui affecte en général leur précision. 1. Dosimétrie

(article 20.6.)

1.1. Badge poitrine

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

1.2. Dosimètre supplémentaire

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

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

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

1.4. Dans les situations où le port d’un tablier plombé est indiqué, il y a lieu de porter 2 dosimètres : l’un au-dessus, l’autre en-dessous du tablier plombé. 1.5. Tout visiteur, travailleur extérieur, stagiaire, étudiant et personnel intérimaire doit porter les mêmes moyens de protection que les travailleurs régulièrement occupés dans la zone et par conséquent du même type de dosimètre que celui utilisé par le personnel régulier. 2.

La thermoluminescence

Le principe de base des dosimètres utilisés à l’U.L.B. est la thermoluminescence, c’est-à-dire la capacité d’un matériau d’émettre de la lumière lorsqu’il est chauffé, la quantité de lumière émise étant proportionnelle à la quantité de rayonnements ionisants reçus par ce matériau. Les matériaux thermoluminescents sont essentiellement des cristaux isolants dans lesquels on a introduit des impuretés chimiques (ou activateurs) en quantités soigneusement contrôlées. Lorsque ces matériaux sont irradiés par des rayonnements ionisants, une fraction minime de l'énergie du rayonnement absorbé est emmagasinée dans des états d'énergie métastables. En dosimétrie par thermoluminescence, l'énergie absorbée et emmagasinée dans le matériau détecteur est libérée par échauffement, ce qui se traduit par une émission de lumière, dont l'intensité est liée à la dose de rayonnement. L'information dosimétrique étant perdue au cours de la lecture, les détecteurs thermoluminescents ne peuvent habituellement être lus qu'une fois. Cependant, ils sont réutilisables. Divers matériaux détecteurs sont actuellement disponibles dont le fluorure de lithium (LiF), le borate de lithium ( Li B O2 4 7), le fluorure de calcium (CaF2 ), le sulfate de calcium (CaSO4 ), ...

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

Bande de conduction

Bande de valence

a

excitation

Bande de conduction

Bande de valence b c d

recombinaison Modèle de niveaux d’énergie

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Le modèle de niveau d'énergie représenté à la figure précédente offre un aperçu sommaire du mécanisme de base de la dosimétrie par thermoluminescence. Ce schéma représente les bandes de valence et de conduction, ainsi que les niveaux d'énergie associés aux pièges à électrons et à trous introduits dans le cristal par les activateurs, c'est-à-dire les impuretés chimiques et les défauts réticulaires. Si le cristal est irradié, l'énergie est transmise aux électrons de la bande de valence et les fait passer dans la bande de conduction, en laissant des trous dans la bande de valence (figure a). Certains de ces électrons et trous se recombinent immédiatement, d'autres sont piégés dans les états métastables où ils peuvent subsister pendant très longtemps. L'échauffement du cristal libère les électrons et les trous de leurs pièges et les amène à se recombiner, soit rapidement (figure b), soit après avoir erré à travers le cristal dans la bande de conduction (figure c) ou dans la bande de valence (figure d). Dans tous les cas, il y a émission de lumière. Dans la plupart des matériaux utilisés, il existe un certain nombre de pièges situés à des niveaux d'énergie différents, si bien que la courbe de thermoluminescence présente habituellement plusieurs pics. La répartition des niveaux d'énergie des pièges, et donc le tracé de la courbe de thermoluminescence, dépend de plusieurs paramètres, dont le plus important est le passé thermique du matériau thermoluminescent considéré. La courbe de lumière émise est appelée courbe de thermoluminescence. La répartition spectrale de l'émission de thermoluminescence varie d'un matériau à l'autre et entre les divers pics de la même courbe de thermoluminescence. Dans le cas du dosimètre utilisé à l'U.L.B. (LiF:Mg,Ti), la luminescence principale se situe à 230 °C pour un maximum du spectre d'émission situé à 400 nm. La réponse de la plupart des matériaux thermoluminescents en fonction de la dose absorbée est linéaire sur une large gamme de dose. Dans le cas du LiF, la réponse est linéaire jusqu'à une dose gamma d'au moins 5 Gy (500 rad). La probabilité de voir les électrons et les trous quitter leurs pièges respectifs est une fonction de la température. Lorsque les pièges sont peu profonds, cette probabilité n'est pas négligeable à température ambiante. Par conséquent, une partie de l'information peut être perdue au cours de la période de stockage du dosimètre entre l'irradiation et la lecture. C'est ce qu'on appelle le fading. Un traitement thermique adéquat lors de la lecture permet de minimiser ce phénomène.

Courbe de thermoluminescence du LiF

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

2.1.

Critères de choix

La solution idéale serait de disposer d'un dosimètre qui réponde exactement de la même façon que les tissus mous de l'organisme. Si ce n'est pas le cas, nous devons loger dans les boîtiers des dosimètres des écrans multiples afin de déterminer l'énergie approximative du rayonnement incident, et d'apporter à la lecture une correction équivalente à la différence de sensibilité entre le dosimètre et les tissus mous. Cette différence est particulièrement marquée pour des énergies inférieures à 200 keV, c'est-à-dire pour toute la gamme d'application des rayons X et pour certains isotopes très courants dans notre université (tels que : I125 : 35 keV, Tc99m : 140 keV). Un des premiers dosimètres thermoluminescents à avoir été commercialisé contenait du CaF2

(dosimètre M.B.L.E. vers 1965). Ce matériau ne nécessite pas un traitement thermique sophistiqué, et présente une bonne sensibilité. Bien que n'étant pas tissu-équivalent, il possède par rapport au film photographique quelques caractéristiques supplémentaires intéressantes : 1. manutention simplifiée lors de la lecture par rapport aux bains de développement des films ; 2. gamme de mesure très étendue (de 10-3 à 102 rad) ; 3. bonne stabilité à long terme de l'information ; 4. bonne résistance mécanique du boîtier ; 5. non-sensibilité accrue à la lumière du jour et aux agents chimiques ; 6. possibilité d'effectuer rapidement une lecture urgente en cas d'incident ; 7. les dosimètres thermoluminescents sont réutilisables un très grand nombre de fois ; 8. lorsque les différences de sensibilité dans un même lot sont connues, elles restent

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

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

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

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les neutrons thermiques (945 barns) devrait permettre d'indiquer la présence de neutrons selon le schéma suivant :

Li n H He36

01

13

24+ → +

Le Li7 ayant une section efficace négligeable pour ces mêmes neutrons, servirait dans ce cas pour la mesure de tout ce qui n'est pas neutrons (électrons, photons). Par simple différence, il devrait donc être possible de mettre la présence de neutrons en évidence. Cette particularité faisait partie de nos critères de choix, mais n'a jamais été exploitée jusqu'à présent car nous ne rencontrons pratiquement pas de problèmes neutroniques au sein de notre Université. 2.2.

Conception générale du système utilisé à l’U.L.B.

Le dosimètre, possède quatre plages principales de lecture et quatre zones de secours appelées "zones back-up". Les zones de secours ne sont pas lues systématiquement mais servent en cas d'incident de lecture ou en cas de confirmation de dose importante. En ce qui concerne le boîtier, un choix judicieux des écrans filtrant chaque zone permet de déterminer une dose au niveau de la peau et une dose en profondeur, de préférence à une discrimination en termes d'énergie et de types de rayonnements incidents. De plus, un lecteur automatique permet la lecture d'environ 500 dosimètres par jour, et, chaque dosimètre étant identifié par un numéro code, il est possible de réaliser le dépouillement complet des résultats par ordinateur avec un minimum de manipulations (et d'erreurs) humaines. 2.2.1. Dosimètres

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

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

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

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Structure du boîtier

Energie (keV)

101 102 103

Rép

onse

rel

ativ

e

0.00

0.25

0.50

0.75

1.00

1.25

1.50

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

Réponse théorique du LiF

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

(f.nue - plastique) + dose en profondeur En général, la dose sous la fenêtre nue est supérieure ou tout au moins égale à celle sous la fenêtre plastique. Cependant, certaines particularités sont observées sous la fenêtre nue irradiée par des gammas d'énergie supérieure à 600 keV (Cs137 : 662 keV) : ceci est dû à l'absence d'équilibre électronique. Ce "défaut" se présente soit comme une surdose qui peut être attribuée aux électrons secondaires produits aux alentours immédiats de la source (enveloppe protectrice, support, ...) soit comme une sous-dose si le faisceau gamma n'amène aucun électron supplémentaire. 2.3.

Dosimétrie et faibles doses

Le but des mesures dosimétriques est de déterminer avec une précision suffisante les doses maximales légales et d'apporter une information précieuse en cas d'accident avec un dépassement

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de ces limites. Heureusement, nous comptons peu d'événements de ce type et la plupart des résultats enregistrés sont extrêmement bas. Dans le domaine des basses doses, le dosimètre peut aussi amener des informations utiles en nous montrant des tendances, mais ce genre d'interprétation n'est pas aisé. En effet, dans l'ensemble des moyens et procédés mis en oeuvre un critère échappe complètement au contrôle humain. Il s'agit de l'irradiation naturelle. Nous voudrions dans les lignes qui suivent montrer dans quelle mesure cette irradiation inévitable et aléatoire finit par déterminer la fiabilité des dosimètres dans la gamme des faibles doses. Pour cela nous devons présenter les différents modes d'irradiations qui aboutiront à produire ce que nous appelons le bruit de fond naturel des radiations. Extrait de l'ICRP 39.(traduction)

Dans son environnement, l'homme a toujours été exposé aux radiations : les sources principales d'irradiation naturelle sont les rayons cosmiques, la radioactivité des roches et du sol, et la radioactivité des nucléides incorporés aux tissus. La dose de radiation naturelle que reçoit une personne dépend de divers facteurs tels que l'altitude à laquelle elle vit par rapport au niveau de la mer, le type d'isotopes radioactifs dans le sol de son environnement, et la quantité de substances radioactives assimilées dans le corps provenant de l'air, de l'eau et de la nourriture. La dose totale due à l'irradiation naturelle pour la plupart des tissus humains est d'environ 0.001 Gy (100 mrad) par an, mais peut atteindre 0.01 Gy (1000 mrad) par an ou plus dans certaines régions limitées du monde. Les modifications apportées par l'homme à son environnement ainsi que ses activités, peuvent augmenter l'exposition "normale" due à l'irradiation naturelle, par exemple l'exploitation des mines, les vols à haute altitude, l'utilisation de matériaux de construction contenant des substances radioactives ... Le simple fait de vivre dans une maison est souvent suffisant : une ventilation rare permet l'accumulation des gaz radioactifs et de leurs produits de décroissance, ce qui a pour effet d'augmenter la dose.

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

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

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

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

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Débits de dose pour quelques vols en avion

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

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

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

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

Dose due aux matériaux radioactifs contenus dans le sol.

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

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

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Pour résumer :

Bruit de fond naturel ∼ 100 µSv/mois

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

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

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

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

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2ème partie : Aspects pratiques 3.

Gestion des dosimètres

3.1.

Distribution et récupération des dosimètres

Pour obtenir un dosimètre pour une personne nouvellement engagée dans votre service, il suffit d’introduire une demande au moyen du formulaire présenté ci-dessous

Sur le site du Service de Contrôle Physique de l’U.L.B. http://www.controlephysique.be, ce document peut être téléchargé ou complété on line.

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http://www.controlephysique.be/�


Les informations demandées sur ce document constituent des exigences légales (voir 3.3 Tableau d’irradiation). Afin d’éviter des échanges de courrier inutiles, veillez à remplir de manière correcte, complète et lisible toute demande de dosimètre, et particulièrement les points suivants : - adresse

: il s’agit bien évidemment du domicile de la personne et non de l’adresse du service ou du kot étudiant !

- numéro de registre national

a) 6 chiffres correspondant à la date de naissance inversée (AAMMJJ)

: ce numéro se trouve soit au verso de la carte d’identité, soit sur la carte SIS. Il se compose de 3 parties :

b) un nombre de 3 chiffres c) un nombre de 2 chiffres

Toute personne résidant en Belgique possède un numéro de registre national. Il peut être demandé à l’administration communale.

Il ne s’agit pas du numéro de carte d’identité, ni du numéro INAMI pour les médecins !!!

3.2.

Feuilles de distribution et de résultats des dosimètres

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

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

Période pendant laquelle les dosimètres jaunes doivent être portés

Date à partir de laquelle les dosimètres verts seront récupérés


La tenue à jour de cette liste de distribution ne dépend en grande partie que de la bonne volonté de chacun. Tout dosimètre qui n’a pas été récupéré pour être lu, ne pourra donc être redistribué : une mention de retard reprenant la période depuis laquelle ce numéro est distribué dans le service apparaîtra à côté du numéro. La date de récupération des anciens dosimètres indique la date à partir de laquelle les techniciens passent dans les différents services pour récupérer les dosimètres. Cela signifie que les dosimètres de la bonne couleur doivent être prêts pour être récupérés. (Remarque : la récupération des dosimètres se fait dans plus de 140 services répartis sur 10 campus différents de l’Université et hôpitaux ; nous n’avons pas le temps de passer plusieurs fois dans chaque service) Lors de la récupération des dosimètres jaunes, il est totalement inutile de nous remettre des dosimètres verts ou inversement (à l’exception des dosimètres d’une personne ayant quitté définitivement le service). Nous ne pouvons pas mélanger les 2 séries de dosimètres lors de la lecture. Il faut également veiller à ce que l’enveloppe des dosimètres soit accessible facilement pour nos techniciens (évitez de les mettre dans un local ou une armoire fermée à clé, dans un bureau, .... ) 3.2.

Résultats des dosimètres

PROTECTION RADIATIONS. ********************** Service CONTROLE PHYSIQUE SOLBOSCH 1070 Titulaire PR. LEJEUNE Responsable MME VISTE Période du 01/05 au 04/06 Distribution numéro 05/06 Série des Jaune ------------------------------------------------------------------------------------- Doses en µSv (10 µSv = 1mrem) Nom Matri Dosi Profon Peau cule mètre deur ------------------------------------------------------------------------------------- RIRI 99997 3001 00 00 Retard du 3/06 FIFI 99998 3002 00 00 LOULOU 99999 3003 Retard du 3/06 Le bruit de fond est déduit dans les résultats transmis. Dose en profondeur = dose après 0,5 cm de tissus mous. Il ne faut pas cumuler la dose en profondeur et la dose à la peau . Un exemplaire des résultats est à afficher dans les valves du service. La feuille de résultats correspond aux dosimètres portés lors de la distribution du mois précédent. Il est donc tout à fait logique que la liste des personnes puisse présenter certaines discordances par rapport à la situation présente (une personne peut avoir quitté le service, un nouveau membre du personnel est arrivé, ....). Il ne faut donc pas se baser sur les feuilles de résultats pour modifier la liste de distribution. 3.3.

Tableau d’irradiation

Au terme de chaque année civile, l’ensemble des résultats dosimétriques doit être transmis au SPF Emploi, Travail et Concertation Sociale (département du Contrôle du Bien-Etre au Travail), sous forme d’un tableau annuel d’irradiation et de contamination. Cette fiche individuelle comporte des renseignements concernant : - l’employeur - le service médical du travail - l’entreprise où le travailleur exerce sa profession

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Période pendant laquelle les dosimètres jaunes ont été portés

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

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


- le travailleur - les sources de rayonnements ionisants auxquelles le travailleur est exposé - les résultats des dosimètres

Ce tableau doit être signé par l’employeur et par le médecin du travail agréé en radioprotection chargé du suivi médical du travailleur professionnellement exposé. Il est donc important que lors d’une demande de dosimètre, les renseignements administratifs demandés soient complets et exacts. 3.4.

Travailleur extérieur, étudiant, stagiaire, intérimaire

Il s’agit là de personnes ne restant que peu de temps dans un service. Il est dès lors quasiment impossible de mettre la procédure d’attribution d’un dosimètre en place avant que la personne n’ait quitté le département. C’est pourquoi nous avons instauré depuis plusieurs années déjà, un système de distribution particulier pour ces personnes et indépendant des distributions du personnel régulier.

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Si vous êtes dans ce cas, contactez-nous afin que nous trouvions ensemble la meilleure solution pour vous fournir les dosimètres nécessaires. 4.

Quelques recommandations .....

- Portez votre dosimètre

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

transmettre les résultats

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

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

Chaque dosimètre coûte ± 40 € ; chaque dosimètre perdu immobilise

une paire, dont coût 80 € !

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

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

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

- Lorsque vous passez un examen isotopique ou radiologique en tant

que patient, ne portez pas votre dosimètre

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

contactez le Service de Contrôle Physique.

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Partie IV : Manipulation des isotopes – p 1

Avant de s’intéresser aux différents isotopes utilisés dans les laboratoires, il semble utile de rappeler quelques règles fondamentales à appliquer lors de toute manipulation radioactive. - Il est interdit

de boire, manger, d’utiliser des cosmétiques dans les zones contrôlées.

- Veiller à séparer les activités de laboratoire et de bureau. - Porter les vêtements de protection réservés aux manipulations radioactives ainsi que des gants jetables. - Planifier son travail et veiller à avoir le matériel nécessaire à disposition. - Le matériel utilisé doit être marqué du symbole de la radioactivité ; ne pas mélanger ce matériel avec du matériel non contaminé. - Protéger le plan de travail avec du papier absorbant type benchkote. - La manipulation des sources mères doit se faire en chambre chaude. - Tenir à jour un « carnet de manipulations » à l’entrée de la chambre chaude (date, nom, isotopes utilisés, ...). - Utiliser les écrans de protection requis. - Les armoires, réfrigérateurs et congélateurs dans lesquels sont entreposées les matières radioactives doivent être identifiés par le symbole de la radioactivité. Un inventaire à jour des matières radioactives en stock doit être apposé sur ces endroits de stockage. - Dans tous les cas où l’évaporation d’une matière radioactive est possible, le travail doit être effectué sous hotte. - Veiller à récupérer les déchets radioactifs en respectant les consignes de tri. - A la fin de chaque manipulation, chercher toute trace de contamination sur soi et sur les surfaces de travail. - Veiller à laisser un plan de travail et un local propres et rangés ; pensez aux suivants ! - En cas de contamination, suivre les recommandations données ci-après

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Vous trouverez ci-après des fiches d’information concernant les principaux isotopes utilisés à l’U.L.B. Ces fiches sont extraites du Radionuclide and Radiation Protection Handbook 2nd Edition (2002) (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc & C. Hickman – Radiation Protection Dosimetry – Vol.98, N°1 (2002) – Nuclear Technology Publishing) Voici quelques explications concernant ces fiches. Les isotopes ont été classés dans 5 catégories de risques, chacune identifiée par une couleur : groupe 1 (rouge) : valeur d’exemption(*) ≤ 104 Bq groupe 2 (orange) : valeur d’exemption(*) = 105 Bq groupe 3 (jaune) : valeur d’exemption(*) = 106 Bq groupe 4 (vert) : valeur d’exemption(*) = 107 Bq groupe 5 (bleu) : valeur d’exemption(*) ≥ 108 Bq le groupe 1 (rouge) représentant le risque le plus élevé. (*) valeur d’exemption = valeur fixée dans l’A.R. du 20/07/2001 (annexe IA) en dessous de laquelle existe une exemption d’autorisation ou de déclaration. Ces valeurs sont exprimées en concentration d’activité (Bq/g) et/ou en activité totale (Bq). Ces fiches concernent le risque radiologique ; il ne faut toutefois pas négliger le risque chimique et/ou biologique associé aux produits manipulés.

Caractéristiques physiques

Dans cette partie sont reprises certaines caractéristiques physiques ainsi que des valeurs limites concernant l’exemption et le transport : - demi-vie - activité spécifique - classification du risque (n° du groupe + couleur) - principaux rayonnements émis par l’isotope - valeurs d’exemption - transport : valeurs permettant de déterminer le type de colis nécessaire pour le transport (réglementation A.D.R. – classe 7)

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Irradiation externe

Pour chaque type de rayonnement émis, le débit de dose (exprimé en mSv/h) est donné pour une activité standard de 1 MBq (ou 1 MBq/m² en cas de contamination de surface)

Contamination

Contamination de la peau

Les valeurs de débit de dose (mSv/h) sont données : - pour une contamination uniforme de la peau pour une activité de 1 kBq/cm² - pour la projection sur la peau d’une goutte de 0.05 ml dont l’activité vaut 1 kBq.

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Détection

La mention ++ signifie que ce type de détecteur est recommandé. Pour les rayonnements bêtas, il s’agit du compteur Geiger-Müller ; dans le cas des rayonnements gammas, il s’agit d’un compteur muni d’un cristal NaI. Le Service de Contrôle Physique de l’U.L.B. fournit généralement un détecteur approprié aux isotopes manipulés dans le service.

Limites dérivées Il s’agit de valeurs calculées données à titre purement indicatif. Si une contamination transférable ou fixée ne dépasse pas ces valeurs, la dose reçue suite à cette contamination n’excèdera pas les limites légales. Blindage

Les matériaux repris dans ce tableau sont les plus couramment utilisés pour la réalisation de blindage. Rayonnements bêtas et électrons

: les valeurs indiquées concernent l’absorption totale du rayonnement incident.

Rayonnements gammas et rayons X

: dans le cas de blindage de rayonnements γ ou X, on parle d’épaisseur ½ ou épaisseur 1/10. Il s’agit de l’épaisseur requise pour atténuer le rayonnement incident d’un facteur 2 ou 10.

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Exposition interne

Dose efficace engagée par unité incorporée (Sv/Bq) soit par ingestion, soit par inhalation, pour une personne de plus de 17 ans. (F, M et S indiquent la vitesse de clairance pulmonaire – rapide, medium et lente) La dose efficace engagée est la somme des doses équivalentes engagées reçues par différents tissus ou organes, c’est-à-dire, la somme des doses reçues par un individu suite à l’ingestion de matière radioactive durant un certain laps de temps ; si ce temps n’est pas précisé, il est implicitement de 50 ans pour les adultes. Highest dose organ ou organe cible : organe qui concentre préférentiellement l’isotope considéré. ALIingestion/inhalation : limite annuelle d’incorporation par ingestion ou inhalation ; ces valeurs calculées indiquent la quantité qui par ingestion ou inhalation délivre une dose de 20 mSv/an (= limite légale)

Les activités maximum recommandées sont données à titre indicatif afin de pouvoir classer le laboratoire soit en zone surveillée, soit en zone contrôlée. La distinction entre zone surveillée et zone contrôlée a des implications au niveau du port du dosimètre, du contrôle médical, ..... En fin de chapitre, vous trouverez un tableau récapitulatif concernant les isotopes majoritairement utilisés.

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Extrait de Radionuclide and Radiation Protection Data Handbook 2nd edition Les explications détaillées concernant chaque fiche sont données au début de ce chapitre

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Partie V : Les rayons X – p 1

1. Généralités

Découverts par hasard par Wilhelm Röntgen en 1895, les rayons X sont des rayonnements électromagnétiques ionisants qui trouvent leur origine dans les différentes couches du cortège électronique des atomes.

Spectre électromagnétique

Les rayons X sont produits lorsque des électrons accélérés à grande vitesse sont freinés dans un objet matériel (= anticathode). Ce rayonnement de freinage appelé aussi Bremsstralhung, indépendamment de la nature de la cible, donne un spectre d’énergie continu dont le maximum correspond à la tension d’accélération des électrons incidents. A ce spectre continu, il faut ajouter les raies caractéristiques du matériau de l’anticathode. Ces raies correspondent au réajustement des électrons sur les différentes orbites des atomes du matériau constituant l’anticathode.

Modification de l’allure d’un spectre en fonction de la filtration

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v

v v v

v v

v v v v v

v v v

v

v v v

1

2

3

4

5

6

7

8

Electron R.X.

1 Disque anodique en tungstène

2 Axe en molybdène

3 Rotor monté sur roulements à billes

4 Ampoule en verre sous vide

5 Gaine du tube

6 Cathode avec filament incandescent

7 Centreur lumineux

8 Diaphragme

Principe de construction d'un tube à anode tournante (à un foyer).

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1.1. Interactions des rayonnements avec la matière

La loi d’atténuation d’un rayonnement électromagnétique est du type exponentiel dont la forme générale est :

xeII µ−= .0

où I0 = intensité du rayonnement incident I = intensité du rayonnement à la sortie du blindage µ = coefficient d’atténuation x = épaisseur d’absorbant Le coefficient d’atténuation µ se subdivise en coefficients partiels qui correspondent aux différents modes d’interaction des rayonnements ionisants dans la matière : - effet photoélectrique → τ - effet Compton → σ - création de paires → κ ce qui donne :

µ = τ + σ + κ

Domaine des différentes interactions du photon avec la matière

Dans le cas d’un spectre continu, tel que celui des rayons X, la loi d’atténuation se complique fortement ; le faisceau incident se composant de plusieurs photons d’énergies différentes, la loi d’atténuation devient :

...... 21 20

10 ++= −− xµxµ eIeII

Il est donc impossible d’extraire facilement x pour limiter le faisceau à I. Il est par conséquent nécessaire de recourir à différentes abaques.

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Epai

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0.1

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10-5

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V

100

kV

Courbes d’atténuation dans le plomb

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Broad-beam transmission of X-rays through lead

(Remarque : 1 Röntgen (R) ≈ 9.5 mGy)

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1.2. Sources de rayonnements dans une installation de radiologie

Dans une installation de radiologie, on distingue 3 catégories de rayonnements ayant chacune leurs propres caractéristiques : - rayonnement direct - rayonnement diffusé (scattering) - rayonnement de fuite de la gaine (leakage)

1.2.1.

Rayonnement direct

Il s’agit du faisceau utile, et par conséquent de la source la plus intense de radiations. Si l’orientation du tube est telle qu’un endroit fréquenté se trouve dans l’axe du faisceau, l’interposition de blindage relativement épais s’impose. Connaissant la tension d’utilisation et la filtration totale d’un tube, il est possible de trouver le débit de dose d’un tube dans les abaques. La dose étant inversément proportionnelle au carré de la distance, nous pouvons connaître la dose à l’endroit concerné. Il reste ensuite à calculer l’épaisseur de plomb nécessaire pour atteindre une dose admissible. 1.2.2.

Rayonnement de fuite de la gaine du tube (= leakage)

Le rayonnement de fuite du tube est constitué par des rayons X qui parviennent à traverser la gaine du tube ; ils sont donc fortement filtrés. Nous pouvons dès lors les traiter comme s’ils étaient monoénergétiques et leur appliquer une loi exponentielle.

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Fuite de la gaine du tube souvent faible (sauf défaut de montage) = LEAKAGE

Faisceau direct bien collimaté

Rayonnement diffusé par l’objet radiographié = SCATTERING

Objet radiographié

Tube RX


Les normes internationales fixent le rayonnement de fuite à 1 mSv/h à 1 m. 1.2.3.

Rayonnement diffusé par l’objet radiographié ( = scattering)

Les rayonnements diffusés sont en principe moins énergétiques que le faisceau primaire. Néanmoins, par mesure de sécurité, nous leur attribuons en première approximation la même énergie pour calculer leur atténuation dans les écrans. Généralement, le débit de dose à 1 m dû au rayonnement diffusé est estimé à 0.1 % du débit de dose dans le faisceau direct.

Débit d’exposition d’un tube R.X. en fonction de sa filtration et de la tension d’utilisation

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2. Protection lors de l’utilisation des installations mettant en oeuvre des rayons X Les appareils émettant des rayons X employés à l’Université utilisent des faisceaux de rayons X extra minces et fort intenses (essentiellement diffractomètres). Les conditions d’utilisation les plus courantes sont de l’ordre de 40 kV et 30 mA. Dans ces conditions, le pouvoir pénétrant du rayonnement est faible, mais par contre le débit de dose est énorme. De plus, le faisceau étant tellement étroit, le dosimètre a peu de chances d’être dans la trajectoire du faisceau lors d’un incident. L’accent devra donc être mis sur la sécurité intrinsèque de l’appareil pour prévenir tout incident. 2 types d’installations sont présentes dans notre institution : 2.1. Appareils autoblindés

(= se trouvant dans une enceinte blindée)

Les installations récentes sont complètement enfermées dans des enceintes blindées et ne posent pas de problèmes majeurs. Néanmoins, une installation de ce type doit répondre aux obligations suivantes :

• un signal lumineux doit s’allumer lorsque la haute tension est appliquée (si ce signal est défectueux, la haute tension ne devrait pas pouvoir être appliquée) ;

• les sécurités placées sur les portes d’accès à la chambre d’irradiation doivent être opérationnelles. Toute ouverture d’une porte d’accès doit couper automatiquement

• le sigle « radioactif » doit être apposé sur l’appareil

l’alimentation électrique et par conséquent le faisceau.

2.2. Appareils non autoblindés

Il s’agit souvent de vieilles installations pour lesquelles peu (ou pas) de protections d’origine existent ; il a donc fallu « bricoler » ces protections. Le risque majeur lors de l’utilisation de ces installations provient bien souvent d’un mauvais ajustage des écrans de protection. Voici quelques règles à respecter :

• ces installations doivent être utilisées par du personnel expérimenté et conscient des risques ;

• les écrans de protection doivent être placés correctement avant toute mise sous tension ; il convient également de placer des « barrières physiques » afin d’éviter qu’une partie du corps ne se retrouve dans le faisceau direct ;

• chaque nouveau montage doit être soigneusement vérifié avant la mise en route de l’irradiation ;

• un signal lumineux doit s’allumer lorsque la haute tension est appliquée (si ce signal est défectueux, la haute tension ne devrait pas pouvoir être appliquée), signal lumineux au niveau de l’appareil et du local ;

• le nombre de personnes présentes dans le local doit être réduit au minimum ainsi que le temps de présence près de l’installation en fonctionnement ;

• le port du dosimètre et d’un tablier plombé est obligatoire pour l’opérateur et pour toute personne se trouvant à proximité de l’installation ;

• le sigle « radioactif » doit être apposé sur l’appareil etil convient de tenir à jour un carnet d’utilisation de l’appareil reprenant au minimum les informations suivantes :

sur la porte du local ;

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Rappel : lors de la 1ère mise en service ou lors de toute modification importante apportée à l’installation (par exemple, le changement du tube radiogène), il convient de prévenir le Service de Contrôle Physique qui doit vérifier et réceptionner l’installation avant toute utilisation


- date - nom de l’utilisateur - tension d’utilisation, nombre de mA, temps d’irradiation - positionnement des blindages - remarque éventuelle, incident, ...

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Partie VI : Les déchets radioactifs – p 1

1. Introduction L’arrêté royal du 20 juillet 2001 portant Règlement Général de la Population et des Travailleurs contre le Danger des Radiations Ionisantes réglemente la gestion des déchets radioactifs en fixant les critères auxquels doivent répondre le conditionnement, le stockage et l’élimination de ces déchets. Ces critères sont basés sur l’état physique, l’état chimique, l’isotope et l’activité des déchets. La législation impose également la traçabilité des déchets, depuis leur production jusqu’à leur élimination. Les déchets radioactifs générés par les différents laboratoires de l’Université sont séparés de la manière suivante : combustibles solides non combustibles aqueux liquides organiques 2. Traçabilité Afin de satisfaire à la législation en vigueur en matière de traçabilité, nous avons mis en place depuis plusieurs années un système d’identification par barcode Chaque service est identifié par un numéro ; une étiquette portant ce numéro ainsi que le barcode associé est apposée dans le local où sont stockés les déchets qui doivent être récoltés.

Il en va de même pour l’emballage des déchets : sac → S 99999 tourie en verre → T 9999 tourie HDPE → TH 9999 poubelles → P 9999 L’association entre service producteur et déchets a lieu au moment de la récolte dans les services, et non pas lorsque les récipients vides sont déposés. 3 Récolte des déchets A l’U.L.B., nous avons opté pour le passage dans les services en lieu et place d’un local centralisé où chacun vient déposer ses déchets. Cette procédure nous permet d’avoir un contrôle visuel quant au bon conditionnement des déchets. La fréquence de ramassage des déchets varie selon les campus : - campus d’Anderlecht (*) : chaque lundi matin - campus de Gosselies (*) : toutes les 2 semaines - campus Solbosch, Plaine, CERIA : sur demande de la part des utilisateurs. (* sur simple demande, un ramassage complémentaire peut être organisé)

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4. Conditionnement des déchets

4.1. Déchets solides combustibles

- Sac plastique marqué du sigle radioactif - Pour toute matière incinérable (papier, plastique, gants, chiffons, ....) - Strictement interdit- Fermeture correcte par un Colson

: objets coupants et/ou piquants

- Veiller à garder un poids raisonnable par sac

4.2. Déchets solides non combustibles

- Poubelle métallique de 30 l contenant un sac plastique marqué du sigle radioactif - Récipient pour verrerie, objets coupants/piquants, objets métalliques, .... - Ne pas y déposer des canettes de boisson !

4.3. Déchets putrescibles

(animaux, ...)

- Par petites quantités dans des sacs plastiques marqués du sigle radioactif - Sac(s) fermé(s) par Colson - Placer ce(s) sac(s) dans un congélateur (ou tiroir d’un congélateur) réservé à cet usage et signalé par le sigle radioactif. - Demander l’enlèvement de ce type de déchets

4.4. Déchets liquides

- SEPARATION

des milieux aqueux et des solvants organiques :

milieux aqueux milieux organiques (toluène, benzène, ...)

(le mélange d’un solvant organique avec un milieu aqueux va former un gel qu’il sera quasi impossible de retirer de la tourie) - ne pas trop remplir la tourie - fermer correctement la tourie - les touries doivent être placées dans les bacs oranges (récupération de fuites éventuelles, problèmes de transvasement, ....)

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4.5. Fioles à scintillation

- Vider les fioles dans les touries adéquates - Mettre les fioles vides dans des sacs plastiques marqués du sigle radioactif - Fermer les sacs par un Colson - Ne pas trop remplir les sacs - Fioles impossibles à vider (gels, microtubes, ....) : par petites quantités

dans des sacs plastiques marqués du sigle radioactif fermés par un Colson.

4.6. Sources périmées

Lorsqu’une source est périmée ou n’est plus utilisée, il convient de l’éliminer de la manière suivante : placer le(s) flacon(s) correctement fermé(s) dans un sac plastique marqué du sigle radioactif fermé par un Colson et uniquement réservé à cet usage ( pas

Ce sac sera enlevé lors de la récolte habituelle des déchets.

de mélange avec les autres déchets radioactifs).

4.6.1.

Sels d’uranium et de thorium

L’uranium et le thorium étant 2 isotopes radioactifs naturels, les sels de ces substances (acétate d’uranyle, oxyde de thorium, ...) doivent

être évacués via la filière des déchets radioactifs et non via la filière des déchets chimiques.

Ces produits ne doivent pas être mélangés aux autres déchets radioactifs mais font l’objet d’un conditionnement séparé (cf 4.6 sources périmées).

4.7. Containers de sources

- Ne pas les jeter tels quels dans les déchets radioactifs - Vérifier si le récipient est contaminé : Non contaminé - si container en Pb, le retirer et l’évacuer via les déchets chimiques

: - enlever l’étiquette portant le sigle radioactif

- le pot en plastique est évacué via les déchets classiques Contaminé : déposer le récipient complet

dans un sac plastique marqué du sigle radioactif réservé à cet usage.

4.8. Carton d’emballage des sources

(livraison)

Enlever ou masquer totalement le sigle radioactif apposé sur le carton avant de l’évacuer via les déchets classiques. 5. Stockage des déchets dans les services. La plupart des services possèdent un local « chambre chaude » dédié aux manipulations des radioisotopes ; un bac en béton destiné à recevoir les déchets est aménagé dans le local.

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Les divers récipients contenant les déchets radioactifs doivent être déposés dans ces bacs afin d’être récoltés. 6. Elimination des déchets. Les déchets récupérés dans les services sont stockés dans un local du Service de Contrôle Physique en attente d’un éventuel transport vers le local de stockage principal situé sur le campus d’Anderlecht. La législation (A.R. du 20/07/2001) a prévu la possibilité de « libérer » les déchets radioactifs (c’est-à-dire de ne plus considérer ces déchets comme étant des déchets radioactifs, ce qui permet de les traiter en tant que déchets hospitaliers ou biologiques) en fixant des critères basés sur : - la demi-vie (pour les isotopes dont T1/2 < 6 mois, il faut attendre un minimum de 10 demi-vies) - l’activité (limites de libération fixées par l’arrêté royal du 20/07/2001). Les activités et demi-vies des principaux isotopes manipulés à l’U.L.B. nous permettent de gérer la plupart des déchets en interne pour autant que les consignes de tri soient bien respectées. Les déchets ne pouvant être traités localement doivent être éliminés via l’O.N.D.R.A.F. (Office National des Déchets Radioactifs et matières Fissiles), ce qui engendre un coût très elévé. A titre d’information, voici les tarifs « O.N.D.R.A.F. » qui seront d’application dès 2009 : - déchets combustibles : 111.55 €/kg - déchets non combustibles : 16452.8 €/m3

- liquides aqueux : 45086.81 €/m3 - liquides organiques : 49210.07 €/m³

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7. Synthèse

Type de déchets Conditionnement

Papier, plastique, gants, .... sac plastique marqué du symbole radioactif fermé par un Colson

Verrerie, objets coupants/piquants, objets métallique, ...

poubelle métallique contenant un sac plastique marqué du symbole radioactif

Déchets putrescibles (petits animaux de laboratoires, ...)

sac plastique marqué du symbole radioactif fermé par un Colson et placé au congélateur

Liquides aqueux tourie HDPE (blanche)

Liquides organiques tourie en verre

Fioles à scintillation vides sac plastique marqué du symbole radioactif fermé par un Colson

Fioles impossibles à vider (gel, microtubes, ...) par petite quantité dans un sac plastique marqué du symbole radioactif fermé par un Colson

Sources flacons fermés correctement dans un sac plastique marqué du symbole radioactif réservé à ce type de déchets

Sels d’uranium, de thorium récipient fermé correctement dans un sac plastique marqué du symbole radioactif réservé à cet usage

Containers de source

non contaminé enlever étiquette portant le sigle radioactif plastique → déchets classiques si Pb → déchets chimiques

contaminé récipient complet dans un sac plastique marqué du symbole radioactif réservé à cet usage

Carton d’emballage (livraison) enlever (ou masquer complètement) le sigle radioactif et évacuer vers les déchets classiques

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Version 1.0. – MV 02/2009

Université Libre de Bruxelles. CONTROLE PHYSIQUE (Protection des Radiations Ionisantes) Av. F.D. Roosevelt, 50 (CPI 182) 1050 Bruxelles Ligne directe : 02/650.20.96 Fax : 02/650.20.58 e-mail : [email protected]

web : http://www.controlephysique.be

Contrôle des contaminations H3 et/ou C14

1.

Que contrôler ?

- Surfaces de travail (hottes, tables de labo, …) en chambre chaude et/ou dans les locaux où sont manipulés les échantillons marqués - Endroits de stockage des sources et des échantillons (réfrigérateurs, …) - Matériel utilisé

2.

Quand contrôler ?

- Au minimum 1 fois par semaine en fin de manipulations - Après toute manipulation mettant en œuvre une activité importante ou après toute manipulation non habituelle de ces deux isotopes - En cas de suspicion de contamination (fiole cassée ou renversée, …..)

3.

Comment procéder ?

- Effectuer un frottis sur les surfaces à contrôler au moyen de papier absorbant (ou d’ouate hydrophile) imbibé d’alcool - Compter le solvant du frottis en scintillation liquide - Effectuer une mesure du bruit de fond (solvant seul et éventuellement solvant + matière ayant servi au frottis) - Les résultats de mesures mentionneront :

• date • surface ou matériel contrôlé • résultats des mesures • nom de la personne qui a effectué les contrôles

- 1 exemplaire des résultats sera archivé dans le service - 1 exemplaire des résultats sera envoyé au Service de Contrôle Physique (*)

(*) : par courrier : Contrôle Physique – CP 182 par mail : [email protected]

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mailto:[email protected]�

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Quelques précautions d’emploi ….

255

Université Libre de Bruxelles

Service de Contrôle Physique U.L.B.

Tél : (02/650)20.96 – Fax : (02/650)20.58 – e mail : [email protected]

Un dosimètre perdu est une information perdue pour

VOTRE sécurité !

N’inscrivez rien sur la face avant du

dosimètre

La fenêtre noire est fragile … Ne la percez

pas !

Remettez votre dosimètre régulièrement

N’essayez pas d’ouvrir le dosimètre … vous

risquez de le casser !

Portez-le à l’endroit

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Université Libre de Bruxelles. CONTROLE PHYSIQUE (Protection des Radiations Ionisantes) Directeur : Pr. S. Lejeune Av. F.D. Roosevelt, 50 (CPI 182) 1050 Bruxelles Ligne directe : 02/650.20.96 Fax : 02/650.20.58 e-mail : [email protected]

web : http://www.controlephysique.be

ABC de la dosimétrie ....

Beaucoup de personnes se posent des questions concernant la dosimétrie : comment cela fonctionne-t-il, est-ce fiable, qui doit porter un dosimètre .... ? Ce petit document va tenter de répondre de manière simple à quelques-unes de ces interrogations. Pourquoi porter un dosimètre ? Le but de la dosimétrie est de mesurer de manière la plus objective possible la quantité de rayonnements reçue par toute personne qui, dans le cadre de son travail, est exposée soit à des substances radioactives, soit à des rayons X. Le dosimètre est donc un appareil de mesure

et non une protection.

Seuls un travail soigneux et respectueux des consignes de sécurité et l’utilisation correcte des moyens de protection mis à votre disposition vous protègent, pas le dosimètre. Les résultats dosimétriques constituent également un bon indicateur des conditions de travail ; en effet, des valeurs positives qui se répètent, une augmentation globale des résultats d’un service, ... permettent de soulever des problèmes de sécurité qui bien souvent peuvent être résolus rapidement et de manière simple. Qui doit porter un dosimètre ? Selon l’article 30.6 de la législation en vigueur en matière de radioprotection (AR 20/07/2001), « toute personne professionnellement exposée doit porter un dosimètre à hauteur de poitrine sauf en cas d’exposition exclusive à des émetteurs bêta de faible énergie (< 200 keV) auquel cas un monitoring adapté sera réalisé. Si une irradiation non négligeable d’un tissu, d’un organe particulier ou d’une partie du corps est à craindre, la personne portera un ou plusieurs dosimètres supplémentaires permettant de contrôler la dose à ces endroits (...).Si la personne est susceptible de recevoir une dose supérieure à 500 µSv par semaine, elle porte également à hauteur de la poitrine un dosimètre à lecture directe (...) » En pratique, nous pouvons résumer cet article de la manière suivante :

Sources de rayonnements Dosimètre H3, C14 seuls et pas de contacts avec d’autres isotopes NON Autres isotopes Dans le cas de préparations de sources d’activité importante (i.e. en médecine nucléaire), il convient de porter (en plus du dosimètre normal) un dosimètre extrémité

OUI

Utilisation de rayons X Dans le cas d’examens médicaux durant lesquels les mains peuvent se trouver proches du champ d’irradiation, il convient de porter (en plus du dosimètre normal) un dosimètre extrémité

OUI

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mailto:[email protected]�

Au personnel intérimaire et aux étudiants qui travaillent ou effectuent un stage dans votre service, il convient de leur fournir le(s) même(s) type(s) de dosimètre(s). Pour ce type particulier de travailleur, nous avons mis en place un système parallèle de distribution et de gestion de dosimètres (voir Que faire pour obtenir un dosimètre ?). Comment fonctionne le dosimètre ? Le dosimètre que vous recevez est constitué d’un boîtier en plastique comportant 4 zones et contenant une plaquette sensible aux radiations ionisantes. Les 4 zones du boîtier sont constituées de filtres divers permettant de déterminer le type des rayonnements incidents et de calculer les doses reçues en profondeur et à la peau. La plaquette sensible est constituée de téflon dans lequel des cristaux de fluorure de lithium sont incorporés ; ces cristaux ont la capacité d’emmagasiner l’énergie transmise par les rayonnements ionisants. Lors de la lecture lorsqu’ils sont chauffés, l’énergie stockée est « libérée » sous forme de lumière. La quantité de lumière émise est proportionnelle à la quantité de rayonnements reçus. Quelles sont les limites de doses ? Quel risque représente ces valeurs ?


Femmes enceintes

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

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


500 mSv (500000 µSv) Main, avant-bras, pieds, chevilles Cristallin 150 mSv (150000 µSv) Gonades 100 mSv (100000 µSv) Moelle rouge, colon, poumons, estomac 167 mSv (167000 µSv) Vessie, seins, foie, oesophage, thyroïde, autres 400 mSv (400000 µSv)

Les limites de dose définies dans l’arrêté royal du 20/07/2001 portant sur la radioprotection sont données pour une période de 12 mois consécutifs glissants, c’est-à-dire pour une période couvrant 12 mois (i.e. octobre 2007 → octobre 2008) et non plus par année civile (du 01/01 → 31/12). Ces limites de dose ne tiennent pas compte des doses reçues lors d’examens médicaux. Les limites sont basées sur différentes études internationales indiquant qu’en dessous de ces valeurs, il n’y a pas de risque significatif pour la santé du travailleur. Comment lire les résultats ? Les résultats sont transmis dans votre service généralement à 2 personnes : le chef de service et la personne chargée de la gestion au niveau local des dosimètres. 2 valeurs sont indiquées : dose en profondeur et dose à la peau. Ces 2 valeurs correspondent aux doses reçues respectivement à une profondeur de 10 mm et de 0.7 mm (= couche morte de la peau). La limite pour la dose en profondeur (ou Hp(10)) est de 20 mSv (= 20000 µSv), et

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la limite pour la dose peau (ou Hp(0.7)) est de 500 mSv (= 500000 µSv) par 12 mois consécutifs glissants. Des valeurs égales à 0 indiquent que la dose reçue n’est pas significative par rapport au bruit de fond naturel. Les seuils fixés sont les suivants et sont basés sur une valeur moyenne du bruit de fond naturel : dose en profondeur : 200 µSv dose à la peau : 400 µSv Cela signifie que pour toute dose en profondeur < 200 µSv et dose à la peau < 400 µSv, les résultats transmis seront égaux à 0. Pour toute dose en profondeur > 200 µSv et/ou dose à la peau > 400 µSv, ce sont les valeurs brutes. Exemples :

Résultats lecture Résultats transmis Dose profondeur (µSv)

Dose à la peau (µSv)

Dose profondeur (µSv)

Dose à la peau (µSv)

199 399 0 0 201 401 201 401 201 300 201 300 100 401 100 401

Si le dosimètre n’est pas rentré dans notre service ou est rentré trop tard pour être lu, une mention de retard apparaît à côté du numéro de dosimètre. Lorsque le dosimètre reviendra, il sera lu normalement. Sur la feuille de résultats, les valeurs de doses apparaîtront suivies du rappel de la mention de retard. Quelque soit le retard, l’information sur le dosimètre n’est pas perdue

! Le dosimètre va simplement cumuler les irradiations naturelles et professionnelles pendant un temps plus long.

Que faire pour obtenir un dosimètre ? Il suffit de remplir une demande de dosimètre disponible chez :

- votre chef de service - la personne chargée de la gestion locale des dosimètres dans votre service - en remplissant le document sur le site http://www.controlephysique.be - en téléphonant au Contrôle Physique (tél : 02/650.20.96)

Que faut-il/ne faut-il pas faire avec un dosimètre ? - Il faut le PORTER- Il s’agit d’un appareil de mesure

à l’endroit à hauteur de poitrine individuel

- Le remettre : ne pas le transmettre à quelqu’un d’autre !

régulièrement- Ne pas le stocker dans le local isotopes, la salle de radiologie, au soleil, près des déchets, .... lorsque vous ne le portez pas.

afin qu’il puisse être lu

- Ne pas essayer de l’ouvrir ! - Ne pas percer la fenêtre noire. - Ne pas le porter lors d’un examen médical - En radiologie, il faut porter le dosimètre EN DESSOUS DU TABLIER PLOMBE

!

Que faire en cas de problème ? - Si vous avez porté votre dosimètre lors d’un examen médical (radio, scanner, médecine nucléaire, ...), signalez-le ! La dose reçue ne constitue pas une dose professionnelle et ne doit pas être comptabilisée à ce niveau. - Si vous perdez un (ou les deux) dosimètre(s), signalez-le tout de suite

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http://www.controlephysique.be/�

- Si un incident survient dans votre service et que vous craignez avoir reçu une dose importante, renvoyez immédiatement votre dosimètre au Sce de Contrôle Physique en expliquant succinctement l’incident : nous en effectuerons immédiatement la lecture. J’espère que ce document vous apportera quelques réponses à vos interrogations. Pour toute information complémentaire, n’hésitez pas à contacter le Contrôle Physique de l’U.L.B.

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Bibliographie

- Arrêté Royal du 20 juillet 2001 portant règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l’environnement contre le danger des rayonnements ionisants. - Manuel pratique de radioprotection – D.J. Gambini, R. Granier – 3ème éd. Lavoisier – 2007 - Radionuclide and Radiation Protection Data Handbook 2002 – D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, C. Hickman – Radiation Protection Dosimetry Vol 98 n° 1 2002 – Nuclear Technology Publishing - Les effets biologiques des rayonnements ionisants – Université d’Angers – France

Sites internet

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

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http://www.fanc.fgov.be/�

http://www.nirond.be/�

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