Manuel de radioprotection

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1 Manuel de radioprotection Service de Contrôle Physique U.L.B.

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

3 Partie I : Définitions, législation p 1 Seules les définitions principales sont reprises ci-après et sont extraites de l Arrêté Royal du 20 juillet 2001 portant Règlement Général de la Protection de la Population, des Travailleurs et de l Environnement contre le danger des Rayonnements Ionisants (publié au Moniteur Belge le 30 août 2001). 1. Définitions 1.1. Termes physiques, grandeurs et unité Rayonnement ionisant : rayonnement composé de photons ou de particules capables de déterminer la formation d ions directement ou indirectement (...) ; Substance radioactive : toute substance contenant un ou plusieurs radionucléides dont l activité ou la concentration ne peut être négligée pour des raisons de radioprotection ; Activité : l activité A d une quantité d un radionucléide à un état énergétique déterminé et à un moment donné est le quotient de dn par dt où dn est le nombre probable de transitions nucléaires spontanées à partir de cet état énergétique dans l intervalle de temps dt : L unité d activité est le Becquerel (Bq) A = dn/dt Becquerel (Bq) : nom de l unité d activité ; un Becquerel équivaut à une transition (ou désintégration) par seconde : 1 Bq = 1 s -1 Dose absorbée (D) : énergie absorbée par unité de masse : D = dε/dm où : - dε est l énergie moyenne communiquée par le rayonnement ionisant à la matière dans un élément de volume, et - dm est la masse de matière contenue dans cet élément de volume. Dans l Arrêté Royal, le terme dose absorbée désigne la dose moyenne reçue par un tissu ou un organe ; L unité de dose absorbée est le Gray (Gy) Gray (Gy) : nom de l unité de dose absorbée ; un Gray équivaut à un Joule par kilogramme : 1 Gy = 1 J.kg Termes radiologiques, biologiques et médicaux Exposition : fait d être exposé à des rayonnements ionisants. On distingue: - l exposition externe : exposition résultant de sources situées en dehors de l organisme; - l exposition interne : exposition résultant de sources situées dans l organisme; - l exposition totale : somme de l exposition externe et de l exposition interne1 Incorporation : activité des radionucléides pénétrant dans l'organisme à partir du milieu ambiant. Contamination radioactive : contamination d'une matière, d'une surface, d'un milieu quelconque ou d'un individu par des substances radioactives. Dans le cas particulier du corps humain, cette contamination radioactive comprend à la fois la contamination externe cutanée et la contamination interne par quelque voie que ce soit.

4 Partie I : Définitions, législation p 2 Dose équivalente ( H T ) : dose absorbée par le tissu ou l'organe T, pondérée suivant le type et la qualité du rayonnement R. Elle est donnée par la formule : H T,R = w R D T,R où : - D T,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R, et - w R est le facteur de pondération radiologique. Valeurs du facteur de pondération radiologique w R Type de rayonnement Energie w R Photons toutes énergies 1 Electrons, muons toutes énergies 1 E < 10 kev 5 10 < E < 100 kev 10 Neutrons 100 kev < E < 2 MeV 20 2 MeV < E < 20 MeV 10 > 20 MeV 5 Protons E > 2 MeV 5 Particules alpha, fragments de fission, noyaux lourds 20 Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et d'énergies correspondant à des valeurs différentes de w R, la dose équivalente totale H T est donnée par la formule : L'unité de dose équivalente est le sievert (Sv). H T = Σ w R D T,R Dose efficace (E) : somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux différents tissus et organes du corps mentionnés à l'annexe II par l'irradiation interne et externe. Elle est définie par la formule: où : E = Σ w T H T = Σ w T Σ w R D T,R - D T,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R; - w R est le facteur de pondération radiologique, et - w T est le facteur de pondération tissulaire valable pour le tissu ou l'organe T. Valeurs du facteur de pondération tissulaires w T Tissu ou organe w T Gonades 0.20 Moelle rouge 0.12 Colon 0.12 Poumons 0.12 Estomac 0.12 Vessie 0.05 Seins 0.05 Foie 0.05 Œsophage 0.05 Thyroïde 0.05 Peau 0.01 Surface des os 0.01 Autres 0.05

5 Partie I : Définitions, législation p 3 L'unité de dose efficace est le sievert (Sv). Sievert (Sv) : nom de l unité de dose équivalente ou de dose efficace. Un sievert équivaut à un joule par kilogramme pour les photons et électrons de toutes énergies : (...) 1 Sv = 1 J.kg 1 Limites de dose : valeurs maximales fixées dans le présent règlement pour les doses résultant de l exposition des personnes professionnellement exposées, des apprenti(e)s et des étudiant(e)s, ainsi que des autres personnes du public, aux rayonnements ionisants visés par le présent règlement et qui s appliquent à la somme des doses concernées résultant de sources externes de rayonnement pendant la période spécifiée et des doses engagées sur cinquante années (jusqu à l âge de 70 ans pour les enfants) par suite des incorporations pendant la même période Catégorie de personnes Limite dose efficace Personne professionnellement exposée 20 msv (20000 µsv) Apprentis ou étudiants de 16 à 18 ans 6 msv (6000 µsv) Public 1 msv (1000 µsv) Femmes enceintes - maximum 1 msv (1000 µsv) durant la grossesse - interdiction de manipuler des sources non scellées En ce qui concerne les organes ou tissus pris individuellement, les limites sont les suivantes : Organe ou tissu Peau Main, avant-bras, pieds, chevilles Cristallin Gonades Moelle rouge, colon, poumons, estomac Vessie, seins, foie, oesophage, thyroïde, autres Dose équivalente 500 msv ( µsv) 150 msv ( µsv) 100 msv ( µsv) 167 msv ( µsv) 400 msv ( µsv) Contrainte de dose : restriction imposée aux doses éventuelles qu une source, pratique ou tâche déterminée peut délivrer aux individus et utilisée à des fins d optimisation, dans la phase de planification de la protection contre les rayonnements ionisants 1.3. Autres termes Source : substance radioactive, ou appareil ou installation pouvant émettre des rayonnements ionisants ou contenant des substances radioactives. Source scellée : source constituée par des substances radioactives solidement incorporées dans des matières solides et effectivement inactives, ou scellée dans une enveloppe inactive présentant une résistance suffisante pour éviter, dans des conditions normales d emploi, toute dispersion de substances radioactives. Source naturelle de rayonnement : source de rayonnement ionisant d origine terrestre naturelle, ou cosmique. Source artificielle de rayonnement : source de rayonnement ionisant autre que les sources naturelles de rayonnement. Source orpheline : une source scellée dont le niveau d'activité au moment de sa découverte est supérieur au niveau d'exemption (...) et qui n'est pas sous contrôle réglementaire, soit parce qu'elle n'a jamais fait l'objet d'un tel contrôle, soit parce qu'elle a été abandonnée, perdue, égarée, volée ou transférée à un nouveau détenteur sans notification en bonne et due forme à l'autorité compétente ou sans que le destinataire en ait été informé

6 Partie I : Définitions, législation p 4 Source scellée de haute activité, en abrégé SSHA : source scellée contenant un radionucléide dont l'activité au moment de la fabrication ou, si ce moment n'est pas connu, au moment de la première mise sur le marché ou au moment de l acquisition par le détenteur est égale ou supérieure au niveau d'activité visé à l'annexe VI. Conteneur de source : enceinte de confinement d'une source scellée de haute activité ne faisant pas partie intégrante de la source, mais destinée à permettre le transport, la manutention, le stockage etc. Déchets radioactifs : toutes substances radioactives provenant d une pratique autorisée ou d une activité professionnelle, traitée en tout ou en partie, comme une pratique non exemptée en vertu de l article 9.3, et pour laquelle aucun usage ultérieur n est prévu au sein de l établissement. Elimination de déchets radioactifs : rejet de déchets radioactifs directement dans l environnement (y compris sous forme d incinération), avec dispersion ultérieure et absence d intention de récupération, ou stockage de déchets radioactifs dans un dépôt définitif, y compris sous forme de mise en décharge, sans intention de récupération. Intervention : activité humaine destinée à prévenir ou à réduire l exposition des individus aux rayonnements ionisants à partir de sources qui ne font pas partie d une pratique ou ne sont pas maîtrisées, en agissant sur les sources de rayonnement ionisant, les voies d exposition et les individus eux-mêmes. Personnes professionnellement exposées : personnes, travaillant à leur compte ou pour un employeur, soumises pendant leur travail à une exposition provenant de pratiques visées dans le présent règlement et susceptible d entraîner des doses supérieures à l une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public, ou soumises pendant leur travail à une exposition provenant d activités professionnelles autorisées en application des dispositions du présent règlement. Personnes professionnellement exposées de catégorie A : les personnes professionnellement exposées qui sont susceptibles de recevoir une dose efficace supérieure à 6 millisievert par 12 mois consécutifs glissants ou une dose équivalente supérieure aux trois dixièmes des limites de dose fixées à l article pour le cristallin, la peau et les extrémités. Personnes professionnellement exposées de catégorie B : les personnes professionnellement exposées qui ne relèvent pas de la catégorie A Personnes du public : individus de la population, à l exception des personnes professionnellement exposées, des apprenti(e)s et des étudiant(e)s pendant leurs heures de travail. Population dans son ensemble : toute la population comprenant les personnes professionnellement exposées, les apprenti(e)s, les étudiant(e)s et les personnes du public. Enfant à naître : être humain, depuis la conception jusqu à la naissance Zone contrôlée : zone soumise à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de confinement de la contamination radioactive, et dont l accès est réglementé; dans les établissements autorisés en vertu des dispositions du présent règlement, toute zone dans laquelle les trois dixièmes des limites de dose annuelle fixées pour les personnes professionnellement exposées sont susceptibles d être dépassés doit constituer une zone contrôlée ou y être incluse. Zone surveillée : zone faisant l objet d une surveillance appropriée à des fins de protection contre les rayonnements ionisants; dans les établissements autorisés en vertu des dispositions du présent règlement, toute zone dans laquelle un individu pourrait être soumis à une exposition susceptible d entraîner des doses supérieures à l une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public et qui n est pas considérée comme une zone contrôlée doit constituer une zone surveillée ou y être incluse.

7 (...) Partie I : Définitions, législation p 5 Apprenti(e)s : personnes liées ou non par contrat d apprentissage qui, au sein d une entreprise, reçoivent une formation ou un enseignement en vue d exercer un métier particulier; les stagiaires doivent être considérés comme des apprenti(e)s au sens du présent règlement. Démantèlement : ensemble des opérations administratives et techniques et des travaux nécessaires ou conduisant à la cessation de l exploitation d une installation et à sa mise dans un état sûr pour les travailleurs, la population et l environnement Exploitant : toute personne physique ou morale qui assume la responsabilité de l établissement ou de l activité professionnelle devant faire l objet d une autorisation ou d une déclaration au sens du chapitre II Entreprise extérieure : toute personne physique ou morale, appelée à exécuter une opération de quelque nature que ce soit en zone contrôlée d un établissement, à l exception de l exploitant de cet établissement et des membres de son personnel. Travailleur extérieur : toute personne professionnellement exposée qui exécute une opération de quelque nature que ce soit en zone contrôlée, qu elle soit employée à titre temporaire ou permanent par une entreprise extérieure, y compris les stagiaires, apprenti(e)s et étudiant(e)s ou qu elle preste ses services en qualité de travailleur indépendant, y compris les médecins indépendants dans les hôpitaux; les travailleurs extérieurs doivent être considérés comme des travailleurs professionnellement exposés de catégorie A Protection efficace : dispositif de protection contre les rayonnements ionisants tel que la dose délivrée à toute personne soit aussi faible que raisonnablement possible et en tout cas n excède pas les limites de dose fixées au chapitre III. ONDRAF : Organisme national des déchets radioactifs et des matières fissiles enrichies, constitué par l article 179, 2 de la loi du 8 août 1980relative aux propositions budgétaires , modifiée par la loi du 11 janvier 1991, et la loi-programme du 12 décembre Agence : Agence fédérale de contrôle nucléaire(afcn), constituée par l article 2 de la loi du 15avril 1994 relative à la protection de la population et de l environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l agence fédérale de contrôle nucléaire. (...) Service de dosimétrie agréé : organisme responsable de l étalonnage, de la lecture ou de l interprétation des appareils de contrôle individuels, ou de la mesure de la radioactivité dans le corps humain ou dans des échantillons biologiques, ou de la détermination des doses, et dont la qualification pour cette tâche est reconnue par l Agence. Service agréé de médecine du travail : section ou département chargé de la surveillance médicale du service pour la prévention et la protection au travail de l entreprise en question, visée aux arrêtés royaux du 27 mars 1998 relatifs aux services internes et externes pour la prévention et la protection au travail. Médecin agréé : le conseiller en prévention -médecin du travail de la section ou du département chargé de la surveillance médicale du service pour la prévention et la protection au travail de l entreprise en question, responsable du contrôle médical des personnes professionnellement exposées et agréé selon la procédure décrite à l article75. Expert qualifié en contrôle physique : personne ayant les connaissances et l entraînement nécessaires, notamment pour effectuer des examens physiques, techniques ou radiochimiques permettant d évaluer les doses et pour donner des conseils afin d assurer une protection efficace des individus et un fonctionnement correct des moyens de protection, conformément aux dispositions de

8 Partie I : Définitions, législation p 6 l article 23; les experts qualifiés en contrôle physique sont agréés par l Agence selon la procédure décrite à l article 73. (...) Service de prévention et de protection au travail : le service pour la prévention et la protection au travail, défini dans la loi du 4 août 1996 relative au bien-être des travailleurs lors de l exécution de leur travail. En résumé, Terme (symbole) Définition Unité Activité (A) A = dn/dt Becquerel (Bq) = 1 s -1 Dose absorbée (D) D = dε/dt Gray (Gy) = 1 J kg -1 Dose équivalente (H T,R ) H T,R = w R D T,R Sievert (Sv) = 1 J kg -1 Dose efficace (E) E = Σ w T H T Sievert (Sv) = 1 J kg Le Service de Contrôle Physique (article 23) Le Service de Contrôle Physique, organisé par le chef d entreprise, est chargé de manière générale de l organisation et de la surveillance des mesures nécessaires pour assurer la radioprotection au sein de l entreprise. Le Service de Contrôle Physique est dirigé par le directeur du S.I.P.P. qui doit être expert agréé de classe II dans le cas de l Université. Les principales missions du Service de Contrôle Physique sont les suivantes : - préparation et suivi des demandes d autorisation d exploiter auprès de l A.F.C.N., des autorisations de transport ; - délimitation et signalisation des zones contrôlées ; - examen et contrôle des dispositifs et moyens de protection existants ; - proposition des moyens de protection complémentaires et de procédures appropriées ; - examen et approbation préalable des projets d installation, d expériences, essais, traitements et manipulations qui pourraient présenter un danger du point de vue radioprotection ; - réception des nouvelles installations ; - surveillance du fonctionnement et de l emploi correct des instruments de mesure ; - détermination des doses individuelles (= dosimétrie), des contaminations radioactives,... - gestion des déchets radioactifs ; - préparation des demandes/modification d autorisation d exploiter auprès de l A.F.C.N. ; -... Le contrôle trimestriel de la bonne exécution de ces missions par le Service de Contrôle Physique est effectué par un organisme agréé. L organisme agréé chargé du contrôle est l asbl Controlatom

9 Partie II : Notions de base en radioprotection p 1 Le but de ce chapitre est d introduire quelques notions de base de radioprotection, en effectuant au préalable un bref rappel de quelques éléments de physique nucléaire. 1. Eléments de physique nucléaire 1.1. Structure de l atome Les phénomènes radioactifs prennent naissance au coeur même de la matière, et plus précisément au niveau des atomes constituant cette matière. L atome est constitué d un nuage d électrons en mouvement autour d un noyau composé de protons et de neutrons. Structure d un atome A Z X N L atome étant électriquement neutre, le nombre de charges positives du noyau, c est-à-dire Z le nombre de protons, est équilibré par un nombre égal d électrons. Le nombre Z est une caractéristique chimique essentielle de l atome ; en effet, Z correspond au numéro de case dans le tableau périodique des éléments. Le nombre de masse A, égal à Z+N, complète la définition de l atome, particulièrement en ce qui concerne la stabilité de l atome Isotopes Des éléments ayant le même nombre de protons Z mais des nombres de neutrons N différents sont appelés isotopes. Isotopes de l hydrogène Le cas le plus simple est celui de l hydrogène : l atome d hydrogène possède 1 proton et 1 électron,

10 Partie II : Notions de base en radioprotection p 2 l atome de deutérium possède 1 proton, 1 neutron et 1 électron. L atome de tritium quant à lui possède 1 proton, 2 neutrons et 1 électron. D un point de vue chimique, ces 3 isotopes ont les mêmes caractéristiques. Par contre, le nombre de neutrons présents et par conséquent le rapport du nombre de neutrons par rapport au nombre de protons, aura un effet sur la stabilité du noyau. En portant sur un graphique le nombre de neutrons en fonction du nombre de protons, on obtient la courbe de stabilité des isotopes. La plupart des atomes se trouvant dans la nature sont stables et se trouvent sur la courbe noire. Si un isotope s écarte de la courbe de stabilité, soit par un excès de neutrons, soit par un excès de protons, l isotope est alors instable ou radioactif. Pour retourner vers un état d équilibre, ces isotopes radioactifs vont émettre un ou plusieurs rayonnements ; on dit alors qu ils se désintègrent. Pour les numéros atomiques élevés, on observe le phénomène de fission du noyau, c est-à-dire, la fragmentation du noyau d origine en 2 noyaux plus petits. La stabilité d un atome dépendra donc principalement de 2 facteurs : - au niveau du noyau, il s agit du rapport entre neutrons et protons, - au niveau du cortège électronique, la stabilité dépendra du nombre exact d électrons sur les orbites qui leur sont réservées. Pour revenir vers un état d équilibre, un atome radioactif va donc émettre des rayonnements qui peuvent être répartis en 2 grandes catégories : - les rayonnements corpusculaires qui correspondent à l expulsion de particules possédant masse, énergie cinétique et éventuellement une charge électrique. Typiquement, il s agit là des émissions α et β et des neutrons. - les rayonnements électromagnétiques, c est-à-dire des ondes de même nature que la lumière. Il s agit soit des émissions γ, soit des rayons X (rayons X produits par capture électronique ou conversion interne).

11 1.3. Emission alpha Partie II : Notions de base en radioprotection p 3 L émission α correspond à l éjection d un noyau d hélium et est généralement accompagnée d une émission γ : Z X A N A 4 Z YN He Ce type de désintégration n a lieu que pour les noyaux lourds, c est-à-dire pour A > 209, noyau contenant un nombre élevé de protons et de neutrons Emissions bêtas α 2+ La radioactivité β est rendue possible par la présence dans le noyau de forces capables de transformer un nucléon d une espèce dans l autre : un neutron se transforme en proton, un proton se transforme en neutron. Cette transformation s accompagne de l émission soit d un électron et d un antineutrino, soit d un positron et d un neutrino. Z X + A β A A β A + N Z + 1Y N 1 + e + υe Z XN Z 1Y N e + υe Le neutrino est un corpuscule élémentaire dépourvu de charge électrique, de masse pratiquement nulle, se manifestant comme une particule invisible qui emporte avec elle une partie de l énergie disponible.

12 1.5. Rayonnements électromagnétiques Partie II : Notions de base en radioprotection p 4 Les rayons γ et les rayons X sont tous 2 des rayonnements ionisants électromagnétiques. Ils se différencient par leur origine : les rayons γ sont issus du noyau tandis que les rayons X trouvent leur origine dans le cortège électronique de l atome. Le rayonnement γ correspond à un réajustement nucléaire accompagnant une émission α ou β. Le noyau formé lors d une de ces décroissances possède un surplus d énergie dont il se libère en émettant des rayons γ monoénergétiques. Dans le cas où cette émission est retardée, le noyau se trouve dans un état métastable ayant sa propre durée de vie Chaînes de désintégrations Certains noyaux radioactifs naturels sont issus de la désintégration de noyaux lourds à très longue demi-vie. Un des cas les mieux connu est celui de la chaîne de désintégration de l U 238 qui donnera finalement du Pb 206 (U 235 Pb 207, Th 232 Pb 208 ). Il en va de même pour certains isotopes artificiels tels que le Mo 99 /Tc 99m, le Si 32 /P 32. Au cours du temps, en fonction du rapport des demi-vies, un équilibre s établira entre la source dite «mère» et la source «fille».

13 1.7. Demi-vie ou période, activité Partie II : Notions de base en radioprotection p 5 La caractérisation d un isotope se fait non seulement par le type d émissions radioactives de l isotope, mais également par sa demi-vie T 1/2 La demi-vie ou période, représente le temps nécessaire pour que le nombre de noyaux radioactifs diminue de moitié. En portant en graphique le nombre de noyaux en fonction du nombre de demi-vies écoulées, on obtient une exponentielle décroissante du type λt N = N0 e Cette équation est du même type qu une équation cinétique d ordre 1. λ est la constante de décroissance qui représente la fraction du nombre de noyaux qui sont transformés par unité de temps. Au temps t = T 1/2, on aura N= N 0 /2 ce qui nous donnera λ=ln2/ T 1/2 soit λ = /T 1/2. Une source radioactive est également caractérisée par son activité. L activité d une source représente le nombre de désintégrations par unité de temps. L unité d activité est le Bq qui correspond à 1 désintégration par seconde. Historiquement, l unité utilisée était le Curie qui représente l activité d 1 g de radium, soit désintégrations par seconde. L activité d une source étant proportionnelle au nombre de noyaux radioactifs, elle est donnée par l équation A = A 0 e -λt où A 0 correspond à l activité initiale de la source t est le temps écoulé et λ est la constante de désintégration de la source. Pour connaître l activité d une source au temps t, il suffit d appliquer la relation A t = A 0 /2 n correspond au nombre de demi-vies écoulées durant le temps t. où n Version 1.1. MV 10/2009

14 2. Limites de doses (article 20) Partie II : Notions de base en radioprotection p 6 Les limites de doses fixées par l arrêté royal concernent une période de 12 mois consécutifs glissants, c est-à-dire une période de 12 mois et non pas systématiquement une année civile du 1 er janvier au 31 décembre. Catégorie de personnes Limite dose efficace Personne professionnellement exposée 20 msv (20000 µsv) Apprentis ou étudiants de 16 à 18 ans 6 msv (6000 µsv) Public 1 msv (1000 µsv) Femmes enceintes - maximum 1 msv (1000 µsv) durant la grossesse - interdiction de manipuler des sources non scellées Pour les femmes enceintes, la limite de dose est de 1 msv au niveau du foetus, limite valable entre le moment de la déclaration de la grossesse et l accouchement. Il faut également noter qu il est interdit aux femmes enceintes de manipuler des sources non scellées. En ce qui concerne les organes ou tissus pris individuellement, les limites sont les suivantes : Organe ou tissu Peau Main, avant-bras, pieds, chevilles Cristallin Gonades Moelle rouge, colon, poumons, estomac Vessie, seins, foie, oesophage, thyroïde, autres Dose équivalente 500 msv ( µsv) 150 msv ( µsv) 100 msv ( µsv) 167 msv ( µsv) 400 msv ( µsv) Par rapport aux résultats de dosimètres, les limites sont donc les suivantes pour une période de 12 mois consécutifs glissants : Dose en profondeur Dose à la peau Dose extrémité : 20 msv ( µsv) : 500 msv ( µsv) : 500 msv ( µsv) 3. Principes de base de radioprotection Les principes élémentaires à mettre en place pour assurer une bonne protection face aux radiations ionisantes peuvent être résumés ainsi : - soin, ordre - temps - distance - et blindage

15 3.1. Temps d exposition Partie II : Notions de base en radioprotection p 7 Le temps pendant lequel une personne est exposée à une source radioactive doit être réduit au minimum nécessaire. Pour ce faire, quelques règles simples peuvent être appliquées : avoir une bonne connaissance du mode opératoire ne sortir une source de son blindage que le temps nécessaire ne pas séjourner inutilement près d une source de rayonnements ionisants Dans certains cas particuliers, il convient d effectuer une rotation du personnel afin d éviter un dépassement des limites de doses Protection par la distance Les rayonnements issus d une source radioactive sont a priori émis dans toutes les directions. Tous les endroits irradiés de la même manière se situent à la surface d une sphère dont le centre est une source ponctuelle. Par conséquent, la dose va suivre la loi de l inverse du carré de la distance selon 2 1 ( d2 ) D = D 2 ( d ) 2 1 A titre d exemple, le simple fait de prendre une source à l aide d une pince la distance passant de 1 à 10 cm, la dose diminue d un facteur 100 au niveau des mains Protection par interposition de blindage L interposition de blindage entre la source et le personnel permet également une limitation des doses reçues. En fonction des différents types de rayonnements et de leur énergie, il conviendra d adapter le blindage mis en place. De manière générale, on peut dire que 5 à 6 cm d air suffisent pour arrêter les rayonnements α. Les rayonnements β sont quant à eux relativement faciles à arrêter. Les rayonnements émis par le phosphore 32 seront complètement arrêtés par 8 mm d eau. Les rayonnements γ et X sont généralement très pénétrants ; ils nécessitent donc des épaisseurs de blindage plus élevées. Leurs énergies étant très variables (de quelques kev à plusieurs MeV), il est impossible d établir une règle générale du type «autant de cm de plomb suffisent». Il faudra étudier le blindage de ces sources au cas par cas

16 Particularité des sources β pures Partie II : Notions de base en radioprotection p 8 En ce qui concerne les sources dites sources β pures, c est-à-dire n émettant que des rayonnements β, il est conseillé de réaliser les blindages à l aide de matériau dont le numéro atomique est faible. En effet, avec un matériau dont le numéro atomique est lourd, tel que le plomb, l interaction des rayonnements β et du matériau produira un rayonnement de freinage (appelé Bremsstralhung) qui est en fait un rayonnement électromagnétique. Il s agit là du principe physique utilisé dans les appareils de radiologie pour produire les rayons X. Par exemple, dans le cas du P 32, le blindage sera généralement constitué de plaques de plexiglas d 1 cm d épaisseur. Non seulement le plexiglas présente les qualités requises pour stopper les rayonnements β du phosphore, mais il présente en plus d autres avantages tels qu un coût faible, pas de toxicité (contrairement au plomb), une mise en oeuvre relativement facile ; de plus, l écran de protection étant transparent il est plus simple de travailler derrière ce type d écran. 4. Comment éviter les risques dans les laboratoires Les sources utilisées dans les laboratoires sont de 2 types : - les sources scellées (c est-à-dire sources dont la structure empêche, en utilisation normale, toute dispersion de substances radioactives dans le milieu ambiant) servant essentiellement à la calibration d appareils de mesure. Avec ce type de sources, seule l irradiation est à craindre. Les mesures de protection seront essentiellement axées sur le blindage lorsque la source n est pas utilisée. - les sources non scellées : dans ce cas, à l irradiation, viendra s ajouter le risque de contamination interne et/ou externe. Le schéma présenté ici permet de situer les différents points sur lesquels il y a moyen d intervenir afin de diminuer le risque de contamination interne. Source non scellée Perte goutte(s) - bris du récipient Paroi extérieure du récipient Mise en suspensionévaporation-sublimation Objetssurfaces Mains Air Boisson nourriture Vêtements - objets personnels Bouche Blessure Sang Poumons Organe critique

17 Partie II : Notions de base en radioprotection p Ce qu il faut faire... Afin de diminuer les risques le plus possible, voici quelques règles très simples à mettre en place : porter une blouse de laboratoire porter des gants à usage unique protéger le plan de travail (par ex. avec du papier type benchkote) étiqueter chaque objet contaminé effectuer régulièrement des mesures de contaminations récupérer les déchets radioactifs dans les récipients ad hoc porter son dosimètre et le remettre régulièrement pour lecture 4.2. Ce qu il ne faut pas faire... pipeter à la bouche boire, fumer, manger dans les laboratoires introduire des objets personnels mélanger activités de bureau et activités de laboratoire mélanger du matériel radioactif et non radioactif toucher des objets non contaminés avec des gants contaminés (téléphone,...) Version 1.0. MV 02/2009

18 Partie II : Notions de base en radioprotection p Effets biologiques des rayonnements ionisants Les effets biologiques des radiations ionisantes résultent d un transfert d énergie vers la matière selon le schéma suivant : Interactions physiques Réactions physico-chimiques Lésions moléculaires Dommages cellulaires Lésions tissulaires Effets pathologiques Version 1.0. MV 10/2009

19 5.1. Interactions physiques Partie II : Notions de base en radioprotection p 11 Les interactions entre les particules ionisantes et les atomes du milieu considéré sont de 3 types : a) ionisation des atomes : l énergie du rayonnement incident est supérieure à l énergie de liaison des électrons (en moyenne, l énergie de liaison des électrons est de ev) et un électron est arraché du cortège électronique ; b) excitation des atomes : l énergie du rayonnement incident est insuffisante pour arracher un électron mais elle est suffisante pour faire passer un électron d un niveau énergétique fondamental à un niveau énergétique supérieur ; Ionisation et excitation des atomes c) transfert thermique : si l énergie est insuffisante pour exciter un atome, elle peut cependant augmenter l énergie cinétique de translation, de rotation et de vibration de l atome Réactions photochimiques Les phénomènes d excitation et d ionisation provoquent des réactions photochimiques et plus précisément des réactions radiochimiques qui donneront des radicaux libres et des produits réactifs de l oxygène Formation de radicaux libres Un radical libre (R ) présente 1 ou plusieurs électrons non appariés sur la couche électronique externe, ce qui lui confère une très grande réactivité chimique (tendance à capturer un électron pour compléter la couche électronique). Les radicaux libres proviennent essentiellement de l interaction des rayonnements ionisants avec les molécules d eau. Ionisation + H2O + E e + H2O + + H2O H + OH e + H2O H + OH H + H H2 OH = radical hydroxyle, oxydant très puissant e - et H = réducteurs très puissants Cette réaction se produit pour une énergie incidente E supérieure à 5.16 ev, énergie qui correspond à l énergie de liaison H-OH. Version 1.0. MV 10/2009

20 Excitation Partie II : Notions de base en radioprotection p 12 Pour une énergie inférieure à 5.16 ev, on observe : H2O + E H 2O + H2O H + OH + e La distribution des radicaux OH et H est inhomogène : les radicaux OH se trouvent à proximité de la trajectoire de la particule ionisante, les radicaux H pouvant se trouver à une distance plus grande. Influence du transfert linéique d énergie (TLE) Le TLE donne la quantité d énergie transférée par ionisation et excitation à la matière par unité de longueur. Les rayonnements à TLE élevé, c est-à-dire fortement ionisants (tels que α, protons, ions lourds,...), produisent un grand nombre d ionisations le long d une trajectoire régulière ; les radicaux H et OH étant proches, les réactions suivantes peuvent avoir lieu : H + H H2 H + OH H2O OH + OH H2O2 A noter qu au niveau intracellulalire, H 2 O 2 est très toxique. Les rayonnements à TLE faible, c est-à-dire peu ionisants (tels que β, RX et γ), produisent des dépôts d énergie dispersés le long d une trajectoire irrégulière. La réaction de recombinaison suivante est la plus probable : H + OH H2O Influence de la présence d oxygène En absence d oxygène, la réaction s arrête par dimérisation ( H 2, H 2 O) En présence d oxygène, on observe les réactions suivantes : H + O2 OOH... H2O2 e + O2 O2 Action des radicaux libres sur les molécules organiques En présence de molécules organiques, un grand nombre de réactions ont lieu et aboutissent à la formation d eau oxygénée (H 2 O 2 ), de radicaux peroxydes (RO, ROO ) et de tetroxydes (ROOOOH). Les peroxydes et tetroxydes sont des oxydants très puissants qui altèrent les lipides des membranes des cellules. NB : au sein des cellules, des réactions produisent des radicaux libres et des peroxydes identiques à ceux formés en cas d exposition aux rayonnements ionisants. Les cellules possèdent donc des enzymes dont la fonction est d inactiver ces composés extrêmement toxiques. Version 1.0. MV 10/2009

21 5.3. Lésions moléculaires Partie II : Notions de base en radioprotection p Lésions induites par transfert direct d énergie Dans ce cas, l énergie incidente est directement transférée à la molécule qui est ionisée ou excitée. L énergie excédentaire de la molécule est perdue par rupture de liaisons chimiques pouvant provoquer la dissociation de la molécule et la formation de radicaux libres Lésions induites par transfert indirect d énergie Il s agit typiquement de l action des radicaux libres formés lors de la radiolyse de l eau, soit sur les cellules exposées soit sur les cellules voisines Cibles des lésions moléculaires Toute molécule biologique est potentiellement une cible, en particulier : a) l eau (importante proportion dans tout organisme vivant) b) l ADN (altération des chromosomes et division cellulaire, altération des gènes et mutations) c) les acides gras insaturés (constitutifs des membranes cellulaires), les acides aminés des protéines via oxydation par les radicaux libres et les peroxydes Dommages cellulaires Les dommages cellulaires peuvent être schématisés comme suit : Les effets biologiques des radiations sont habituellement classés dans deux catégories : - effets non stochastiques (non aléatoires) ou déterministes - effets stochastiques (aléatoires) Effets déterministes Ces effets n'apparaissent jamais tant que la dose délivrée reste inférieure à un certain seuil, mais apparaissent toujours dans le cas contraire. Chez les individus qui ont reçu la dose seuil, ils sont obligatoires. Version 1.0. MV 10/2009

22 Partie II : Notions de base en radioprotection p 14 Les tissus les plus radiosensibles sont les tissus hématopoïétiques, les gonades, la peau, l'intestin. - La valeur du seuil varie selon l'effet considéré : pour l'érythème, le seuil absolu se situe à 3.5 Gy, le seuil moyen à 4 Gy. - La valeur du seuil dépend de la distribution de la dose dans le temps : elle est plus élevée lorsque la dose est étalée sur un temps long que lorsqu'elle est délivrée sur un temps court. Les effets sont réversibles tant que suffisamment de cellules souches sont demeurées intactes pour repeupler le tissu lésé. La gravité de l'effet est proportionnelle à la dose reçue. Ces effets sont précoces (ils apparaissent de quelques heures à un mois après l'irradiation) et différents selon que l'irradiation est globale ou localisée à une région de l'organisme. Certains effets sont tardifs (lésions cutanées), apparaissent dans les mois ou années après l exposition et sont irréversibles. Lorsque la capacité de réparation des tissus les plus radiosensibles est dépassée, le pronostic vital est en jeu. C'est le cas d'une irradiation du corps entier à des doses de 4 à 4.5 Gy reçues en un temps très bref. Irradiation globale. Le seuil est estimé à Gy. Après une exposition accidentelle, l'évaluation de la dose absorbée et la topographie de l'irradiation est basée sur : - la dosimétrie physique - les signes cliniques - la dosimétrie biologique (étude des effets biologiques) Dose (Gy) Effets Néant de 0.3 à 1 baisse temporaire du nombre de lymphocytes risque de malaises, nausées, vomissements, anorexie signes d atteintes du système hématopoïétique de 1 à 3.5 effet immunodépresseur (utilisé pour prévenir les phénomènes de rejet des greffes d organe [irradiation unique >> 1 Gy] et dans le traitement de certaines maladies auto-immunes). de 3.5 à 5.5 manifestations cliniques sévères ; DL50 : 4 à 4.5 Gy de 5.5 à 7.5 syndrome hématopoïétique grave et syndrome gastro-intestinal ; la mort est pratiquement certaine si il n'y a pas de greffe de moelle osseuse lésions combinées intestinales, pulmonaires et hématopoïétiques sont de 7.5 à 10 gravissimes : la mort survient si pas de greffe de moelle endéans une à deux semaines > 15 signes neurologiques, pas de thérapeutique, mort en 24 h. Signes cliniques Délais d apparition après irradiation Sévérité de l irradiation Choc, convulsions, désorientation qques minutes après mortelle D > 15 Gy Vomissements, nausées dans les premières heures sérieuse D > 1 Gy Diarrhée, vomissements hémorragies dans les 8 premiers jours grave D = 8 à 12 Gy Version 1.0. MV 10/2009

23 Irradiation partielle Partie II : Notions de base en radioprotection p 15 Effets sur les gonades (organes parmi les plus radiosensibles) Dose (*) (Gy) Effets 0.3 diminution du nombre de spermatozoïdes Homme 2 stérilité transitoire > 6.6 stérilité définitive 7 troubles du cycle, stérilité chez femmes de 40 ans Femme 12 à 15 troubles du cycle, stérilité chez femmes de 25 ans (*) : dose unique délivrée à un débit supérieur à 10 Gy/min. Effets sur la peau Dose (*) Gy Effets 3 à 8 Erythème 5 à 6 Epidermite sèche 15 à 20 Epidermite exsudative 25 Nécrose Le système pileux est très radiosensible et on peut observer une chute des poils et cheveux pour des doses de 4 Gy. Effet sur l'œil Cristallin = partie la plus radiosensible risque de cataracte. Seuil pour les neutrons : 5 à 8 Gy Seuil pour rayons X : 10 Gy Délai d'apparition : de 1 à 10 ans. Pour des doses élevées : conjonctivite aiguë. Des données récentes suggèrent que des opacités cristallines peuvent survenir à des doses beaucoup plus faibles selon des variables génétiques individuelles. Effet sur le développement de l'embryon. La radiosensibilité de l'embryon et du foetus humain varie selon le stade de développement. Avant différenciation cellulaire( 9ème jour), l'irradiation a des effets du type "tout ou rien" : soit la mort de l'embryon, soit sa survie avec développement normal de l'embryon. Une irradiation survenant au cours de la différenciation cellulaire (9 jours 2 mois) peut provoquer des malformations car lors de ce stade, chaque tissu passe par des périodes de radiosensibilité maximale. Par la suite, on observe une diminution de la fréquence et de la gravité des malformations, mais le système nerveux central reste très radiosensible risque de retard mental. Pour D < 0.1 Sv : risque négligeable. Pour D > 0.2 Sv : éventuelle interruption thérapeutique de la grossesse Les effets stochastiques Effets de type aléatoire, ils se répartissent au hasard. Leur probabilité d'apparition est proportionnelle à la dose mais leur gravité est indépendante de celle-ci. Ils ne se manifestent que chez quelques-uns des individus exposés, toujours tardivement (effets cancérigènes) et parfois seulement chez les descendants (effets génétiques). Ils sont non spécifiques : pas de distinction entre cancer spontané et cancer radioinduit. Ces effets résultent de mutations engendrées par des lésions non ou mal réparées des molécules d'adn. Version 1.0. MV 10/2009

24 Les effets cancérigènes Sources d'information - Les études in vitro. - L'expérimentation animale. - Les enquêtes épidémiologiques. Résultats acquis Partie II : Notions de base en radioprotection p 16 - D > 0.5 Gy : effet cancérigène : nette augmentation de la fréquence de plusieurs types de cancers. - D < 0.5 Gy : effet cancérigène très faible et non significatif sauf pour les cancers de la thyroïde. - D < 0.2 Gy : aucune donnée fiable ne permet d'estimer l'effet cancérigène. - Les prédictions sur le nombre de cancers varient selon le modèle employé (nécessité d'avoir un recul de 30 ans) estimation du facteur de risque est imprécis. - Relation dose - effet cancérigène n'est pratiquement jamais linéaire. Pour les rayonnements corpusculaires, cette relation serait linéaire, tandis que pour les rayonnements électromagnétiques, il existerait des seuils aux faibles doses. On considère actuellement qu il n y a probablement pas de valeur seuil - Débits de dose, fractionnement et étalement des doses sont importants : effet cancérigène des irradiations à faible débit est environ 5 fois plus faible qu'à fort débit. - Les radiations ionisantes viennent en dernière position parmi les nombreux agents cancérigènes connus. Les cancers chez l'homme sont toujours d'origine multifactorielle. Les effets des différents agents cancérigènes peuvent soit s'additionner, soit parfois se multiplier. Quantification du risque de cancérogenèse. En 1988, l'unscear évaluait le risque de cancer pour toute la vie (à partir des données épidémiologiques d'hiroshima et Nagasaki) à : 5 à /Gy.homme pour les adultes avec une irradiation à débit de dose élevée 4 à /Gy.homme pour une population comprenant les enfants L ICRP 60 estime le risque à 10%/Sv pour une forte dose à débit élevé et à 5%/Sv pour une faible dose à débit bas Le risque de développer un cancer est plus important pour une irradiation dans l enfance. Les femmes présentent un risque de 30 à 60% plus élevé de développer un cancer solide radioinduit Les effets génétiques Les anomalies génétiques peuvent être classées en deux catégories : - les anomalies chromosomiques : affectent le nombre ou la structure des chromosomes - les anomalies géniques : concernent un ou plusieurs gènes sans altération de la morphologie des chromosomes ; provoquent des mutations de nombreux types. Les informations sur ces effets proviennent d'enquêtes épidémiologiques et d'expérimentations animales. Résultats acquis - Dose doublante : dose d'irradiation doublant la fréquence spontanée des anomalies et affections génétiques. A l'heure actuelle, cette valeur est estimée à 1 Gy. - Fréquence des différentes anomalies : diffère selon le type d'anomalie. L ICRP 60 estime le risque génétique à 100 cas sur personnes/sv Version 1.0. MV 10/2009

25 Raccourcissement de la durée de vie Partie II : Notions de base en radioprotection p 17 Avant 1940, un raccourcissement de la durée de vie des radiologues a été mis en évidence aux U.S.A. Par la suite, ce résultat n'a pas été retrouvé, fort probablement en raison de l'amélioration de la radioprotection. L attention est portée actuellement sur les maladies cardio-vasculaires (infarctus, accident vasculaire cérébral, angor) dont le risque augmente de manière significative avec l exposition, avec un seuil estimé à 0.5 Gy. Version 1.0. MV 10/2009

26 Partie III : La dosimétrie à l U.L.B. p 1 Avant-propos Ce chapitre est destiné à donner une vue d ensemble du système de dosimétrie utilisé à l U.L.B. En première partie, vous trouverez une présentation théorique de la dosimétrie. En deuxième partie, des aspects pratiques concernant la gestion au quotidien des dosimètres sont abordées. 1 ère partie : Aspects théoriques 1. Législation 2. Thermoluminescence 2 ème partie : Aspects pratiques 3. Gestion des dosimètres 4. Quelques recommandations

27 1 ère partie : Aspects théoriques Partie III : La dosimétrie à l U.L.B. p 2 La dosimétrie, c'est-à-dire la mesure de l exposition aux radiations ionisantes, fait partie des outils de la radioprotection. Elle a pour objet de mesurer au mieux les rayonnements en un lieu ou sur une personne (on parle alors de dosimétrie individuelle), pour fournir une estimation de l'équivalent de dose et de dose efficace. La grande variété des situations et des rayonnements a conduit à une grande diversité de ces détecteurs qui doivent en outre s'adapter régulièrement aux changements des limites réglementaires (c'est parfois même leurs améliorations qui permettent de définir de nouvelles limites) La dosimétrie individuelle permet une surveillance radiologique (vérification que les doses reçues sont dans les limites réglementaires), mais elle doit aussi apporter le maximum d'informations en cas d'irradiations accidentelles et si possible servir d'alarme dans ces situations. Enfin les dosimètres doivent pouvoir fonctionner dans des environnements très variés (température, humidité, orientation, etc.), ce qui affecte en général leur précision. 1. Dosimétrie (article 20.6.) 1.1. Badge poitrine 1.2. Dosimètre supplémentaire Toute personne professionnellement exposée doit porter un dosimètre à hauteur de poitrine sauf pour une exposition exclusive à des émetteurs β dont l énergie est inférieure à 200 kev. En pratique, toute personne ne manipulant que du H 3 (18.6 kev), du C 14 (156 kev) ou du S 35 (167 kev) ne doit pas porter de dosimètre. Dans ces cas, il convient de mettre en place un système de monitoring adéquat (par exemple, contrôle des urines,...) Si une irradiation non négligeable des tissus ou d un organe est à craindre, la personne portera un ou plusieurs dosimètres supplémentaires permettant de mesurer la dose à ces endroits. Dans le cas où l irradiation est susceptible de provoquer une dose supérieure aux 3/10 des limites pour le cristallin, les mains, les avant-bras, les pieds ou les chevilles, ces dosimètres supplémentaires seront toujours portés. Quelques exemples : le personnel de radiologie devant maintenir le patient pendant la prise du cliché (et plus particulièrement les enfants et les nourrissons), toute personne travaillant en radiologie interventionnelle, lors de l injection de substances radioactives aux patients,... toutes ces personnes porteront un dosimètre extrémité (bague ou bracelet).

28 1.3. Dosimétrie opérationnelle Partie III : La dosimétrie à l U.L.B. p 3 Toute personne susceptible de recevoir une dose supérieure à 500 µsv par semaine portera à hauteur de la poitrine un dosimètre à lecture directe 1.4. Dans les situations où le port d un tablier plombé est indiqué, il y a lieu de porter 2 dosimètres : l un au-dessus, l autre en-dessous du tablier plombé Tout visiteur, travailleur extérieur, stagiaire, étudiant et personnel intérimaire doit porter les mêmes moyens de protection que les travailleurs régulièrement occupés dans la zone et par conséquent du même type de dosimètre que celui utilisé par le personnel régulier. 2. La thermoluminescence Le principe de base des dosimètres utilisés à l U.L.B. est la thermoluminescence, c est-à-dire la capacité d un matériau d émettre de la lumière lorsqu il est chauffé, la quantité de lumière émise étant proportionnelle à la quantité de rayonnements ionisants reçus par ce matériau. Les matériaux thermoluminescents sont essentiellement des cristaux isolants dans lesquels on a introduit des impuretés chimiques (ou activateurs) en quantités soigneusement contrôlées. Lorsque ces matériaux sont irradiés par des rayonnements ionisants, une fraction minime de l'énergie du rayonnement absorbé est emmagasinée dans des états d'énergie métastables. En dosimétrie par thermoluminescence, l'énergie absorbée et emmagasinée dans le matériau détecteur est libérée par échauffement, ce qui se traduit par une émission de lumière, dont l'intensité est liée à la dose de rayonnement. L'information dosimétrique étant perdue au cours de la lecture, les détecteurs thermoluminescents ne peuvent habituellement être lus qu'une fois. Cependant, ils sont réutilisables. Divers matériaux détecteurs sont actuellement disponibles dont le fluorure de lithium (LiF), le borate ),... de lithium ( Li B O ), le fluorure de calcium ( CaF 2 ), le sulfate de calcium (CaSO 4 Leur réponse à différents types de rayonnements ionisants dépend de divers paramètres, tels que leur composition isotopique, l'épaisseur du détecteur,... Bande de conduction Bande de conduction Bande de valence a excitation Bande de valence b c d Modèle de niveaux d énergie recombinaison