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.

Noir

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).

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