elements radioprotection

8/18/2019 Elements Radioprotection

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ÉLÉ

MENTSENTS

DE RADIOPROTECTIONE R DIOPROTECTION

Radioexposit ionexterne

par D. DUGRILLON - 2m e dit ion -


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S ommaire

1 - SOURCE RADIOACTIVE ....................................................................... 2

Activité résiduelle ........................................................................................ 2

Débit de radioexposition .............................................................................. 4

2 - GÉNÉRATEUR ÉLECTRIQUE DE RAYONS X .................................. 8

Formation des rayons X ............................................................................... 8

Débit de dose ............................................................................................... 9

3 - LOI DE L'INVERSE DU CARRÉ DE LA DISTANCE ....................... 10

4 - ZONES D'ACCÈS RÉGLEMENTÉ ...................................................... 12

Délimitation des zones ............................................................................... 12

Règlement de zone contrôlée ..................................................................... 14

Signalisation ............................................................................................... 14

Bandes de balisage ..................................................................................... 16

5 - CALCUL DE DÉLIMITATION DES ZONES ..................................... 17

Limites de zones pour des émetteurs gamma ............................................ 17


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Collimateurs ............................................................................................... 18

Générateurs de rayons X ............................................................................ 19

Annexe 1 : Décroissance radioactive ............................................................. 21

Annexe 2 : Limites de zones avec une source d'iridium 192 ......................... 24

Annexe 3 : Implications des nouvelles recommandations CIPR 60 .............. 27

Bibliographie ................................................................................................. 29


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RADIOEXPOSITIONEXTERNE

L' exposition, appelée autrefois irradiation, est l'exposition

de l'organisme en tout ou partie à des rayonnements ionisants.Nous appelons radioexposition externe, l'exposition résultantde sources situées en dehors de l'organisme. Elle peut êtreglobale lorsqu'elle concerne le corps entier ou partielle lors-qu'elle porte sur une partie de l'organisme. Le calcul du débitde dose absorbée ou de celui de l'équivalent de dose radiolo-gique nécessite de connaître soit les caractéristiques de la

source radioactive utilisée, soit celles du générateur électriquede rayonnements ionisants considéré.

par Daniel DUGRILLON


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1 - SOURCERADIOACTIVE

Tableau 1 : COEFFICIENTS MULTIPLICATEURS POUR LE COBALT 60

Temps écoulé Coefficient

Trois mois 0,965Six mois 0,931

Un an 0,867Deux ans 0,752

Tableau 2 : COEFFICIENTS MULTIPLICATEURS POUR LE CÉSIUM 137

Temps écoulé Coefficient

Un an 0,980Cinq ans 0,904Dix ans 0,817

ACTIVITÉ RÉSIDUELLE

L'activité radionucléaire correspond en fait à la puissance de la source radioactiveconsidérée. Nous savons que l'activité d'une source est égale au nombre dedésintégrations se produisant par seconde (se reporter en annexe).

La période radioactive Tr, caractéristique du radioélément considéré, est le tempsau bout duquel l'activité a été réduite de moitié.

Pour évaluer l'activité résiduelle d'une source radioactive, nous pouvons utiliser

une chambre d'ionisation ou un détecteur à scintillations de type à puits (danslequel nous plaçons la source à étudier) associée à un ensemble électronique plusou moins sophistiqué. En pratique, nous utilisons :

- soit des coefficients multiplicateurs (tableaux 1, 2 et 3),- soit, quel que soit le radioélément considéré, une abaque des coefficientsd'affaiblissement (figure 1).


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Tableau 3 : COEFFICIENTS MULTIPLICATEURS POUR L'IRIDIUM 192

Nombre Nombre NombreCoefficient Coefficient Coefficientde jours de jours de jours

10 0,911 70 0,519 130 0,32020 0,829 80 0,473 140 0,26930 0,755 90 0,430 150 0,24540 0,688 100 0,392 160 0,22350 0,626 110 0,357 170 0,20360 0,570 120 0,325 180 0,185

Exemple :

Soit une source de cobalt 60 de 740 GBq (20 Ci). Ce radioélément a une périodede 5,28 ans. Quelle est l'activité résiduelle au bout de 13 ans ?

a) Utilisation des coefficients multiplicateurs :

- au bout de 2 fois 5,28 ans c'est-à-dire, après 10,5 ans environ, l'activité résiduelleest de :

740 : 4 = 185 GBq (5 Ci)- pour les 2,5 ans restant, nous obtenons :185 x 0,752 x 0,931 = 129,5 GBq (3,5 Ci).

a) Utilisation du graphique :

- le nombre de périodes écoulées est : ≅ 2,46 (point A)

- le coefficient d'affaiblissement est de 0,175 (point B)l'activité résiduelle est de : 740 x 0,175 = 129,5 GBq (3,5 Ci).

135,28

O 1 2 3 4 5 6 7

1

2

3

4

5

20

3

4

10

6

7

9

8

50

B

A

100

6

7

9

8

Coefficient d'affaiblissement

En %

Nombre de périodes

écoulées

Figure 1 : Abaque des coefficients d'affaiblissement


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DÉBIT DE RADIOEXPOSITION

a) Cas des particules béta :

Avant de chercher à évaluer le débit d'équivalent de dose dû aux particules béta,il convient de se rappeler, d'une part que les particules béta d'énergie inférieure

à 300 keV ne peuvent pas franchir la couche basale de l'épiderme (et par là-mêmene peuvent pas provoquer un risque d'exposition externe), d'autre part que leparcours dans l'air des particules béta varie, en fonction de leur énergie, dequelques millimètres à quelques mètres (figure 2).

0,1

Énergie enMeV

0,2 0,4 0,6 0,8 1 2 4

0,1

0,5

1

5

10

20

Parcoursen mètres

Figure 2 : Parcours des rayons β dans l'air

Ainsi, le parcours dans l'air, pour le tritium dont l'énergie maximale est de 18 keVne dépasse pas 5 mm. Quant au strontium 90, ce parcours est de 10 mètres au pluspour les particules béta moins émises par l'élément fils (l'yttrium 90) dont l'énergiemaximale est de 2,268 MeV.

Pour évaluer le débit d'exposition, nous utilisons les courbes fournies par l'AIEA(Association internationale de l'énergie atomique) valables pour des particulesbéta d'énergie supérieure à 300 keV (figure 3).

Nous pouvons également utiliser la formule suivante :I = 0,9 C.P.

dans laquelle I est le débit d'équivalent de dose à 0,10 cm en sievert par heureC est l'activité en GBqP est le pourcentage d'émission.

b) Cas des photons X et gamma :

Le parcours dans l'air des photons X et gamma émis par une source radioactive estde l'ordre de quelques centaines de mètres.

Pour évaluer le débit de radioexposition (ou débit d'équivalent de dose), nouspouvons utiliser la courbe (figure 4) tirée des données fournies par le CIPR(Comité international de protection radiologique).


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Cependant, le facteur de qualité pour les rayons X et γ étant égale à 1, en pratiquenous utilisons la formule ci-après :

I = C.k.

où I est le débit de dose à 1 mètre en microsievert par heure (µSv/h),C est l'activité de la source en GBqk est la constante spécifique du radioélément en µSv/h par GBq (correspon-dant en fait au débit de dose à 1 m). Voir tableau 4.

Dans le cas où la constante k n'est pas connue, nous utilisons la formule suivante :

I = 146 C.E.P.

où I est le débit de dose à 1 m en µSv/hC est l'activité en GBqE est l'énergie en MeVet P est le pourcentage d'émission.

10

20

30

50

70

100

200

300

1000

20000

30000

0,5 1 1,5 2 2,5 3

Débit de dose absorbée à 0,10 et à 1 mètred'une source radioactive émettant 3,7 . 107 β/s

Débit de dosedans l'air30000

µGy/h

Énergie en MeV

0,10 mètre

1 mètre

10000

Figure 3 : Évaluation du débit d'exposition à 0,1 et 1 m pour des particules β - d'énergie supérieure à 300 keV


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Principalesraies en MeV

Énergie desprincipaux

rayonnementsémis

Périoderadioactive

Constancespécifique

du radioélémentRadioélément Symbole à 1 m en

µSv/h mrem/hpar GBq par Ci

Sodium 24 24 Na 1,37 4,13 15 heures 602 2 2302,76

Potassium 42 42 K 1,525 0,275 12,36 heures 40,5 150

Cobalt 60 60 Co 1,17 2,5 5,28 ans 365 1 3501,33

Iode 125 125 I 0,035 0,035 60 jours 5,108 18,9

Césium 137 137 Cs 0,662 0,662 30 ans 95 350

Thulium 170 170 Tm 0,084 0,0025 129 jours 0,365 1,35

Iridium 192 192 Ir 0,2010,2960,3080,316 0,926 74 jours 135 5000,4680,6131,36

Or 198 198 Au 0,412 0,402 2,7 jours 58,7 217,30

▲

2 3 4 65 7 8 9 106 7 8 910

1 0

1 0 0

2 3 4 65 7 8 9 10

1 0 0 0

2 3 4 65 7 8

▲0,001

0,01

0,1

µSv/h Débit d'équivalent de dose à 1 mètred'une source radioactive émettant

3,7 . 107 photons par seconde (37 GBq)

Énergieen keV

Figure 4 : Évaluation du débit d'équivalent de dose à 1 m d'une sourcede 37 GBq émettant des photons X ou gamma

Tableau 4 : CARACTÉRISTIQUES DE QUELQUES SOURCESCOURAMMENT UTILISÉES


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Tube à rayons X avec son blindage et son filtre en aluminium de 0,5 mm

Nota : Lorsque nous nous trouvons en présence d'une source radioactive qui émetplusieurs raies gamma ou X, nous devons soit faire le calcul pour chaque raie etensuite additionner les différents débits de dose ainsi calculés, soit trouver aupréalable l'énergie totale équivalente en MeV (100 %). Ainsi, dans le cas du cobalt60 qui émet simultanément deux rayonnements gamma d'énergie 1,17 et 1,33MeV, nous obtenons en sommant les effets une énergie équivalente de 2,5 MeV.

Exemple : Soit une source radioactive d'or 198 (198

Au) d'activité 37 MBq au 2 août1996 à 17 heures. Quel est le débit de dose à 1 m le 5 août 1996 à 10 heures ?

- Activité résiduelle :. Période radioactive de l'or 198 : 2,7 jours (= 2 jours de 16 h 48 mm). Temps écoulé : 2 jours 17 heures (≅ 1 période radioactive). Activité résiduelle au 5 août 1996 à 10 heures : 18,5 MBq

- Débit de dose à 1 m :. Raies X :- de 10 keV (1,3 %) D1 = 146 x 18,5.10-3 x 0,010 x 0,013 = 0,35.10-3 µSv/h- de 72 ke V (2,7 %) D2 = 146 x 18,5.10-3 x 0,072 x 0,027 = 5,25.10-3 µSv/h

. Raies gamma :- de 412 keV (95,5 %) D3 = 146 x 18,5.10-3 x 0,412 x 0,955 = 1 062,8. 10-3 µSv/h- de 676 keV (1 %) D4 = 146 x 18,5.10-3 x 0,675 x 0,01 = 18,3.10-3 µSv/h

soit un débit total de dose :

D = D1 + D2 + D3 + D4

= 0,35.10-3 + 5,25.10-3 + 1 062,8.10-3 + 18,3.10-3 µSv/h= 1 086,7.10-3 µSv/h = 1,087 µSv/h


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2 - GÉNÉRATEURÉLECTRIQUEDE RAYONS X

FORMATION DE RAYONS X

Les rayons X sont actuellement produits dans un tube à vide du type "tube deCOOLIDGE" (figure 5).

AnticathodeLa cathode (filamentchauffé) émet, par effet

EDISON, des électrons.Ceux-ci sont accéléréspar le champ électrique pro-

duit par une anti-cathodeen tungstène reliée àl'anode portée à un po-tentiel fortement positif par rapport à la cathode.

L'interaction des électrons avec les atomes de la cible constituée par l'anticathodeproduit, par le phénomène de freinage des électrons dans un métal lourd, des

rayons X qui sortent du tube par une fenêtre en verre ou en béryllium, ménagéedans le blindage entourant le tube à vide. Recevant un intense bombardementélectronique, l'anticathode s'échauffe. C'est pourquoi, pour les fortes puissances,nous utilisons un circuit de réfrigération (courant d'huile ou d'eau).

En fait, c'est la différence de potentiel appliquée qui détermine la production derayons X. L'énergie des rayons X émis est donc proportionnelle à la tensionappliquée. L'énergie moyenne des photons X exprimée en keV est, en premièreapproximation, égale aux 2/3 de la tension (exprimée en kV) appliquée au tuberadiogène. Plus l'énergie des rayons X est élevée, plus le pouvoir de pénétration deceux-ci est grand.

Le spectre de rayonnement X produit par la cible résulte du spectre continu dû auxphotons de freinage auquel se superpose un spectre de raies de photons defluorescence.

Figure 5 : Production des rayons X

Cathode émissive

Faisceau de rayons X▼

▼

▼▼

FilamentAnode Faisceaud'électrons+ + +


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DÉBIT DE DOSE

Le débit de dose à 1 mètre d'un générateur de rayons X nous est donné par laformule :

D = 10-2.k.I.U2

où D = débit de dose en sievert/heureI = intensité fournie au tube radiogène en mAU = haute tension appliquée au tube à rayons X en kilovolts dont l'exposant

varie de 1,5 à 2,5 (moyenne 2)k = constante caractéristique du bloc radiogène.

La valeur du débit d'exposition de dose, à 1 m du générateur, est fourni, pour uneintensité de 1 mA par le constructeur. Lorsque cela n'est pas le cas, nous utilisonsle tableau 5. Si nous utilisons le générateur de rayons X avec une intensitédifférente de 1 mA, il faut multiplier le débit d'exposition de dose par le nombreexact de milliampères utilisés.

Exemple :

- Soit un générateur de 200 kV utilisant une filtration en cuivre de 2 mm sous uneintensité de 5 mA. Quel est le débit de dose à 1 m ?

-Le tableau 5 nous donne un débit de dose de 33.104 µSv/h à 1 m pour 1 mil-liampère.

-Pour une intensité de 5 mA, nous aurons à 1 m un débit de dose de :33.104 x 5 = 165.104 µSv/h à 1 m soit 1 650 mSv/h à 1 m.

Remarque importante : Lorsque l'alimentation en énergie électrique du généra-teur de rayons X est interrompue, ce dernier non seulement n'émet plus de rayonsX, mais ne présente plus de risque (débit de dose nulle).

Tableau 5 : DÉBIT DE DOSE D'UN GÉNÉRATEUR DE RAYONS X

Générateurs Débit d'exposition de dose en µSv/h à 1 m pour 1 milliampèrede rayons X

à tension Avec une filtration totale en mm de :constante

Aluminium Cuivre

en kV de : 0,5 1 2 3 0,5 2 3

50 66.104 36.104 18.104 11.104 0,6.104 - -

100 141.104 95.104 63.104 46.104 12.104 2,1.104 1.104

150 198.104 150.104 115.104 90.104 38.104 12.104 7,5.104

200 258.104 216.104 180.104 156.104 78.104 33.104 23.104

250 115.104 55.104 43.104

300 170.104 90.104 72.104

400 300.104 195.104 162.104


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- LOIDE L'INVERSEDU CARRÉDE LA DISTANCE

3

Le débit de dose est fonction de l'inverse du carré de la distance. Soit une sourcede rayonnement S (figure 6) engendrant un débit de dose D1 au point A situé à unedistance d de cette source.

Figure 6

▲

▲

SA

B

d

p

Le débit de dose D2 au point B situé à une distance p de cette même source nousest donné par la formule :

D1 x d2 = D2 x p2

nous avons donc :

D2 =D1 x d2

p2


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Exemples :

1) Nous avons une source radioactive de césium 137 de 70,3 GBq (1,9 Ci). Quelest le débit de dose à 0,40 m et à 3,5 m de cette source ?

-Débit de dose D1 à 1 m :

D1 = 70,3 x 95 = 6 678,5 µSv/h

-Débit de dose D2 à 0,40 m :

D2 = = = 41 740,62 µSv/h

-Débit de dose D2 à 3,5 m :

D2 = = = 545,18 µSv/h

2) Soit un générateur de rayons X fonctionnant sous 100 kV - 3mA avec une

filtration aluminium de 1 mm d'épaisseur. Quel est le débit de dose à 2 m ?- Débit de dose à 1 m :

D1 = 95.104 x 3 = 285.104 µSv/h

- Débit de dose à 2 m :

D2 = = = 71,25.104 µSv/h

6 678,5 x 12

(0,40)26 678,5

0,16

6 678,512,25

6 678,5 x 12

(3,5)2

285.104

4285.104 x 12

22

Jauge d'épaisseur


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- ZONESD'ACCÈSRÉGLEMENTÉ

4

Une zone d'accès réglementé est un espace entourant une source de rayonnementsionisants situé dans un établissement ou un chantier qui se trouve assujetti à desrègles particulières aux fins de radioprotection et dont l'accès est réglementé etréservé aux seules personnes autorisées.

DÉLIMITATION DES ZONES

Tout lieu où un travailleur est susceptible de recevoir plus des trois-dixièmes desdoses maximales annuelles fait partie de la zone contrôlée (se reporter au tableau 6).

Catégorie A Catégorie B

(Travailleurs directement (Travailleurs non directementaffectés à des travaux sous radiations) affectés à des travaux sous radiations)

en 3 mois en 3 moisen 1 consécutifs (2) en 12 en 1 consécutifs (2) en 12mois mois (4) mois mois (4)

Homme Femme (3) Homme Femme (3)

Organisme entier (en profondeur) 4,2 30 12,5 50 1,26 9 3,75 15

Peau, mains, avant-bras, piedset chevilles 42 300 125 500 12,6 90 37,5 150

Cristallin 12,6 90 37,5 150 37,8 27 11,25 45

(1) 1 rem = 10 millisieverts.(2) Tolérance pour 3 mois consécutifs (à éviter).(3) Il s'agit de femmes en état de procréer. Les femmes enceintes ne doivent pas dépasser 10 mSv durant les 9 mois

de grossesse.(4) Sauf expositions exceptionnelles concertées (effectuées en 1 ou plusieurs fois) où il est admis un équivalent de

dose maximal double des valeurs limites annuelles.

Tableau 6 : RÉCAPITULATIFDES ÉQUIVALENTS DE DOSE MAXIMAUX ADMISSIBLES

EXPRIMÉS EN MILLISIEVERTS (1) RÉSULTANT DE L'EXPOSITION EXTERNE


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Les doses de radiations ionisantes reçues étant cumulatives, les équivalents dedoses maximaux admissibles sont fixés en proportion du temps et en fonction dela classification du personnel. Selon les décrets du 20 juin 1966 modifié (cf. articles7, 8 et 9) relatifs aux principes généraux de protection contre les radiationsionisantes et du 2 octobre 1986 modifié (cf. articles 3, 6, 7 et 8), tout travailleur dontl'exposition est susceptible de dépasser un dixième des limites annuelles d'expo-sition doit être classé par son employeur dans une des catégories ci-dessous qui

fixent automatiquement les équivalents de dose maximaux admissibles :-Catégorie A, c'est-à-dire personnel directement affecté à des travaux sousrayonnements ionisants (DATR) : 0,05 sievert (ou 5 rems).

-Catégorie B, c'est-à-dire personnel non directement affecté à des travaux sousrayonnements ionisants (N.DATR) : trois-dixièmes des limites annuelles d'expo-sition fixées pour la catégorie A soit : 15 millisieverts (ou 1,5 rem).

Remarque : Les travailleurs (étudiants, apprentis ou stagiaires) de 16 à 18 ans nepeuvent être classés qu'en catégorie B (article 8 du décret modifié du 20 juin 1966,article 3 du décret modifié du 2 octobre 1986 et article R. 234-20 du code dutravail).

Ces valeurs ne permettant pas de vérifier l'efficacité des protections mises en place,nous raisonnons en accord avec les directives EURATOM sur des débits de doseinstantanée, le décret modifié du 2 octobre 1986 déjà cité (notamment l'article 44relatif aux générateurs à poste fixe) et à l'arrêté du 1er juin 1990 définissant lesméthodes de contrôles prévues par ledit décret.

Le débit est le résultat de la division de la dose par la durée d'exposition. Poursimplifier, il a été admis de prendre 2 000 heures pour la durée annuelle del'exposition (50 semaines de 5 jours de 8 heures).

Les limites admissibles deviennent donc :

- Catégorie A : 25 microsieverts par heure (soit 2,50 mrem/h),- Catégorie B : 7,5 microsieverts par heure (soit 0,75 mrem/h).

C'est cette dernière valeur qui permet de délimiter la zone contrôlée (cf. article 21du décret modifié du 20 juin 1966 et article 23 du décret modifié du 2 octobre1986). En fait, les limites de la zone contrôlée dépendent toujours des conditionsopérationnelles et sont souvent élargies pour utiliser de façon optimum lesdémarcations matérielles existantes.

Le décret modifié du 2 octobre 1986 précité prévoit également d'une part lapossibilité de délimiter de façon distincte, à l'intérieur d'une zone contrôlée,lorsque le risque d'exposition dépasse certains seuils, des zones spécialementréglementées ou interdites d'accès, d'autre part, une zone surveillée contiguë àla zone contrôlée (article 23). La limite de cette zone surveillée correspond audixième de la valeur limite d'exposition de la catégorie A soit 2,5 microsieverts parheure (0,25 mrem/h). Elle correspond à l'équivalent de dose maximal admissiblepour le public (article 17 du décret modifié du 20 juin 1966).

La zone surveillée étant sous la responsabilité du chef d'entreprise, ne peut doncen aucun cas dépasser les limites géographiques de l'établissement.

Le paragraphe 459 des Directives pratiques pour la radioprotection des travailleurs("rayonnements ionisants") élaborées par le Bureau international du travail en datedu 23 septembre 1986 rappelle qu'il n'existe généralement pas de véritable paral-


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lélisme entre la classification des zones et celle des travailleurs exposés en ce qui

concerne leurs conditions de travail (la classification des zones ne tient en effet

généralement aucun compte du temps de présence des travailleurs dans la zone durant

l'année, et les circonstances sont rarement uniformes dans l'ensemble d'une zone).

Remarque : Compte tenu des nouvelles recommandations CIPR 60, les limites deces zones d'accès réglementé seront peut-être modifiées (annexe 3).

RÈGLEMENT DE ZONE CONTRÔLÉE

L'article 20 du décret du 2 octobre 1986 prévoit au paragraphe I : "L'employeur esttenu de porter à la connaissance des travailleurs intéressés :

a) le nom et l'adresse du médecin mentionné à l'article 38 du présent décret, chargéde procéder ou de faire procéder aux examens médicaux pratiqués en applicationde l'article 37 de ce décret, et lieu où ces examens sont effectués,

b) le nom de la personne compétente prévue à l'article 17 ci-dessus,

c) l'existence d'une zone contrôlée et d'une zone surveillée,

d) les dispositions spécifiques du règlement intérieur relatives aux conditionsd'hygiène et de sécurité en zone contrôlée".

Bien que la façon de porter ces renseignements à la connaissance des travailleursne soit pas mentionnée dans le décret du 2 octobre 1986 déjà cité, nous pensonsnécessaire d'en prévoir l'affichage.

SIGNALISATION

L'article 23 paragraphe II du décret modifié du 2 octobre 1986 stipule :

"La zone contrôlée doit faire l'objet d'une délimitation et d'une signalisationappropriée ; dans le cas des installations à poste mobile ou sur les chantiers, cettedélimitation et cette signalisation peuvent être réalisées sous la responsabilité del'employeur par la personne compétente mentionnée à l'article 17 ci-dessus ou par

ses suppléants ; à l'intérieur d'une zone contrôlée, lorsque le risque d'expositiondépasse certains seuils, des zones spécialement réglementées et interdites d'accèspeuvent être délimitées ou signalées de façon distincte".

La signalisation de la zone contrôlée doit être conforme à l'arrêté du 4 août 1982.Ce texte réglementaire, non abrogé par l'arrêté du 4 novembre 1993 relatif à lasignalisation de sécurité et de santé au travail est applicable depuis le 1er janvier1983. Il prévoit :

- l'application obligatoire pour ce qui est du chapitre 11 de la norme NF X 08.003sur les couleurs et signaux de sécurité, c'est-à-dire en ce qui concerne le signald'avertissement de l'existence de matières radioactives, le triangle à fond jaune

bordé de noir et dont le symbole est le trèfle noir normalisé (figure 7).

Nota : L'article 11.3 du 4 novembre 1993 précise qu'un tel panneau doit être placésur la porte d'accès au local de stockage.


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(1) Le SCPRI est devenu depuis juillet 1994 l'Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI).

- les signaux de sécurité relatifs à laprotection contre les rayonnementsionisants et conformes d'une part soit àl'arrêté du 7 juillet 1977 (pris en appli-cation de l'article 18 du décret modifién° 75.306 du 28 avril 1975 relatif à laprotection des travailleurs contre les

rayonnements ionisants dans les ins-tallations nucléaires de base), fixantpour ces installations les seuils et mo-dalités de signalisation des zones spé-cialement réglementées ou interdites àl'intérieur de chaque zone contrôlée,d'autre part soit à la norme NF M 60-101,

restent autorisés,

- cet arrêté ne fait pas obstacle à l'appli-cation des réglementations particuliè-

res antérieures à la signalisation sur leslieux de travail. Il offre donc la possi-bilité d'employer le trèfle vert agréépar le SCPRI (1) pour la délimitationde la zone contrôlée (figure 8) et celled'indiquer en clair la nature des zoneset celles des risques encourus sur lespanneaux de signalisation.

Enfin, l'arrêté du 7 juillet 1977 déjà citéprécise aux articles 2 et 5 :

"lorsque le débit d'équivalent de dose lié

Figure 7 :Panneau d'avertissement de substances

ou matières radioactives

ZONE ONTROLEE

ACCES REGLEMENTE

Figure 8 :

Trèfle vert agréé par le SCPRI (1)

à l'irradiation externe est susceptible de dépasser 2,5 millirems par heure, les zonescorrespondantes sont spécialement réglementées ou interdites. Il y a lieu dedistinguer :

a) Les zones où le débit d'équivalent de dose est susceptible d'être compris entre2,5 et 200 millirems par heure, désignées "zones jaunes".

b) Les zones dans lesquelles le débit d'équivalent de dose est susceptible d'êtrecompris entre 200 millirems par heure et au plus égal à 10 rems par heure,désignées "zones oranges".

c) Les zones dans lesquelles le débit d'équivalent de dose est susceptible d'êtresupérieur à 10 rems par heure, désignées "zones rouges".

La signalisation des zones spécialement réglementées ou interdites est établie àpartir du schéma de base normalisé (trisecteur conforme à la norme M 60.101 decouleur identique à la couleur de la zone considérée). Les panneaux de signalisa-tion sur lesquels figure ce schéma de base peuvent comporter, si nécessaire, dessignes ou inscriptions supplémentaires.

Toute zone "rouge" doit, en outre, être délimitée par une clôture matériellementinfranchissable.

Par ailleurs, nous trouvons le trèfle vert agréé par le SCPRI (1) qui figure page 605de la brochure n° 1420 éditée par les journaux officiels (édition 1992).


19/34

(1) Le SCPRI est devenu depuis juillet 1994 l'Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI).

L'arrêté du 4 novembre 1993 déjà mentionné, complète cette réglementation. Il estapplicable depuis le 1er janvier 1994 pour les nouveaux lieux de travail ou lesnouveaux aménagements et à compter du 1er janvier 1996 pour les locaux existants.Ce texte exige (article 5) notamment qu'une formation adéquate des travailleurssoit assurée, assortie d'instructions précises concernant la signalisation de sécuritéet renouvelée aussi souvent qu'il est nécessaire.

Quant aux autres panneaux qui sont commercialisés (trisecteurs de couleur jaune,orange ou rouge), ils ne peuvent être utilisés qu'à l'intérieur d'une zone contrôlée

déjà signalée par un trèfle vert conventionnel pour délimiter une zone restreinted'accès ou une zone interdite. Ces formes de signalisation doivent être identiquesà celles pratiquées dans les installations nucléaires de base.

Nota : Bien que la réglementation ne le précise pas, nous pensons que le balisagede la zone surveillée prévue à l'article 23 du nouveau décret peut se faire à l'aidede panneaux représentant un trèfle bleu sur fond blanc. De tels panneaux sontutilisés par l'EDF et le CEA.

BANDES DE BALISAGELa norme AFNOR M 60-103 de juin 1976 intitulée : "signalisation des rayonne-ments ionisants, bandes de balisage pour la délimitation de zones particulièrespouvant présenter des risques radiologiques" prévoit l'utilisation de bandes debalisage de deux couleurs distinctes (figure 9) :

- jaune pour signaler que le franchissement est réglementé,- rouge pour signaler que le franchissement est interdit,

et précise que le séjour dans une zone à franchissement interdit nécessite uneautorisation exceptionnelle dûment notifiée dans chaque cas. Ce dernier point

semble totalement ignoré par les opérateurs de tirs radiograhiques X ou gamma surchantier qui n'utilisent que des bandes de balisage de couleur rouge.

Il ressort de ce qui précède, qu'en milieu industriel, nous devons trouveressentiellement deux panneaux de signalisation à savoir :

- le signal d'avertissement conforme à la norme NF X 08.003 (trèfle noir sur fond

jaune) principalement pour les enceintes de stockage (qui doivent être exclusive-

ment réservées à cet usage), les conteneurs porte-source, les récipients à déchets…

-le trèfle vert trilobé agréé par le SCPRI (1) pour la délimitation de la zonecontrôlée.

Figure 9 : Bandes de balisage

FRANCHI SSEMENT RÉGLEMENTÉ

FRANCHI SSEMENT I NTERDI T


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- CALCULDE DÉLIMITATIONDES ZONES

5

S'il est relativement aisé dans le cas de blockhaus de radiographie X ou gamma oude petits irradiateurs de mesurer sans risque les débits de dose à l'extérieur de ceux-ci, il n'en est pas de même pour les contrôles non destructifs par rayonnementsionisants ou lors de l'utilisation de radioéléments utilisés lors d'étalonnage ou desources non scellées.

Pour procéder au balisage des zones d'accès réglementé qu'elles soient interdites,contrôlées ou surveillées au moyen d'obstacles infranchissables par inadvertance

et d'une signalisation appropriée basée sur le trèfle trisecteur normalisé, il convientau préalable d'estimer les limites de zones.

Cette estimation nécessite dans le cas de radioéléments de connaître l'activitérésiduelle de la source radioactive utilisée.

LIMITES DE ZONES POUR DES ÉMETTEURS GAMMA

Pour calculer ces limites, nous utilisons la relation du tableau 7 (qui néglige l'atté-nuation due à l'air).

√ C x kI

Tableau 7 : FORMULE A UTILISERPOUR LE CALCUL DES LIMITES DE ZONES (rayonnement gamma)

d =

où d : en m où d : en m

C : en GBq C : en CiI : en µSv/h I : en mrem/h

k : µSv/h par GBq k : en mrem/h par Ci


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Dans lequel :

- d est la distance entre la limite de zone et la source radioactive,

- I est le débit de dose maximal admissible en limites de zones : . interdite : 25 µSv/h ou 2,50 mrem/h . contrôlée : 7,5 µSv/h ou 0,75 mrem/h . surveilllée : 2,5 µSv/h ou 0,25 mrem/h

- C est l'activité résiduelle de la source

- k est la constante spécifique du radioélément correspondant au débit de dose à 1 m

(se reporter au tableau 4).

Exemples de calcul :

1er exemple : Sur un chantier, lors d'un contrôle non destructif, nous avons utiliséle 5 août 1992 une source radioactive de cobalt 60 ayant une activité de 740 GBq(soit 20 Ci) au 5 août 1996 :

a) Temps écoulé depuis l'acquisition de la source : 4 ans.b) Activité résiduelle au 5 août 1996 : 436,6 GBq (soit 11,8 Ci).

c) Limite des zones :

- interdite : di = ≠ 80 m

- contrôlée : dc = ≠ 146 m

- surveillée : ds = ≠ 253 m

2ème exemple : Nous avons une source d'iridium 192 ayant une activité de 73 Ci(soit 2701 GBq) au 2 mars 1996 que nous avons utilisée pour un contrôle nondestructif sur un chantier le 22 mai 1996 :

a) Temps écoulé depuis l'acquisition de la source : 2 mois et 3 semaines.

b) Activité résiduelle au 22 mai 1996 : C = 73 x 0,440 = 32,12 Ci (soit 1 188,44 GBq)

c) Limites des zones :

- interdite : di = ≠ 80 m

- contrôlée : dc = ≠ 146 m

- surveillée : ds = ≠ 253 m

COLLIMATEURS

Afin de réduire les limites des zones de façon appréciable, nous utilisons uncollimateur.

Un collimateur donne une atténuation (indiquée par le fabricant) valable unique-

√ 436,6 x 36525

436,6 x 3657,5

436,6 x 3652,5

√

√

√ 32,12 x 5002,50

√ 32,12 x 5000,75

√ 32,12 x 5000,25


22/34

ment pour le radioélément concerné (se reporter à l'annexe 2 ). Le marquage doitindiquer la valeur de l'atténuation, le radioélément concerné et l'angle decollimatation (60 ou 120°). Ainsi un collimateur d'atténuation 400 pour une sourced'iridium 192 et un angle de collimatation de 60° doit être marqué : 192 Ir - 400 -60°. Ce collimateur qui pèse 7,5 kg donnera donc une atténuation théorique de :

- 400 pour l'iridium 192

- 130 pour le césium 137 et- 30 pour le cobalt 60.

Son utilisation présente certains avantages :

- limitation du niveau d'exposition au champ strictement nécessaire et par là-mêmeréduction notable des limites de zone,

- diminution du rayonnement diffusé, ce qui augmente la qualité de l'imageobtenue sur le cliché,

- aide éventuelle à la récupération d'une source radioactive bloquée ou décrochéedans la gaine d'éjection.

Dans le deuxième exemple du chapitre précédent, nous avons utilisé un collima-teur 192Ir - 200 - 60°. Nous obtenons théoriquement :

di = ≠ 5,7 m

dc ≠ 10,40 m et ds ≠ 17,9 m.

Les limites données par le calcul avec l'utilisation du collimateur doivent, selon leconstructeur, être augmentées de 10 % afin de compenser les fuites autour de cedernier.

En pratique, eu égard au rayonnement diffusé et au positionnement du collimateur,nous conseillons de multiplier ces valeurs par un coefficient de sécurité égal auminimum à 1,5 (angle de collimatation de 60°) et à 2 (angle de collimatation de120), quitte à réduire ultérieurement les limites des différentes zones en fonctiondu mesurage qui doit toujours être fait a posteriori.

Ainsi dans l'exemple précédent, en appliquant le coefficient de sécurité de 1,5 nousaurons :

di = 8,50 m dc = 15,6 m et ds = 26,8 m

GÉNÉRATEURS DE RAYONS X

Dans le cas d'un générateur de rayons X, le débit de dose nous est donné par laformule :

D = 10-2.k.I.U2

dans laquelle : D = débit de dose à 1 m en sievert/heure

k = constante caractéristique du bloc radiogèneI = intensité fournie au tube radiogène en mAU = haute tension appliquée au tube à rayons X dont l'exposant

varie de 1,5 à 2,5 (moyenne 2).

√ 32,12 x 5002,50 x 200


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√

√ 33.104 x 525

√

Le débit de dose à 1 m par milliampère est fourni, en principe, par le constructeur,sinon nous pouvons nous reporter au tableau 5 .

Pour calculer les limites de zone, nous utilisons la formule suivante :

d =

dans laquelle : d est la distance entre la limite de zone et le générateur de rayons XD1 est le débit de dose d'exposition à 1 m en µSv/h par mA qui estfonction de la tension du tube ainsi que de l'épaisseur du filtreutilisé

I est l'intensité fournie au tube radiogène en mA

D est le débit de dose d'exposition en limites de zones (interdite :25 µSv/h - contrôlée : 7,5 µSv/h et surveillée : 2,5 µSv/h).

Exemple de calcul : Soit un poste de rayons X avec filtre en cuivre de 2 mm

d'épaisseur utilisant une tension de 200 kV et une intensité de 5 mA. Les limitesthéoriques des zones, sans tenir compte de l'affaiblissement de l'air, seront de :

- zone interdite : di = = 257 m

- zone contrôlée : dc = = 469 m

- zone surveillée : ds = = 812 m

33.104 x 57,5

D1 x ID

√ 33.104 x 52,5

Gammagraphe (détail) : fixation de la boule d'accrochage

de la gaine de télécommande sur le crochet d'attelage du porte-source


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I - RADIOACTIVITÉ

C'est en 1896 que le physicien français Henri BECQUEREL découvrit, sur des selsd'uranium placés dans l'obscurité, un phénomène qui n'avait rien à voir avec lafluorescence et qu'il proposa d'appeler "RADIOACTIVITÉ".

La radioactivité est la propriété que possèdent les noyaux de certains élémentsinstables (appelés radioéléments, radioisotopes ou radionucléides) de se transfor-mer spontanément en d'autres noyaux pour aboutir finalement à des noyauxstables. Nous disons alors qu'il y a désintégration, transmutation ou transitionnucléaire car le phénomène se produit au niveau du noyau de l'atome et non del'atome lui-même.

Cette transformation d'un noyau radioactif comporte soit sa scission (fissionspontanée), soit l'émission d'un rayonnement complexe de type corpusculaire(hélions ou électrons) et électromagnétique (rayonnement γ ou X).

Cette définition vaut aussi bien pour la radioactivité naturelle concernant unesoixantaine d'éléments lourds (à partir du polonium) qui se trouvent actuellementsur terre, que pour la radioactivité artificielle provoquée sur des corps naturelle-ment stables en faisant pénétrer dans leurs noyaux des neutrons ou des protons.

La radioactivité est un phénomène spontané qui décroît avec le temps.

II - LOI DE DÉSINTÉGRATION

La loi de décroissance (ou plutôt de désintégration) radioactive a été établieexpérimentalement en 1902 par E. RUTHERFORD et F. SODDY. Cette loi est trèsgénérale et s'applique à n'importe quel type de noyaux instables. Cette loi reposesur les trois hypothèses suivantes :

- la probabilité de désintégration radioactive pendant un temps t est la même pourtous les radionucléides,

- la probabilité de transmutation d'un atome pendant un temps t n'est pas affectée

par la désintégration des atomes voisins,

- la probabilité de transition nucléaire pendant le temps t est indépendante de l'âgede l'atome radioactif (non-vieillissement dudit atome).

Annexe 1 :Décroissance radioactive


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dt τ

- t τ

Nous pouvons énoncer la loi de décroissance radioactive de la façon suivante :

* la probabilité pour qu'un noyau radioactif se désintègre entre les dates t ett + dt est :

dP = dt/ τ

où τ est une constante caractéristique de l'atome appelée "vie moyenne".

III - VIE MOYENNE

En fait, les noyaux d'un élément radioactif restent stables pendant leur viemoyenne τ, puis se désintègrent spontanément suivant une loi statistique : à toutinstant, le nombre d'atomes en cours de désintégration est proportionnel au nombred'atomes radioactifs présents dans le radionucléide. Ainsi, si 1/1000 des noyaux sesont transmutés au bout d'un mois, 1/1000 des atomes radioactifs restants sedésintègreront le mois suivant, et ainsi de suite.

Soit P(t) la probabilité pour qu'un atome radioactif existe à la date t. La probabilitéP (t + dt) pour que cet atome existe à la date (t + dt) implique qu'il existe à la datet et qu'il ne ne se soit pas désintégré entre les dates t et t + dt. C'est ce qu'exprimela relation :

P (t + dt) = P(t) (1 - )

qui peut s'écrire : dP = - P dt/ τsoit en intégrant : P(t) = P (to) e

c'est-à-dire si l'atome radioactif naît à la date to = 0, nous avons :

P(to) = P(o) = 1 et P(t) = e

La vie moyenne est donc égale à :

tP (t) dt∞ο

∞ο P (t) dt

τ =

IV - CONSTANTE RADIOACTIVESi nous considérons un grand nombre d'atomes radioactifs, le nombre de noyauxdN se désintégrant pendant le court intervalle de temps dt (c'est-à-dire entre lesdates t et t + dt) est, ainsi que nous l'avons dit précédemment, proportionnel :

- au nombre de noyaux No présents à l'instant t,- au temps dt.

Nous avons donc : = - λ No

(le signe moins indique que le phénomène est décroissant) où λ est un coefficientde proportionnalité caractéristique du radionucléide. Il représente la probabilité detransmutation des atomes radioactifs présents par unité de temps. Il est appelé"constante radioactive" et s'exprime en s-1.

∫

∫

dNdt

-t -to τ


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12

- Log 2T

0,693T

0,693λ

2- Log 2. tT

∞1No ∫

T0,693

1λ

ο

En intégrant depuis le temps zéro où le nombre d'atomes était No, nous obtenonsl'équation caractéristique de la décroissance radioactive : N = No e -λt

où N = activité au temps t

No = activité au temps O

e = 2,71828 base des logarithmes naturels ou népériens

λ = constante de décroissance radioactive.

V - PÉRIODE RADIOACTIVE

Afin d'éviter des calculs fastidieux et par commodité d'emploi, nous avons définila période radioactive T comme le temps au bout duquel l'activité d'un radionu-cléide a été réduite de moitié ou si nous préférons, la période radioactive est letemps au terme duquel il ne reste plus dans l'élément radioactif initial que la moitié

des noyaux radioactifs. Nous avons donc :N = No

ce qui entraîne e-λt = 1/2

c'est-à-dire : λ = =

soit : T =

Si nous remplaçons λ par sa valeur 0,693/T dans l'équation caractéristique de la

décroissance radioactive, nous obtenons :

N = No e = No e - n Log

c'est-à-dire : N = No/2n

où n = t/T = nombre de périodes écoulées.

De même, la vie moyenne τ nous est fournie par la formule :

τ = t. dN

Par intégration par partie, nous obtenons :

τ = = ≅ 1,443 T

Ainsi, la connaissance d'une des trois constantes d'un radionucléide : T périoderadioactive, λ constante radioactive et τ vie moyenne, permet de déterminer lesdeux autres.

Remarque importante : Chaque constante T, λ ou τ est indépendante à la fois dutemps t, des désintégrations des autres atomes et des conditions physiques (tem-

pérature, pression, champ électrique ou magnétique…). Cependant, certainesliaisons chimiques peuvent modifier très légèrement la valeur de ces constantes(notamment dans le cas de capture électronique).


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Annexe 2 :Limites de zones

avec une source d'iridium 192

A : UTILISÉE SANS COLLIMATEUR

Coefficientd'atténuation

Temps Activité résiduelle en Limites de zones en mètresécoulé

en jours GBq Ci Interdite Contrôlée Surveillée

0 / 2960,00 80,00 126 231 400

10 0,911 2696,56 72,88 121 220 382

20 0,829 2453,84 66,32 115 210 364

30 0,755 2234,80 60,40 110 201 348

40 0,688 2036,48 55,04 105 192 332

50 0,626 1852,96 50,08 100 183 316

60 0,57 1687,20 45,60 95 174 302

70 0,519 1536,24 41,52 91 166 288

74 0,5 1480,00 40,00 89 163 283

80 0,473 1400,08 37,84 87 159 27590 0,43 1272,80 34,40 83 151 262

100 0,392 1160,32 31,36 79 145 250

110 0,357 1056,72 28,56 76 138 239

120 0,325 962,00 26,00 72 132 228

130 0,302 893,92 24,16 70 127 220

140 0,269 796,24 21,52 66 120 207

148 0,25 740,00 20,00 63 115 200

150 0,245 725,20 19,60 63 114 198

160 0,223 660,08 17,84 60 109 189

170 0,203 600,88 16,24 57 104 180

180 0,185 547,60 14,80 54 99 172

190 0,168 497,28 13,44 52 95 164

200 0,153 452,88 12,24 49 90 156

210 0,142 420,32 11,36 48 87 151

220 0,128 378,88 10,24 45 83 143

222 0,125 370,00 10,00 45 82 141

230 0,116 343,36 9,28 43 79 136

240 0,105 310,80 8,40 41 75 130

250 0,096 284,16 7,68 39 72 124


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0 1 2960,00 80,00 8,00 14,61 25,30

10 0,911 2696,56 72,88 7,64 13,94 24,15

20 0,829 2453,84 66,32 7,28 13,30 23,03

30 0,755 2234,80 60,40 6,95 12,69 21,98

40 0,688 2036,48 55,04 6,64 12,12 20,98

50 0,626 1852,96 50,08 6,33 11,56 20,02

60 0,57 1687,20 45,60 6,04 11,03 19,10

70 0,519 1536,24 41,52 5,76 10,52 18,23

74 0,5 1480,00 40,00 5,66 10,33 17,89

80 0,473 1400,08 37,84 5,50 10,05 17,4090 0,43 1272,80 34,40 5,25 9,58 16,59

100 0,392 1160,32 31,36 5,01 9,14 15,84

110 0,357 1056,72 28,56 4,78 8,73 15,12

120 0,325 962,00 26,00 4,56 8,33 14,42

130 0,302 893,92 24,16 4,40 8,03 13,90

140 0,269 796,24 21,52 4,15 7,58 13,12

148 0,25 740,00 20,00 4,00 7,30 12,65

150 0,245 725,20 19,60 3,96 7,23 12,52

160 0,223 660,08 17,84 3,78 6,90 11,95

170 0,203 600,88 16,24 3,60 6,58 11,40

180 0,185 547,60 14,80 3,44 6,28 10,88

190 0,168 497,28 13,44 3,28 5,99 10,37

200 0,153 452,88 12,24 3,13 5,71 9,90

210 0,142 420,32 11,36 3,01 5,50 9,53

220 0,128 378,88 10,24 2,86 5,23 9,05

222 0,125 370,00 10,00 2,83 5,16 8,94

230 0,116 343,36 9,28 2,72 4,97 8,62

240 0,105 310,80 8,40 2,59 4,73 8,20

250 0,096 284,16 7,68 2,48 4,53 7,84

B : UTILISÉE AVEC COLLIMATEURIr192 - 1/250 - 60° x 40 °


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B : UTILISÉE AVEC COLLIMATEURIr192 - 1/400 - 60° x 40 °

Gammagraphe : 2 types de porte-source




0 1 2960,00 80,00 6,32 11,55 20,00

10 0,911 2696,56 72,88 6,04 11,02 19,09

20 0,829 2453,84 66,32 5,76 10,51 18,21

30 0,755 2234,80 60,40 5,50 10,03 17,38

40 0,688 2036,48 55,04 5,25 9,58 16,59

50 0,626 1852,96 50,08 5,00 9,14 15,82

60 0,57 1687,20 45,60 4,77 8,72 15,10

70 0,519 1536,24 41,52 4,56 8,32 14,41

74 0,5 1480,00 40,00 4,47 8,16 14,14

80 0,473 1400,08 37,84 4,35 7,94 13,75

90 0,43 1272,80 34,40 4,15 7,57 13,11

100 0,392 1160,32 31,36 3,96 7,23 12,52

110 0,357 1056,72 28,56 3,78 6,90 11,95120 0,325 962,00 26,00 3,61 6,58 11,40

130 0,302 893,92 24,16 3,48 6,35 10,99

140 0,269 796,24 21,52 3,28 5,99 10,37

148 0,25 740,00 20,00 3,16 5,77 10,00

150 0,245 725,20 19,60 3,13 5,72 9,90

160 0,223 660,08 17,84 2,99 5,45 9,44

170 0,203 600,88 16,24 2,85 5,20 9,01

180 0,185 547,60 14,80 2,72 4,97 8,60

190 0,168 497,28 13,44 2,59 4,73 8,20

200 0,153 452,88 12,24 2,47 4,52 7,82

210 0,142 420,32 11,36 2,38 4,35 7,54220 0,128 378,88 10,24 2,26 4,13 7,16

222 0,125 370,00 10,00 2,24 4,08 7,07

230 0,116 343,36 9,28 2,15 3,93 6,81

240 0,105 310,80 8,40 2,05 3,74 6,48

250 0,096 284,16 7,68 1,96 3,58 6,20


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Annexe 3 :Implications des nouvelles recommandations

CIPR 60

Les principales orientations de la publication 60 de la Commission internationalede protection radiologique (CIPR) publiée en mars 1991 concernent les trois pointssuivants :

1 - LA LIMITATION :

Les valeurs limites proposées sont abaissées par rapport aux valeurs actuelles maisavec une souplesse d'application puisqu'elles sont exprimées en moyenne sur unepériode de cinq ans et que les limites actuelles restent maintenues pour une annéedonnée sous réserve que la moyenne sur cinq ans soit respectée :

- travailleurs : 100 mSv/5 ans soit une moyenne de dose efficace de 20 mSv/anavec comme limite annuelle 50 mSv.1 000 mSv pour les doses cumulées sur toute la vie professionnelle.

- public : 5 mSv/5 ans soit une moyenne de dose efficace de 1 mSv/an avec pourdes circonstances particulières une dose efficace supérieure limitée à 5 mSv/an(si la moyenne sur 5 ans ne dépasse pas 1 mSv par an).

Nota : Dans son rapport n° 34 du 7 février 1995, l'Académie des Sciences proposede maintenir les limites de dose actuellement prévues par la réglementationactuellement en vigueur.

2 - L'ÉLARGISSEMENT :

L'élargissement du champ d'application de la radioprotection :

- toutes les sources de rayonnements qu'elles soient naturelles ou artificielles sontconcernées,

- toutes les expositions normales, potentielles et accidentelles sont à prendre encompte,

- tous les détriments sont envisagées y compris les cancers curables et lesaffections génétiques au-delà de la seconde génération.

3 - LA BASE DE LA RADIOPROTECTION :

Les trois principes de base :

- justification,


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- optimisation,- et limitation

ont été reconduits.

Ces trois principes visent non seulement les radioexpositions effectives en termede limitation de dose mais également la protection radiologique contre les risquesprobables d'une exposition prévisible aux radiations ionisantes que les expositions

soient normales ou potentielles.

Par ailleurs, les nouvelles recommandations insistent sur la nécessité de vérifier laqualité de la radioprotection.


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B ibliographie

● NF M 60.101 - Signalisation des rayonnements ionisants - schéma de base -décembre 1972 - 2 pages

● Norme AFNOR M 60.103 - Signalisation des rayonnements ionisants - bandesde balisage pour la délimitation de zones particulières pouvant présenter des

risques radiologiques - juillet 1976 - 3 pages● Radiobiologie et radioprotection appliquées - Robert GRANIER et Denis-JeanGAMBINI - EM inter - 1985 - 408 pages

● Estimation de la dose d'irradiation reçue d'une source radioactive proche ou aucontact - Daniel DUGRILLON - RGS n° 46 - août-septembre 1985 - pages 74 à77

● Radioprotection des travailleurs (rayonnements ionisants) - recueil de directivespratiques - Bureau international du Travail - 1987 - 78 pages

● Délimitation et signalisation des zones contrôlées et surveillées - DanielDUGRILLON - RGS n° 77 - octobre 1988 - pages 90 à 92

● Risque des rayonnements ionisants et normes de radioprotection - Académie dessciences - rapport n° 23 - novembre 1989 - 76 pages

● Contrôles non destructifs par rayonnements ionisants - Daniel DUGRILLON -CRAM du Centre - décembre 1990 - 74 pages

● Radioprotection : calcul de délimitation des zones - Daniel DUGRILLON - RGSn° 101 - février 1991 - pages 32 à 35

●

Protection contre les rayonnements ionisants : textes législatifs et régle-mentaires - Direction des Journaux officiels - brochure n° 1420 - février 1992 -

658 pages

●Manuel pratique de radioprotection - Denis-Jean GAMBINI et Robert

GRANIER - EMI et Tec et doc. Lavoisier - mars 1992 - 430 pages

● NF X 08.103 - Symboles graphiques et pictogrammes - couleurs et signaux desécurité - décembre 1994 - 45 pages

● Aide-mémoire de radioprotection - André CLEUET - INRS - n° ED 483 - édition1995 - 128 pages

● Problèmes liés aux effets des faibles doses des radiations ionisantes - Académiedes sciences - rapport n° 34 - Techniques et documentation - 1995 - 121 pages


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©

Éditions CRAM du Centre30, boulevard J ean J aurès

45033 ORLÉANS CEDEX 1Dépôt légal : Décembre 1996Tirage : 500 exemplaires

I SBN : 2. 909066- 36- 3

ÉLÉMENTS

DE RADIOPROTECTION

1 - Notions de physique atomique2ème édition - 56 pages

2 - Grandeurs et unités de mesures utiliséesen radioprotection

2ème

édition - 16 pages

3 - Radioprotection et personne compétente28 pages

4 - Base de la radioprotection32 pages

5 - Radioexposition externe2ème édition - 34 pages

6 - Effets des radiations ionisantes sur l'organisme humain28 pages

7 - Protection contre l'exposition externe(publication en cours)

Les différents fascicules de cette collection remplacent

et complètent la brochure parue en avril 1989 et intitulée :"Éléments de radioprotection : journée de sensibilisation

à la radioprotection des personnes compétentes"actuellement épuisée.


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R

éalisationCramCentre-Décembre1996-500exemplaires

elements radioprotection

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