Table des matières

Types de rayonnement ionisant

Particules alpha

Une particule alpha est un ensemble étroitement lié de deux protons et de deux neutrons. Il est identique à un hélium-4 (⁴Il) noyau. En effet, son destin ultime après avoir perdu la majeure partie de son énergie cinétique est de capturer deux électrons et de devenir un atome d'hélium.

Les radionucléides émetteurs alpha sont généralement des noyaux relativement massifs. Presque tous les émetteurs alpha ont des numéros atomiques supérieurs ou égaux à celui du plomb (⁸²Pb). Lorsqu'un noyau se désintègre en émettant une particule alpha, son numéro atomique (nombre de protons) et son nombre de neutrons sont réduits de deux et son nombre de masse atomique est réduit de quatre. Par exemple, la désintégration alpha de l'uranium 238 (²³⁸U) au thorium-234 (²³⁴Th) est représenté par :

L'exposant de gauche est le nombre de masse atomique (nombre de protons plus neutrons), l'indice de gauche est le numéro atomique (nombre de protons) et l'indice de droite est le nombre de neutrons.

Les émetteurs alpha courants émettent des particules alpha avec des énergies cinétiques comprises entre environ 4 et 5.5 MeV. Ces particules alpha ont une portée dans l'air de pas plus d'environ 5 cm (voir figure 1). Les particules alpha d'une énergie d'au moins 7.5 MeV sont nécessaires pour pénétrer l'épiderme (la couche protectrice de la peau, 0.07 mm d'épaisseur). Les émetteurs alpha ne présentent généralement pas de risque de rayonnement externe. Ils ne sont dangereux que s'ils sont pris dans le corps. Parce qu'elles déposent leur énergie sur une courte distance, les particules alpha sont un rayonnement à transfert d'énergie linéaire élevé (LET) et ont un grand facteur de pondération du rayonnement; typiquement, w _R= 20.

Figure 1. Rayonnement énergétique des particules alpha lentes dans l'air à 15 et 760 m

Particules bêta

Une particule bêta est un électron ou un positon hautement énergétique. (Un positron est l'antiparticule de l'électron. Il a la même masse et la plupart des autres propriétés d'un électron, à l'exception de sa charge, qui est exactement la même amplitude que celle d'un électron mais qui est positive.) Les radionucléides émetteurs bêta peuvent être de poids atomique élevé ou faible.

Les radionucléides qui ont un excès de protons par rapport aux nucléides stables d'environ le même nombre de masse atomique peuvent se désintégrer lorsqu'un proton du noyau se transforme en neutron. Lorsque cela se produit, le noyau émet un positon et une particule extrêmement légère et sans interaction appelée neutrino. (Le neutrino et son antiparticule n'ont aucun intérêt en radioprotection.) Lorsqu'il a cédé la majeure partie de son énergie cinétique, le positon finit par entrer en collision avec un électron et tous deux sont annihilés. Le rayonnement d'annihilation produit est presque toujours constitué de deux photons de 0.511 keV (kiloélectron volt) se déplaçant dans des directions distantes de 180 degrés. Une désintégration typique des positrons est représentée par :

où le positron est représenté par β⁺ et le neutrino par n. Notez que le nucléide résultant a le même numéro de masse atomique que le nucléide parent et un numéro atomique (proton) supérieur de un et un nombre de neutrons inférieur de un à ceux du nucléide d'origine.

La capture d'électrons entre en compétition avec la désintégration des positrons. Dans la désintégration par capture d'électrons, le noyau absorbe un électron orbital et émet un neutrino. Une décroissance typique de capture d'électrons est donnée par :

La capture d'électrons est toujours possible lorsque le noyau résultant a une énergie totale inférieure à celle du noyau initial. Cependant, la désintégration des positrons nécessite que l'énergie totale de la phase initiale atome est supérieure à celle de la résultante atome de plus de 1.02 MeV (deux fois l'énergie de masse au repos du positon).

Semblable à la désintégration des positrons et de la capture d'électrons, le négatron (β^-) la désintégration se produit pour les noyaux qui ont un excès de neutrons par rapport aux noyaux stables d'environ le même nombre de masse atomique. Dans ce cas, le noyau émet un négatron (électron énergétique) et un anti-neutrino. Une désintégration négatron typique est représentée par :

où le négatron est représenté par β^- et l'anti-neutrino by`n Ici, le noyau résultant gagne un neutron aux dépens d'un proton mais là encore ne change pas son nombre de masse atomique.

La désintégration alpha est une réaction à deux corps, de sorte que les particules alpha sont émises avec des énergies cinétiques discrètes. Cependant, la désintégration bêta est une réaction à trois corps, de sorte que les particules bêta sont émises sur un spectre d'énergies. L'énergie maximale dans le spectre dépend du radionucléide en décomposition. L'énergie bêta moyenne dans le spectre est d'environ un tiers de l'énergie maximale (voir figure 2).

Figure 2. Spectre d'énergie des négatrons émis par ³²P

Les énergies bêta maximales typiques vont de 18.6 keV pour le tritium (³H) à 1.71 MeV pour le phosphore-32 (³²P).

La gamme de particules bêta dans l'air est d'environ 3.65 m par MeV d'énergie cinétique. Des particules bêta d'au moins 70 keV d'énergie sont nécessaires pour pénétrer l'épiderme. Les particules bêta sont des rayonnements à faible TLE.

Rayonnement gamma

Le rayonnement gamma est un rayonnement électromagnétique émis par un noyau lorsqu'il subit une transition d'un état d'énergie supérieur à un état d'énergie inférieur. Le nombre de protons et de neutrons dans le noyau ne change pas dans une telle transition. Le noyau peut avoir été laissé dans l'état d'énergie supérieur à la suite d'une désintégration alpha ou bêta antérieure. Autrement dit, les rayons gamma sont souvent émis immédiatement après les désintégrations alpha ou bêta. Les rayons gamma peuvent également résulter de la capture de neutrons et de la diffusion inélastique des particules subatomiques par les noyaux. Les rayons gamma les plus énergétiques ont été observés dans les rayons cosmiques.

La figure 3 est une image du schéma de désintégration du cobalt 60 (⁶⁰Co). Il montre une cascade de deux rayons gamma émis dans le nickel-60 (⁶⁰Ni) avec des énergies de 1.17 MeV et 1.33 MeV suite à la désintégration bêta de ⁶⁰Co..

Figure 3. Schéma de désintégration radioactive pour ⁶⁰Co

La figure 4 est une image du schéma de désintégration du molybdène-99 (⁹⁹Mo). Notez que le technétium-99 résultant (⁹⁹Tc) le noyau a un état excité qui dure exceptionnellement longtemps (t_½ = 6h). Un tel noyau excité est appelé un isomère. La plupart des états nucléaires excités ont des demi-vies comprises entre quelques picosecondes (ps) et 1 microseconde (μs).

Figure 4. Schéma de désintégration radioactive pour ⁹⁹Mo

La figure 5 est une image du schéma de désintégration de l'arsenic-74 (⁷⁴Comme). Il montre que certains radionucléides se désintègrent de plusieurs façons.

Figure 5. Schéma de désintégration radioactive pour ⁷⁴Comme, illustrant les processus concurrents d'émission de négatrons, d'émission de positrons et de capture d'électrons (m₀ est la masse au repos de l'électron)

Alors que les particules alpha et bêta ont des plages définies dans la matière, les rayons gamma sont atténués de manière exponentielle (ignorant l'accumulation résultant de la diffusion dans un matériau) lorsqu'ils traversent la matière. Lorsque l'accumulation peut être ignorée, l'atténuation des rayons gamma est donnée par :

De je(x) est l'intensité des rayons gamma en fonction de la distance x dans le matériau et μ est le coefficient d'atténuation massique. Le coefficient d'atténuation massique dépend de l'énergie des rayons gamma et du matériau avec lequel les rayons gamma interagissent. Les valeurs du coefficient d'atténuation massique sont tabulées dans de nombreuses références. La figure 6 montre l'absorption des rayons gamma dans la matière dans des conditions de bonne géométrie (l'accumulation peut être ignorée).

Figure 6. Atténuation des rayons gamma de 667 keV dans Al et Pb dans des conditions de bonne géométrie (la ligne pointillée représente l'atténuation d'un faisceau de photons poly-énergétique)

L'accumulation se produit lorsqu'un large faisceau de rayons gamma interagit avec la matière. L'intensité mesurée aux points à l'intérieur du matériau est augmentée par rapport à la valeur attendue de "bonne géométrie" (faisceau étroit) en raison des rayons gamma diffusés des côtés du faisceau direct dans l'appareil de mesure. Le degré d'accumulation dépend de la géométrie du faisceau, du matériau et de l'énergie des rayons gamma.

La conversion interne entre en compétition avec l'émission gamma lorsqu'un noyau passe d'un état d'énergie plus élevé à un état d'énergie plus faible. Dans la conversion interne, un électron orbital interne est éjecté de l'atome au lieu que le noyau émette un rayon gamma. L'électron éjecté est directement ionisant. Lorsque les électrons orbitaux externes chutent à des niveaux d'énergie électronique inférieurs pour combler le vide laissé par l'électron éjecté, l'atome émet des rayons X. La probabilité de conversion interne par rapport à la probabilité d'émission gamma augmente avec l'augmentation du numéro atomique.

X rayons

Les rayons X sont des rayonnements électromagnétiques et, en tant que tels, sont identiques aux rayons gamma. La distinction entre les rayons X et les rayons gamma est leur origine. Alors que les rayons gamma proviennent du noyau atomique, les rayons X résultent d'interactions électroniques. Bien que les rayons X aient souvent des énergies plus faibles que les rayons gamma, ce n'est pas un critère de différenciation. Il est possible de produire des rayons X avec des énergies bien supérieures aux rayons gamma résultant de la désintégration radioactive.

La conversion interne, discutée ci-dessus, est une méthode de production de rayons X. Dans ce cas, les rayons X résultants ont des énergies discrètes égales à la différence des niveaux d'énergie entre lesquels transitent les électrons orbitaux.

Les particules chargées émettent un rayonnement électromagnétique chaque fois qu'elles sont accélérées ou décélérées. La quantité de rayonnement émis est inversement proportionnelle à la quatrième puissance de la masse de la particule. En conséquence, les électrons émettent beaucoup plus de rayonnement x que les particules plus lourdes telles que les protons, toutes autres conditions étant égales. Les systèmes à rayons X produisent des rayons X en accélérant les électrons à travers une grande différence de potentiel électrique de plusieurs kV ou MV. Les électrons sont ensuite rapidement décélérés dans un matériau dense et résistant à la chaleur, tel que le tungstène (W).

Les rayons X émis par de tels systèmes ont des énergies réparties sur un spectre allant d'environ zéro jusqu'à l'énergie cinétique maximale possédée par les électrons avant décélération. Souvent superposés à ce spectre continu se trouvent des rayons X d'énergie discrète. Ils sont produits lorsque les électrons décélérants ionisent le matériau cible. Lorsque d'autres électrons orbitaux se déplacent pour combler les lacunes laissées après l'ionisation, ils émettent des rayons X d'énergies discrètes similaires à la façon dont les rayons X sont émis après une conversion interne. Ils s'appellent caractéristique rayons X car ils sont caractéristiques du matériau cible (anode). Voir la figure 7 pour un spectre de rayons X typique. La figure 8 représente un tube à rayons X typique.

Figure 7. Spectre de rayons X illustrant la contribution des rayons X caractéristiques produits lorsque les électrons remplissent les trous dans la couche K de W (la longueur d'onde des rayons X est inversement proportionnelle à leur énergie)

Les rayons X interagissent avec la matière de la même manière que les rayons gamma, mais une simple équation d'atténuation exponentielle ne décrit pas adéquatement l'atténuation des rayons X avec une gamme continue d'énergies (voir figure 6). Cependant, comme les rayons X de faible énergie sont éliminés plus rapidement du faisceau que les rayons X de plus haute énergie lorsqu'ils traversent le matériau, la description de l'atténuation se rapproche d'une fonction exponentielle.

Figure 8. Un tube à rayons X simplifié avec une anode fixe et un filament chauffé

Neutrons

Généralement, les neutrons ne sont pas émis en conséquence directe de la désintégration radioactive naturelle. Ils sont produits lors de réactions nucléaires. Les réacteurs nucléaires produisent des neutrons en plus grande abondance, mais les accélérateurs de particules et les sources de neutrons spéciales, appelées sources (α, n), peuvent également produire des neutrons.

Les réacteurs nucléaires produisent des neutrons lorsque les noyaux d'uranium (U) du combustible nucléaire se séparent ou fission. En effet, la production de neutrons est essentielle au maintien de la fission nucléaire dans un réacteur.

Les accélérateurs de particules produisent des neutrons en accélérant des particules chargées, telles que des protons ou des électrons, à des énergies élevées pour bombarder des noyaux stables dans une cible. Les neutrons ne sont qu'une des particules pouvant résulter de telles réactions nucléaires. Par exemple, la réaction suivante produit des neutrons dans un cyclotron qui accélère les ions deutérium pour bombarder une cible de béryllium :

Les émetteurs alpha mélangés au béryllium sont des sources portables de neutrons. Ces sources (α, n) produisent des neutrons via la réaction :

La source des particules alpha peut être des isotopes tels que le polonium-210 (²¹⁰Pô),
plutonium-239 (²³⁹Pu) et l'américium-241 (²⁴¹Un m).

Les neutrons sont généralement classés en fonction de leur énergie, comme illustré dans le tableau 1. Cette classification est quelque peu arbitraire et peut varier selon les contextes.

Tableau 1. Classification des neutrons selon l'énergie cinétique

Il existe un certain nombre de modes possibles d'interaction des neutrons avec la matière, mais les deux principaux modes aux fins de la radioprotection sont la diffusion élastique et la capture des neutrons.

La diffusion élastique est le moyen par lequel les neutrons de plus haute énergie sont réduits à des énergies thermiques. Les neutrons de plus haute énergie interagissent principalement par diffusion élastique et ne provoquent généralement pas de fission ni ne produisent de matière radioactive par capture de neutrons. Ce sont les neutrons thermiques qui sont principalement responsables de ces derniers types d'interaction.

La diffusion élastique se produit lorsqu'un neutron interagit avec un noyau et rebondit avec une énergie réduite. Le noyau en interaction absorbe l'énergie cinétique que le neutron perd. Après avoir été excité de cette manière, le noyau cède rapidement cette énergie sous forme de rayonnement gamma.

Lorsque le neutron atteint finalement des énergies thermiques (ainsi appelées parce que le neutron est en équilibre thermique avec son environnement), il est facilement capturé par la plupart des noyaux. Les neutrons, n'ayant aucune charge, ne sont pas repoussés par le noyau chargé positivement comme le sont les protons. Lorsqu'un neutron thermique s'approche d'un noyau et passe dans le domaine de la force nucléaire forte, de l'ordre de quelques fm (fm = 10^-15 mètres), le noyau capture le neutron. Le résultat peut alors être un noyau radioactif qui émet un photon ou une autre particule ou, dans le cas de noyaux fissiles tels que ²³⁵U et ²³⁹Pu, le noyau capturant peut se fissionner en deux noyaux plus petits et plus de neutrons.

Les lois de la cinématique indiquent que les neutrons atteindront plus rapidement les énergies thermiques si le milieu de diffusion élastique comprend un grand nombre de noyaux légers. Un neutron qui rebondit sur un noyau léger perd un pourcentage beaucoup plus élevé de son énergie cinétique que lorsqu'il rebondit sur un noyau lourd. Pour cette raison, l'eau et les matériaux hydrogénés sont les meilleurs matériaux de protection pour ralentir les neutrons.

Un faisceau monoénergétique de neutrons s'atténuera de manière exponentielle dans la matière, obéissant à une équation similaire à celle donnée ci-dessus pour les photons. La probabilité qu'un neutron interagisse avec un noyau donné est décrite en termes de quantité la Coupe transversale. La section transversale a des unités de surface. L'unité spéciale pour la section transversale est le grange (b), défini par :

Il est extrêmement difficile de produire des neutrons sans les rayons gamma et X qui les accompagnent. On peut généralement supposer que si des neutrons sont présents, des photons de haute énergie le sont également.

Sources de rayonnement ionisant

Radionucléides primordiaux

Les radionucléides primordiaux sont présents dans la nature parce que leurs demi-vies sont comparables à l'âge de la terre. Le tableau 2 énumère les radionucléides primordiaux les plus importants.

Tableau 2. Radionucléides primordiaux

Les isotopes de l'uranium et du thorium sont à la tête d'une longue chaîne de radio-isotopes descendants qui, par conséquent, sont également d'origine naturelle. La figure 9, AC, illustre les chaînes de désintégration pour ²³²E, ²³⁸U et ²³⁵U, respectivement. Étant donné que la désintégration alpha est courante au-dessus du numéro de masse atomique 205 et que le numéro de masse atomique d'une particule alpha est de 4, il existe quatre chaînes de désintégration distinctes pour les noyaux lourds. L'une de ces chaînes (voir figure 9, D), celle pour ²³⁷Np, n'existe pas dans la nature. En effet, il ne contient pas de radionucléide primordial (c'est-à-dire qu'aucun radionucléide de cette chaîne n'a une demi-vie comparable à l'âge de la terre).

Figure 9. Série de désintégration (Z = numéro atomique ; N = numéro de masse atomique)    

 Notez que les isotopes du radon (Rn) sont présents dans chaque chaîne (²¹⁹Rn, ²²⁰Rn et ²²²Rn). Puisque Rn est un gaz, une fois que Rn est produit, il a une chance de s'échapper dans l'atmosphère de la matrice dans laquelle il s'est formé. Cependant, la demi-vie de ²¹⁹Rn est beaucoup trop court pour permettre à des quantités importantes de celui-ci d'atteindre une zone respiratoire. La demi-vie relativement courte de ²²⁰Rn en fait généralement un problème de santé moindre que ²²²Rn.

Hors Rn, les radionucléides primordiaux externes à l'organisme délivrent en moyenne environ 0.3 mSv de dose efficace annuelle à la population humaine. La dose efficace annuelle réelle varie considérablement et est déterminée principalement par la concentration d'uranium et de thorium dans le sol local. Dans certaines parties du monde où les sables de monazite sont courants, la dose efficace annuelle à un membre de la population peut atteindre environ 20 mSv. Dans d'autres endroits, comme sur les atolls coralliens et près des côtes, la valeur peut être aussi faible que 0.03 mSv (voir figure 9).

Le radon est généralement considéré séparément des autres radionucléides terrestres naturels. Il s'infiltre dans l'air depuis le sol. Une fois dans l'air, Rn se désintègre davantage en isotopes radioactifs de Po, de bismuth (Bi) et de Pb. Ces radionucléides descendants se fixent sur des particules de poussière qui peuvent être inhalées et piégées dans les poumons. En tant qu'émetteurs alpha, ils délivrent la quasi-totalité de leur énergie de rayonnement aux poumons. On estime que la dose annuelle moyenne équivalente aux poumons résultant d'une telle exposition est d'environ 20 mSv. Cette dose équivalente pulmonaire est comparable à une dose efficace pour l'ensemble du corps d'environ 2 mSv. De toute évidence, le Rn et ses radionucléides descendants sont les contributeurs les plus importants à la dose efficace de rayonnement de fond (voir figure 9).

Rayons cosmiques

Le rayonnement cosmique comprend des particules énergétiques d'origine extraterrestre qui frappent l'atmosphère terrestre (principalement des particules et surtout des protons). Il comprend également des particules secondaires ; principalement des photons, des neutrons et des muons, générés par les interactions des particules primaires avec les gaz de l'atmosphère.

Grâce à ces interactions, l'atmosphère sert de bouclier contre le rayonnement cosmique, et plus ce bouclier est fin, plus le débit de dose efficace est important. Ainsi, le débit de dose efficace des rayons cosmiques augmente avec l'altitude. Par exemple, le débit de dose à 1,800 XNUMX mètres d'altitude est environ le double de celui au niveau de la mer.

Étant donné que le rayonnement cosmique primaire se compose principalement de particules chargées, il est influencé par le champ magnétique terrestre. Les personnes vivant dans des latitudes plus élevées reçoivent des doses efficaces de rayonnement cosmique plus élevées que celles qui sont plus proches de l'équateur terrestre. La variation due à cet effet est de l'ordre
De 10%.

Enfin, le débit de dose efficace des rayons cosmiques varie en fonction de la modulation de l'émission de rayons cosmiques du soleil. En moyenne, les rayons cosmiques contribuent pour environ 0.3 mSv à la dose efficace de rayonnement de fond pour le corps entier.

Radionucléides cosmogéniques

Les rayons cosmiques produisent des radionucléides cosmogéniques dans l'atmosphère. Les plus importants d'entre eux sont le tritium (³H), béryllium-7 (⁷Be), carbone 14 (¹⁴C) et sodium-22 (²²N / A). Ils sont produits par les rayons cosmiques interagissant avec les gaz atmosphériques. Les radionucléides cosmogéniques délivrent environ 0.01 mSv de dose efficace annuelle. La plupart de cela vient de ¹⁴C.

Retombées nucléaires

Des années 1940 aux années 1960, de nombreux essais d'armes nucléaires au-dessus du sol ont eu lieu. Ces essais ont produit de grandes quantités de matières radioactives et les ont distribuées dans l'environnement à travers le monde comme retombées. Bien qu'une grande partie de ces débris se soit désintégrée depuis en isotopes stables, les petites quantités restantes seront une source d'exposition pendant de nombreuses années à venir. En outre, les pays qui continuent à tester occasionnellement des armes nucléaires dans l'atmosphère s'ajoutent à l'inventaire mondial.

Les principales retombées contribuant à la dose efficace sont actuellement le strontium-90 (⁹⁰Sr) et césium-137 (¹³⁷Cs), qui ont tous deux des demi-vies d'environ 30 ans. La dose efficace annuelle moyenne des retombées est d'environ 0.05 mSv.

Matière radioactive dans le corps

Le dépôt de radionucléides naturels dans le corps humain résulte principalement de l'inhalation et de l'ingestion de ces matières dans l'air, les aliments et l'eau. Ces nucléides comprennent les radio-isotopes de Pb, Po, Bi, Ra, K (potassium), C, H, U et Th. Parmi ceux-ci, ⁴⁰K est le plus grand contributeur. Les radionucléides d'origine naturelle déposés dans l'organisme contribuent à hauteur d'environ 0.3 mSv à la dose efficace annuelle.

Rayonnement produit par la machine

L'utilisation des rayons X dans les arts de la guérison est la plus grande source d'exposition aux rayonnements produits par les machines. Des millions de systèmes médicaux à rayons X sont utilisés dans le monde. L'exposition moyenne à ces systèmes médicaux à rayons X dépend fortement de l'accès aux soins d'une population. Dans les pays développés, la dose efficace annuelle moyenne de rayonnement médicalement prescrite par les rayons X et les matières radioactives pour le diagnostic et la thérapie est de l'ordre de 1 mSv.

Les rayons X sont un sous-produit de la plupart des accélérateurs de particules de la physique des hautes énergies, en particulier ceux qui accélèrent les électrons et les positrons. Cependant, un blindage et des précautions de sécurité appropriés ainsi que la population à risque limitée rendent cette source d'exposition aux rayonnements moins importante que les sources ci-dessus.

Radionucléides produits par machine

Les accélérateurs de particules peuvent produire une grande variété de radionucléides en quantités variables par le biais de réactions nucléaires. Les particules accélérées comprennent les protons, les deutérons (²noyaux H), particules alpha, mésons chargés, ions lourds, etc. Les matériaux cibles peuvent être constitués de presque tous les isotopes.

Les accélérateurs de particules sont pratiquement la seule source de radio-isotopes émetteurs de positrons. (Les réacteurs nucléaires ont tendance à produire des radio-isotopes riches en neutrons qui se désintègrent par émission de négatrons.) Ils sont également de plus en plus utilisés pour produire des isotopes à courte durée de vie à usage médical, en particulier pour la tomographie par émission de positrons (TEP).

Matériaux et produits de consommation technologiquement améliorés

Les rayons X et les matières radioactives apparaissent, recherchés et indésirables, dans un grand nombre d'opérations modernes. Le tableau 3 énumère ces sources de rayonnement.

Tableau 3. Sources et estimations des doses efficaces associées à la population provenant de matériaux et de produits de consommation technologiquement améliorés

Source : NCRP 1987.

Retour

Caractéristiques de conception de base des installations de rayonnement

Les dangers associés à la manipulation et à l'utilisation des sources de rayonnement nécessitent des caractéristiques particulières de conception et de construction qui ne sont pas requises pour les laboratoires ou les zones de travail conventionnels. Ces caractéristiques de conception spéciales sont incorporées afin que le travailleur de l'installation ne soit pas indûment gêné tout en s'assurant qu'il n'est pas exposé à des risques de rayonnement externes ou internes indus.

L'accès à toutes les zones où une exposition à des sources de rayonnements ou à des matières radioactives pourrait se produire doit être contrôlé non seulement en ce qui concerne les travailleurs de l'installation qui peuvent être autorisés à pénétrer dans ces zones de travail, mais également en ce qui concerne le type de vêtements ou d'équipement de protection qu'ils doivent porter. porter et les précautions à prendre dans les zones contrôlées. Dans l'administration de ces mesures de contrôle, il aide à classer les zones de travail sous rayonnement en fonction de la présence de rayonnements ionisants, de la présence de contamination radioactive ou des deux. L'introduction de ces concepts de classification des zones de travail aux premières étapes de la planification permettra à l'installation d'avoir toutes les caractéristiques nécessaires pour rendre les opérations avec des sources de rayonnement moins dangereuses.

Classification des zones de travail et des types de laboratoires

La base de la classification de la zone de travail est le regroupement des radionucléides en fonction de leurs radiotoxicités relatives par unité d'activité. Le groupe I doit être classé comme radionucléides de toxicité très élevée, le groupe II comme radionucléides de toxicité modérée à élevée, le groupe III comme radionucléides de toxicité modérée et le groupe IV comme radionucléides de faible toxicité. Le tableau 1 montre la classification des groupes de toxicité de nombreux radionucléides.

Tableau 1. Radionucléides classés selon leur radiotoxicité relative par unité d'activité

(AIEA 1973)

Trois grands types de laboratoires peuvent être envisagés sur la base de considérations de radiotoxicité, des quantités ou quantités de matières radioactives qui seront manipulées dans la zone de travail et du type d'opérations impliquées.

Le tableau 2 décrit les laboratoires par type et fournit des exemples pour chaque type. Le tableau 3 montre les types de laboratoires ainsi que la classification des zones de travail et le contrôle d'accès (IAEA 1973).

Tableau 2. Classification des zones de travail

(ICRP 1977, AIEA 1973)

Tableau 3. Classification des laboratoires de manipulation de matières radioactives

(ICRP 1977, AIEA 1973)

Les risques liés au travail avec des matières radioactives dépendent non seulement du niveau de radiotoxicité ou de toxicité chimique et de l'activité des radionucléides, mais aussi de la forme physique et chimique de la matière radioactive et de la nature et de la complexité de l'opération ou de la procédure en cours.

Emplacement d'une installation de rayonnement dans un bâtiment

Lorsqu'une installation radiologique fait partie d'un grand bâtiment, il convient de garder à l'esprit ce qui suit au moment de décider de l'emplacement d'une telle installation :

• L'installation d'irradiation doit être située dans une partie relativement peu fréquentée du bâtiment, de sorte que l'accès à la zone puisse être facilement contrôlé.
• Le risque d'incendie doit être minime dans la zone choisie.
• L'emplacement de l'installation d'irradiation ainsi que le chauffage et la ventilation fournis doivent être tels que les possibilités de propagation de la contamination radioactive tant en surface qu'en suspension dans l'air soient minimes.
• L'emplacement de l'installation de rayonnement doit être choisi judicieusement, de sorte qu'avec un minimum de dépenses pour le blindage, les niveaux de rayonnement puissent être efficacement maintenus dans les limites établies dans le voisinage immédiat.

Planification des installations de rayonnement

Lorsqu'une gradation des niveaux d'activité est envisagée, le laboratoire doit être situé de manière à ce que l'accès aux zones où existent des niveaux élevés de rayonnement ou de contamination radioactive soit progressif ; c'est-à-dire qu'on entre d'abord dans une zone de non rayonnement, puis dans une zone de faible activité, puis dans une zone d'activité moyenne et ainsi de suite.

La nécessité d'un contrôle élaboré de la ventilation dans les petits laboratoires peut être évitée par l'utilisation de hottes ou de boîtes à gants pour la manipulation de sources non scellées de matières radioactives. Cependant, le système de ventilation doit être conçu de manière à permettre à l'air de circuler dans une direction telle que toute matière radioactive en suspension dans l'air s'éloigne du travailleur sous rayonnement. Le flux d'air doit toujours aller d'une zone non contaminée vers une zone contaminée ou potentiellement contaminée.

Pour la manipulation de sources non scellées de faible à moyenne radioactivité, la vitesse moyenne de l'air à travers l'ouverture de la hotte doit être d'environ 0.5 ms^-1. Pour une radioactivité hautement radiotoxique ou de haut niveau, la vitesse de l'air à travers l'ouverture doit être portée à une moyenne de 0.6 à
1.0 ms^-1. Cependant, des vitesses d'air excessivement élevées peuvent extraire des matières radioactives des conteneurs ouverts et contaminer toute la zone de la hotte.

L'emplacement de la hotte dans le laboratoire est important en ce qui concerne les courants d'air croisés. En général, une hotte doit être située loin des portes où l'air d'alimentation ou d'appoint doit entrer. Les ventilateurs à double vitesse permettront un fonctionnement à une vitesse d'air plus élevée pendant l'utilisation de la hotte et à une vitesse plus faible lorsqu'elle est fermée.

Le but de tout système de ventilation devrait être de :

• offrir des conditions de travail confortables
• fournir des changements d'air continus (trois à cinq changements par heure) dans le but d'éliminer et de diluer les contaminants atmosphériques indésirables
• minimiser la contamination des autres zones du bâtiment et de l'environnement.

Dans la conception des installations radiologiques, les lourdes exigences de blindage peuvent être réduites au minimum par l'adoption de certaines mesures simples. Par exemple, pour la radiothérapie, les accélérateurs, les générateurs de neutrons ou les sources de rayonnement panoramiques, un labyrinthe peut réduire le besoin d'une lourde porte doublée de plomb. L'amincissement de la barrière de protection primaire dans les zones qui ne sont pas directement dans le faisceau utile ou la localisation de l'installation partiellement ou complètement sous terre peut réduire considérablement la quantité de blindage nécessaire.

Une attention particulière doit être accordée au bon positionnement des fenêtres d'observation, des câbles des conduits souterrains et des déflecteurs du système de ventilation. La fenêtre de visualisation ne doit intercepter que le rayonnement diffusé. Encore mieux est une télévision en circuit fermé, qui peut également améliorer l'efficacité.

Finitions de surface dans une zone de travail

Toutes les surfaces brutes, telles que le plâtre, le béton, le bois, etc., doivent être scellées de manière permanente avec un matériau approprié. Le choix du matériau doit être fait en tenant compte des considérations suivantes :

• la fourniture d'une surface lisse et chimiquement inerte
• les conditions environnementales de température, d'humidité et d'usure mécanique auxquelles les surfaces peuvent être exposées
• compatibilité avec les champs de rayonnement auxquels la surface est exposée
• le besoin de facilité de réparation en cas de dommage.

Les peintures, vernis et laques ordinaires ne sont pas recommandés pour recouvrir les surfaces d'usure. L'application d'un matériau de revêtement qui peut être facilement enlevé peut être utile en cas de contamination et qu'une décontamination est nécessaire. Cependant, le retrait de ces matériaux peut parfois être difficile et salissant.

Plomberie

Les éviers, les lavabos et les siphons de sol doivent être correctement marqués. Les lavabos où les mains contaminées peuvent être lavées doivent être munis de robinets actionnés au genou ou au pied. Il peut être économique de réduire la maintenance en utilisant des conduites qui peuvent être facilement décontaminées ou remplacées si nécessaire. Dans certains cas, il peut être conseillé d'installer des réservoirs souterrains de rétention ou de stockage pour contrôler l'élimination des matières radioactives liquides.

Conception de blindage contre les radiations

Le blindage est important pour réduire l'exposition aux rayonnements des travailleurs de l'installation et des membres du grand public. Les exigences de blindage dépendent d'un certain nombre de facteurs, y compris le temps pendant lequel les travailleurs sous rayonnement ou les membres du public sont exposés aux sources de rayonnement et le type et l'énergie des sources de rayonnement et des champs de rayonnement.

Dans la conception des écrans anti-rayonnement, le matériau de blindage doit être placé près de la source de rayonnement si possible. Des considérations de blindage distinctes doivent être faites pour chaque type de rayonnement concerné.

La conception du blindage peut être une tâche complexe. Par exemple, l'utilisation d'ordinateurs pour modéliser le blindage des accélérateurs, des réacteurs et d'autres sources de rayonnement de haut niveau dépasse le cadre de cet article. Des experts qualifiés doivent toujours être consultés pour la conception de blindage complexe.

Blindage de la source gamma

L'atténuation du rayonnement gamma est qualitativement différente de celle du rayonnement alpha ou bêta. Ces deux types de rayonnement ont une portée définie dans la matière et sont complètement absorbés. Le rayonnement gamma, en revanche, peut être réduit en intensité par des absorbeurs de plus en plus épais, mais il ne peut pas être complètement absorbé. Si l'atténuation des rayons gamma monoénergétiques est mesurée dans des conditions de bonne géométrie (c'est-à-dire que le rayonnement est bien collimaté dans un faisceau étroit), les données d'intensité, lorsqu'elles sont tracées sur un graphique semi-logarithmique en fonction de l'épaisseur de l'absorbeur, se situeront sur une ligne droite avec la pente égale à l'atténuation
coefficient, µ.

L'intensité ou le débit de dose absorbée transmis à travers un absorbeur peut être calculé comme suit :

I_(T) = I₍₀₎e^{- μ t}

De I(t) est l'intensité des rayons gamma ou le débit de dose absorbé transmis à travers un absorbeur d'épaisseur t.

Les unités de μ et t sont l'inverse l'un de l'autre. Si l'épaisseur de l'absorbeur t est mesuré en cm, alors μ est le coefficient d'atténuation linéaire et a des unités de cm^-1. Si t a des unités de densité surfacique (g/cm²), alors μ est le coefficient d'atténuation massique μ_m et a des unités de cm²/g.

En tant qu'approximation de premier ordre utilisant la densité surfacique, tous les matériaux ont à peu près les mêmes propriétés d'atténuation des photons pour les photons avec des énergies comprises entre environ 0.75 et 5.0 MeV (méga-électron-volts). Dans cette plage d'énergie, les propriétés de blindage gamma sont approximativement proportionnelles à la densité du matériau de blindage. Pour des énergies photoniques inférieures ou supérieures, les absorbeurs de numéro atomique supérieur assurent un blindage plus efficace que ceux de numéro atomique inférieur, pour une densité surfacique donnée.

Dans des conditions de mauvaise géométrie (par exemple, pour un faisceau large ou pour un blindage épais), l'équation ci-dessus sous-estimera considérablement l'épaisseur de blindage requise car elle suppose que chaque photon qui interagit avec le blindage sera retiré du faisceau et ne sera pas détectée. Un nombre important de photons peut être diffusé par le blindage dans le détecteur, ou des photons qui avaient été diffusés hors du faisceau peuvent y être diffusés après une seconde interaction.

Une épaisseur de blindage pour des conditions de mauvaise géométrie peut être estimée grâce à l'utilisation du facteur d'accumulation B qui peut être estimé comme suit :

I_(T) = I₍₀₎Be^{- μ t}

Le facteur d'accumulation est toujours supérieur à un et peut être défini comme le rapport de l'intensité du rayonnement photonique, y compris le rayonnement primaire et diffusé, en tout point du faisceau, à l'intensité du faisceau primaire uniquement à ce point. Le facteur d'accumulation peut s'appliquer soit au flux de rayonnement, soit au débit de dose absorbée.

Des facteurs d'accumulation ont été calculés pour diverses énergies de photons et divers absorbeurs. De nombreux graphiques ou tableaux donnent l'épaisseur du blindage en termes de longueurs de relaxation. Une longueur de relaxation est l'épaisseur d'un écran qui atténuera un faisceau étroit à 1/e (environ 37 %) de son intensité d'origine. Une longueur de relaxation est donc numériquement égale à l'inverse du coefficient d'atténuation linéaire (c'est-à-dire 1/μ).

L'épaisseur d'un absorbeur qui, lorsqu'il est introduit dans le faisceau de photons primaire, réduit de moitié le débit de dose absorbée est appelée couche de demi-valeur (HVL) ou épaisseur de demi-valeur (HVT). Le HVL peut être calculé comme suit :

HVL = ln2 / μ

L'épaisseur de protection contre les photons requise peut être estimée en supposant un faisceau étroit ou une bonne géométrie lors du calcul du blindage requis, puis en augmentant la valeur ainsi trouvée d'un HVL pour tenir compte de l'accumulation.

L'épaisseur d'un absorbeur qui, lorsqu'il est introduit dans le faisceau de photons primaire, réduit d'un dixième le débit de dose absorbée est la couche de dixième valeur (TVL). Un TVL est égal à environ 3.32 HVL, puisque :

ln10 / ln2 ≈ 3.32

Les valeurs des TVL et des HVL ont été tabulées pour diverses énergies de photons et plusieurs matériaux de blindage courants (par exemple, le plomb, l'acier et le béton) (Schaeffer 1973).

L'intensité ou le débit de dose absorbée pour une source ponctuelle obéit à la loi du carré inverse et peut être calculé comme suit :

De I_i est l'intensité des photons ou le débit de dose absorbée à distance d_i de la source.

Blindage des appareils radiologiques médicaux et non médicaux

Le blindage des équipements à rayons X est considéré dans les deux catégories, le blindage de la source et le blindage structurel. Le blindage de la source est généralement fourni par le fabricant du boîtier du tube à rayons X.

Les règlements de sécurité spécifient un type de boîtier de tube de protection pour les installations de radiodiagnostic médical et un autre type pour les installations de radiothérapie médicale. Pour les équipements à rayons X non médicaux, le boîtier du tube et d'autres parties de l'appareil à rayons X, tels que le transformateur, sont blindés pour réduire le rayonnement X de fuite à des niveaux acceptables.

Tous les appareils à rayons X, à la fois médicaux et non médicaux, ont des boîtiers de tube de protection conçus pour limiter la quantité de rayonnement de fuite. Le rayonnement de fuite, tel qu'il est utilisé dans ces spécifications pour les gaines de tube, désigne tout rayonnement provenant de la gaine de tube, à l'exception du faisceau utile.

Le blindage structurel d'une installation à rayons X assure une protection contre le faisceau de rayons X utile ou primaire, contre le rayonnement de fuite et contre le rayonnement diffusé. Il renferme à la fois l'équipement à rayons X et l'objet irradié.

La quantité de rayonnement diffusé dépend de la taille du champ de rayons X, de l'énergie du faisceau utile, du numéro atomique effectif du milieu diffusant et de l'angle entre le faisceau utile entrant et la direction de la diffusion.

Un paramètre de conception clé est la charge de travail de l'installation (W):

De W est la charge de travail hebdomadaire, généralement exprimée en mA-min par semaine ; E est le courant du tube multiplié par le temps d'exposition par vue, généralement exprimé en mA s ; N_v est le nombre de vues par patient ou objet irradié ; N_p est le nombre de patients ou d'objets par semaine et k est un facteur de conversion (1 min divisé par 60 s).

Un autre paramètre de conception clé est le facteur d'utilisation U_n pour un mur (ou sol ou plafond) n. Le mur peut protéger n'importe quelle zone occupée telle qu'une salle de contrôle, un bureau ou une salle d'attente. Le facteur d'utilisation est donné par :

où, N_{v, n} est le nombre de vues pour lesquelles le faisceau de rayons X principal est dirigé vers le mur n.

Les exigences de blindage structurel pour une installation à rayons X donnée sont déterminées par les éléments suivants :

• le potentiel maximal du tube, en kilovolts-crête (kVp), auquel le tube à rayons X fonctionne
• le courant maximal du faisceau, en mA, auquel le système à rayons X fonctionne
• la charge de travail (W), qui est une mesure, en unités appropriées (généralement mA-min par semaine), de la quantité d'utilisation du système à rayons X
• le facteur d'utilisation (U), qui est la fraction de la charge de travail pendant laquelle le faisceau utile est pointé dans la direction d'intérêt
• le facteur d'occupation (T), qui est le facteur par lequel la charge de travail doit être multipliée pour corriger le degré ou le type d'occupation de la zone à protéger
• le débit d'équivalent de dose maximal admissible (P) à une personne pour les zones contrôlées et non contrôlées (les limites de dose absorbée typiques sont de 1 mGy pour une zone contrôlée en une semaine et de 0.1 mGy pour une zone non contrôlée en une semaine)
• type de matériau de blindage (par exemple, plomb ou béton)
• la distance (d) de la source à l'emplacement à protéger.

Compte tenu de ces considérations, la valeur du rapport de faisceau primaire ou du facteur de transmission K en mGy par mA-min à un mètre est donnée par :

Le blindage de l'installation à rayons X doit être construit de manière à ce que la protection ne soit pas altérée par les joints ; par des ouvertures pour les conduits, tuyaux, etc., qui traversent les barrières ; soit par des conduits, des boîtes de service, etc., encastrés dans les barrières. Le blindage doit couvrir non seulement l'arrière des boîtes de service, mais également les côtés, ou être suffisamment étendu pour offrir une protection équivalente. Les conduits qui traversent les barrières doivent avoir suffisamment de courbures pour réduire le rayonnement au niveau requis. Les fenêtres d'observation doivent avoir un blindage équivalent à celui requis pour la cloison (barrière) ou la porte dans laquelle elles sont situées.

Les installations de radiothérapie peuvent nécessiter des verrouillages de porte, des voyants d'avertissement, une télévision en circuit fermé ou des moyens de communication sonore (par exemple, voix ou sonnerie) et visuelle entre toute personne pouvant se trouver dans l'installation et l'opérateur.

Les barrières de protection sont de deux types :

1. barrières de protection primaires, qui sont suffisantes pour atténuer le faisceau primaire (utile) au niveau requis
2. barrières de protection secondaires, qui sont suffisantes pour atténuer les fuites, les rayonnements diffusés et parasites au niveau requis.

Pour concevoir la barrière de protection secondaire, calculez séparément l'épaisseur requise pour protéger contre chaque composant. Si les épaisseurs requises sont à peu près les mêmes, ajouter un HVL supplémentaire à la plus grande épaisseur calculée. Si la plus grande différence entre les épaisseurs calculées est d'une TVL ou plus, la plus épaisse des valeurs calculées suffira.

L'intensité du rayonnement diffusé dépend de l'angle de diffusion, de l'énergie du faisceau utile, de la taille du champ ou de la zone de diffusion et de la composition du sujet.

Lors de la conception des barrières de protection secondaires, les hypothèses conservatrices simplificatrices suivantes sont faites :

1. Lorsque des rayons X sont produits à 500 kV ou moins, l'énergie du rayonnement diffusé est égale à l'énergie du faisceau utile.
2. Après avoir été diffusés, le spectre d'énergie des rayons X pour les faisceaux générés à des tensions supérieures à 500 kV est dégradé à celui d'un faisceau de 500 kV, et le débit de dose absorbée à 1 m et à 90 degrés du diffuseur est de 0.1 % de celui du faisceau utile au point de diffusion.

La relation de transmission pour le rayonnement diffusé s'écrit en termes de facteur de transmission de diffusion (K_μx) avec des unités de mGy•m² (mA-min)^-1:

De P est le débit de dose maximale hebdomadaire absorbée (en mGy), d_scat est la distance entre la cible du tube à rayons X et l'objet (patient), d_s. est la distance entre le diffuseur (objet) et le point d'intérêt que les barrières secondaires sont censées protéger, a est le rapport du rayonnement diffusé au rayonnement incident, f est la taille réelle du champ de diffusion (en cm²), Et F est un facteur expliquant le fait que la sortie de rayons X augmente avec la tension. Des valeurs plus petites de K_μx nécessitent des boucliers plus épais.

Le facteur d'atténuation des fuites B_LX pour les systèmes de diagnostic à rayons X est calculé comme suit :

De d est la distance entre la cible du tube et le point d'intérêt et I est le courant du tube en mA.

La relation d'atténuation de la barrière pour les systèmes à rayons X thérapeutiques fonctionnant à 500 kV ou moins est donnée par :

Pour les tubes à rayons X thérapeutiques fonctionnant à des potentiels supérieurs à 500 kV, la fuite est généralement limitée à 0.1 % de l'intensité du faisceau utile à 1 m. Le facteur d'atténuation dans ce cas est :

De X_n est le débit de dose absorbée (en mGy/h) à 1 m d'un tube à rayons X thérapeutique fonctionnant à un courant de tube de 1 mA.

Le nombre n de HVL nécessaires pour obtenir l'atténuation souhaitée B_LX est obtenu à partir de la relation :

or

Blindage contre les particules bêta

Deux facteurs doivent être pris en compte lors de la conception d'un écran pour un émetteur bêta à haute énergie. Ce sont les particules bêta elles-mêmes et les bremsstrahlung produit par les particules bêta absorbées dans la source et dans le bouclier. Bremsstrahlung se compose de photons de rayons X produits lorsque des particules chargées à grande vitesse subissent une décélération rapide.

Par conséquent, un bouclier bêta est souvent constitué d'une substance de faible numéro atomique (pour minimiser bremsstrahlung production) suffisamment épais pour arrêter toutes les particules bêta. Vient ensuite un matériau de numéro atomique élevé suffisamment épais pour atténuer bremsstrahlung à un niveau acceptable. (Inverser l'ordre des boucliers augmente bremsstrahlung production dans le premier écran à un niveau si élevé que le deuxième écran peut fournir une protection inadéquate.)

Aux fins d'estimation bremsstrahlung danger, la relation suivante peut être utilisée :

De f est la fraction de l'énergie bêta incidente convertie en photons, Z est le numéro atomique de l'absorbeur, et E_β est l'énergie maximale du spectre des particules bêta en MeV. Pour assurer une protection adéquate, on suppose normalement que tous bremsstrahlung les photons sont de l'énergie maximale.

La bremsstrahlung flux F à distance d de la source bêta peut être estimée comme suit :

`E_β est l'énergie moyenne des particules bêta et peut être estimée par :

La gamme R_β de particules bêta en unités de densité surfacique (mg/cm²) peut être estimée comme suit pour les particules bêta d'énergies comprises entre 0.01 et 2.5 MeV :

De R_β est en mg/cm² et E_β est en MeV.

Pour E_β>2.5 MeV, la gamme des particules bêta R_β peut être estimée comme suit :

De R_β est en mg/cm² et E_β est en MeV.

Blindage contre les particules alpha

Les particules alpha sont le type de rayonnement ionisant le moins pénétrant. En raison de la nature aléatoire de ses interactions, la portée d'une particule alpha individuelle varie entre les valeurs nominales, comme indiqué dans la figure 1. La portée dans le cas des particules alpha peut être exprimée de différentes manières : par portée minimale, moyenne, extrapolée ou maximale. . La plage moyenne est la plus précisément déterminable, correspond à la plage de la particule alpha "moyenne" et est utilisée le plus souvent.

Figure 1. Distribution typique de la plage des particules alpha

L'air est le milieu absorbant le plus couramment utilisé pour spécifier la relation distance-énergie des particules alpha. Pour l'énergie alpha E_α moins d'environ 4 MeV, R_α dans l'air est donnée approximativement par :

De R_α est en cm, E_α en MeV.

Pour E_α entre 4 et 8 MeV, R_α dans l'air est donnée approximativement par :

De R_α est en cm, E_α en MeV.

La gamme de particules alpha dans tout autre milieu peut être estimée à partir de la relation suivante :

R_α (dans un autre milieu; mg/cm²) » 0.56 A^1/3 R_α (dans l'air; cm) où A est le numéro atomique du milieu.

Blindage neutronique

En règle générale, pour le blindage neutronique, l'équilibre énergétique des neutrons est atteint et reste ensuite constant après une ou deux longueurs de relaxation du matériau de blindage. Ainsi, pour des écrans plus épais que quelques longueurs de relaxation, l'équivalent de dose hors blindage béton ou fer sera atténué avec des longueurs de relaxation de 120 g/cm² ou 145 g / cm², Respectivement.

La perte d'énergie des neutrons par diffusion élastique nécessite un bouclier hydrogéné pour maximiser le transfert d'énergie lorsque les neutrons sont modérés ou ralentis. Pour les énergies neutroniques supérieures à 10 MeV, les processus inélastiques sont efficaces pour atténuer les neutrons.

Comme pour les réacteurs nucléaires, les accélérateurs à haute énergie nécessitent un blindage lourd pour protéger les travailleurs. La plupart des équivalents de dose reçus par les travailleurs proviennent de l'exposition à des matières radioactives activées lors des opérations de maintenance. Les produits d'activation sont fabriqués dans les composants et les systèmes de support de l'accélérateur.

Surveillance de l'environnement de travail

Il est nécessaire de traiter séparément la conception des programmes de surveillance de routine et de surveillance opérationnelle de l'environnement de travail. Des programmes spéciaux de surveillance seront conçus pour atteindre des objectifs spécifiques. Il n'est pas souhaitable de concevoir des programmes en termes généraux.

Surveillance de routine du rayonnement externe

Une partie importante de la préparation d'un programme de surveillance de routine des rayonnements externes sur le lieu de travail consiste à effectuer une enquête complète lorsqu'une nouvelle source de rayonnements ou une nouvelle installation est mise en service, ou lorsque des changements substantiels ont été apportés ou peuvent avoir été réalisés dans une installation existante.

La fréquence de la surveillance de routine est déterminée en tenant compte des changements attendus dans l'environnement radiologique. Si les changements apportés à l'équipement de protection ou les modifications des processus effectués sur le lieu de travail sont minimes ou non substantiels, une surveillance radiologique de routine du lieu de travail est rarement nécessaire à des fins d'examen. Si les champs de rayonnement sont susceptibles d'augmenter rapidement et de manière imprévisible jusqu'à des niveaux potentiellement dangereux, un système de surveillance et d'alerte radiologique de la zone est alors nécessaire.

Surveillance opérationnelle des rayonnements externes

La conception d'un programme de surveillance opérationnelle dépend en grande partie de la question de savoir si les opérations à mener influencent les champs de rayonnement ou si les champs de rayonnement resteront sensiblement constants tout au long des opérations normales. La conception détaillée d'une telle enquête dépend essentiellement de la forme de l'opération et des conditions dans lesquelles elle se déroule.

Surveillance de routine de la contamination de surface

La méthode conventionnelle de surveillance de routine de la contamination de surface consiste à surveiller une fraction représentative des surfaces dans une zone à une fréquence dictée par l'expérience. Si les opérations sont telles qu'une contamination de surface considérable est probable et que les travailleurs pourraient transporter des quantités importantes de matières radioactives hors de la zone de travail en un seul événement, la surveillance de routine doit être complétée par l'utilisation de moniteurs de contamination portiques.

Surveillance opérationnelle de la contamination de surface

Une forme de surveillance opérationnelle consiste à surveiller la contamination des articles lorsqu'ils quittent une zone radiologiquement contrôlée. Cette surveillance doit inclure les mains et les pieds des travailleurs.

Les principaux objectifs d'un programme de surveillance de la contamination de surface sont les suivants :

• aider à prévenir la propagation de la contamination radioactive
• pour détecter les défaillances du confinement ou les écarts aux bonnes procédures d'exploitation
• limiter la contamination de la surface à des niveaux auxquels les normes générales de bon entretien ménager sont adéquates pour maintenir les expositions aux rayonnements aussi faibles qu'il est raisonnablement possible d'atteindre et pour éviter les expositions excessives causées par la contamination des vêtements et de la peau
• fournir des informations pour la planification de programmes optimisés pour les individus, pour la surveillance de l'air et pour la définition de procédures opérationnelles.

Surveillance de la contamination aéroportée

La surveillance des matières radioactives en suspension dans l'air est importante car l'inhalation est généralement la voie d'absorption la plus importante de ces matières par les travailleurs sous rayonnement.

La surveillance du lieu de travail pour la contamination aéroportée sera nécessaire sur une base régulière dans les circonstances suivantes :

• lorsque des matières gazeuses ou volatiles sont manipulées en grande quantité
• lorsque la manipulation de toute matière radioactive dans ces opérations entraîne une contamination fréquente et substantielle du lieu de travail
• lors du traitement de matières radioactives modérément à hautement toxiques
• lors de la manipulation de radionucléides thérapeutiques non scellés dans les hôpitaux
• lors de l'utilisation de cellules chaudes, de réacteurs et d'assemblages critiques.

Lorsqu'un programme de surveillance de l'air est requis, il doit :

• être en mesure d'évaluer la limite supérieure probable de l'inhalation de matières radioactives par les travailleurs sous rayonnement
• être en mesure d'attirer l'attention sur une contamination atmosphérique inattendue afin que les travailleurs sous rayonnement puissent être protégés et que des mesures correctives soient prises
• fournir des informations pour la planification des programmes de surveillance individuelle de la contamination interne.

La forme la plus courante de surveillance de la contamination atmosphérique est l'utilisation d'échantillonneurs d'air à un certain nombre d'emplacements choisis pour être raisonnablement représentatifs des zones respiratoires des travailleurs sous rayonnement. Il peut être nécessaire de faire en sorte que les échantillons représentent plus précisément les zones respiratoires en utilisant des échantillonneurs d'air personnels ou de revers.

Détection et mesure du rayonnement et de la contamination radioactive

La surveillance ou l'examen au moyen de lingettes et d'examens aux instruments des plans de travail, des sols, des vêtements, de la peau et d'autres surfaces sont au mieux des procédures qualitatives. Il est difficile de les rendre hautement quantitatifs. Les instruments utilisés sont généralement des types de détection plutôt que des appareils de mesure. Étant donné que la quantité de radioactivité impliquée est souvent faible, la sensibilité des instruments doit être élevée.

L'exigence de portabilité des détecteurs de contamination dépend de leurs utilisations prévues. Si l'instrument est destiné à la surveillance à usage général des surfaces de laboratoire, un type d'instrument portable est souhaitable. Si l'instrument est destiné à un usage spécifique dans lequel l'élément à surveiller peut être apporté à l'instrument, alors la portabilité n'est pas nécessaire. Les moniteurs de vêtements et les moniteurs de mains et de chaussures ne sont généralement pas portables.

Les instruments de comptage et les moniteurs intègrent généralement des lectures de compteur et des sorties sonores ou des prises d'écouteurs. Le tableau 4 identifie les instruments qui peuvent être utilisés pour la détection de contaminants radioactifsion.+

Tableau 4. Instruments de détection de contamination

¹ cpm = compte par minute.
² Peu de détecteurs de surface sont adaptés à la détection du tritium (³H). Les tests d'essuyage comptés par des dispositifs à scintillation liquide sont appropriés pour détecter une contamination au tritium.
³ GM = Compteur Geiger-Muller.

Détecteurs de contamination alpha

La sensibilité d'un détecteur alpha est déterminée par la surface et l'épaisseur de sa fenêtre. Généralement, la surface de la fenêtre est de 50 cm² ou plus avec une densité surfacique de fenêtre de 1 mg/cm² ou moins. Les moniteurs de contamination alpha doivent être insensibles aux rayonnements bêta et gamma afin de minimiser les interférences de fond. Ceci est généralement accompli par discrimination de hauteur d'impulsion dans le circuit de comptage.

Les moniteurs alpha portables peuvent être soit des compteurs proportionnels au gaz, soit des compteurs à scintillation au sulfure de zinc.

Détecteurs de contamination bêta

Des moniteurs bêta portables de plusieurs types peuvent être utilisés pour la détection de la contamination par des particules bêta. Les compteurs Geiger-Mueller (GM) nécessitent généralement une fenêtre mince (densité surfacique entre 1 et 40 mg/cm²). Les compteurs à scintillation (anthracène ou plastique) sont très sensibles aux particules bêta et relativement insensibles aux photons. Les compteurs bêta portables ne peuvent généralement pas être utilisés pour surveiller le tritium (³H) contamination car l'énergie des particules bêta de tritium est très faible.

Tous les instruments utilisés pour la surveillance de la contamination bêta réagissent également au rayonnement de fond. Ceci doit être pris en compte lors de l'interprétation des lectures de l'instrument.

Lorsque des niveaux élevés de rayonnement de fond existent, les compteurs portables pour la surveillance de la contamination ont une valeur limitée, car ils n'indiquent pas de petites augmentations des taux de comptage initialement élevés. Dans ces conditions, des frottis ou des frottis sont recommandés.

Détecteurs de contamination gamma

Étant donné que la plupart des émetteurs gamma émettent également des particules bêta, la plupart des moniteurs de contamination détectent à la fois les rayonnements bêta et gamma. La pratique habituelle est d'utiliser un détecteur sensible aux deux types de rayonnements afin d'avoir une sensibilité accrue, car l'efficacité de détection est généralement plus grande pour les particules bêta que pour les rayons gamma. Les scintillateurs plastiques ou les cristaux d'iodure de sodium (NaI) sont plus sensibles aux photons que les compteurs GM, et sont donc recommandés pour la détection des rayons gamma.

Préleveurs d'air et moniteurs

Les particules peuvent être échantillonnées par les méthodes suivantes : sédimentation, filtration, impaction et précipitation électrostatique ou thermique. Cependant, la contamination particulaire dans l'air est généralement surveillée par filtration (pompage de l'air à travers le média filtrant et mesure de la radioactivité sur le filtre). Les débits d'échantillonnage sont généralement supérieurs à 0.03 m³/min. Cependant, les débits d'échantillonnage de la plupart des laboratoires ne dépassent pas 0.3 m³/min. Les types spécifiques d'échantillonneurs d'air comprennent les échantillonneurs « grappins » et les moniteurs d'air continus (CAM). Les CAM sont disponibles avec du papier filtre fixe ou mobile. Un CAM doit inclure une alarme car sa fonction principale est d'avertir des changements de contamination dans l'air.

Étant donné que les particules alpha ont une portée très courte, des filtres à chargement en surface (par exemple, des filtres à membrane) doivent être utilisés pour la mesure de la contamination par les particules alpha. L'échantillon prélevé doit être mince. Le temps entre la collecte et la mesure doit être pris en compte pour tenir compte de la désintégration des descendants du radon (Rn).

Les iodes radioactifs tels que ¹²³I, ¹²⁵I et ¹³¹Je peux être détecté avec du papier filtre (en particulier si le papier est chargé de charbon de bois ou de nitrate d'argent) car une partie de l'iode se déposera sur le papier filtre. Cependant, les mesures quantitatives nécessitent des pièges ou des cartouches de charbon actif ou de zéolithe d'argent pour fournir une absorption efficace.

L'eau tritiée et le tritium gazeux sont les principales formes de contamination par le tritium. Bien que l'eau tritiée ait une certaine affinité pour la plupart des papiers filtres, les techniques de papier filtre ne sont pas très efficaces pour l'échantillonnage de l'eau tritiée. Les méthodes de mesure les plus sensibles et les plus précises impliquent l'absorption de condensat de vapeur d'eau tritiée. Le tritium dans l'air (par exemple, sous forme d'hydrogène, d'hydrocarbures ou de vapeur d'eau) peut être mesuré efficacement avec des chambres de Kanne (chambres d'ionisation à circulation). L'absorption de la vapeur d'eau tritiée d'un échantillon d'air peut être réalisée en faisant passer l'échantillon à travers un piège contenant un tamis moléculaire de gel de silice ou en faisant barboter l'échantillon dans de l'eau distillée.

Selon l'opération ou le processus, il peut être nécessaire de surveiller les gaz radioactifs. Ceci peut être accompli avec des chambres de Kanne. Les dispositifs les plus couramment utilisés pour le prélèvement par absorption sont les épurateurs de gaz frettés et les impacteurs. De nombreux gaz peuvent également être collectés en refroidissant l'air en dessous du point de congélation du gaz et en collectant le condensat. Cette méthode de collecte est le plus souvent utilisée pour l'oxyde de tritium et les gaz nobles.

Il existe plusieurs façons d'obtenir des échantillons ponctuels. La méthode choisie doit être adaptée au gaz à échantillonner et à la méthode d'analyse ou de mesure requise.

Surveillance des effluents

La surveillance des effluents fait référence à la mesure de la radioactivité à son point de rejet dans l'environnement. Il est relativement facile à réaliser en raison de la nature contrôlée de l'emplacement d'échantillonnage, qui se trouve généralement dans un flux de déchets qui est déchargé via une cheminée ou une conduite de décharge de liquide.

Une surveillance continue de la radioactivité dans l'air peut être nécessaire. En plus du dispositif de collecte d'échantillon, généralement un filtre, un agencement d'échantillonnage typique pour les particules dans l'air comprend un dispositif de déplacement d'air, un débitmètre et des conduits associés. Le dispositif de déplacement d'air est situé en aval du collecteur d'échantillons ; c'est-à-dire que l'air passe d'abord à travers le collecteur d'échantillons, puis à travers le reste du système d'échantillonnage. Les conduites d'échantillonnage, en particulier celles situées en amont du système de prélèvement d'échantillons, doivent être aussi courtes que possible et exemptes de coudes prononcés, de zones de turbulence ou de résistance au flux d'air. Un volume constant sur une plage appropriée de chutes de pression doit être utilisé pour l'échantillonnage de l'air. L'échantillonnage en continu des isotopes radioactifs du xénon (Xe) ou du krypton (Kr) est réalisé par adsorption sur charbon actif ou par voie cryogénique. La cellule de Lucas est l'une des techniques les plus anciennes et toujours la méthode la plus populaire pour la mesure des concentrations de Rn.

Une surveillance continue des liquides et des conduites de déchets pour les matières radioactives est parfois nécessaire. Les canalisations d'évacuation des laboratoires chauds, des laboratoires de médecine nucléaire et les canalisations de refroidissement des réacteurs en sont des exemples. Une surveillance continue peut cependant être effectuée par une analyse de routine en laboratoire d'un petit échantillon proportionnel au débit de l'effluent. Des échantillonneurs qui prélèvent des aliquotes périodiques ou qui extraient en continu une petite quantité de liquide sont disponibles.

L'échantillonnage ponctuel est la méthode habituelle utilisée pour déterminer la concentration de matières radioactives dans un réservoir à rétention. L'échantillon doit être prélevé après recirculation afin de comparer le résultat de la mesure avec les débits de décharge admissibles.

Idéalement, les résultats de la surveillance des effluents et de la surveillance de l'environnement seront en bon accord, le second pouvant être calculé à partir du premier à l'aide de divers modèles de voies. Cependant, il faut reconnaître et souligner que la surveillance des effluents, aussi bonne ou étendue soit-elle, ne peut se substituer à la mesure réelle des conditions radiologiques dans l'environnement.

Retour

Cet article décrit les aspects des programmes de sûreté radiologique. L'objectif de la radioprotection est d'éliminer ou de minimiser les effets nocifs des rayonnements ionisants et des matières radioactives sur les travailleurs, le public et l'environnement tout en permettant leurs utilisations bénéfiques.

La plupart des programmes de radioprotection n'auront pas à mettre en œuvre chacun des éléments décrits ci-dessous. La conception d'un programme de radioprotection dépend des types de sources de rayonnements ionisants en cause et de la manière dont elles sont utilisées.

Principes de radioprotection

La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) a proposé que les principes suivants guident l'utilisation des rayonnements ionisants et l'application des normes de radioprotection :

1. Aucune pratique impliquant des expositions aux rayonnements ne devrait être adoptée à moins qu'elle ne produise des avantages suffisants pour les personnes exposées ou pour la société pour compenser les dommages causés par les rayonnements (le justification d'une pratique).
2. En ce qui concerne toute source particulière au sein d'une pratique, l'ampleur des doses individuelles, le nombre de personnes exposées et la probabilité de subir des expositions lorsqu'il n'est pas certain qu'elles soient reçues doivent tous être maintenus aussi bas qu'il est raisonnablement possible d'atteindre (ALARA), économique et les facteurs sociaux étant pris en compte. Cette procédure devrait être contrainte par des restrictions sur les doses aux individus (contraintes de dose), afin de limiter l'iniquité susceptible de résulter des jugements économiques et sociaux inhérents (les optimisation de la protection).
3. L'exposition des individus résultant de la combinaison de toutes les pratiques pertinentes devrait être soumise à des limites de dose, ou à un certain contrôle du risque dans le cas d'expositions potentielles. Celles-ci visent à garantir qu'aucun individu n'est exposé à des risques radiologiques jugés inacceptables par ces pratiques dans des circonstances normales. Toutes les sources ne sont pas susceptibles de contrôle par action à la source et il est nécessaire de spécifier les sources à inclure comme pertinentes avant de choisir une limite de dose (doses individuelles et limites de risque).

Normes de radioprotection

Des normes existent pour l'exposition aux rayonnements des travailleurs et du grand public et pour les limites annuelles d'incorporation (ALI) de radionucléides. Les normes pour les concentrations de radionucléides dans l'air et dans l'eau peuvent être dérivées des ALI.

La CIPR a publié des tableaux détaillés des ALI et des concentrations dérivées dans l'air et dans l'eau. Un résumé de ses limites de dose recommandées se trouve dans le tableau 1.

Tableau 1. Limites de dose recommandées par la Commission internationale de protection radiologique¹

¹ Les limites s'appliquent à la somme des doses pertinentes provenant de l'exposition externe au cours de la période spécifiée et de la dose engagée sur 50 ans (jusqu'à 70 ans pour les enfants) provenant des incorporations au cours de la même période.

² Avec la disposition supplémentaire que la dose efficace ne doit pas dépasser 50 mSv au cours d'une seule année. Des restrictions supplémentaires s'appliquent à l'exposition professionnelle des femmes enceintes.

³ Dans des circonstances particulières, une valeur plus élevée de dose efficace pourrait être autorisée en une seule année, à condition que la moyenne sur 5 ans ne dépasse pas 1 mSv par an.

⁴ La limitation de la dose efficace assure une protection suffisante de la peau contre les effets stochastiques. Une limite supplémentaire est nécessaire pour les expositions localisées afin d'éviter les effets déterministes.

Dosimétrie

La dosimétrie est utilisée pour indiquer les équivalents de dose que les travailleurs reçoivent de externe champs de rayonnement auxquels ils peuvent être exposés. Les dosimètres sont caractérisés par le type d'appareil, le type de rayonnement qu'ils mesurent et la partie du corps pour laquelle la dose absorbée doit être indiquée.

Trois principaux types de dosimètres sont les plus couramment utilisés. Ce sont des dosimètres thermoluminescents, des dosimètres à film et des chambres d'ionisation. D'autres types de dosimètres (non abordés ici) comprennent les feuilles de fission, les dispositifs de gravure de piste et les dosimètres à « bulles » en plastique.

Les dosimètres thermoluminescents sont le type de dosimètre personnel le plus couramment utilisé. Ils tirent parti du principe selon lequel, lorsque certains matériaux absorbent l'énergie des rayonnements ionisants, ils la stockent de manière à pouvoir ensuite la récupérer sous forme de lumière lorsque les matériaux sont chauffés. Dans une large mesure, la quantité de lumière libérée est directement proportionnelle à l'énergie absorbée par le rayonnement ionisant et donc à la dose absorbée par le matériau. Cette proportionnalité est valable sur une très large gamme d'énergie de rayonnement ionisant et de débit de dose absorbée.

Un équipement spécial est nécessaire pour traiter avec précision les dosimètres thermoluminescents. La lecture du dosimètre thermoluminescent détruit les informations de dose qu'il contient. Cependant, après un traitement approprié, les dosimètres thermoluminescents sont réutilisables.

Le matériau utilisé pour les dosimètres thermoluminescents doit être transparent à la lumière qu'il émet. Les matériaux les plus couramment utilisés pour les dosimètres thermoluminescents sont le fluorure de lithium (LiF) et le fluorure de calcium (CaF₂). Les matériaux peuvent être dopés avec d'autres matériaux ou fabriqués avec une composition isotopique spécifique à des fins spécialisées telles que la dosimétrie neutronique.

De nombreux dosimètres contiennent plusieurs puces thermoluminescentes avec différents filtres devant eux pour permettre la discrimination entre les énergies et les types de rayonnement.

Le film était le matériau le plus populaire pour la dosimétrie du personnel avant que la dosimétrie thermoluminescente ne devienne courante. Le degré d'assombrissement du film dépend de l'énergie absorbée par le rayonnement ionisant, mais la relation n'est pas linéaire. La dépendance de la réponse du film à la dose totale absorbée, au débit de dose absorbée et à l'énergie de rayonnement est supérieure à celle des dosimètres thermoluminescents et peut limiter la plage d'applicabilité du film. Cependant, le film a l'avantage de fournir un enregistrement permanent de la dose absorbée à laquelle il a été exposé.

Diverses formulations de films et agencements de filtres peuvent être utilisés à des fins particulières, telles que la dosimétrie neutronique. Comme pour les dosimètres thermoluminescents, un équipement spécial est nécessaire pour une analyse correcte.

Le film est généralement beaucoup plus sensible à l'humidité et à la température ambiantes que les matériaux thermoluminescents et peut donner des lectures faussement élevées dans des conditions défavorables. En revanche, les équivalents de dose indiqués par les dosimètres thermoluminescents peuvent être affectés par le choc de leur chute sur une surface dure.

Seules les plus grandes organisations exploitent leurs propres services de dosimétrie. La plupart obtiennent ces services auprès d'entreprises spécialisées dans leur fourniture. Il est important que ces entreprises soient agréées ou accréditées par les autorités indépendantes appropriées afin que des résultats dosimétriques précis soient assurés.

Petites chambres d'ionisation à lecture automatique, également appelées chambres de poche, permettent d'obtenir des informations dosimétriques immédiates. Leur utilisation est souvent nécessaire lorsque le personnel doit entrer dans des zones de rayonnement élevé ou très élevé, où le personnel peut recevoir une dose absorbée importante en peu de temps. Les chambres de poche sont souvent calibrées localement et sont très sensibles aux chocs. Par conséquent, ils doivent toujours être complétés par des dosimètres thermoluminescents ou à film, qui sont plus précis et fiables mais ne fournissent pas de résultats immédiats.

La dosimétrie est requise pour un travailleur lorsqu'il a une probabilité raisonnable d'accumuler un certain pourcentage, généralement 5 ou 10 %, de l'équivalent de dose maximal admissible pour le corps entier ou certaines parties du corps.

Un dosimètre corps entier doit être porté quelque part entre les épaules et la taille, à un point où l'exposition la plus élevée est anticipée. Lorsque les conditions d'exposition le justifient, d'autres dosimètres peuvent être portés aux doigts ou aux poignets, à l'abdomen, sur un bandeau ou un chapeau au niveau du front, ou sur un col, pour évaluer l'exposition localisée aux extrémités, un fœtus ou un embryon, la thyroïde ou le lentilles des yeux. Reportez-vous aux directives réglementaires appropriées pour savoir si les dosimètres doivent être portés à l'intérieur ou à l'extérieur des vêtements de protection tels que les tabliers, les gants et les colliers en plomb.

Les dosimètres personnels indiquent uniquement le rayonnement auquel dosimètre a été exposé. L'attribution de l'équivalent de dose du dosimètre à la personne ou aux organes de la personne est acceptable pour les petites doses insignifiantes, mais les fortes doses de dosimètre, en particulier celles qui dépassent largement les normes réglementaires, doivent être analysées avec soin en ce qui concerne le placement du dosimètre et les champs de rayonnement réels auxquels le travailleur a été exposé lors de l'estimation de la dose travailleur effectivement reçu. Une déclaration doit être obtenue du travailleur dans le cadre de l'enquête et incluse dans le dossier. Cependant, bien plus souvent qu'autrement, de très fortes doses de dosimètre sont le résultat d'une exposition délibérée au rayonnement du dosimètre alors qu'il n'était pas porté.

Essai biologique

Essai biologique (aussi appelé radiobiologique) s'entend de la détermination des types, quantités ou concentrations et, dans certains cas, de l'emplacement des matières radioactives dans le corps humain, que ce soit par mesure directe (in vivo comptage) ou par analyse et évaluation des matières excrétées ou retirées du corps humain.

L'essai biologique est généralement utilisé pour évaluer l'équivalent de dose d'un travailleur dû à la matière radioactive absorbée dans l'organisme. Il peut également fournir une indication de l'efficacité des mesures actives prises pour prévenir un tel apport. Plus rarement, il peut être utilisé pour estimer la dose reçue par un travailleur suite à une exposition massive à des rayonnements externes (par exemple, en comptant les globules blancs ou les défauts chromosomiques).

Un essai biologique doit être effectué lorsqu'il existe une possibilité raisonnable qu'un travailleur absorbe ou ait absorbé dans son organisme plus d'un certain pourcentage (habituellement 5 ou 10 %) de la LAI pour un radionucléide. La forme chimique et physique du radionucléide recherché dans l'organisme détermine le type de dosage biologique nécessaire pour le détecter.

Le dosage biologique peut consister à analyser des échantillons prélevés sur le corps (par exemple, urine, matières fécales, sang ou cheveux) pour les isotopes radioactifs. Dans ce cas, la quantité de radioactivité dans l'échantillon peut être liée à la radioactivité dans le corps de la personne et par la suite à la dose de rayonnement que le corps de la personne ou certains organes ont reçu ou s'engagent à recevoir. Le dosage biologique du tritium dans l'urine est un exemple de ce type de dosage biologique.

Le balayage du corps entier ou partiel peut être utilisé pour détecter les radionucléides qui émettent des rayons x ou gamma d'énergie raisonnablement détectables à l'extérieur du corps. Test biologique de la thyroïde pour l'iode-131 (¹³¹I) est un exemple de ce type de dosage biologique.

L'essai biologique peut être effectué en interne ou des échantillons ou du personnel peuvent être envoyés à une installation ou à une organisation spécialisée dans l'essai biologique à effectuer. Dans les deux cas, un étalonnage approprié de l'équipement et l'accréditation des procédures de laboratoire sont essentiels pour garantir des résultats d'essais biologiques exacts, précis et défendables.

Vêtements de protection

Les vêtements de protection sont fournis par l'employeur au travailleur pour réduire la possibilité de contamination radioactive du travailleur ou de ses vêtements ou pour protéger partiellement le travailleur des rayonnements bêta, x ou gamma. Des exemples des premiers sont les vêtements, les gants, les cagoules et les bottes anti-contamination. Des exemples de ces derniers sont les tabliers, les gants et les lunettes au plomb.

Protection respiratoire

Un appareil de protection respiratoire est un appareil, tel qu'un respirateur, utilisé pour réduire l'absorption par un travailleur de matières radioactives en suspension dans l'air.

Les employeurs doivent utiliser, dans la mesure du possible, des processus ou d'autres contrôles techniques (par exemple, confinement ou ventilation) pour limiter les concentrations de matières radioactives dans l'air. Lorsque cela n'est pas possible pour contrôler les concentrations de matières radioactives dans l'air à des valeurs inférieures à celles qui définissent une zone de radioactivité aéroportée, l'employeur, conformément au maintien de l'équivalent de dose efficace total ALARA, doit augmenter la surveillance et limiter les apports d'un ou plusieurs des moyens suivants :

• contrôle d'accès
• limitation des temps d'exposition
• utilisation d'équipements de protection respiratoire
• autres contrôles.

Les équipements de protection respiratoire remis aux travailleurs doivent être conformes aux normes nationales applicables à ces équipements.

L'employeur doit mettre en place et maintenir un programme de protection respiratoire qui comprend :

• échantillonnage de l'air suffisant pour identifier le danger potentiel, permettre une sélection appropriée de l'équipement et estimer les expositions
• enquêtes et essais biologiques, le cas échéant, pour évaluer les apports réels
• test des respirateurs pour vérifier leur fonctionnement immédiatement avant chaque utilisation
• des procédures écrites concernant la sélection, l'ajustement, la délivrance, l'entretien et les tests des respirateurs, y compris les tests de fonctionnement immédiatement avant chaque utilisation ; supervision et formation du personnel; la surveillance, y compris l'échantillonnage de l'air et les essais biologiques ; et tenue de dossiers
• détermination par un médecin avant l'ajustement initial des respirateurs, et périodiquement à une fréquence déterminée par un médecin, que l'utilisateur individuel est médicalement apte à utiliser l'équipement de protection respiratoire.

L'employeur doit aviser chaque utilisateur de respirateur que l'utilisateur peut quitter la zone de travail à tout moment pour être soulagé de l'utilisation du respirateur en cas de dysfonctionnement de l'équipement, de détresse physique ou psychologique, de défaillance de procédure ou de communication, de détérioration importante des conditions de fonctionnement ou de toute autre condition. qui pourrait exiger un tel soulagement.

Même si les circonstances ne nécessitent pas l'utilisation systématique de respirateurs, des conditions d'urgence crédibles peuvent exiger leur disponibilité. Dans de tels cas, les respirateurs doivent également être certifiés pour une telle utilisation par un organisme d'accréditation approprié et maintenus dans un état prêt à l'emploi.

Surveillance de la santé au travail

Les travailleurs exposés aux rayonnements ionisants devraient bénéficier des mêmes services de santé au travail que les travailleurs exposés à d'autres risques professionnels.

Les examens généraux de préembauche évaluent l'état de santé général du futur employé et établissent des données de référence. Les antécédents médicaux et d'exposition doivent toujours être obtenus. Des examens spécialisés, tels que le cristallin de l'œil et la numération des cellules sanguines, peuvent être nécessaires selon la nature de l'exposition aux rayonnements prévue. Cela doit être laissé à l'appréciation du médecin traitant.

Enquêtes sur la contamination

Une étude de contamination est une évaluation des conditions radiologiques liées à la production, à l'utilisation, au rejet, à l'élimination ou à la présence de matières radioactives ou d'autres sources de rayonnement. Le cas échéant, une telle évaluation comprend une étude physique de l'emplacement des matières radioactives et des mesures ou des calculs des niveaux de rayonnement, ou des concentrations ou quantités de matières radioactives présentes.

Des études de contamination sont effectuées pour démontrer la conformité aux réglementations nationales et pour évaluer l'étendue des niveaux de rayonnement, les concentrations ou les quantités de matières radioactives, ainsi que les risques radiologiques potentiels qui pourraient être présents.

La fréquence des enquêtes de contamination est déterminée par le degré de danger potentiel présent. Des enquêtes hebdomadaires doivent être effectuées dans les zones de stockage des déchets radioactifs et dans les laboratoires et les cliniques où des quantités relativement importantes de sources radioactives non scellées sont utilisées. Des enquêtes mensuelles suffisent pour les laboratoires qui travaillent avec de petites quantités de sources radioactives, comme les laboratoires qui effectuent in vitro tests utilisant des isotopes tels que le tritium, le carbone 14 (¹⁴C), et l'iode-125 (¹²⁵I) avec des activités inférieures à quelques kBq.

L'équipement de radioprotection et les radiamètres doivent être adaptés aux types de matières radioactives et de rayonnements concernés, et doivent être correctement calibrés.

Les études de contamination consistent en des mesures des niveaux de rayonnement ambiant avec un compteur Geiger-Mueller (GM), une chambre d'ionisation ou un compteur à scintillation ; mesures d'une éventuelle contamination de surface α ou βγ avec des compteurs à scintillation GM ou au sulfure de zinc (ZnS) à fenêtre mince appropriés ; et des tests d'essuyage des surfaces à compter ultérieurement dans un compteur à puits à scintillation (iodure de sodium (NaI)), un compteur au germanium (Ge) ou un compteur à scintillation liquide, selon le cas.

Des seuils d'intervention appropriés doivent être établis pour les résultats de mesure du rayonnement ambiant et de la contamination. Lorsqu'un seuil d'intervention est dépassé, des mesures doivent être prises immédiatement pour atténuer les niveaux détectés, les rétablir dans des conditions acceptables et empêcher l'exposition inutile du personnel aux rayonnements ainsi que l'absorption et la propagation de matières radioactives.

Surveillance de l'environnement

La surveillance de l'environnement fait référence à la collecte et à la mesure d'échantillons environnementaux pour les matières radioactives et à la surveillance des zones à l'extérieur des environs du lieu de travail pour les niveaux de rayonnement. Les objectifs de la surveillance environnementale comprennent l'estimation des conséquences pour l'homme résultant du rejet de radionucléides dans la biosphère, la détection des rejets de matières radioactives dans l'environnement avant qu'ils ne deviennent graves et la démonstration de la conformité aux réglementations.

Une description complète des techniques de surveillance environnementale dépasse le cadre de cet article. Cependant, des principes généraux seront discutés.

Des échantillons environnementaux doivent être prélevés pour surveiller la voie la plus probable des radionucléides de l'environnement à l'homme. Par exemple, des échantillons de sol, d'eau, d'herbe et de lait dans les régions agricoles autour d'une centrale nucléaire doivent être prélevés régulièrement et analysés pour l'iode-131 (¹³¹I) et le strontium-90 (⁹⁰Sr) contenu.

La surveillance environnementale peut comprendre le prélèvement d'échantillons d'air, d'eau souterraine, d'eau de surface, de sol, de feuillage, de poisson, de lait, de gibier, etc. Le choix des échantillons à prélever et la fréquence à laquelle les prélever doivent être basés sur les objectifs de la surveillance, bien qu'un petit nombre d'échantillons aléatoires puisse parfois identifier un problème jusque-là inconnu.

La première étape de la conception d'un programme de surveillance de l'environnement consiste à caractériser les radionucléides rejetés ou susceptibles d'être rejetés accidentellement, en fonction du type, de la quantité et de la forme physique et chimique.

La possibilité de transport de ces radionucléides dans l'air, les eaux souterraines et les eaux de surface est la prochaine considération. L'objectif est de prédire les concentrations de radionucléides atteignant l'homme directement par l'air et l'eau ou indirectement par les aliments.

La bioaccumulation des radionucléides résultant du dépôt dans les milieux aquatiques et terrestres est le prochain sujet de préoccupation. L'objectif est de prédire la concentration des radionucléides une fois qu'ils entrent dans la chaîne alimentaire.

Enfin, le taux de consommation humaine de ces aliments potentiellement contaminés et la façon dont cette consommation contribue à la dose de rayonnement humaine et au risque pour la santé qui en résulte sont examinés. Les résultats de cette analyse sont utilisés pour déterminer la meilleure approche d'échantillonnage environnemental et pour s'assurer que les objectifs du programme de surveillance environnementale sont atteints.

Tests d'étanchéité des sources scellées

Une source scellée désigne une matière radioactive qui est enfermée dans une capsule conçue pour empêcher la fuite ou la fuite de la matière. Ces sources doivent être testées périodiquement pour vérifier que la source ne laisse pas échapper de matière radioactive.

Chaque source scellée doit faire l'objet d'un test d'étanchéité avant sa première utilisation sauf si le fournisseur a fourni un certificat indiquant que la source a été testée dans les six mois (trois mois pour les émetteurs α) avant le transfert au propriétaire actuel. Chaque source scellée doit être testée pour détecter les fuites au moins une fois tous les six mois (trois mois pour les émetteurs α) ou à un intervalle spécifié par l'autorité de réglementation.

Généralement, les tests de fuite sur les sources suivantes ne sont pas requis :

• sources contenant uniquement des matières radioactives dont la période radioactive est inférieure à 30 jours
• sources contenant uniquement des matières radioactives sous forme de gaz
• sources contenant 4 MBq ou moins de matériau émetteur βγ ou 0.4 MBq ou moins de matériau émetteur α
• sources stockées et non utilisées ; cependant, chacune de ces sources doit faire l'objet d'un test d'étanchéité avant toute utilisation ou transfert, à moins qu'elle n'ait fait l'objet d'un test d'étanchéité dans les six mois précédant la date d'utilisation ou de transfert
• graines d'iridium-192 (¹⁹²Ir) entouré d'un ruban de nylon.

Un test d'étanchéité est effectué en prélevant un échantillon de lingette sur la source scellée ou sur les surfaces de l'appareil dans lequel la source scellée est montée ou stockée sur lesquelles on peut s'attendre à ce qu'une contamination radioactive s'accumule ou en lavant la source dans un petit volume de détergent solution et en traitant le volume entier comme l'échantillon.

L'échantillon doit être mesuré de manière à ce que le test d'étanchéité puisse détecter la présence d'au moins 200 Bq de matière radioactive sur l'échantillon.

Les sources de radium scellées nécessitent des procédures de test d'étanchéité spéciales pour détecter les fuites de gaz radon (Rn). Par exemple, une procédure consiste à conserver la source scellée dans un pot avec des fibres de coton pendant au moins 24 heures. A la fin de la période, les fibres de coton sont analysées pour la présence de descendance Rn.

Une source scellée dont la fuite dépasse les limites autorisées doit être retirée du service. Si la source n'est pas réparable, elle doit être traitée comme un déchet radioactif. L'autorité de réglementation peut exiger que les sources de fuite soient signalées si la fuite résulte d'un défaut de fabrication méritant une enquête plus approfondie.

Achat

Le personnel de radioprotection doit tenir un inventaire à jour de toutes les matières radioactives et autres sources de rayonnements ionisants dont l'employeur est responsable. Les procédures de l'organisme doivent garantir que le personnel de radioprotection est au courant de la réception, de l'utilisation, du transfert et de l'élimination de toutes ces matières et sources afin que l'inventaire puisse être tenu à jour. Un inventaire physique de toutes les sources scellées doit être effectué au moins une fois tous les trois mois. L'inventaire complet des sources de rayonnements ionisants devrait être vérifié lors de l'audit annuel du programme de sûreté radiologique.

Affichage des zones

La figure 1 montre le symbole de rayonnement standard international. Cela doit apparaître bien en vue sur tous les panneaux indiquant les zones contrôlées aux fins de la radioprotection et sur les étiquettes des conteneurs indiquant la présence de matières radioactives.

Figure 1. Symbole de rayonnement

Les zones contrôlées aux fins de la radioprotection sont souvent désignées en termes de niveaux de débit de dose croissants. Ces zones doivent être signalées bien en vue par un ou des panneaux portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION, ZONE DE RAYONNEMENT », « ATTENTION (or DANGER), ZONE DE RAYONNEMENT ÉLEVÉ » ou « DANGER GRAVE, ZONE DE RAYONNEMENT TRÈS ÉLEVÉ », selon le cas.

1. Une zone de rayonnement est une zone, accessible au personnel, dans laquelle les niveaux de rayonnement pourraient faire en sorte qu'un individu reçoive un équivalent de dose supérieur à 0.05 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface pénétrée par le rayonnement.
2. Une zone de rayonnement élevé est une zone, accessible au personnel, dans laquelle les niveaux de rayonnement pourraient faire en sorte qu'un individu reçoive un équivalent de dose supérieur à 1 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface pénétrée par le rayonnement.
3. Une zone de rayonnement très élevé est une zone, accessible au personnel, dans laquelle les niveaux de rayonnement pourraient faire en sorte qu'un individu reçoive une dose absorbée supérieure à 5 Gy en 1 h à 1 m d'une source de rayonnement ou de toute surface pénétrée par le rayonnement.

Si une zone ou une pièce contient une quantité importante de matières radioactives (telles que définies par l'organisme de réglementation), l'entrée de cette zone ou pièce doit être signalée bien en vue par un panneau portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION (or DANGER), MATIÈRES RADIOACTIVES ».

Une zone de radioactivité aéroportée est une pièce ou une zone dans laquelle la radioactivité aéroportée dépasse certains niveaux définis par l'autorité de régulation. Chaque zone de radioactivité aéroportée doit être signalée par un ou plusieurs panneaux bien en vue portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION, ZONE DE RADIOACTIVITÉ AÉROPORTÉE » ou « DANGER, ZONE DE RADIOACTIVITÉ AÉROPORTÉE ».

Des exceptions à ces exigences d'affichage peuvent être accordées pour les chambres de patients dans les hôpitaux où ces chambres sont par ailleurs sous contrôle adéquat. Il n'est pas nécessaire d'afficher les zones ou les pièces dans lesquelles les sources de rayonnements doivent se trouver pendant des périodes de huit heures ou moins et sont par ailleurs constamment surveillées sous contrôle adéquat par du personnel qualifié.

Contrôle d'accès

Le degré auquel l'accès à une zone doit être contrôlé est déterminé par le degré de danger radiologique potentiel dans la zone.

Contrôle d'accès aux zones à haut rayonnement

Chaque entrée ou point d'accès à une zone à rayonnement élevé doit avoir une ou plusieurs des caractéristiques suivantes :

• un dispositif de contrôle qui, lors de l'entrée dans la zone, provoque la réduction du niveau de rayonnement en dessous du niveau auquel un individu pourrait recevoir une dose de 1 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface sur laquelle le rayonnement pénètre
• un dispositif de contrôle qui alimente un signal d'alarme visible ou audible afin que la personne entrant dans la zone de rayonnement élevé et le superviseur de l'activité soient informés de l'entrée
• les entrées verrouillées, sauf pendant les périodes où l'accès à la zone est nécessaire, avec un contrôle positif sur chaque entrée individuelle.

Au lieu des contrôles requis pour une zone à fort rayonnement, une surveillance continue directe ou électronique capable d'empêcher l'entrée non autorisée peut être substituée.

Les contrôles doivent être établis de manière à ne pas empêcher les personnes de quitter la zone à haut rayonnement.

Contrôle d'accès aux zones à très haut rayonnement

En plus des exigences pour une zone de rayonnement élevé, des mesures supplémentaires doivent être instituées pour s'assurer qu'un individu ne peut pas accéder sans autorisation ou par inadvertance à des zones dans lesquelles des niveaux de rayonnement pourraient être rencontrés à 5 Gy ou plus en 1 h à 1 m d'une source de rayonnement ou de toute surface à travers laquelle le rayonnement pénètre.

Marquages ​​sur les conteneurs et l'équipement

Chaque conteneur de matières radioactives au-delà d'une quantité déterminée par l'autorité de réglementation doit porter une étiquette durable et clairement visible portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION, MATIÈRES RADIOACTIVES » ou « DANGER, MATIÈRES RADIOACTIVES ». L'étiquette doit également fournir suffisamment d'informations - telles que le(s) radionucléide(s) présent(s), une estimation de la quantité de radioactivité, la date à laquelle l'activité est estimée, les niveaux de rayonnement, les types de matériaux et l'enrichissement en masse - pour permettre aux personnes manipulant ou utilisant conteneurs, ou travaillant à proximité des conteneurs, à prendre des précautions pour éviter ou minimiser les expositions.

Avant le retrait ou l'élimination des conteneurs vides non contaminés dans des zones non réglementées, l'étiquette des matières radioactives doit être retirée ou effacée, ou il doit être clairement indiqué que le conteneur ne contient plus de matières radioactives.

Les contenants n'ont pas besoin d'être étiquetés si :

1. les conteneurs sont surveillés par une personne qui prend les précautions nécessaires pour éviter l'exposition des personnes au-delà des limites réglementaires
2. les conteneurs, lorsqu'ils sont en cours de transport, sont emballés et étiquetés conformément aux réglementations de transport appropriées
3. les conteneurs ne sont accessibles qu'aux personnes autorisées à les manipuler ou à les utiliser, ou à travailler à proximité des conteneurs, si le contenu est identifié à ces personnes par un enregistrement écrit facilement disponible (des exemples de conteneurs de ce type sont des conteneurs dans des endroits tels que canaux remplis d'eau, voûtes de stockage ou cellules chaudes) ; le dossier doit être conservé tant que les contenants sont utilisés aux fins indiquées sur le dossier; ou alors
4. les conteneurs sont installés dans des équipements de fabrication ou de traitement, tels que des composants de réacteur, des tuyauteries et des réservoirs.

Dispositifs d'avertissement et alarmes

Les zones à rayonnement élevé et les zones à rayonnement très élevé doivent être équipées de dispositifs d'avertissement et d'alarmes, comme indiqué ci-dessus. Ces dispositifs et alarmes peuvent être visibles ou audibles ou les deux. Les dispositifs et les alarmes des systèmes tels que les accélérateurs de particules doivent être automatiquement activés dans le cadre de la procédure de démarrage afin que le personnel ait le temps de quitter la zone ou d'éteindre le système avec un bouton "scram" avant que le rayonnement ne soit produit. Les boutons « Scram » (boutons dans la zone contrôlée qui, lorsqu'ils sont enfoncés, font chuter immédiatement les niveaux de rayonnement à des niveaux sûrs) doivent être facilement accessibles et marqués et affichés de manière bien visible.

Les dispositifs de surveillance, tels que les moniteurs d'air continus (CAM), peuvent être préréglés pour émettre des alarmes sonores et visuelles ou pour éteindre un système lorsque certains niveaux d'action sont dépassés.

Instrumentation

L'employeur doit mettre à disposition des instruments adaptés au degré et aux types de rayonnement et de matières radioactives présents sur le lieu de travail. Cette instrumentation peut être utilisée pour détecter, surveiller ou mesurer les niveaux de rayonnement ou de radioactivité.

L'instrumentation doit être étalonnée à des intervalles appropriés à l'aide de méthodes et de sources d'étalonnage accréditées. Les sources d'étalonnage doivent être autant que possible semblables aux sources à détecter ou à mesurer.

Les types d'instrumentation comprennent les instruments de surveillance portatifs, les moniteurs d'air continus, les moniteurs portiques mains-pieds, les compteurs à scintillation liquide, les détecteurs contenant des cristaux Ge ou NaI, etc.

Transport de matières radioactives

L'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) a établi des réglementations pour le transport des matières radioactives. La plupart des pays ont adopté des réglementations compatibles avec les réglementations de l'AIEA sur les expéditions radioactives.

Figure 2. Catégorie I - Label BLANC

Les figures 2, 3 et 4 sont des exemples d'étiquettes d'expédition que les règlements de l'AIEA exigent à l'extérieur des colis présentés pour l'expédition qui contiennent des matières radioactives. L'indice de transport sur les étiquettes illustrées à la figure 3 et à la figure 4 fait référence au débit de dose efficace le plus élevé à 1 m de toute surface du colis en mSv/h multiplié par 100, puis arrondi au dixième supérieur. (Par exemple, si le débit de dose efficace le plus élevé à 1 m de toute surface d'un colis est de 0.0233 mSv/h, alors l'indice de transport est de 2.4.)

Figure 3. Catégorie II - Étiquette JAUNE

La figure 5 montre un exemple de plaquette que les véhicules terrestres doivent afficher bien en vue lorsqu'ils transportent des colis contenant des matières radioactives au-delà de certaines quantités.

Figure 5. Plaque du véhicule

Les emballages destinés à être utilisés pour l'expédition de matières radioactives doivent être conformes à des exigences strictes en matière d'essais et de documentation. Le type et la quantité de matières radioactives expédiées déterminent les spécifications auxquelles l'emballage doit répondre.

La réglementation du transport des matières radioactives est compliquée. Les personnes qui n'expédient pas régulièrement des matières radioactives doivent toujours consulter des experts expérimentés dans ce type d'expéditions.

Déchet radioactif

Diverses méthodes d'élimination des déchets radioactifs sont disponibles, mais toutes sont contrôlées par les autorités réglementaires. Par conséquent, une organisation doit toujours consulter son autorité de réglementation pour s'assurer qu'une méthode d'élimination est autorisée. Les méthodes d'élimination des déchets radioactifs comprennent la conservation du matériau pour la désintégration radioactive et l'élimination ultérieure sans tenir compte de la radioactivité, l'incinération, l'élimination dans le système d'égouts sanitaires, l'enfouissement à terre et l'enfouissement en mer. L'inhumation en mer n'est souvent pas autorisée par la politique nationale ou un traité international et ne sera pas discutée plus avant.

Les déchets radioactifs des cœurs de réacteurs (déchets hautement radioactifs) posent des problèmes particuliers en matière de stockage. La manipulation et l'élimination de ces déchets sont contrôlées par les autorités réglementaires nationales et internationales.

Souvent, les déchets radioactifs peuvent avoir une propriété autre que la radioactivité qui, à elle seule, les rendrait dangereux. Ces déchets sont appelés déchets mixtes. Les exemples incluent les déchets radioactifs qui présentent également un risque biologique ou qui sont toxiques. Les déchets mixtes nécessitent une manipulation spéciale. Se référer aux autorités réglementaires pour l'élimination appropriée de ces déchets.

Détention pour désintégration radioactive

Si la demi-vie de la matière radioactive est courte (généralement moins de 65 jours) et si l'organisation dispose d'un espace de stockage suffisant, les déchets radioactifs peuvent être conservés pour désintégration avec élimination ultérieure sans tenir compte de leur radioactivité. Une période de maintien d'au moins dix demi-vies est généralement suffisante pour rendre les niveaux de rayonnement indiscernables du bruit de fond.

Les déchets doivent être inspectés avant d'être éliminés. L'enquête doit utiliser des instruments appropriés pour le rayonnement à détecter et démontrer que les niveaux de rayonnement sont indiscernables du bruit de fond.

Iincinération

Si l'autorité de réglementation autorise l'incinération, il doit généralement être démontré que cette incinération n'entraîne pas une concentration de radionucléides dans l'air dépassant les niveaux admissibles. Les cendres doivent être inspectées périodiquement pour vérifier qu'elles ne sont pas radioactives. Dans certaines circonstances, il peut être nécessaire de surveiller la cheminée pour s'assurer que les concentrations atmosphériques admissibles ne sont pas dépassées.

Élimination dans le réseau d'égouts sanitaires

Si l'autorité de réglementation autorise une telle élimination, il doit généralement être démontré que cette élimination n'entraîne pas une concentration de radionucléides dans l'eau supérieure aux niveaux admissibles. Le matériau à éliminer doit être soluble ou autrement facilement dispersible dans l'eau. L'autorité de sûreté fixe souvent des limites annuelles spécifiques à une telle élimination par radionucléide.

Enterrement terrestre

Les déchets radioactifs non éliminables par d'autres moyens seront éliminés par enfouissement terrestre dans des sites agréés par les autorités réglementaires nationales ou locales. Les autorités réglementaires contrôlent étroitement cette élimination. Les producteurs de déchets ne sont généralement pas autorisés à éliminer des déchets radioactifs sur leur propre terrain. Les coûts associés à l'enfouissement terrestre comprennent les frais d'emballage, d'expédition et de stockage. Ces coûts s'ajoutent au coût de l'espace d'enfouissement lui-même et peuvent souvent être réduits en compactant les déchets. Les coûts d'enfouissement des terres pour l'élimination des déchets radioactifs augmentent rapidement.

Audits de programme

Les programmes de radioprotection doivent être audités périodiquement pour vérifier leur efficacité, leur exhaustivité et leur conformité avec les autorités réglementaires. L'audit doit être effectué au moins une fois par an et être complet. Les auto-audits sont généralement autorisés, mais des audits par des agences extérieures indépendantes sont souhaitables. Les audits des agences externes ont tendance à être plus objectifs et ont un point de vue plus global que les audits locaux. Une agence d'audit non associée aux opérations quotidiennes d'un programme de radioprotection peut souvent identifier des problèmes non vus par les opérateurs locaux, qui peuvent avoir pris l'habitude de les ignorer.

Formation

Les employeurs doivent fournir une formation en radioprotection à tous les travailleurs exposés ou potentiellement exposés à des rayonnements ionisants ou à des matières radioactives. Ils doivent fournir une formation initiale avant qu'un travailleur ne commence à travailler et une formation de recyclage annuelle. En outre, chaque travailleuse en âge de procréer doit recevoir une formation et des informations spéciales sur les effets des rayonnements ionisants sur l'enfant à naître et sur les précautions qu'elle doit prendre. Cette formation spéciale doit être donnée lors de son premier emploi, lors de la formation annuelle de remise à niveau et si elle avise son employeur qu'elle est enceinte.

Toutes les personnes travaillant ou fréquentant toute partie d'une zone dont l'accès est restreint pour des raisons de radioprotection :

• doit être tenu informé du stockage, du transfert ou de l'utilisation de matières radioactives ou de rayonnements dans ces parties de la zone réglementée
• doivent être informés des problèmes de protection de la santé associés à l'exposition à ces matières radioactives ou à ces rayonnements, des précautions ou des procédures visant à minimiser l'exposition, ainsi que des objectifs et des fonctions des dispositifs de protection utilisés
• doit être instruit et chargé de respecter, dans la mesure où le travailleur en a le contrôle, les dispositions applicables des réglementations nationales et de l'employeur pour la protection du personnel contre les expositions aux rayonnements ou aux matières radioactives se produisant dans ces zones
• doivent être informés de leur responsabilité de signaler rapidement à l'employeur toute condition susceptible d'entraîner ou de provoquer une violation des réglementations nationales ou de l'employeur ou une exposition inutile à des rayonnements ou à des matières radioactives
• doivent être informés de la réponse appropriée aux avertissements émis en cas d'événement ou de dysfonctionnement inhabituel pouvant impliquer une exposition à des rayonnements ou à des matières radioactives
• doivent être informés des rapports d'exposition aux rayonnements que les travailleurs peuvent demander.

L'étendue des consignes de radioprotection doit être proportionnée aux problèmes potentiels de radioprotection sanitaire dans la zone contrôlée. Les instructions doivent être étendues, le cas échéant, au personnel auxiliaire, comme les infirmières qui s'occupent des patients radioactifs dans les hôpitaux et les pompiers et les policiers qui pourraient répondre aux urgences.

Qualifications des travailleurs

Les employeurs doivent s'assurer que les travailleurs utilisant des rayonnements ionisants sont qualifiés pour effectuer le travail pour lequel ils sont employés. Les travailleurs doivent avoir les connaissances et l'expérience nécessaires pour effectuer leur travail en toute sécurité, notamment en ce qui concerne l'exposition et l'utilisation des rayonnements ionisants et des matières radioactives.

Le personnel de radioprotection doit avoir les connaissances et les qualifications appropriées pour mettre en œuvre et faire fonctionner un bon programme de radioprotection. Leurs connaissances et leurs qualifications doivent être au moins en rapport avec les problèmes potentiels de protection radiologique de la santé qu'eux-mêmes et les travailleurs sont raisonnablement susceptibles de rencontrer.

Planification d'urgence

Toutes les opérations, sauf les plus petites, qui utilisent des rayonnements ionisants ou des matières radioactives doivent avoir des plans d'urgence en place. Ces plans doivent être tenus à jour et exercés périodiquement.

Les plans d'urgence doivent traiter toutes les situations d'urgence crédibles. Les plans d'une grande centrale nucléaire seront beaucoup plus étendus et impliqueront une zone et un nombre de personnes beaucoup plus importants que les plans d'un petit laboratoire de radio-isotopes.

Tous les hôpitaux, en particulier dans les grandes zones métropolitaines, devraient avoir des plans pour recevoir et soigner les patients contaminés par la radioactivité. Les services de police et de lutte contre les incendies devraient avoir des plans pour faire face aux accidents de transport mettant en cause des matières radioactives.

Tenue de dossiers

Les activités de radioprotection d'une organisation doivent être entièrement documentées et conservées de manière appropriée. Ces enregistrements sont essentiels si le besoin se fait sentir pour les expositions antérieures aux rayonnements ou les rejets de radioactivité et pour démontrer la conformité aux exigences des autorités réglementaires. Une tenue de dossiers cohérente, précise et complète doit recevoir une priorité élevée.

Considérations organisationnelles

Le poste de la personne principalement responsable de la radioprotection doit être placé dans l'organisation de manière à ce qu'elle ait un accès immédiat à tous les échelons des travailleurs et de la direction. Il ou elle doit avoir libre accès aux zones dont l'accès est restreint pour des raisons de radioprotection et le pouvoir de mettre fin immédiatement aux pratiques dangereuses ou illégales.

Retour

Cet article décrit plusieurs accidents radiologiques importants, leurs causes et les réponses à y apporter. Un examen des événements qui ont précédé, pendant et après ces accidents peut fournir aux planificateurs des informations leur permettant d'éviter de futurs accidents de ce type et d'améliorer une réponse appropriée et rapide au cas où un accident similaire se reproduirait.

Mort par irradiation aiguë résultant d'une excursion nucléaire critique accidentelle le 30 décembre 1958

Ce rapport est remarquable car il impliquait la plus grande dose accidentelle de rayonnement reçue par l'homme (à ce jour) et en raison de l'examen extrêmement professionnel et approfondi de l'affaire. Cela représente l'un des meilleurs, sinon le meilleur, documenté syndrome de rayonnement aigu descriptions qui existent (JOM 1961).

Le 4 décembre 35 à 30 h 1958, une excursion critique accidentelle causant des lésions radiologiques mortelles à un employé (K) se produit dans l'usine de récupération de plutonium du Laboratoire national de Los Alamos (Nouveau-Mexique, États-Unis).

L'heure de l'accident est importante car six autres ouvriers se trouvaient dans la même pièce que K trente minutes plus tôt. La date de l'accident est importante car le flux normal de matières fissiles dans le système a été interrompu pour l'inventaire physique de fin d'année. Cette interruption a rendu une procédure routinière non routinière et a conduit à une « criticité » accidentelle des solides riches en plutonium introduits accidentellement dans le système.

Résumé des estimations de l'exposition au rayonnement de K

La meilleure estimation de l'exposition corporelle totale moyenne de K se situait entre 39 et 49 Gy, dont environ 9 Gy étaient dus aux neutrons de fission. Une portion considérablement plus importante de la dose a été délivrée à la moitié supérieure du corps qu'à la moitié inférieure. Le tableau 1 montre une estimation de l'exposition au rayonnement de K.

Tableau 1. Estimations de l'exposition au rayonnement de K

Évolution clinique du patient

Rétrospectivement, l'évolution clinique du patient K peut être divisée en quatre périodes distinctes. Ces périodes différaient en termes de durée, de symptômes et de réponse au traitement de soutien.

La première période, d'une durée de 20 à 30 minutes, a été caractérisée par son effondrement physique immédiat et son incapacité mentale. Son état a évolué vers une semi-conscience et une grave prostration.

La deuxième période a duré environ 1.5 heure et a commencé avec son arrivée sur une civière à la salle d'urgence de l'hôpital et s'est terminée par son transfert de la salle d'urgence à la salle pour une thérapie de soutien supplémentaire. Cet intervalle était caractérisé par un choc cardiovasculaire si grave que la mort semblait imminente pendant tout ce temps. Il semblait souffrir de fortes douleurs abdominales.

La troisième période a duré environ 28 heures et a été caractérisée par une amélioration subjective suffisante pour encourager des tentatives continues pour soulager son anoxie, son hypotension et son insuffisance circulatoire.

La quatrième période a commencé avec l'apparition non annoncée d'une irritabilité et d'un antagonisme augmentant rapidement, frisant la manie, suivis d'un coma et de la mort en environ 2 heures. L'ensemble de l'évolution clinique a duré 35 heures à partir du moment de l'exposition aux radiations jusqu'au décès.

Les changements clinicopathologiques les plus spectaculaires ont été observés dans les systèmes hématopoïétique et urinaire. Les lymphocytes n'ont pas été trouvés dans le sang circulant après la huitième heure, et il y a eu un arrêt urinaire pratiquement complet malgré l'administration d'une grande quantité de liquides.

La température rectale de K a varié entre 39.4 et 39.7°C pendant les 6 premières heures, puis est tombée précipitamment à la normale, où elle est restée toute sa vie. Cette température initiale élevée et son maintien pendant 6 heures ont été considérés comme étant en accord avec sa dose massive présumée de rayonnement. Son pronostic était grave.

De toutes les diverses déterminations effectuées au cours de la maladie, les changements dans le nombre de globules blancs se sont révélés être l'indicateur pronostique le plus simple et le meilleur d'une irradiation sévère. La quasi-disparition des lymphocytes de la circulation périphérique dans les 6 heures suivant l'exposition était considérée comme un signe grave.

Seize agents thérapeutiques différents ont été employés dans le traitement symptomatique de K sur une période d'environ 30 heures. Malgré cela et l'administration continue d'oxygène, ses tonalités cardiaques sont devenues très distantes, lentes et irrégulières environ 32 heures après l'irradiation. Son cœur s'affaiblit alors progressivement et s'arrête brusquement 34 heures 45 minutes après l'irradiation.

Accident du réacteur n° 1 de Windscale du 9 au 12 octobre 1957

Le réacteur n° 1 de Windscale était un réacteur de production de plutonium à uranium naturel, refroidi par air et modéré au graphite. Le cœur a été partiellement détruit par un incendie le 15 octobre 1957. Cet incendie a entraîné un rejet d'environ 0.74 PBq (10⁺¹⁵ Bq) d'iode-131 (¹³¹I) à l'environnement sous le vent.

Selon un rapport d'information sur l'accident de la Commission américaine de l'énergie atomique sur l'incident de Windscale, l'accident a été causé par des erreurs de jugement de l'opérateur concernant les données de thermocouple et a été aggravé par une mauvaise manipulation du réacteur qui a permis à la température du graphite d'augmenter trop rapidement. Le fait que les thermocouples de température du combustible étaient situés dans la partie la plus chaude du réacteur (c'est-à-dire là où les débits de dose les plus élevés se produisaient) pendant les opérations normales, plutôt que dans les parties du réacteur qui étaient les plus chaudes lors d'un rejet anormal, a également contribué. Un deuxième défaut d'équipement était le wattmètre du réacteur, qui a été étalonné pour les opérations normales et lu bas pendant le recuit. Conséquence du deuxième cycle de chauffage, la température du graphite a augmenté le 9 octobre, en particulier dans la partie avant inférieure du réacteur où certaines gaines avaient cédé en raison de la montée rapide en température antérieure. Bien qu'il y ait eu un certain nombre de petits rejets d'iode le 9 octobre, les rejets n'ont été reconnus que le 10 octobre lorsque l'indicateur d'activité de la cheminée a montré une augmentation significative (qui n'a pas été considérée comme très significative). Enfin, dans l'après-midi du 10 octobre, d'autres surveillances (site de Calder) indiquent le dégagement de radioactivité. Les efforts pour refroidir le réacteur en y forçant de l'air ont non seulement échoué, mais ont en fait augmenté l'ampleur de la radioactivité libérée.

Les rejets estimés de l'accident de Windscale étaient de 0.74 PBq de ¹³¹I, 0.22 PBq de césium-137 (¹³⁷Cs), 3.0 TBq (10¹²Bq) de strontium-89 (⁸⁹Sr), et 0.33 TBq de strontium-90
(⁹⁰Sr). Le débit de dose gamma absorbé hors site le plus élevé était d'environ 35 μGy/h en raison de l'activité aéroportée. Les relevés d'activité atmosphérique autour des usines de Windscale et de Calder étaient souvent de 5 à 10 fois les niveaux maximaux admissibles, avec des pics occasionnels de 150 fois les niveaux admissibles. Une interdiction du lait s'étendait sur un rayon d'environ 420 km.

Lors des opérations de mise sous contrôle du réacteur, 14 travailleurs ont reçu des équivalents de dose supérieurs à 30 mSv par trimestre calendaire, l'équivalent de dose maximum étant de 46 mSv par trimestre calendaire.

Les leçons apprises

De nombreux enseignements ont été tirés concernant la conception et l'exploitation des réacteurs à uranium naturel. Les insuffisances concernant l'instrumentation du réacteur et la formation des opérateurs du réacteur soulèvent également des points analogues à l'accident de Three Mile Island (voir ci-dessous).

Il n'existait aucune ligne directrice sur l'exposition admissible à court terme à l'iode radioactif dans les aliments. Le British Medical Research Council a effectué une enquête et une analyse rapides et approfondies. Beaucoup d'ingéniosité a été utilisée pour dériver rapidement les concentrations maximales admissibles pour ¹³¹moi dans la nourriture. L'étude Niveaux de référence d'urgence qui a résulté de cet accident sert de base aux guides de planification d'urgence maintenant utilisés dans le monde entier (Bryant 1969).

Une corrélation utile a été dérivée pour prédire une contamination significative par l'iode radioactif dans le lait. Il a été constaté que les niveaux de rayonnement gamma dans les pâturages qui dépassaient 0.3 μGy/h produisaient du lait qui dépassait 3.7 MBq/m³.

La dose absorbée par inhalation de l'exposition externe aux iodes radioactifs est négligeable par rapport à celle de la consommation de lait ou de produits laitiers. En cas d'urgence, la spectroscopie gamma rapide est préférable aux procédures de laboratoire plus lentes.

Quinze équipes de deux personnes ont effectué des relevés de rayonnement et obtenu des échantillons. Vingt personnes ont été utilisées pour la coordination de l'échantillon et la communication des données. Environ 150 radiochimistes ont participé à l'analyse des échantillons.

Les filtres à cheminée en laine de verre ne sont pas satisfaisants en conditions accidentelles.

Accident de l'accélérateur pétrolier du Golfe du 4 octobre 1967

Les techniciens de la Gulf Oil Company utilisaient un accélérateur Van de Graaff de 3 MeV pour l'activation d'échantillons de sol le 4 octobre 1967. La combinaison d'une panne de verrouillage sur la touche d'alimentation de la console de l'accélérateur et de l'enregistrement de plusieurs des verrouillages sur le tunnel de sécurité porte et la pièce cible à l'intérieur de la porte ont provoqué de graves expositions accidentelles à trois personnes. Un individu a reçu environ 1 Gy d'équivalent de dose au corps entier, le second a reçu près de 3 Gy d'équivalent de dose au corps entier et le troisième a reçu environ 6 Gy d'équivalent de dose au corps entier, en plus d'environ 60 Gy aux mains et 30 Gy aux mains. les pieds.

Une des victimes de l'accident s'est présentée au service médical, se plaignant de nausées, de vomissements et de douleurs musculaires généralisées. Ses symptômes ont d'abord été diagnostiqués à tort comme des symptômes de grippe. Lorsque le deuxième patient est arrivé avec à peu près les mêmes symptômes, il a été décidé qu'il avait peut-être reçu des expositions importantes aux rayonnements. Les badges de film l'ont vérifié. Le Dr Niel Wald, Division de la santé radiologique de l'Université de Pittsburgh, a supervisé les tests de dosimétrie et a également agi en tant que médecin coordinateur dans le bilan et le traitement des patients.

Le Dr Wald a très rapidement fait transporter par avion des unités de filtrage absolu à l'hôpital de l'ouest de la Pennsylvanie à Pittsburgh où les trois patients avaient été admis. Il a mis en place ces filtres absolus/filtres à flux laminaire pour nettoyer l'environnement des patients de tout contaminant biologique. Ces unités « d'isolement inversé » ont été utilisées sur le patient exposé à 1 Gy pendant environ 16 jours, et sur les patients exposés à 3 et 6 Gy pendant environ un mois et demi.

Le Dr E. Donnal Thomas de l'Université de Washington est arrivé pour effectuer une greffe de moelle osseuse sur le patient de 6 Gy le huitième jour après l'exposition. Le frère jumeau du patient a servi de donneur de moelle osseuse. Bien que ce traitement médical héroïque ait sauvé la vie du patient de 6 Gy, rien n'a pu être fait pour sauver ses bras et ses jambes, qui ont chacun reçu une dose absorbée de dizaines de grays.

Les leçons apprises

Si la procédure opératoire simple consistant à toujours utiliser un mètre à l'entrée de la salle d'exposition avait été suivie, ce tragique accident aurait été évité.

Au moins deux sas avaient été fermés avec du ruban adhésif pendant de longues périodes avant cet accident. Le contournement des verrouillages de protection est intolérable.

Des vérifications d'entretien régulières doivent avoir été effectuées sur les verrouillages d'alimentation à clé de l'accélérateur.

Une attention médicale opportune a sauvé la vie de la personne la plus exposée. La procédure héroïque d'une greffe complète de moelle osseuse ainsi que l'utilisation d'un isolement inversé et de soins médicaux de qualité ont tous été des facteurs majeurs pour sauver la vie de cette personne.

Les filtres d'isolation inversés peuvent être obtenus en quelques heures et être installés dans n'importe quel hôpital pour soigner les patients fortement exposés.

Rétrospectivement, les autorités médicales impliquées auprès de ces patients auraient recommandé une amputation plus tôt et à un niveau définitif dans les deux ou trois mois suivant l'exposition. Une amputation plus précoce diminue la probabilité d'infection, donne une période plus courte de douleur intense, réduit les analgésiques nécessaires pour le patient, réduit éventuellement le séjour à l'hôpital du patient et contribue éventuellement à une rééducation plus précoce. Une amputation plus précoce doit, bien sûr, être effectuée en corrélant les informations dosimétriques avec les observations cliniques.

L'accident du réacteur prototype SL-1 (Idaho, États-Unis, 3 janvier 1961)

Il s'agit du premier (et à ce jour le seul) accident mortel de l'histoire de l'exploitation des réacteurs américains. Le SL-1 est un prototype d'un petit réacteur de puissance de l'armée (APPR) conçu pour le transport aérien vers des régions éloignées pour la production d'énergie électrique. Ce réacteur a été utilisé pour les essais de combustible et pour la formation de l'équipage du réacteur. Il a été exploité dans le désert éloigné de la station d'essai du réacteur national à Idaho Falls, Idaho, par Combustion Engineering pour l'armée américaine. Le SL-1 était ne sauraient un réacteur de puissance commercial (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

Au moment de l'accident, le SL-1 était chargé de 40 éléments combustibles et de 5 pales de barres de commande. Il pouvait produire une puissance de 3 MW (thermique) et était un réacteur refroidi et modéré à l'eau bouillante.

L'accident a entraîné la mort de trois militaires. L'accident a été causé par le retrait d'une seule barre de commande sur une distance supérieure à 1 m. Cela a amené le réacteur à entrer dans une criticité rapide. La raison pour laquelle un opérateur de réacteur qualifié et agréé ayant une grande expérience des opérations de ravitaillement a retiré la barre de commande au-delà de son point d'arrêt normal est inconnue.

L'une des trois victimes de l'accident était encore en vie lorsque le personnel d'intervention initial est arrivé sur les lieux de l'accident. Des produits de fission à haute activité recouvraient son corps et étaient incrustés dans sa peau. Des parties de la peau de la victime ont enregistré plus de 4.4 Gy/h à 15 cm et ont entravé les secours et les soins médicaux.

Les leçons apprises

Aucun réacteur conçu depuis l'accident du SL-1 ne peut être amené à l'état « prompt-critique » avec une seule barre de contrôle.

Tous les réacteurs doivent avoir sur place des compteurs de mesure portables ayant des plages supérieures à 20 mGy/h. Des compteurs topographiques d'une portée maximale de 10 Gy/h sont recommandés.

Remarque : L'accident de Three Mile Island a montré que 100 Gy/h est la plage requise pour les mesures gamma et bêta.

Des installations de traitement sont nécessaires là où un patient hautement contaminé peut recevoir un traitement médical définitif avec des garanties raisonnables pour le personnel soignant. Étant donné que la plupart de ces installations seront dans des cliniques avec d'autres missions en cours, le contrôle des contaminants radioactifs en suspension dans l'air et dans l'eau peut nécessiter des dispositions particulières.

Machines à rayons X, industrielles et analytiques

Les expositions accidentelles aux systèmes à rayons X sont nombreuses et impliquent souvent des expositions extrêmement élevées à de petites parties du corps. Il n'est pas rare que les systèmes de diffraction des rayons X produisent des débits de dose absorbée de 5 Gy/s à 10 cm du foyer du tube. À des distances plus courtes, des débits de 100 Gy/s ont souvent été mesurés. Le faisceau est généralement étroit, mais même une exposition de quelques secondes peut entraîner des lésions locales graves (Lubenau et al. 1967 ; Lindell 1968 ; Haynie et Olsher 1981 ; ANSI 1977).

Parce que ces systèmes sont souvent utilisés dans des circonstances « non routinières », ils se prêtent à la production d'expositions accidentelles. Les systèmes à rayons X couramment utilisés dans les opérations normales semblent raisonnablement sûrs. La défaillance de l'équipement n'a pas causé d'exposition grave.

Leçons tirées des expositions accidentelles aux rayons X

La plupart des expositions accidentelles se sont produites lors d'utilisations non routinières lorsque l'équipement a été partiellement démonté ou que les couvercles de protection ont été retirés.

Dans les cas d'exposition les plus graves, il n'y avait pas eu d'instruction adéquate pour le personnel et le personnel d'entretien.

Si des méthodes simples et sûres avaient été utilisées pour s'assurer que les tubes à rayons X étaient éteints pendant les réparations et l'entretien, de nombreuses expositions accidentelles auraient été évitées.

Des dosimètres personnels au doigt ou au poignet doivent être utilisés pour les opérateurs et le personnel de maintenance travaillant avec ces machines.

Si des verrouillages avaient été nécessaires, de nombreuses expositions accidentelles auraient été évitées.

L'erreur de l'opérateur était une cause contributive dans la plupart des accidents. Le manque d'enceintes adéquates ou une mauvaise conception du blindage a souvent aggravé la situation.

Inaccidents de radiographie industrielle

Des années 1950 aux années 1970, le taux d'accidents radiologiques le plus élevé pour une seule activité a toujours été celui des opérations radiographiques industrielles (IAEA 1969, 1977). Les organismes nationaux de réglementation continuent de lutter pour réduire le taux en combinant des réglementations améliorées, des exigences de formation strictes et des politiques d'inspection et d'application toujours plus strictes (USCFR 1990). Ces efforts réglementaires ont généralement réussi, mais de nombreux accidents liés à la radiographie industrielle se produisent encore. Une législation autorisant d'énormes amendes monétaires peut être l'outil le plus efficace pour maintenir la sécurité radiologique dans l'esprit des responsables de la radiographie industrielle (et donc aussi, dans l'esprit des travailleurs).

Causes des accidents de radiographie industrielle

Formation des travailleurs. La radiographie industrielle a probablement des exigences d'éducation et de formation inférieures à celles de tout autre type d'emploi sous rayonnement. Par conséquent, les exigences de formation existantes doivent être strictement appliquées.

Incitation à la production des travailleurs. Pendant des années, les radiographes industriels ont mis l'accent sur la quantité de radiographies réussies produites par jour. Cette pratique peut conduire à des actes dangereux ainsi qu'à la non-utilisation occasionnelle de la dosimétrie personnelle afin que le dépassement des limites d'équivalent de dose ne soit pas détecté.

Manque d'enquêtes appropriées. Une étude approfondie des porcs sources (conteneurs de stockage) (figure 1) après chaque exposition est très importante. La non-réalisation de ces enquêtes est la cause la plus probable d'expositions inutiles, dont beaucoup ne sont pas enregistrées, car les radiographes industriels utilisent rarement des dosimètres pour les mains ou les doigts (figure 1).

Figure 1. Caméra de radiographie industrielle

Problèmes d'équipement. En raison de l'utilisation intensive des caméras radiographiques industrielles, les mécanismes d'enroulement de la source peuvent se desserrer et empêcher la source de se rétracter complètement dans sa position de stockage sûre (point A sur la figure 1). Il existe également de nombreux cas de pannes de verrouillage de source de placard qui provoquent des expositions accidentelles du personnel.

Conception de plans d'urgence

Il existe de nombreuses excellentes lignes directrices, tant générales que spécifiques, pour la conception des plans d'urgence. Certaines références sont particulièrement utiles. Celles-ci sont données dans les lectures suggérées à la fin de ce chapitre.

Rédaction initiale du plan et des procédures d'urgence

Tout d'abord, il faut évaluer l'ensemble de l'inventaire des matières radioactives de l'installation en question. Ensuite, les accidents crédibles doivent être analysés afin de déterminer les termes maximaux probables de rejet à la source. Ensuite, le plan et ses procédures doivent permettre aux exploitants des installations de :

1. reconnaître une situation accidentelle
2. classer l'accident selon sa gravité
3. prendre des mesures pour atténuer l'accident
4. faire des notifications en temps opportun
5. appeler à l'aide efficacement et rapidement
6. quantifier les rejets
7. suivre les expositions sur site et hors site, ainsi que les expositions d'urgence ALARA
8. récupérer l'installation aussi rapidement que possible
9. tenir des registres précis et détaillés.

Types d'accidents associés aux réacteurs nucléaires

Une liste, du plus probable au moins probable, des types d'accidents associés aux réacteurs nucléaires suit. (L'accident de réacteur non nucléaire de type industriel général est de loin le plus probable.)

1. Libération inattendue de faible niveau de matières radioactives avec peu ou pas d'exposition du personnel aux radiations externes. Se produit généralement lors de révisions majeures ou lors de l'expédition de résine usée ou de combustible usé. Les fuites du système de refroidissement et les déversements dans les puits d'échantillons de liquide de refroidissement sont souvent des causes de propagation de la contamination radioactive.
2. Exposition externe inattendue du personnel. Cela se produit généralement lors de révisions majeures ou d'un entretien de routine.
3. Une combinaison de propagation de la contamination, de contamination du personnel et d'exposition externe à faible niveau de rayonnement du personnel est le deuxième accident le plus probable. Ces accidents se produisent dans les mêmes conditions que 1 et 2 ci-dessus.
4. Contamination brute de surface due à une fuite majeure du système de refroidissement du réacteur ou à une fuite de caloporteur de combustible usé.
5. Éclats ou grosses particules de CRUD activé (voir définition ci-dessous) dans ou sur la peau, les oreilles ou les yeux.
6. Exposition à des rayonnements de haut niveau du personnel de la centrale. Ceci est généralement causé par une négligence.
7. Rejet de quantités faibles mais supérieures aux quantités autorisées de déchets radioactifs à l'extérieur des limites de la centrale. Ceci est généralement associé à des échecs humains.
8. Fusion du réacteur. Une contamination grossière hors site et une forte exposition du personnel se produiraient probablement.
9. Excursion du réacteur (accident de type SL-1).

Radionucléides attendus des accidents de réacteurs refroidis à l'eau :

• produits de corrosion et d'érosion activés (communément appelés Cru) dans le liquide de refroidissement ; par exemple, cobalt-60 ou -58 (⁶⁰Co, ⁵⁸Co), fer-59 (⁵⁹Fe), manganèse-58 (⁵⁸Mn) et tantale-183 (¹⁸³Ta)
• produits de fission de faible activité habituellement présents dans le caloporteur ; par exemple, l'iode-131 (¹³¹I) et césium-137 (¹³⁷cs)
• dans les réacteurs à eau bouillante, 1 et 2 ci-dessus plus dégazage continu de faibles niveaux de tritium 
• (³H) et des gaz radioactifs nobles tels que le xénon-133 et -135 (¹³³Quoi, ¹³⁵Xe), l'argon-41 (⁴¹Ar), et le krypton-85 (⁸⁵Kr)
• tritium (³H) fabriqué à l'intérieur du noyau à raison de 1.3 × 10^-4 atomes de ³H par fission (seule une fraction de celui-ci quitte le combustible).

Figure 2. Exemple de plan d'urgence pour une centrale nucléaire, table des matières

Plan d'urgence typique d'une centrale nucléaire, table des matières

La figure 2 est un exemple de table des matières d'un plan d'urgence de centrale nucléaire. Un tel plan devrait inclure chaque chapitre illustré et être adapté pour répondre aux exigences locales. Une liste des procédures typiques de mise en œuvre des réacteurs de puissance est donnée à la figure 3.

Figure 3. Procédures typiques de mise en œuvre d'un réacteur de puissance

Surveillance radiologique de l'environnement lors d'accidents

Cette tâche est souvent appelée EREMP (Programme de surveillance radiologique d'urgence de l'environnement) dans les grandes installations.

L'une des leçons les plus importantes tirées par la Commission de réglementation nucléaire des États-Unis et d'autres agences gouvernementales de l'accident de Three Mile Island est qu'on ne peut pas mettre en œuvre avec succès l'EREMP en un ou deux jours sans une planification préalable approfondie. Bien que le gouvernement américain ait dépensé plusieurs millions de dollars pour surveiller l'environnement autour de la centrale nucléaire de Three Mile Island pendant l'accident, moins de 5^% des rejets totaux ont été mesurés. Cela était dû à une planification préalable médiocre et inadéquate.

Concevoir des programmes de surveillance radiologique d'urgence de l'environnement

L'expérience a montré que le seul EREMP réussi est celui qui est intégré au programme de surveillance radiologique de routine de l'environnement. Au cours des premiers jours de l'accident de Three Mile Island, on a appris qu'un EREMP efficace ne peut pas être établi avec succès en un jour ou deux, peu importe la quantité de main-d'œuvre et d'argent appliquée au programme.

Lieux d'échantillonnage

Tous les emplacements du programme de surveillance radiologique de routine de l'environnement seront utilisés lors de la surveillance à long terme des accidents. De plus, un certain nombre de nouveaux emplacements doivent être aménagés afin que les équipes de levés motorisés aient des emplacements prédéterminés dans chaque portion de chaque secteur de 22½° (voir figure 3). Généralement, les emplacements d'échantillonnage seront dans des zones avec des routes. Cependant, des exceptions doivent être faites pour les sites normalement inaccessibles mais potentiellement occupés tels que les terrains de camping et les sentiers de randonnée dans un rayon d'environ 16 km sous le vent de l'accident.

Figure 3. Désignations des secteurs et des zones pour les points d'échantillonnage et de surveillance radiologiques dans les zones de planification d'urgence

La figure 3 montre la désignation du secteur et de la zone pour les points de surveillance des rayonnements et de l'environnement. On peut désigner des secteurs de 22½° par des directions cardinales (par exemple, N, NEet NE) ou par des lettres simples (par exemple, A à travers R). Cependant, l'utilisation de lettres n'est pas recommandée car elles sont facilement confondues avec la notation directionnelle. Par exemple, il est moins déroutant d'utiliser la direction W en ouest plutôt que la lettre N.

Chaque emplacement d'échantillonnage désigné doit être visité lors d'un exercice d'entraînement afin que les personnes responsables de la surveillance et de l'échantillonnage soient familiarisées avec l'emplacement de chaque point et soient conscientes des "espaces morts" de la radio, des routes en mauvais état, des problèmes pour trouver les emplacements dans l'obscurité. etc. Étant donné qu'aucun exercice ne couvrira tous les emplacements pré-désignés dans la zone de protection d'urgence de 16 km, les exercices doivent être conçus de manière à ce que tous les points d'échantillonnage soient éventuellement visités. Il est souvent utile de prédéterminer la capacité des véhicules de l'équipe d'enquête à communiquer avec chaque point pré-désigné. Les emplacements réels des points d'échantillonnage sont choisis en utilisant les mêmes critères que dans le REMP (NRC 1980); par exemple, ligne de site, zone d'exclusion minimale, personne la plus proche, communauté la plus proche, école la plus proche, hôpital, maison de retraite, troupeau d'animaux laitiers, jardin, ferme, etc.

Equipe d'enquête de surveillance radiologique

Lors d'un accident entraînant des rejets importants de matières radioactives, les équipes de surveillance radiologique doivent assurer une surveillance continue sur le terrain. Ils doivent également surveiller en permanence sur place si les conditions le permettent. Normalement, ces équipes surveilleront les rayonnements gamma et bêta ambiants et échantillonneront l'air pour détecter la présence de particules radioactives et d'halogènes.

Ces équipes doivent être bien formées à toutes les procédures de surveillance, y compris la surveillance de leurs propres expositions, et être en mesure de transmettre avec précision ces données à la station de base. Les détails tels que le type de compteur, le numéro de série et l'état de la fenêtre ouverte ou fermée doivent être soigneusement consignés sur des feuilles de journal bien conçues.

Au début d'une urgence, une équipe de surveillance d'urgence peut avoir à surveiller pendant 12 heures sans interruption. Après la période initiale, cependant, le temps de terrain pour l'équipe d'enquête devrait être réduit à huit heures avec au moins une pause de 30 minutes.

Étant donné qu'une surveillance continue peut être nécessaire, des procédures doivent être en place pour fournir aux équipes d'enquête de la nourriture et des boissons, des instruments et des piles de remplacement, et pour le transfert aller-retour des filtres à air.

Même si les équipes d'enquête travailleront probablement 12 heures par équipe, trois équipes par jour sont nécessaires pour assurer une surveillance continue. Lors de l'accident de Three Mile Island, un minimum de cinq équipes de surveillance ont été déployées à tout moment pendant les deux premières semaines. La logistique pour soutenir un tel effort doit être soigneusement planifiée à l'avance.

Équipe de prélèvement environnemental radiologique

Les types d'échantillons environnementaux prélevés lors d'un accident dépendent du type de rejets (aéroportés ou aquatiques), de la direction du vent et de la période de l'année. Des échantillons de sol et d'eau potable doivent être prélevés même en hiver. Bien que les rejets de radio-halogènes puissent ne pas être détectés, des échantillons de lait doivent être prélevés en raison du facteur de bioaccumulation important.

De nombreux prélèvements alimentaires et environnementaux doivent être effectués pour rassurer le public même si des raisons techniques ne justifient pas l'effort. De plus, ces données peuvent être précieuses lors d'éventuelles procédures judiciaires ultérieures.

Des feuilles de journal pré-planifiées utilisant des procédures de données hors site soigneusement pensées sont essentielles pour les échantillons environnementaux. Toutes les personnes prélevant des échantillons environnementaux doivent avoir démontré une compréhension claire des procédures et avoir suivi une formation documentée sur le terrain.

Si possible, la collecte de données d'échantillons environnementaux hors site doit être effectuée par un groupe hors site indépendant. Il est également préférable que les échantillons environnementaux de routine soient prélevés par le même groupe hors site, afin que le précieux groupe sur site puisse être utilisé pour d'autres collectes de données lors d'un accident.

Il est à noter que lors de l'accident de Three Mile Island, chaque échantillon environnemental qui aurait dû être prélevé a été collecté, et aucun échantillon environnemental n'a été perdu. Cela s'est produit même si le taux d'échantillonnage a augmenté d'un facteur de plus de dix par rapport aux taux d'échantillonnage antérieurs à l'accident.

Équipement de surveillance d'urgence

L'inventaire de l'équipement de surveillance d'urgence doit être au moins le double de celui nécessaire à un moment donné. Des casiers devraient être placés autour des complexes nucléaires à divers endroits afin qu'aucun accident ne puisse empêcher l'accès à tous ces casiers. Pour assurer la préparation, l'équipement doit être inventorié et son calibrage vérifié au moins deux fois par an et après chaque exercice. Les camionnettes et les camions des grandes installations nucléaires doivent être entièrement équipés pour la surveillance d'urgence sur site et hors site.

Les laboratoires de comptage sur site peuvent être inutilisables en cas d'urgence. Par conséquent, des dispositions préalables doivent être prises pour un laboratoire de comptage alternatif ou mobile. C'est maintenant une exigence pour les centrales nucléaires américaines (USNRC 1983).

Le type et la sophistication de l'équipement de surveillance de l'environnement doivent répondre aux exigences d'assister au pire accident crédible de l'installation nucléaire. Voici une liste des équipements de surveillance environnementale typiques requis pour les centrales nucléaires :

1. L'équipement d'échantillonnage de l'air doit comprendre des unités fonctionnant sur batterie pour l'échantillonnage à court terme et fonctionnant sur courant alternatif avec des enregistreurs à bande et des capacités d'alarme pour une surveillance à plus long terme.
2. L'équipement d'échantillonnage de liquide doit contenir des échantillonneurs continus. Les échantillonneurs doivent pouvoir fonctionner dans l'environnement local, quelle que soit sa dureté.
3. Les gammamètres portables pour les travaux d'implantation doivent avoir une portée maximale de 100 Gy/h, et un équipement de mesure séparé doit pouvoir mesurer le rayonnement bêta jusqu'à 100 Gy/h.
4. Sur place, la dosimétrie du personnel doit inclure une capacité de mesure bêta, ainsi que des dosimètres thermoluminescents (TLD) (figure 4). Une autre dosimétrie des extrémités peut également être nécessaire. Des ensembles supplémentaires de dosimètres de contrôle sont toujours nécessaires en cas d'urgence. Un lecteur TLD portable peut être nécessaire pour établir une liaison avec l'ordinateur de la station via un modem téléphonique dans les lieux d'urgence. Les équipes d'enquête internes, telles que les équipes de sauvetage et de réparation, doivent disposer de dosimètres de poche à plage basse et haute ainsi que de dosimètres d'alarme préréglés. Une attention particulière doit être accordée aux niveaux de dose préétablis pour les équipes qui peuvent se trouver dans des zones à fort rayonnement.
5. Des fournitures de vêtements de protection doivent être fournies dans les lieux d'urgence et dans les véhicules d'urgence. Des vêtements de protection supplémentaires doivent être disponibles en cas d'accidents de longue durée.
6. Un équipement de protection respiratoire doit se trouver dans tous les casiers et véhicules d'urgence. Des listes à jour du personnel formé à la respiration doivent être conservées dans chacune des principales zones de stockage d'équipement d'urgence.
7. Les véhicules mobiles équipés de radios sont essentiels pour les équipes d'enquête de surveillance radiologique d'urgence. L'emplacement et la disponibilité des véhicules de secours doivent être connus.
8. L'équipement de l'équipe d'enquête environnementale doit être stocké dans un endroit pratique, de préférence hors site, afin qu'il soit toujours disponible.
9. Les trousses d'urgence doivent être placées dans le centre d'assistance technique et l'installation d'urgence hors site afin que les équipes d'enquête de remplacement n'aient pas besoin de se rendre sur place pour recevoir l'équipement et être déployées.
10. Pour un accident grave impliquant le rejet de matières radioactives dans l'air, des préparatifs doivent être en place pour l'utilisation d'hélicoptères et d'avions monomoteurs pour la surveillance aérienne.

Figure 4. Un radiographe industriel portant un badge TLD et un dosimètre thermoluminescent annulaire (facultatif aux États-Unis)

L'analyse des données

L'analyse des données environnementales lors d'un accident grave doit être transférée dès que possible vers un emplacement hors site tel que l'installation hors site d'urgence.

Des lignes directrices prédéfinies sur le moment où les données d'échantillons environnementaux doivent être communiquées à la direction doivent être établies. La méthode et la fréquence de transfert des données d'échantillons environnementaux aux agences gouvernementales doivent être convenues dès le début de l'accident.

Physique de la santé et radiochimie leçons tirées de l'accident de Three Mile Island

Des consultants extérieurs ont été nécessaires pour effectuer les activités suivantes car les physiciens de la santé des végétaux étaient entièrement occupés par d'autres tâches pendant les premières heures de l'accident de Three Mile Island le 28 mars 1979 :

• évaluation des rejets d'effluents radioactifs (gazeux et liquide), y compris la collecte d'échantillons, la coordination des laboratoires pour le comptage des échantillons, le contrôle de la qualité des laboratoires, la collecte des données, l'analyse des données, la génération de rapports, la distribution des données aux agences gouvernementales et au propriétaire de la centrale électrique
• évaluation de la dose, y compris les enquêtes sur les surexpositions présumées et réelles, les enquêtes sur la contamination cutanée et les dépôts internes, les maquettes d'exposition significative et les calculs de dose
• programme de surveillance radiologique de l'environnement, y compris la coordination complète du prélèvement d'échantillons, l'analyse des données, la génération et la distribution de rapports, les notifications de points d'action, l'expansion du programme pour la situation d'accident, puis la contraction du programme jusqu'à un an après l'accident
• études spéciales de dosimétrie bêta, y compris des études sur l'état de l'art en matière de surveillance du personnel bêta, la modélisation de la dose bêta à la peau des contaminants radioactifs, des comparaisons entre tous les systèmes de dosimétrie du personnel TLD bêta-gamma disponibles dans le commerce.

La liste ci-dessus comprend des exemples d'activités que le personnel typique de radioprotection des services publics ne peut pas accomplir de manière adéquate lors d'un accident grave. Le personnel de radioprotection de Three Mile Island était très expérimenté, bien informé et compétent. Ils ont travaillé 15 à 20 heures par jour pendant les deux premières semaines de l'accident sans interruption. Pourtant, les besoins supplémentaires causés par l'accident étaient si nombreux qu'ils étaient incapables d'effectuer de nombreuses tâches de routine importantes qui seraient normalement exécutées facilement.

Les leçons tirées de l'accident de Three Mile Island comprennent:

Entrée du bâtiment auxiliaire lors d'un accident

1. Toutes les inscriptions doivent figurer sur un nouveau permis de travail sous rayonnement examiné par le physicien de la santé principal sur place et signé par le surintendant de l'unité ou son suppléant désigné.
2. La salle de contrôle appropriée doit avoir un contrôle absolu sur toutes les entrées du bâtiment auxiliaire et du bâtiment de manutention du combustible. Aucune entrée ne doit être autorisée à moins qu'un physicien de la santé ne soit au point de contrôle lors de l'entrée.
3. Aucune entrée sans un mètre d'arpentage fonctionnant correctement d'une gamme appropriée ne devrait être autorisée. Une vérification ponctuelle de la réponse du compteur doit être effectuée immédiatement avant l'entrée.
4. L'historique d'exposition de toutes les personnes avant leur entrée dans une zone de rayonnement élevé doit être obtenu.
5. Expositions admissibles lors de l'entrée, quelle que soit l'importance de la tâche à désigner.

Prélèvement de liquide de refroidissement primaire lors d'un accident

1. Tous les échantillons à prélever sur un nouveau permis de travail sous rayonnement doivent être examinés par le physicien de la santé principal sur place et signés par le surintendant de l'unité ou son suppléant.
2. Aucun échantillon de liquide de refroidissement ne doit être prélevé à moins qu'un dosimètre d'extrémité ne soit porté.
3. Aucun échantillon de liquide de refroidissement ne doit être prélevé sans la disponibilité de gants blindés et de pinces d'au moins 60 cm de long au cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
4. Aucun échantillon de liquide de refroidissement ne doit être prélevé sans un écran de protection en verre au plomb en place au cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
5. Le prélèvement d'échantillons doit être interrompu si l'exposition à une extrémité ou à l'ensemble du corps est susceptible de dépasser les niveaux prédéfinis indiqués sur le permis de travail sous rayonnement.
6. Les expositions significatives doivent être réparties sur un certain nombre de travailleurs si possible.
7. Tous les cas de contamination cutanée dépassant les seuils d'intervention dans les 24 heures doivent être examinés.

Entrée salle des vannes d'appoint

1. Des levés de zone bêta et gamma à l'aide de détecteurs à distance avec une portée maximale appropriée doivent être effectués.
2. L'entrée initiale dans une zone où le débit de dose absorbée est supérieur à 20 mGy/h doit faire l'objet d'un examen préalable pour vérifier que l'exposition aux rayonnements sera maintenue aussi faible que raisonnablement possible.
3. Lorsque des fuites d'eau sont suspectées, une éventuelle contamination du sol doit être détectée.
4. Un programme cohérent pour le type et le placement de la dosimétrie du personnel doit être mis en place.
5. Avec des personnes entrant dans une zone avec un débit de dose absorbée de plus de 20 mGy/h, les TLD doivent être évalués immédiatement après la sortie.
6. Il convient de vérifier que toutes les exigences du permis de travail sous rayonnement sont respectées avant d'entrer dans une zone où le débit de dose absorbée est supérieur à 20 mGy/h.
7. Les entrées à temps contrôlé dans les zones dangereuses doivent être chronométrées par un physicien de la santé.

Actions de protection et surveillance environnementale hors site du point de vue du gouvernement local

1. Avant de commencer un protocole d'échantillonnage, il convient d'établir des critères pour l'arrêter.
2. Les interférences extérieures ne doivent pas être autorisées.
3. Plusieurs lignes téléphoniques confidentielles doivent être en place. Les chiffres doivent être modifiés après chaque crise.
4. Les capacités des systèmes de mesure aérienne sont meilleures que la plupart des gens ne le pensent.
5. Un magnétophone doit être à portée de main et les données enregistrées régulièrement.
6. Pendant que l'épisode aigu est en cours, la lecture des journaux, la télévision et l'écoute de la radio doivent être abandonnées car ces activités ne font qu'ajouter aux tensions existantes.
7. La livraison de nourriture et d'autres commodités telles que des installations de couchage doivent être prévues car il peut être impossible de rentrer chez soi pendant un certain temps.
8. Des capacités analytiques alternatives doivent être prévues. Même un petit accident peut modifier considérablement les niveaux de rayonnement de fond du laboratoire.
9. Il convient de noter que l'on consacrera plus d'énergie à éviter les mauvaises décisions qu'à traiter les vrais problèmes.
10. Il faut comprendre que les urgences ne peuvent pas être gérées à distance.
11. Il convient de noter que les recommandations d'actions de protection ne sont pas soumises au vote du comité.
12. Tous les appels non essentiels doivent être mis en attente, les pertes de temps doivent être raccrochées.

L'accident radiologique de Goiânia de 1985

Un 51 TBq ¹³⁷L'unité de téléthérapie Cs a été volée dans une clinique abandonnée à Goiânia, au Brésil, le 13 septembre 1985 ou vers cette date. Deux personnes à la recherche de ferraille ont ramené chez elles l'assemblage source de l'unité de téléthérapie et ont tenté de démonter les pièces. Le débit de dose absorbée par l'ensemble source était d'environ 46 Gy/h à 1 m. Ils n'ont pas compris la signification du symbole de rayonnement à trois pales sur la capsule source.

La capsule source s'est rompue lors du démontage. Chlorure de césium 137 hautement soluble (¹³⁷La poudre de CsCl) a été déversée dans une partie de cette ville de 1,000,000 XNUMX XNUMX d'habitants et a provoqué l'un des plus graves accidents de source scellée de l'histoire.

Après le démontage, les restes de l'assemblage de la source ont été vendus à un brocanteur. Il a découvert que le ¹³⁷La poudre de CsCl brillait dans le noir avec une couleur bleue (vraisemblablement, c'était le rayonnement Cerenkov). Il pensait que la poudre pouvait être une pierre précieuse ou même surnaturelle. De nombreux amis et parents sont venus voir la "merveilleuse" lueur. Des parties de la source ont été données à un certain nombre de familles. Ce processus s'est poursuivi pendant environ cinq jours. À cette époque, un certain nombre de personnes avaient développé des symptômes de syndrome gastro-intestinal à la suite d'une exposition aux rayonnements.

Les patients qui se sont rendus à l'hôpital avec des troubles gastro-intestinaux graves ont été diagnostiqués à tort comme ayant des réactions allergiques à quelque chose qu'ils ont mangé. Un patient qui a eu des effets cutanés graves suite à la manipulation de la source a été suspecté d'avoir une maladie cutanée tropicale et a été envoyé à l'hôpital des maladies tropicales.

Cette séquence tragique d'événements s'est poursuivie sans être détectée par le personnel compétent pendant environ deux semaines. Beaucoup de gens se sont frottés ¹³⁷Poudre de CsCl sur leur peau afin qu'ils puissent briller en bleu. La séquence aurait pu durer beaucoup plus longtemps sauf qu'une des personnes irradiées a finalement relié les maladies à la capsule source. Elle a emporté les restes du ¹³⁷Source CsCl dans un bus pour le Département de la santé publique de Goiânia où elle l'a laissé. Un physicien médical en visite a inspecté la source le lendemain. Il a pris des mesures de sa propre initiative pour évacuer deux zones de dépotoir et informer les autorités. La rapidité et l'ampleur globale de la réponse du gouvernement brésilien, une fois qu'il a pris connaissance de l'accident, ont été impressionnantes.

Environ 249 personnes ont été contaminées. Cinquante-quatre ont été hospitalisés. Quatre personnes sont décédées, dont une fillette de six ans qui avait reçu une dose interne d'environ 4 Gy après avoir ingéré environ 1 GBq (10⁹ Bq) de ¹³⁷Cs.

Réponse à l'accident

Les objectifs de la phase de réponse initiale étaient de :

• identifier les principaux sites de contamination
• évacuer les résidences où les niveaux de radioactivité dépassent les niveaux d'intervention adoptés
• établir des contrôles de physique de la santé autour de ces zones, en empêchant l'accès si nécessaire
• identifier les personnes ayant subi des doses importantes ou ayant été contaminées.

L'équipe médicale dans un premier temps :

• à son arrivée à Goiânia, a pris des antécédents et trié en fonction des symptômes du syndrome d'irradiation aiguë
• a envoyé tous les patients sous rayonnement aigu à l'hôpital de Goiânia (qui a été mis en place à l'avance pour le contrôle de la contamination et de l'exposition)
• transféré par avion le lendemain les six patients les plus critiques au centre de soins tertiaires d'un hôpital naval de Rio de Janeiro (plus tard, huit autres patients ont été transférés dans cet hôpital)
• pris des dispositions pour la dosimétrie des rayonnements cytogénétiques
• prise en charge médicale basée sur chaque patient sur l'évolution clinique de ce patient
• a donné des instructions informelles au personnel du laboratoire clinique pour diminuer leurs craintes (la communauté médicale de Goiânia était réticente à aider).

Physiciens de la santé :

• assisté les médecins dans la dosimétrie des rayonnements, les essais biologiques et la décontamination cutanée
• analyse coordonnée et interprétée de 4,000 XNUMX échantillons d'urine et de matières fécales sur une période de quatre mois
• corps entier comptait 600 individus
• surveillance coordonnée de la radiocontamination de 112,000 249 personnes (XNUMX ont été contaminées)
• relevé aérien de toute la ville et des banlieues à l'aide de détecteurs NaI assemblés à la hâte
• effectué des relevés de détecteurs NaI montés automatiquement sur plus de 2,000 XNUMX km de routes
• définir des niveaux d'action pour la décontamination des personnes, des bâtiments, des voitures, du sol, etc.
• coordonné 550 travailleurs employés dans les efforts de décontamination
• démolition coordonnée de sept maisons et décontamination de 85 maisons
• transport coordonné de 275 camions de déchets contaminés
• décontamination coordonnée de 50 véhicules
• conditionnement coordonné de 3,500 XNUMX mètres cubes de déchets contaminés
• utilisé 55 radiamètres, 23 moniteurs de contamination et 450 dosimètres à lecture automatique.

Résultats

Patients atteints du syndrome d'irradiation aiguë

Quatre patients sont décédés à la suite de doses absorbées allant de 4 à 6 Gy. Deux patients ont présenté une dépression médullaire sévère, mais ont survécu malgré des doses absorbées de 6.2 et 7.1 Gy (estimation cytogénétique). Quatre patients ont survécu avec des doses absorbées estimées de 2.5 à 4 Gy.

Lésions cutanées radio-induites

Dix-neuf des vingt patients hospitalisés avaient des lésions cutanées radio-induites, qui ont commencé par un gonflement et des cloques. Ces lésions se sont ensuite rompues et ont sécrété du liquide. Dix des dix-neuf lésions cutanées ont développé des lésions profondes environ quatre à cinq semaines après l'irradiation. Ces lésions profondes indiquaient une exposition gamma significative des tissus plus profonds.

Toutes les lésions cutanées étaient contaminées par ¹³⁷Cs, avec des débits de dose absorbée jusqu'à 15 mGy/h.

La fillette de six ans qui a ingéré 1 TBq de ¹³⁷Cs (et décédé un mois plus tard) avait une contamination cutanée généralisée de 3 mGy/h en moyenne.

Un patient a dû être amputé environ un mois après l'exposition. L'imagerie du pool sanguin a été utile pour déterminer la démarcation entre les artérioles blessées et normales.

Résultat de contamination interne

Les tests statistiques n'ont montré aucune différence significative entre les charges corporelles déterminées par le comptage du corps entier et celles déterminées par les données d'excrétion urinaire.

Des modèles reliant les données d'essais biologiques aux apports et à la charge corporelle ont été validés. Ces modèles étaient également applicables à différents groupes d'âge.

Le bleu de Prusse a été utile pour promouvoir l'élimination de ¹³⁷CsCl du corps (si la dose était supérieure à 3 Gy/j).

Dix-sept patients ont reçu des diurétiques pour l'élimination des ¹³⁷Charges corporelles en CsCl. Ces diurétiques étaient inefficaces pour dé-corporer ¹³⁷Cs et leur utilisation a été arrêtée.

Décontamination cutanée

Décontamination de la peau à l'eau et au savon, à l'acide acétique et au dioxyde de titane (TiO₂) a été réalisée chez tous les patients. Cette décontamination n'a été qu'en partie réussie. On a supposé que la transpiration entraînait une recontamination de la peau par ¹³⁷Cs charge corporelle.

Les lésions cutanées contaminées sont très difficiles à décontaminer. La desquamation de la peau nécrotique a considérablement réduit les niveaux de contamination.

Étude de suivi sur l'évaluation de la dose d'analyse cytogénétique

La fréquence des aberrations dans les lymphocytes à différents moments après l'accident a suivi trois schémas principaux :

Dans deux cas, les fréquences d'incidence des aberrations sont restées constantes jusqu'à un mois après l'accident et ont diminué jusqu'à environ 30^% de la fréquence initiale trois mois plus tard.

Dans deux cas, une diminution progressive d'environ 20^% tous les trois mois a été trouvé.

Dans deux des cas de contamination interne la plus élevée, il y a eu des augmentations de la fréquence d'incidence des aberrations (d'environ 50^% 100^%) sur une période de trois mois.

Des études de suivi sur ¹³⁷Cs charges corporelles

• Doses engagées réelles des patients suivies d'un essai biologique.
• Les effets de l'administration du bleu de Prusse ont suivi.
• in vivo mesures pour 20 personnes effectuées sur des échantillons de sang, des plaies et des organes pour rechercher une répartition non homogène de ¹³⁷Cs et sa rétention dans les tissus corporels.
• Une femme et son nouveau-né ont étudié pour rechercher la rétention et le transfert par l'allaitement.

Niveaux d'intervention pour l'intervention

L'évacuation de l'habitation était recommandée pour les débits de dose absorbés supérieurs à 10 μGy/h à 1 m de hauteur à l'intérieur de l'habitation.

La décontamination corrective des biens, des vêtements, du sol et des aliments était basée sur une personne ne dépassant pas 5 mGy par an. L'application de ce critère à différentes voies conduit à décontaminer l'intérieur d'une habitation si la dose absorbée peut dépasser 1 mGy en un an et à décontaminer le sol si le débit de dose absorbé peut dépasser 4 mGy en un an (3 mGy de rayonnement externe et 1 mGy de rayonnement interne).

L'accident de l'unité 4 du réacteur nucléaire de Tchernobyl en 1986

Description générale de l'accident

Le pire accident de réacteur nucléaire au monde s'est produit le 26 avril 1986 lors d'un test de génie électrique à très faible puissance. Pour effectuer ce test, plusieurs systèmes de sécurité ont été éteints ou bloqués.

Cette unité était un modèle RBMK-1000, le type de réacteur qui produisait environ 65^% de toute l'énergie nucléaire produite en URSS. Il s'agissait d'un réacteur à eau bouillante modéré au graphite qui produisait 1,000 1000 MW d'électricité (MWe). Le RBMK-XNUMX n'a pas de bâtiment de confinement testé sous pression et n'est pas couramment construit dans la plupart des pays.

Le réacteur est rapidement devenu critique et a produit une série d'explosions de vapeur. Les explosions ont soufflé tout le haut du réacteur, détruit la fine structure recouvrant le réacteur et déclenché une série d'incendies sur les épais toits d'asphalte des unités 3 et 4. Les rejets radioactifs ont duré dix jours et 31 personnes sont mortes. La délégation de l'URSS auprès de l'Agence internationale de l'énergie atomique a étudié l'accident. Ils ont déclaré que les expériences RBMK de l'unité 4 de Tchernobyl qui ont causé l'accident n'avaient pas reçu l'approbation requise et que les règles écrites sur les mesures de sécurité du réacteur étaient inadéquates. La délégation a en outre déclaré : "Le personnel impliqué n'était pas suffisamment préparé pour les tests et n'était pas conscient des dangers possibles". Cette série d'essais a créé les conditions de la situation d'urgence et a conduit à un accident de réacteur dont la plupart pensaient qu'il ne pourrait jamais se produire.

Libération des produits de fission de l'accident de l'unité 4 de Tchernobyl

Activité totale libérée

Environ 1,900 XNUMX PBq de produits de fission et de combustible (qui ensemble étaient étiquetés corium par l'équipe de récupération de l'accident de Three Mile Island) ont été libérés au cours des dix jours qu'il a fallu pour éteindre tous les incendies et sceller l'unité 4 avec un matériau de protection absorbant les neutrons. L'unité 4 est maintenant un sarcophage en acier et en béton scellé de façon permanente qui contient correctement le corium résiduel dans et autour des restes du cœur du réacteur détruit.

Vingt-cinq pour cent des 1,900 XNUMX PBq ont été rejetés le premier jour de l'accident. Le reste a été libéré au cours des neuf jours suivants.

Les rejets les plus significatifs sur le plan radiologique étaient de 270 PBq de ¹³¹I, 8.1 PBq de ⁹⁰Sr et 37 PBq of ¹³⁷Cs. Cela peut être comparé à l'accident de Three Mile Island, qui a libéré 7.4 TBq of ¹³¹Je et non mesurable ⁹⁰Sr ou ¹³⁷Cs.

Dispersion environnementale de matières radioactives

Les premiers rejets se sont dirigés généralement vers le nord, mais les rejets suivants se sont dirigés vers l'ouest et le sud-ouest. Le premier panache est arrivé en Suède et en Finlande le 27 avril. Les programmes de surveillance radiologique de l'environnement des centrales nucléaires ont immédiatement découvert le rejet et alerté le monde sur l'accident. Une partie de ce premier panache a dérivé vers la Pologne et l'Allemagne de l'Est. Des panaches ultérieurs ont balayé l'Europe orientale et centrale les 29 et 30 avril. Après cela, le Royaume-Uni a vu les rejets de Tchernobyl le 2 mai, suivi du Japon et de la Chine le 4 mai, de l'Inde le 5 mai et du Canada et des États-Unis les 5 et 6 mai. L'hémisphère sud n'a pas signalé avoir détecté ce panache.

Le dépôt du panache était régi principalement par les précipitations. Le schéma de retombées des principaux radionucléides (¹³¹I, ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs, et ⁹⁰Sr) était très variable, même au sein de l'URSS. Le risque majeur provenait de l'irradiation externe due aux dépôts de surface, ainsi qu'à l'ingestion d'aliments contaminés.

Conséquences radiologiques de l'accident de la tranche 4 de Tchernobyl

Conséquences aiguës générales sur la santé

Deux personnes sont décédées immédiatement, une lors de l'effondrement du bâtiment et une 5.5 heures plus tard des suites de brûlures thermiques. 28 autres membres du personnel du réacteur et de l'équipe de lutte contre l'incendie sont morts des suites de radiolésions. Les doses de rayonnement à la population hors site étaient inférieures aux niveaux pouvant entraîner des effets immédiats des rayonnements.

L'accident de Tchernobyl a presque doublé le total mondial des décès dus aux accidents radiologiques jusqu'en 1986 (de 32 à 61). (Il est intéressant de noter que les trois morts de l'accident du réacteur SL-1 aux États-Unis sont répertoriés comme dus à une explosion de vapeur et que les deux premiers à mourir à Tchernobyl ne sont pas non plus répertoriés comme décès par accident radiologique.)

Facteurs ayant influencé les conséquences de l'accident sur la santé sur place

La dosimétrie du personnel pour les personnes sur place les plus à risque n'était pas disponible. L'absence de nausées ou de vomissements pendant les six premières heures suivant l'exposition indiquait de manière fiable les patients qui avaient reçu des doses absorbées inférieures aux doses potentiellement mortelles. C'était également une bonne indication des patients qui n'avaient pas besoin de soins médicaux immédiats en raison de l'exposition aux radiations. Ces informations ainsi que les données sanguines (diminution du nombre de lymphocytes) étaient plus utiles que les données de dosimétrie du personnel.

Les lourds vêtements de protection des pompiers (toile poreuse) permettent aux produits de fission à haute activité spécifique d'entrer en contact avec la peau nue. Ces doses bêta ont causé de graves brûlures cutanées et ont été un facteur important dans de nombreux décès. Cinquante-six travailleurs ont subi de graves brûlures cutanées. Les brûlures étaient extrêmement difficiles à traiter et constituaient un sérieux élément de complication. Ils ont rendu impossible la décontamination des patients avant leur transport vers les hôpitaux.

Il n'y avait pas de charges corporelles internes de matières radioactives cliniquement significatives à ce moment-là. Seules deux personnes présentaient des charges corporelles élevées (mais non cliniquement significatives).

Sur environ 1,000 115 personnes dépistées, XNUMX ont été hospitalisées en raison d'un syndrome d'irradiation aiguë. Huit préposés médicaux travaillant sur place ont contracté le syndrome d'irradiation aiguë.

Comme prévu, il n'y avait aucune preuve d'exposition aux neutrons. (Le test recherche le sodium-24 (²⁴Na) dans le sang.)

Facteurs ayant influencé les conséquences sanitaires hors site de l'accident

Les actions de protection du public peuvent être divisées en quatre périodes distinctes.

1. Les premières 24h: Le public sous le vent est resté à l'intérieur, portes et fenêtres fermées. La distribution d'iodure de potassium (KI) a commencé afin de bloquer l'absorption thyroïdienne de ¹³¹I.
2. Un à sept jours: Pripyat a été évacué après la mise en place de voies d'évacuation sûres. Des stations de décontamination ont été mises en place. La région de Kiev a été évacuée. Le nombre total de personnes évacuées était de plus de 88,000 XNUMX.
3. Une à six semaines: Le nombre total de personnes évacuées est passé à 115,000 5.4. Tous ceux-ci ont été examinés médicalement et réinstallés. L'iodure de potassium a été administré à 1.7 millions de Russes, dont 80 million d'enfants. Les doses à la thyroïde ont été réduites d'environ 90 à XNUMX^%. Des dizaines de milliers de bovins ont été retirés des zones contaminées. Le lait et les denrées locales ont été interdits sur une large zone (en fonction des niveaux d'intervention dérivés).
4. Après 6 semaines: Le cercle d'évacuation de 30 km de rayon a été divisé en trois sous-zones : (a) une zone de 4 à 5 km où aucune rentrée du public n'est prévue dans un avenir prévisible, (b) une zone de 5 à 10 km où la rentrée du public sera autorisée après une heure précise et (c) une zone de 10 à 30 km où le public sera éventuellement autorisé à revenir.

Un grand effort a été déployé pour décontaminer les zones hors site.

La dose radiologique totale à la population de l'URSS a été signalée par le Comité scientifique des Nations Unies sur les effets des rayonnements atomiques (UNSCEAR) comme étant de 226,000 72,000 personnes-Sv (600,000 1988 personnes-Sv commises au cours de la première année). L'équivalent de dose collectif estimé dans le monde est de l'ordre de XNUMX XNUMX personnes-Sv. Le temps et une étude plus approfondie permettront d'affiner cette estimation (UNSCEAR XNUMX).

Organisations internationales

agence internationale de l'énergie atomique

Boîte postale 100

A-1400 Vienne

AUTRICHE

Commission internationale des unités et mesures de rayonnement

7910, avenue Woodmont

Bethesda, Maryland 20814

U.S.A.

Commission internationale de protection radiologique

Boîte postale n ° 35

Didcot, Oxfordshire

OX11 0RJ

Royaume-Uni

Association internationale de radioprotection

Eindhoven University of Technology

Boîte postale 662

5600 AR Eindhoven

PAYS-BAS

Comité des Nations Unies sur les effets des rayonnements ionisants

ASSOCIÉS BERNAM

Entraînement d'assemblage 4611-F

Lanham, Maryland 20706-4391

U.S.A.

Retour