Rayonnements ionisants

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CUSSTR : Commission Universitaire de Sécurité et Santé au Travail Romande
Rayonnements
ionisants
Version 1, 2005
La CUSSTR
Introduction
Les produits radioactifs ont la particularité d'émettre des radiations ionisantes. Ces
dernières sont particulièrement dangereuses pour l'homme pour trois raisons:
Elles ionisent la matière, c'est à dire qu'elles arrachent, en passant dans la matière,
des électrons aux atomes. Ainsi les radiations ionisantes ont une action, souvent
négative, sur la matière vivante.
Contrairement aux rayons lumineux ou aux ondes radios, elles sont pénétrantes.
Elles ne sont pas détectées par les organes sensoriels de l'homme, ce qui les distingue
aussi de la lumière, de la chaleur, ou du bruit.
Pour ces raisons, un ensemble de techniques a été développé pour se protéger des
radiations ionisantes: la radioprotection.
L'unité de mesure des doses équivalentes de radiations est le Sievert, abrégé Sv.
Introduction
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Définition
La radioactivité
Origine
Les atomes dont le noyau possède trop d'énergie sont instables. Il existe dans la
nature un certain nombre de noyaux instables (isotopes radioactifs). Ils se
transforment en émettant vers l'extérieur des fragments (radiations) et donnent de
nouveaux noyaux qui sont en général stables. On appelle ce phénomène la
désintégration radioactive.
Dans certains cas, le noyau formé est encore instable et on assiste à une suite de
désintégrations avant de trouver un noyau stable.
On classe le genre de désintégration d'après le type de particule émise en :
Ö désintégration α, une particule α est émise par le noyau;
Ö désintégration β, une particule β est créée dans le noyau et émise vers
l'extérieur.
Le noyau formé après une désintégration α ou β est en général excité; il émet ce
surplus d'énergie sous forme de rayonnement γ (onde électromagnétique).
Les radiations ionisantes
Origine
Il existe deux origines distinctes des radiations ionisantes:
- la radioactivité de certaines substances. Ces substances contiennent des noyaux
instables qui se désintègrent et, au cours de ce processus, émettent des radiations
ionisantes;
- les générateurs de radiations. Ce sont des appareils construits en vue de la
production de radiations. Les plus importants sont les générateurs de rayons X
utilisés dans le radiodiagnostic médical. Ces appareils n'émettent des radiations que
s'ils sont branchés au réseau électrique; ainsi ils ne posent pas de problèmes en cas de
transport ou d'intervention incendie.
Composition
Il existe différents types de radiations ionisantes :
- rayonnement alpha (α). Il s'agit de particules semblables à des noyaux d'hélium (2
protons + 2 neutrons). Ce rayonnement est très peu pénétrant, il ne traverse pas une
feuille de papier. On utilise par exemple le rayonnement α dans les détecteurs de
fumée des systèmes d'alarme incendie automatique;
- rayonnement bêta (β). Il s'agit d'électrons se déplaçant à haute vitesse. Ce
rayonnement est arrêté par une plaque de plexiglas de 1 cm d'épaisseur. Dans les
fabriques de papier, on mesure souvent l'épaisseur des feuilles à l'aide de sources de
rayonnement β;
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- rayonnement gamma (γ). Il s'agit d'ondes électromagnétiques, comme la lumière,
mais possédant une très grande énergie. Les rayons γ sont émis par le noyau de
l'atome. Le rayonnement γ est en général très pénétrant. A titre d'exemple
d'utilisation du rayonnement γ, citons la radiographie de soudures et la radiothérapie
médicale;
- rayonnement X. Il s'agit du même type de radiations que le rayonnement γ,
cependant elles sont émises par l'enveloppe électronique de l'atome et non par le
noyau. Le rayonnement X est également très pénétrant. L'application la plus connue
des rayons X est naturellement la radiographie dans le diagnostic médical;
- rayonnement neutronique. Il s'agit de neutrons émis lors de la fission de noyaux
lourds ou obtenus en bombardant certains noyaux avec des particules α
(réaction α-n). L'application la plus courante des sources de neutrons est la mesure
de l'humidité des sols.
La pénétration de la radiation dans la matière
Le pouvoir de pénétration de la radiation dans la matière varie beaucoup d'un type de
rayonnement à l'autre :
dans le cas du rayonnement α, la distance franchie est de l'ordre de 50 millièmes de
millimètre dans l'eau ou de 5 cm dans l'air; ainsi on peut dire que le rayonnement α est
absorbé sur place. Le rayonnement α ne pose pas de problème d'irradiation externe, car il est
absorbé dans la couche morte de l'épiderme;
dans le cas du rayonnement β, le parcours maximal est de l'ordre de 1 cm dans l'eau. Pour se
protéger contre ce rayonnement il suffira ainsi d'interposer une plaque de plexiglas de 1 cm
d'épaisseur;
Pour le rayonnement γ, qui est le rayonnement le plus pénétrant, la situation est un peu plus
compliquée. Si l'on interpose dans un faisceau de rayons un écran d'une épaisseur de 5 cm
de plomb, on atténue ce rayonnement d'un facteur 10; si l'on dispose d'un écran de 10 cm,
l'atténuation sera d'un facteur 100; avec 15 cm, le facteur est de 1000; etc... On voit que l'on
ne peut jamais tout arrêter; il reste toujours une fraction du rayonnement qui traverse l'écran.
Dans le cas des neutrons, il est nécessaire de les ralentir avant de pouvoir atténuer le
rayonnement. On utilise pour cela des écrans de matériaux riches en hydrogène, comme la
paraffine ou le polyéthylène.
Notons que les valeurs données pour le rayonnement γ sont des valeurs moyennes. Les
rayons γ émis par les différents radioéléments n'ont pas la même énergie et la pénétration
varie avec l'énergie.
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Quelques distances de pénétration par type de rayonnement
Distance de
Méthode de protection (irradiation externe)
Type
de
pénétration
rayonnement
Couche morte de l’épiderme
α
50 µm d’eau
5 cm d’air
1 cm d’eau
Plaque de plexiglas (~ 1 cm)
β
infini
Réduction d’un facteur 10 pour:
γ
5 cm de plomb
25cm de béton
Les unités de mesure de "dose de radiation"
La dose absorbée
Pour apprécier l'action de la radiation sur la matière, on utilise la dose absorbée. C'est
la mesure de l'énergie que la radiation dépose par unité de masse de matière. L'unité
de la dose absorbée est le Gray (Gy) qui correspond à une énergie déposée de 1 Joule
(J) par kilogramme (kg).
La dose équivalente
On a pu observer que l'action biologique de deux rayonnements différents délivrant
la même dose absorbée n'est pas la même. Pour tenir compte de cette différence
d'efficacité biologique de la radiation, on a introduit un facteur, appelé facteur de
pondération de la radiation (Wr). Si on multiplie la dose absorbée dans un tissu
vivant par le facteur Wr, on obtient une grandeur qui mesure l'effet biologique : on
l'appelle dose équivalente (souvent abrégée en “dose”). L'unité de la dose
équivalente est le Sievert (Sv).
La relation Sievert - Gray
Dans la pratique la situation se simplifie sensiblement car le facteur de pondération
des rayonnements β et γ, les plus importants dans le domaine de la radioprotection,
vaut 1.
Ainsi on peut dire : 1 mGy Ö 1 mSv
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Limites d'exemption et d'autorisation
Les limites d'exemption de quelques isotopes radioactifs courants sont présentées
dans le tableau ci-dessous:
Isotope
Limite autorisée en
Limite d'exemption
Période de l'isotope
laboratoire normal
Bq/kg
Bq
H-3
3.108
2 105
12,3 ans
.
6
4
C-14
9 10
2 10
5530 ans
.
6
3
P-32
1 10
4 10
14,3 jours
.
6
4
S-35
7 10
5 10
87,4 jours
(inorg.)
163 jours
Ca-45
1 104
3
Ca-47
6 10
4,5 jours
4
2,7 ans
Fe-55
3 10
3
Fe-59
6 10
45 jours
3
Zn-65
3 10
244 jours
.
5
2
I-125
5 10
7 10
60 jours
2
I-131
5 10
8,1 jours
(Selon OraP, annexe 3 colonne 9)
Débit de dose
Le débit de dose mesure l'intensité momentanée de la radiation γ en un point. Il
s'exprime en mSv/h ou µSv/h. Quand on connaît l'activité d'une source, on peut
déterminer le débit de dose à une certaine distance de la source de la façon suivante:
On recherche de la constante d’équivalent de dose du radioélément. Cette constante
donne le débit d'équivalent de dose en mSv/h à 1 mètre d'une source de 1 GBq. Au
cas où le radioélément n'est pas connu, on prend la valeur 0,4;
Débit
de
dose
à
une
distance
x
Constante _ d' équivalent_ de _ dose∗ Activité_ de _ la _ source(GBq)
=
x2
Table 1. Constantes d'équivalent de dose de quelques éléments
Radio-isotope
60Co
Constante
[mSv/h]
0,366
131I
0,062
137Cs
0,092
226Ra
0,283
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Traitement à l'iode radioactif
Le traitement à l'iode 131 (émetteur γ et β) est appliqué:
aux cas de cancer thyroïdien après thyroïdectomie: une dose de 3,7 GBq au jour 0.
La radioactivité est mesurée par dosimétrie (à 1m) à J1, J2… En général, le patient
peut rentrer à domicile à J3 ou J4. La valeur de sortie de 5 mSv est fixée dans
l'ordonnance sur l'utilisation des sources radioactives non scellées. On
recommandera au patient d'éviter le contact avec des enfants en bas age ou avec des
femmes enceintes durant une semaine après la sortie de l'hôpital.
aux cas d'hyperthyroïdie: 185 MBq et le patient peut rentrer à domicile
740 MBq pour les adénomes toxiques, le patient doit être hospitalisé dans une
chambre blindée
L'iode radioactif se trouve sous la forme de capsule dans un emballage blindé en
plomb. La manipulation est expliquée au patient par le médecin responsable (qui a
suivi trois jours de formation spécialisée à Spiez et à qui à été délivré une
autorisation d'application de traitement radioactif) qui se tient derrière un écran. Il
s'agit d'avaler les capsules en absorbant un liquide chaud pour faciliter la dissolution
dans l'estomac et le passage rapide dans la circulation sanguine.
Des précautions doivent être prises pour éviter que d'éventuels vomissement
contaminent le sol (un haricot doit être disponible). Malgré ces précautions, le sol est
de toutes façons contaminé (p.ex. projections de salive). Pour cette raison, le
personnel doit systématiquement porter des protège-chaussures et des gants. Durant
les soins, le personnel se tient derrière un petit muret blindé protégeant les organes
génitaux. La radioactivité étant la plus importante dans les premiers jours
d'application, la limite de présence en début de l'application (1à 2 jours) dans la
chambre blindée a été fixée à 20 min. (à une distance de 1m) par 24h.
La chambre est équipée pour la récolte des selles, urines et eaux de lavage pour
stockage dans des cuves. Le contenu des cuves est stocké 2 à 3 mois. Une mesure de
la radioactivité résiduelle est effectuée avant élimination à l'égout.
Le personnel doit systématiquement porter des dosimètre lors de ces traitements. Les
doses relevées sont le plus souvent nulles, mais peuvent occasionnellement s'élever à
0.1 – 0.2 mSv. Le personnel est soumis à des contrôles médicaux préventifs (examen
médical, formule sanguine complète). Les femmes enceintes ne devraient pas
travailler dans ce type de service. Lors de chaque sortie des chambres et après le
départ du patient, à l'occasion du contrôle de contamination de la chambre, il faut
procéder au contrôle de contamination de la thyroïde, des pieds et des mains du
personnel concerné. En cas de contamination de la peau, laver avec un détergent non
abrasif. En cas de contamination de la thyroïde par incorporation, Une spectrométrie
gamma doit être effectuée.
La décontamination de la chambre est faite par le personnel de service selon les
directives du physicien. Les éléments suivants sont à examiner: chambre, draps,
téléphone, télécommande TV. Si nécessaire, une décontamination est effectuée au
moyen d'un détergent. Les eaux de usées doivent être récoltées pour stockage dans
les cuves . Le linge doit être stocké, pour décroissance et remis dans le circuit après
un délai d'attente.
En cas de décès du patient, le problème est géré par les physiciens de l'IRA.
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Dangers principaux
Lorsque l'irradiation de l'organisme est due à une source située à l'extérieur du corps,
on parle d'irradiation externe. Ce risque existe lors de travaux avec des radiations
relativement pénétrantes: β, X, γ, neutrons. L'irradiation externe peut être partielle ou
totale (irradiation du corps entier). Les risques encourus sont liés à la partie du corps
exposé à la radiation : gonades - effets génétiques, moelle osseuse active - leucémie,
tronc - cancer du sein et du poumon, etc...
Les substances radioactives introduites dans l'organisme produisent une irradiation
interne. L'effet de cette irradiation est lié à la répartition de la substance dans
l'organisme. En cas d'irradiation interne, les radiations très peu pénétrantes, telles que
la radiation α, sont également dangereuses, et ceci d'autant plus que leur efficacité
biologique est en général élevée.
Lorsqu'un individu est irradié, l'ionisation des atomes peut provoquer l'altération ou
la mort des cellules touchées. Selon la gravité de l'irradiation, l'action sur l'organisme
est très différente :
§ Ö aux hautes doses, l'effet est immédiat et intervient de manière certaine pour
chaque individu irradié à une dose supérieure au seuil d'apparition de l'effet, dit
déterministe.
§ Ö aux faibles doses, l'effet est retardé et n'apparaît pas obligatoirement pour
chaque individu irradié. C'est un phénomène stochastique pour lequel il n'existe pas
de seuil d'apparition.
Notons que dans le cas d’une irradiation à dose élevée, outre les effets immédiats, on
observe également, avec une probabilité relativement élevée, les effets retardés.
L'irradiation aiguë
L'irradiation aiguë de l'organisme conduit à un ensemble d'effets (syndrome) qui
dépend de la dose reçue. On distingue ainsi :
§ Ö le syndrome hématopoïétique (dès 2 Sv), caractérisé par la destruction de la
moelle osseuse. Alors qu'entre 4 et 6 Sv l'effet peut-être réversible, la destruction
est complète dès 8 Sv;
§ Ö le syndrome gastro-intestinal (dès 10 Sv), qui caractérisé par une destruction de
la muqueuse intestinale et qui conduit à la mort dans les semaines suivant
l'irradiation;
§ Ö le syndrome du système nerveux central (dès 50 Sv), caractérisé par un
dérèglement général des fonctions vitales. La mort est inévitable dans les heures
qui suivent l'irradiation.
Ces trois cas d'irradiations aiguës présentent en outre des effets communs: nausée et
vomissement, malaise et fatigue, température, modification de la formule sanguine.
Dangers principaux et particuliers
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Table 2. Seuils d'apparition des effets lors d'une irradiation aiguë.
Dose
Effets sur l'organisme
jusqu’à 250 mSv
Pas d’effet décelable
250 - 500 mSv
Petites modifications temporaires de la formule
sanguine
500 - 2000 mSv
Vomissements, fatigue
2000 - 5000 mSv
Troubles hématopoïétiques
5 Sv
Dose semi-léthale (dose présentant, sans
traitement médical, 50% de risques de décès)
plus de 10 Sv
Diarrhée immédiate, 1-2 semaines
plus de 50 Sv
Atteinte du système nerveux central, 1-2
heures
L'irradiation aiguë de la peau produit dès 3 Sv une rougeur que l'on appelle
érythème. A des doses plus élevées l'irradiation produit successivement, en fonction
des doses reçues: la pigmentation, l'épilation, l'ulcération et la nécrose.
Une irradiation des testicules produit une stérilisation temporaire. Plus la dose est
élevée, plus la période de stérilité est longue (plusieurs années pour une dose de 6
Sv). Une irradiation des ovaires à une dose supérieure à 10 Sv produit également une
stérilisation.
L'irradiation de l'œil peut produire une cataracte dès 4 Sv.
L'irradiation à faible dose
Aux faibles doses, les effets des radiations sur l'organisme sont retardés. Ceux-ci
peuvent se manifester après un temps de latence situé entre 5 et 30 ans après
l'irradiation. Leur apparition est statistique. Sur un ensemble de personnes irradiées,
un certain nombre subit l'effet, une autre partie non.
§ Ö Le principal effet des faibles doses est l'induction de cancers. Le taux de cancers
induits par l'irradiation d'une population à 1 mSv est d'environ 4 cas pour 100'000
personnes.
§ Ö Le deuxième effet des faibles doses est l'induction de malformations dans la
descendance de la personne irradiée. On admet que le risque de mutation génétique
conduisant à une malformation est de 1 cas pour 100'000 parents exposées à une
dose de 1 mSv.
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Dangers particuliers
L'embryon est particulièrement radiosensible. Les atteintes produites dépendent du
stade de développement. Pendant la période de l'organogenèse (formation des
organes, 8ème au 60ème jour) l'irradiation peut induire des malformations. Plus tard,
le risque de malformation diminue, mais un risque de retard de développement
mental apparaît, principalement pour des irradiations intervenant entre le 8ème et la
17ème semaine.
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Cadre légal
Les prescriptions de radioprotection regroupent les exigences réglant l’utilisation de
substances radioactives (LRaP, OraP et Ordonnance sur les sources non-scellées,
Ordonnance sur la dosimétrie).
Autorisation et surveillance
Doit être titulaire d’une autorisation celui qui :
§ manipule des substances radioactives ou des appareils et objets contenant de telles
substances;
§ fabrique, commercialise, monte ou utilise des installations et appareils pouvant
émettre des rayonnements ionisants;
§ applique des rayonnements ionisant ou des substances radioactives au corps
humain.
Les autorités qui délivrent les autorisations sont l’office fédéral de la santé publique,
et pour les activités exercées dans les installations nucléaires et les essais avec des
substances radioactives, l’office fédéral de l’énergie.
Limites d'activité
Les limites d'activité autorisées pour les différents laboratoires, spécifiques à chaque
nucléide, sont définies dans l'ordonnance sur la radioprotection. D'une façon
générale, les limites autorisées pour les différents laboratoires sont des multiples de
la limite autorisée en laboratoire normal.
Labo normal : < LA (pas besoin d’autorisation)
Labo C : < 100 LA
Labo B : < 10000 LA
Labo A : selon autorisation
Doses admissibles
La dose annuelle limite tolérée en Suisse dans le cadre de l'exposition des travailleurs
est de 20mSv. Certaines expositions sont toutefois soumises à des limites différentes:
- la dose limite est étendue à 500 mSv lorsque l'exposition ne concerne que la peau,
les pieds ou les mains.
- la dose équivalente, à la surface de l'abdomen, des femmes enceintes exposées dans
le cadre de leur profession ne doit pas dépasser 2 mSv en cas d'irradiation externe.
- la dose effective, en cas d'incorporation, des femmes enceintes exposées dans le
cadre de leur profession ne doit pas dépasser ou 1 mSv.
Les femmes qui allaitent ne doivent pas accomplir des travaux avec des substances
radioactives qui présentent un danger d'incorporation ou de contamination.
Cadre légal
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Consignes générales
Responsables de radioprotection
Le détenteur d'une autorisation assume la responsabilité de la radioprotection. Il
désigne des "experts" en radioprotection pour assumer l'application pratique des
règles de radioprotection à la place de travail.
En règle générale, c'est la direction de l'entreprise ou de l'institution qui est le
détenteur légal de l'autorisation.
Experts en radioprotection
Des experts en radioprotection sont désignés pour chaque local ou un groupe de
locaux classifiés en radioprotection. Ils doivent suivre les cours de radioprotection
spécifique. Ils sont responsables de :
§ Faire respecter les prescriptions de radioprotection par les utilisateurs.
§ Contrôler régulièrement les inscriptions dans le contrôle des substances
radioactives.
§ Faire un contrôle de contamination hebdomadaire des surfaces de travail et des
appareils pouvant êtres contaminés.
§ Annoncer aux experts pour la radioprotection les modifications, aussi bien dans les
procédures expérimentales (par ex., nouveau radio nucléide) que dans le personnel
(par ex., nouveaux utilisateurs, cessation de travail). Ceci afin qu’ils puissent mettre
à jour leur document dosimétrique.
§ Les utilisateurs sont responsables d’exécuter les travaux avec des substances
radioactives conformément aux prescriptions de radioprotection.
§ Ils sont responsables d’annoncer tout changement de leur statut (début et cessation
du travail avec des substances radioactives), de leur activité (nouveaux radios
nucléides, etc.) et de l’emplacement de celle-ci à l'expert en radioprotection.
§ Techniques de radioprotection
Protection contre l'irradiation externe
Il existe principalement trois manières de se protéger contre une irradiation externe.
En limitant le temps d'irradiation. Il s'agit d'une mesure simple, efficace et
économique, à laquelle on n'a peut-être pas toujours suffisamment recours. La
répétition préalable, à blanc, permet dans bien des cas de réduire beaucoup
l'irradiation du travailleur en augmentant la rapidité des opérations et en éliminant
systématiquement tout geste inutile, tout temps mort et toute présence inopportune.
En s'éloignant de la source. Le débit de dose diminuant avec le carré de la distance à
la source, l'utilisateur se tiendra toujours aussi éloigné que possible de celle-ci.
L'utilisation de pincettes ou de dispositifs télécommandés permet efficacement
d'augmenter la distance à la source.
A 1 mètre d'une source donnée, le débit n'est plus que d'environ 1/10'000 de sa
valeur à 1 cm. Le gain est surtout important dans les premiers centimètres; ainsi le
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simple éloignement à bout de bras, passage de 10 cm à environ 50 cm, réduit le débit
de dose d'un facteur 25.
En absorbant le rayonnement par l'interposition d'un écran entre la source et
l'utilisateur. Les blindages suivants peuvent être utilisés pour se protéger:
Ö rien pour les rayonnements α
Ö 1 cm de plexiglas pour les rayonnements β
Ö pour le rayonnement γ, l'écran doit être dimensionné de façon à réduire
l'exposition en dessous des limites admissibles. 5 cm de plomb ou 25 cm de béton
suffisent, par exemple, à réduire le débit de dose d'un facteur 10, pour les
rayonnements les plus énergétiques.
Table 3. Epaisseur de demi-atténuation (réduction de l'exposition d'un facteur 2) pour
les rayonnements γ
Energie
Al
Fer
Cu
Pb
Eau
Air
Bét
on
gamma
(MeV)
[cm
[cm
[cm
[cm
[cm
[cm
]
]
]
]
]
]
[cm
]
0,1
1.60
0.26
0.18
0.01
4.14
35.5
1.75
2
0,2
2.14
0.64
0.53
0.06
5.10
43.6
2.38
8
0,5
3.05
1.07
0.95
0.42
7.17
61.9
3.40
1,0
4.17
1.49
1.33
0.90
9.82
84.5
4.65
Protection contre la contamination
La protection doit être adaptée à la radiotoxicité et à l'activité de la substance
radioactive. Il existe deux méthodes principales de protection contre la
contamination interne: la protection par les structures et la protection personnelle.
La protection personnelle doit être adaptée au niveau du risque de contamination.
Les méthodes utilisées, dans l'ordre croissant du niveau de risque, sont les suivantes:
port d'un habit spécial (blouse de laboratoire, habits d'intervention), port de gants,
port d'un petit masque filtrant, port d'un appareil respiratoire à air comprimé, port
d'un appareil respiratoire et d'un équipement étanche.
La décontamination systématique des objets ou des personnes est une garantie contre
la dispersion de la substance radioactive et les risques d'incorporation. Elle doit
permettre une réduction de la contamination en dessous des valeurs admissibles
fixées dans l'ordonnance sur la radioprotection.
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Table 4. Exemples de contaminations maximales admissibles des surfaces
Période
de
Valeurs de surface
Isotope
2
l'isotope
(CS) Bq/cm
H-3
C-14
P-32
S-35
Ca-45
Ca-47
Fe-55
Fe-59
Zn-65
I-125
I-131
1000
30
3
30
10
3
300
3
30
10
3
12,3 ans
5570 ans
14,5 jours
87,5 jours
143 jours
4,7 jours
2,6 ans
45 jours
245 jours
60 jours
8,1 jours
Contrôles individuels de radioprotection
Obligation d’annonce
Toute personne ayant l’intention de manipuler des substances radioactives doit
s’annoncer préalablement à un expert de la radioprotection de son unité. Ce dernier
donnera le guide de radioprotection et établit le document dosimétrique.
Personnes contrôlées
Les personnes manipulant des substances radioactives dont l’activité dépasse le
centuple de la limite d’exemption doivent se soumettre à une surveillance médicale,
aux contrôles périodiques par mesures physiques et à la mesure de tri de la
contamination interne. Cette dernière doit être réalisée directement par les personnes
concernées (les utilisateurs) sous la responsabilité de l'expert en radioprotection.
Surveillance médicale
Un examen médical doit être effectué au plus tard quatorze jours après le début de
l’activité. Un examen doit aussi être effectué à la cessation de l'activité.
Les examens doivent au moins porter sur la formule sanguine des globules rouges et
blancs. Le premier examen comprend en outre l’anamnèse personnelle et tient
compte en particulier des irradiations antérieures. La convocation à l'examen médical
est envoyée par la SUVA. Il convient d'attendre cette convocation avant de se rendre
chez le médecin. Cet examen est généralement réalisé par la médecine du personnel
des hospices, chacun est toutefois libre de se rendre chez le médecin de son choix.
Contrôles par mesures physiques
Un contrôle par dosimétrie doit être effectué mensuellement. Les dosimètres sont
distribués et récoltés mensuellement par un service de dosimétrie agréé, l'IRA pour la
romandie. Les résultats sont communiqués à l'expert en radioprotection, qui doit en
informer les utilisateurs.
Mesure de tri de la contamination interne
La surveillance de la contamination interne est mise en place par l'expert en
radioprotection selon les directives de l'ordonnance sur la dosimétrie. En cas de
mesure positive (présence de radioactivité) une mesure quantitative de la
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contamination est effectuée par un service de dosimétrie agréé, l'IRA pour les
hospices cantonaux.
Dans le cas des isotopes: I-125, I-131, il est procédé à un contrôle du rayonnement
émis par la glande thyroïde à l'aide d'un détecteur de contamination de surface. La
mesure de l’activité est ensuite effectuée par l'IRA si nécessaire. Les résultats de ces
mesures sont communiqués à l'expert en radioprotection.
Transport (transport externe)
Les substances radioactives font parties des matières dangereuses et de ce fait sont
soumises à plusieurs réglementations et prescriptions particulières :
- Ordonnance fédérale concernant le transport de marchandises dangereuses par route
(SDR)
- Convention européenne sur le transport de marchandises dangereuses par route
(ADR)
- Règlement suisse concernant le transport des marchandises dangereuses par chemin
de fer (RSD)
- Convention internationale concernant le transport des marchandises par chemin de
fer (RID)
- Réglementation de l’association internationale du trafic aérien pour le transport des
articles réglementés (IATA)
L’ADR fixe les exigences et les conditions de transport. Cette réglementation impose
notamment: l'emploi d'emballages empêchant toute fuite, l'usage de récipients
incassables pour les sources radioactives liquides, gazeuses ou pulvérulentes, le
marquage obligatoire des sources, etc…
Tout envoi de radioactif est effectué sous la responsabilité de l'expéditeur, qui doit
respecter les directives de l'ADR.
A titre exemple, le renvoi d'un radionucléide arrivé par erreur dans un service tombe
aussi sous le coup de l'ADR.
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Commande / élimination
Toute acquisition, utilisation et élimination de substances radioactives doit être
enregistrée, selon les consignes de l'expert en radioprotection concerné.
Toute manipulation de substances radioactives doit être exécutée de manière à
produire le moins de déchets radioactifs possible.
Les déchets radioactifs ou contaminés ne doivent pas être éliminés avant d’avoir été
contrôlés.
Les déchets radioactifs ou contaminés ne doivent être manipulés que par le personnel
autorisé.
En dessous d'une certaine activité, appelée limite de rejet, définie par l'ordonnance
sur la radioprotection, les déchets (flacon, sac, animal, liquides) peuvent être
éliminés comme déchets inactifs.
En dessous d'une certaine activité, appelée limite d'exemption, définie par
l'ordonnance sur la radioprotection, un radionucléide n'est plus considéré comme
radioactif.
Déchets solides
Les déchets radioactifs seront mis séparément par isotope dans des récipients
marqués du sigle « Radioactif ». En fin de manipulation, les récipients pleins seront
soigneusement fermés et marqués d’une étiquette autocollante « Déchets radioactifs
solides » indiquant : l’isotope, l’activité estimée en MBq, la date de l’expérience, le
nom de l’utilisateur et le local de provenance du déchet.
Les cadavres contaminés par du matériel radioactif seront à conserver dans un
congélateur pour décroissance.
Déchets liquides
Aucun déchet liquide ne sera versé par les utilisateurs dans le système des eaux
usées.
Les déchets liquides seront mis séparément par isotope dans des flacons de
polyéthylène marqués du sigle « Radioactif ». Les flacons pleins seront marqués
d’une étiquette indiquant : l’isotope, l’activité estimée en MBq, la nature du liquide,
la date et le nom de l’utilisateur.
Commande / élimination
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Stockage / stockage intermédiaire
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Les récipients contenant des substances radioactives doivent porter le signal de
danger de radiations ionisantes, l’indication du nucléide, de l’activité, de la date et
de l’utilisateur.
Les sources doivent être soigneusement fermées. La zone d’entreposage (armoire,
réfrigérateur, etc.) sera signalée par un signal de danger.
Lorsque c’est nécessaire, la nature et l’épaisseur du blindage seront adaptées au
type de rayonnement et à l’activité des sources et assureront un débit de radiation
admissible et aussi faible que possible.
Utilisation
L’organisation pratique du travail en laboratoire doit être étudiée et adaptée de cas
en cas sur la base des principes de radioprotection. Cependant, une série de règles
pratiques, d’application générale, permet de réduire les risques de contamination.
Les règles suivantes doivent impérativement être respectées lors de la manipulation
de radionucléides.
Ne jamais pipeter avec la bouche (valable pour TOUS les labos).
Ne pas fumer, manger, boire ou appliquer des cosmétiques dans le laboratoire. Ne
pas stocker d’aliments dans les réfrigérateurs contenant des substances radioactives
(valable pour TOUS les labos).
Porter des gants adéquats et la blouse de laboratoire pour toute manipulation. Seuls
des vêtements réservés exclusivement au travail avec des substances radioactives
doivent être utilisés dans les laboratoires de type B. Lors de manipulation de
sourceβ, le port de lunettes de protection est obligatoire.
Porter le dosimètre personnel. Lors de manipulations comportant des risques
particuliers d'irradiation externe, le port d'un dosimètre à lecture directe est
obligatoire.
Prendre toutes les précautions pour éviter les piqûres et les coupures.
Contrôler fréquemment la contamination des mains, des chaussures et des habits.
Ces contrôles sont obligatoires lors de chaque sortie du laboratoire. Tout objet
quittant le laboratoire doit faire l'objet d'un contrôle préalable de la contamination.
Manipuler les substances radioactives dans la chapelle ou dans une boîte à gants, si
la sécurité du travail sur la paillasse ne peut pas être garantie ou lorsque la
manipulation présente un risque de contamination interne.
Manipuler les substances radioactives sur plateau, dans un bac ou sur du buvard
plastifié.
Eviter la formation d’aérosols et la dispersion de gouttelettes lors du prélèvement
dans un flacon à membrane avec une seringue.
Eviter de travailler en présence du stock de la substance radioactive ; le ranger dès
que le prélèvement est effectué.
Faire usage des écrans et de la distance.
Stockage/stockage intermédiaire
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Enlever quotidiennement les déchets selon les prescriptions. Les déchets
contaminés ne doivent être déposés que dans les poubelles prévues à cet effet et
repérées. Les déchets contaminés contenant des produits volatils doivent être
conservés sous chapelle ou boite à gants.
Contrôler au moins une fois par jour la contamination des surfaces de travail.
Ne jamais laisser subsister une contamination ;
procéder immédiatement à la décontamination.
Annoncer les contaminations à l'expert en radioprotection.
Se laver soigneusement les mains à la fin de chaque manipulation et avant de
quitter le local.
Inscrire les acquisitions, utilisations et déchets de substances radioactives dans le
cahier de contrôle.
Annoncer tout accident ou incident au chargé de sécurité.
Réviser régulièrement les pratiques de radioprotection adéquates, en particulier
avant de travailler avec un nouveau radio nucléide.
Les mesures de tri de la contamination interne doivent être effectuée selon les
consignes du responsable de la radioprotection.
Applications médicales
Il existe des règles générales relatives à l'application des rayonnements dans le
domaine médical. Ces dernières sont présentées dans l'Ordonnance sur la
radioprotection (ORaP), elles stipulent notamment que:
§ Toutes les mesures nécessaires à la protection du patient doivent être prises, et que
l'usage des rayonnements ionisants soit consigné de façon à ce que la dose reçue
par chaque patient puisse être déterminée.
§ Tout projet d'application de sources radioactives scellées ou non-scellées à l'homme
à des fins d'investigation physiologiques et pharmacologiques est soumis à une
autorisation délivrée par l'OFSP.
§ Quiconque veut faire un essai clinique de produits radio-pharmaceutiques sur
l'homme doit l'annoncer à l'OFSP au moins six semaines avant le début de l'essai.
Consignes particulières
Il existe des consignes particulières relatives à certaines activités ou certain services.
Ce sont notamment:
Les activités de traitement à l'iode radioactif
L'exploitation des cuves d'eau légèrement radioactives
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Quelques radio-isotopes courants
TRITIUM, H-3
Données physiques
Energie maximale, : 19 keV (100 %)
Parcours maximal dans l’air: 6 mm
Parcours maximal dans l’eau: 6 µm
Période: 12,3 ans
Limite d’exemption
(3H20)
6.105 Bq
laboratoire normal
3.108 Bq
Limite en laboratoire
C
3.1010 Bq
Limite
contamination
surface
1000 Bq/cm2
de
Remarques
Des activités de l’ordre du millicurie de tritium ne présentent
pas de risque d’irradiation externe, car les électrons de basse
énergie émis ne traversent pas la couche morte de la peau
(parcours < 6µm).
L’organe critique pour une incorporation de tritium est l’eau
du corps entier.
Trois à quatre heures après l’incorporation, l’eau tritiée est
uniformément répartie dans l’eau du corps entier.
En moyenne, l’eau tritiée est éliminée avec une demi-vie
biologique de 10 jours. Le taux d’élimination peut être
augmenté en accroissant la consommation d’eau.
Précautions
particulières
Certains composés tritiés traversent facilement les gants et la
peau. Manipuler ces composés à distance, porter 2 paires de
gants et changer la paire extérieure au moins toutes les 20
minutes.
Les précurseurs tritiés de l’ADN sont plus toxiques que l’eau
tritiée. Ils sont cependant moins volatils et ne présentent
normalement pas un risque accru.
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CARBONE-14, C-14
Données physiques
Energie maximale,: 0,156 MeV (100 %)
Parcours maximal dans l’air: 30 cm
Parcours maximal dans l’eau: 0,3 mm
Période: 5730 ans
2.104 Bq
laboratoire normal
9.106 Bq
C
9.108 Bq
Limite
contamination
surface
30 Bq/cm2
de
Remarques
Des activités de l’ordre du millicurie de C-14 ne présentent
pas de risques d’irradiation externe, car les β- de basse
énergie émis ne peuvent pas traverser la couche supérieure de
la peau.
L’organe critique pour une incorporation de nombreux
carbonates marqués au C-14 est l’os L’organe critique pour
l’incorporation de nombreux autres composés marqués au C14 est la graisse. La plupart des composés marqués au C-14
sont rapidement métabolisés et le radio nucléide est exhalé
sous forme de 14CO2. Certains composés et leurs métabolites
sont éliminés par l’urine. La demi-vie biologique varie de
quelques minutes à 25 jours, 10 jours étant une valeur
acceptable pour la majorité des composés.
Précautions
particulières
Certains composés marqués au C-14 peuvent traverser les
gants et la peau. Manipuler ces composés à distance, porter 2
paires de gants et changer fréquemment la paire extérieure.
Les acides halogénés marqués au C-14 seront manipulés avec
un soin particulier, en raison du risque d’incorporation dans
la peau
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PHOSPHORE-32, P-32
Données physiques
Energie maximale, β-: 1,71 MeV (100 %)
Parcours maximal dans l’air: 8 m
Parcours maximal dans le plexiglas: 1 cm
Période: 14,3 jours
4.103 Bq
laboratoire normal
1.106 Bq
C
1.108 Bq
Limite
contamination
surface
3 Bq/cm2
de
Remarques
L’organe critique pour une incorporation de composés
transportables marqués au P-32 est l’os. Le métabolisme du
phosphore est complexe, avec 30 % s’éliminant rapidement
du corps, 40% possédant une demi-vie biologique de 19
jours, et les 30 % restants étant éliminés par la décroissance
de la radioactivité. Les poumons et le gros intestin distal sont
les organes critiques pour l’inhalation et l’ingestion de
composés non transportables marqués au P-32.
Précautions
particulières
Stocker le P-32 derrière les écrans de plexiglas ; pour des
quantités de l’ordre de 40 Mβq (mCi) de P-32, ajouter du
plomb à l’extérieur du plexiglas pour absorber les radiations
secondaires de plus haute densité. Porter des dosimètresbagues pour manipuler des activités de l’ordre du milliCurie.
Utiliser des écrans pour diminuer l’exposition lors de la
manipulation de P-32.
Ne pas travailler au-dessus de récipients ouverts ; utiliser des
ustensiles pour manipuler des sources non protégées et des
récipients potentiellement contaminés.
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SOUFRE-35, S-35
Données physiques
Energie maximale, β-: 0,167 MeV (100 %)
Parcours maximal dans l’air: 30 cm
Parcours maximal dans l’eau: 0,3 mm
Parcours maximal dans le plastique: 3 mm
Période: 87,4 jours
4.104 Bq
laboratoire normal
7.106 Bq
C
7.108 Bq
Limite
contamination
surface
30 Bq/cm2
de
Remarques
Des activités de l’ordre du millicurie S-35 ne présentent pas
de risque d’irradiation externe, car les β- de basse énergie
émis ne peuvent pas traverser la couche supérieure de la
peau.
L’organe critique pour le S-35 est le corps entier.
Le taux d’élimination du S-35 dépend de la forme chimique.
La plupart des composés marqués au S-35 sont éliminés par
l’urine, la demi-vie biologique étant de 90 jours.
Précautions
particulières
Le S-35 peut être difficile à distinguer du C-14 en raison de
l’émission de β- d’énergie similaire. Si les 2 radio nucléides
sont utilisés au même emplacement on fixera des limites de
contrôle sûres pour les 2 isotopes.
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IODE-125, I-125
Données physiques
Energie maximale: 0,177 MeV (100 %)
Gamma: 0,035 MeV (6,5 %)
Rayons X-Kα: 0,027 MeV (112,0 %)
Rayons X-Kβ: 0,031 MeV (25,4 %)
Débit d’exposition à 1 cm d’une source ponctuelle de 1 mCi:
1,4 R/h
Epaisseur de demi-atténuation dans le plomb: 0,02 mm
Période
: 60,14 jours
6.102 Bq
laboratoire normal
5.105 Bq
C
5.107 Bq
Limite
contamination
surface
10 Bq/ cm2
de
Remarques
Risque principal : l’iode est volatil
L’organe critique pour une contamination est la glande
thyroïde. Elle peut accumuler 30 % de l’iode marqué absorbé
par le corps et le retenir avec une demi-vie biologique de 138
jours. Tout l’iode marqué est éliminé par les urines.
Précautions
particulières
Stocker les quantités de I-125 de l’ordre de 40 MBq (1 mCi)
à l’abri d’un écran de plomb (minimum 3 mm).
Utiliser des ustensiles pour manipuler des sources non
protégées de l’ordre de 1 mCi (40 MBq).
Manipuler les quantités plus grandes que 0,4 MBq (10 µCi)
dans une chapelle (vérifier qu’elle fonctionne).
Stocker les solutions de Na125I à température ambiante, la
congélation risquant de provoquer une volatilisation de l’iode
marqué.
Eviter les solutions acides pour réduire la volatilisation.
Certains composés peuvent traverser les gants et la peau.
Manipuler ces composés avec des ustensiles, porter 2 paires
de gants et changer fréquemment la paire extérieure.
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Références
Ce document est principalement basé sur des extraits du cours de formation en
radioprotection destiné aux services d’intervention et du cours de formation destiné
aux experts en radioprotection. Institut universitaire de radio physique appliquée,
1007 Lausanne.
Loi sur la radioprotection du 22 mars 1991 (RS 814.50)
Ordonnance sur la radioprotection du 22 juin 1994 (RS 814.501)
Ordonnance sur les rayons X à usage médical (RS 814.542.1)
Ordonnance sur les accélérateurs médicaux (RS 814.542.7)
Ordonnance sur la dosimétrie individuelle (RS 814.501.43)
Ordonnance sur les formations en radioprotection (RS 814.501.261)
Liens utiles
http://www.psi.ch
http://www.hospvd.ch/public/instituts/ira/
http://www.sgsmp.ch
http://www.nagra.ch/index.htm
http ://www.military.ch/SVO/REGION/Montreux/be-brof.htm
http://www.admin.ch/bag/f/index.htm
http://www.andra.fr/fr/radioactivite/radioac.htm
http://musee.curie.fr/documentation/applications.html
http://www.baclesse.fr/cours/fondamentale/8-carcino-phys/physi-1.htm
http://brise.ere.umontreal.ca/drh/html/ssst/r_dechet.htm
http://www.radwaste.org/
http://irpa.sfrp.asso.fr/
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Rayonnements ionisants

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