CUSSTR : Commission Universitaire de Sécurité et Santé au Travail Romande. Rayonnements ionisants

CUSSTR : Commission Universitaire de Sécurité et Santé au Travail Romande Rayonnements ionisants Version 1, 2005

Introduction Les produits radioactifs ont la particularité d'émettre des radiations ionisantes. Ces dernières sont particulièrement dangereuses pour l'homme pour trois raisons: Elles ionisent la matière, c'est à dire qu'elles arrachent, en passant dans la matière, des électrons aux atomes. Ainsi les radiations ionisantes ont une action, souvent négative, sur la matière vivante. Contrairement aux rayons lumineux ou aux ondes radios, elles sont pénétrantes. Elles ne sont pas détectées par les organes sensoriels de l'homme, ce qui les distingue aussi de la lumière, de la chaleur, ou du bruit. Pour ces raisons, un ensemble de techniques a été développé pour se protéger des radiations ionisantes: la radioprotection. L'unité de mesure des doses équivalentes de radiations est le Sievert, abrégé Sv. Introduction Page 1 sur 6

Définition La radioactivité Origine Les atomes dont le noyau possède trop d'énergie sont instables. Il existe dans la nature un certain nombre de noyaux instables (isotopes radioactifs). Ils se transforment en émettant vers l'extérieur des fragments (radiations) et donnent de nouveaux noyaux qui sont en général stables. On appelle ce phénomène la désintégration radioactive. Dans certains cas, le noyau formé est encore instable et on assiste à une suite de désintégrations avant de trouver un noyau stable. On classe le genre de désintégration d'après le type de particule émise en : désintégration α, une particule α est émise par le noyau; désintégration β, une particule β est créée dans le noyau et émise vers l'extérieur. Le noyau formé après une désintégration α ou β est en général excité; il émet ce surplus d'énergie sous forme de rayonnement γ (onde électromagnétique). Les radiations ionisantes Origine Il existe deux origines distinctes des radiations ionisantes: - la radioactivité de certaines substances. Ces substances contiennent des noyaux instables qui se désintègrent et, au cours de ce processus, émettent des radiations ionisantes; - les générateurs de radiations. Ce sont des appareils construits en vue de la production de radiations. Les plus importants sont les générateurs de rayons X utilisés dans le radiodiagnostic médical. Ces appareils n'émettent des radiations que s'ils sont branchés au réseau électrique; ainsi ils ne posent pas de problèmes en cas de transport ou d'intervention incendie. Composition Il existe différents types de radiations ionisantes : - rayonnement alpha (α). Il s'agit de particules semblables à des noyaux d'hélium (2 protons + 2 neutrons). Ce rayonnement est très peu pénétrant, il ne traverse pas une feuille de papier. On utilise par exemple le rayonnement α dans les détecteurs de fumée des systèmes d'alarme incendie automatique; - rayonnement bêta (β). Il s'agit d'électrons se déplaçant à haute vitesse. Ce rayonnement est arrêté par une plaque de plexiglas de 1 cm d'épaisseur. Dans les fabriques de papier, on mesure souvent l'épaisseur des feuilles à l'aide de sources de rayonnement β; Introduction Page 2 sur 6

- rayonnement gamma (γ). Il s'agit d'ondes électromagnétiques, comme la lumière, mais possédant une très grande énergie. Les rayons γ sont émis par le noyau de l'atome. Le rayonnement γ est en général très pénétrant. A titre d'exemple d'utilisation du rayonnement γ, citons la radiographie de soudures et la radiothérapie médicale; - rayonnement X. Il s'agit du même type de radiations que le rayonnement γ, cependant elles sont émises par l'enveloppe électronique de l'atome et non par le noyau. Le rayonnement X est également très pénétrant. L'application la plus connue des rayons X est naturellement la radiographie dans le diagnostic médical; - rayonnement neutronique. Il s'agit de neutrons émis lors de la fission de noyaux lourds ou obtenus en bombardant certains noyaux avec des particules α (réaction α-n). L'application la plus courante des sources de neutrons est la mesure de l'humidité des sols. La pénétration de la radiation dans la matière Le pouvoir de pénétration de la radiation dans la matière varie beaucoup d'un type de rayonnement à l'autre : dans le cas du rayonnement α, la distance franchie est de l'ordre de 50 millièmes de millimètre dans l'eau ou de 5 cm dans l'air; ainsi on peut dire que le rayonnement α est absorbé sur place. Le rayonnement α ne pose pas de problème d'irradiation externe, car il est absorbé dans la couche morte de l'épiderme; dans le cas du rayonnement β, le parcours maximal est de l'ordre de 1 cm dans l'eau. Pour se protéger contre ce rayonnement il suffira ainsi d'interposer une plaque de plexiglas de 1 cm d'épaisseur; Pour le rayonnement γ, qui est le rayonnement le plus pénétrant, la situation est un peu plus compliquée. Si l'on interpose dans un faisceau de rayons un écran d'une épaisseur de 5 cm de plomb, on atténue ce rayonnement d'un facteur 10; si l'on dispose d'un écran de 10 cm, l'atténuation sera d'un facteur 100; avec 15 cm, le facteur est de 1000; etc... On voit que l'on ne peut jamais tout arrêter; il reste toujours une fraction du rayonnement qui traverse l'écran. Dans le cas des neutrons, il est nécessaire de les ralentir avant de pouvoir atténuer le rayonnement. On utilise pour cela des écrans de matériaux riches en hydrogène, comme la paraffine ou le polyéthylène. Notons que les valeurs données pour le rayonnement γ sont des valeurs moyennes. Les rayons γ émis par les différents radioéléments n'ont pas la même énergie et la pénétration varie avec l'énergie. Introduction Page 3 sur 6

Quelques distances de pénétration par type de rayonnement Type de Distance de Méthode de protection (irradiation externe) rayonnement pénétration α 50 µm d eau Couche morte de l épiderme 5 cm d air β 1 cm d eau Plaque de plexiglas (~ 1 cm) γ infini Réduction d un facteur 10 pour: 5 cm de plomb 25cm de béton Les unités de mesure de "dose de radiation" La dose absorbée Pour apprécier l'action de la radiation sur la matière, on utilise la dose absorbée. C'est la mesure de l'énergie que la radiation dépose par unité de masse de matière. L'unité de la dose absorbée est le Gray (Gy) qui correspond à une énergie déposée de 1 Joule (J) par kilogramme (kg). La dose équivalente On a pu observer que l'action biologique de deux rayonnements différents délivrant la même dose absorbée n'est pas la même. Pour tenir compte de cette différence d'efficacité biologique de la radiation, on a introduit un facteur, appelé facteur de pondération de la radiation (W r ). Si on multiplie la dose absorbée dans un tissu vivant par le facteur Wr, on obtient une grandeur qui mesure l'effet biologique : on l'appelle dose équivalente (souvent abrégée en dose ). L'unité de la dose équivalente est le Sievert (Sv). La relation Sievert - Gray Dans la pratique la situation se simplifie sensiblement car le facteur de pondération des rayonnements β et γ, les plus importants dans le domaine de la radioprotection, vaut 1. Ainsi on peut dire : 1 mgy 1 msv Introduction Page 4 sur 6

Limites d'exemption et d'autorisation Les limites d'exemption de quelques isotopes radioactifs courants sont présentées dans le tableau ci-dessous: Isotope Limite autorisée en laboratoire normal Bq Limite d'exemption Bq/kg Période de l'isotope H-3 3. 10 8 2 10 5 12,3 ans C-14 9. 10 6 2 10 4 5530 ans P-32 1. 10 6 4 10 3 14,3 jours S-35 7. 10 6 5 10 4 87,4 jours (inorg.) Ca-45 1 10 4 163 jours Ca-47 6 10 3 4,5 jours Fe-55 3 10 4 2,7 ans Fe-59 6 10 3 45 jours Zn-65 3 10 3 244 jours I-125 5. 10 5 7 10 2 60 jours I-131 5 10 2 8,1 jours (Selon OraP, annexe 3 colonne 9) Débit de dose Le débit de dose mesure l'intensité momentanée de la radiation γ en un point. Il s'exprime en msv/h ou µsv/h. Quand on connaît l'activité d'une source, on peut déterminer le débit de dose à une certaine distance de la source de la façon suivante: On recherche de la constante d équivalent de dose du radioélément. Cette constante donne le débit d'équivalent de dose en msv/h à 1 mètre d'une source de 1 GBq. Au cas où le radioélément n'est pas connu, on prend la valeur 0,4; Débit de dose à une distance x Constante_ d' équivalent _ de_ dose Activité_ de_ la_ sourcegbq ( ) = 2 x Table 1. Constantes d'équivalent de dose de quelques éléments Radio-isotope Constante [msv/h] 60 Co 0,366 131 I 0,062 137 Cs 0,092 226 Ra 0,283 Introduction Page 5 sur 6

Traitement à l'iode radioactif Le traitement à l'iode 131 (émetteur γ et β) est appliqué: aux cas de cancer thyroïdien après thyroïdectomie: une dose de 3,7 GBq au jour 0. La radioactivité est mesurée par dosimétrie (à 1m) à J1, J2 En général, le patient peut rentrer à domicile à J3 ou J4. La valeur de sortie de 5 msv est fixée dans l'ordonnance sur l'utilisation des sources radioactives non scellées. On recommandera au patient d'éviter le contact avec des enfants en bas age ou avec des femmes enceintes durant une semaine après la sortie de l'hôpital. aux cas d'hyperthyroïdie: 185 MBq et le patient peut rentrer à domicile 740 MBq pour les adénomes toxiques, le patient doit être hospitalisé dans une chambre blindée L'iode radioactif se trouve sous la forme de capsule dans un emballage blindé en plomb. La manipulation est expliquée au patient par le médecin responsable (qui a suivi trois jours de formation spécialisée à Spiez et à qui à été délivré une autorisation d'application de traitement radioactif) qui se tient derrière un écran. Il s'agit d'avaler les capsules en absorbant un liquide chaud pour faciliter la dissolution dans l'estomac et le passage rapide dans la circulation sanguine. Des précautions doivent être prises pour éviter que d'éventuels vomissement contaminent le sol (un haricot doit être disponible). Malgré ces précautions, le sol est de toutes façons contaminé (p.ex. projections de salive). Pour cette raison, le personnel doit systématiquement porter des protège-chaussures et des gants. Durant les soins, le personnel se tient derrière un petit muret blindé protégeant les organes génitaux. La radioactivité étant la plus importante dans les premiers jours d'application, la limite de présence en début de l'application (1à 2 jours) dans la chambre blindée a été fixée à 20 min. (à une distance de 1m) par 24h. La chambre est équipée pour la récolte des selles, urines et eaux de lavage pour stockage dans des cuves. Le contenu des cuves est stocké 2 à 3 mois. Une mesure de la radioactivité résiduelle est effectuée avant élimination à l'égout. Le personnel doit systématiquement porter des dosimètre lors de ces traitements. Les doses relevées sont le plus souvent nulles, mais peuvent occasionnellement s'élever à 0.1 0.2 msv. Le personnel est soumis à des contrôles médicaux préventifs (examen médical, formule sanguine complète). Les femmes enceintes ne devraient pas travailler dans ce type de service. Lors de chaque sortie des chambres et après le départ du patient, à l'occasion du contrôle de contamination de la chambre, il faut procéder au contrôle de contamination de la thyroïde, des pieds et des mains du personnel concerné. En cas de contamination de la peau, laver avec un détergent non abrasif. En cas de contamination de la thyroïde par incorporation, Une spectrométrie gamma doit être effectuée. La décontamination de la chambre est faite par le personnel de service selon les directives du physicien. Les éléments suivants sont à examiner: chambre, draps, téléphone, télécommande TV. Si nécessaire, une décontamination est effectuée au moyen d'un détergent. Les eaux de usées doivent être récoltées pour stockage dans les cuves. Le linge doit être stocké, pour décroissance et remis dans le circuit après un délai d'attente. En cas de décès du patient, le problème est géré par les physiciens de l'ira. Introduction Page 6 sur 6

Dangers principaux Lorsque l'irradiation de l'organisme est due à une source située à l'extérieur du corps, on parle d'irradiation externe. Ce risque existe lors de travaux avec des radiations relativement pénétrantes: β, X, γ, neutrons. L'irradiation externe peut être partielle ou totale (irradiation du corps entier). Les risques encourus sont liés à la partie du corps exposé à la radiation : gonades - effets génétiques, moelle osseuse active - leucémie, tronc - cancer du sein et du poumon, etc... Les substances radioactives introduites dans l'organisme produisent une irradiation interne. L'effet de cette irradiation est lié à la répartition de la substance dans l'organisme. En cas d'irradiation interne, les radiations très peu pénétrantes, telles que la radiation α, sont également dangereuses, et ceci d'autant plus que leur efficacité biologique est en général élevée. Lorsqu'un individu est irradié, l'ionisation des atomes peut provoquer l'altération ou la mort des cellules touchées. Selon la gravité de l'irradiation, l'action sur l'organisme est très différente : aux hautes doses, l'effet est immédiat et intervient de manière certaine pour chaque individu irradié à une dose supérieure au seuil d'apparition de l'effet, dit déterministe. aux faibles doses, l'effet est retardé et n'apparaît pas obligatoirement pour chaque individu irradié. C'est un phénomène stochastique pour lequel il n'existe pas de seuil d'apparition. Notons que dans le cas d une irradiation à dose élevée, outre les effets immédiats, on observe également, avec une probabilité relativement élevée, les effets retardés. L'irradiation aiguë L'irradiation aiguë de l'organisme conduit à un ensemble d'effets (syndrome) qui dépend de la dose reçue. On distingue ainsi : le syndrome hématopoïétique (dès 2 Sv), caractérisé par la destruction de la moelle osseuse. Alors qu'entre 4 et 6 Sv l'effet peut-être réversible, la destruction est complète dès 8 Sv; le syndrome gastro-intestinal (dès 10 Sv), qui caractérisé par une destruction de la muqueuse intestinale et qui conduit à la mort dans les semaines suivant l'irradiation; le syndrome du système nerveux central (dès 50 Sv), caractérisé par un dérèglement général des fonctions vitales. La mort est inévitable dans les heures qui suivent l'irradiation. Ces trois cas d'irradiations aiguës présentent en outre des effets communs: nausée et vomissement, malaise et fatigue, température, modification de la formule sanguine. Dangers principaux et particuliers Page 1 sur 3

Table 2. Seuils d'apparition des effets lors d'une irradiation aiguë. Dose Effets sur l'organisme jusqu à 250 msv Pas d effet décelable 250-500 msv Petites modifications temporaires de la formule sanguine 500-2000 msv Vomissements, fatigue 2000-5000 msv Troubles hématopoïétiques 5 Sv Dose semi-léthale (dose présentant, sans traitement médical, 50% de risques de décès) plus de 10 Sv Diarrhée immédiate, 1-2 semaines plus de 50 Sv Atteinte du système nerveux central, 1-2 heures L'irradiation aiguë de la peau produit dès 3 Sv une rougeur que l'on appelle érythème. A des doses plus élevées l'irradiation produit successivement, en fonction des doses reçues: la pigmentation, l'épilation, l'ulcération et la nécrose. Une irradiation des testicules produit une stérilisation temporaire. Plus la dose est élevée, plus la période de stérilité est longue (plusieurs années pour une dose de 6 Sv). Une irradiation des ovaires à une dose supérieure à 10 Sv produit également une stérilisation. L'irradiation de l'œil peut produire une cataracte dès 4 Sv. L'irradiation à faible dose Aux faibles doses, les effets des radiations sur l'organisme sont retardés. Ceux-ci peuvent se manifester après un temps de latence situé entre 5 et 30 ans après l'irradiation. Leur apparition est statistique. Sur un ensemble de personnes irradiées, un certain nombre subit l'effet, une autre partie non. Le principal effet des faibles doses est l'induction de cancers. Le taux de cancers induits par l'irradiation d'une population à 1 msv est d'environ 4 cas pour 100'000 personnes. Le deuxième effet des faibles doses est l'induction de malformations dans la descendance de la personne irradiée. On admet que le risque de mutation génétique conduisant à une malformation est de 1 cas pour 100'000 parents exposées à une dose de 1 msv. Dangers principaux et particuliers Page 2 sur 3

Dangers particuliers L'embryon est particulièrement radiosensible. Les atteintes produites dépendent du stade de développement. Pendant la période de l'organogenèse (formation des organes, 8ème au 60ème jour) l'irradiation peut induire des malformations. Plus tard, le risque de malformation diminue, mais un risque de retard de développement mental apparaît, principalement pour des irradiations intervenant entre le 8ème et la 17ème semaine. Dangers principaux et particuliers Page 3 sur 3

Cadre légal Les prescriptions de radioprotection regroupent les exigences réglant l utilisation de substances radioactives (LRaP, OraP et Ordonnance sur les sources non-scellées, Ordonnance sur la dosimétrie). Autorisation et surveillance Doit être titulaire d une autorisation celui qui : manipule des substances radioactives ou des appareils et objets contenant de telles substances; fabrique, commercialise, monte ou utilise des installations et appareils pouvant émettre des rayonnements ionisants; applique des rayonnements ionisant ou des substances radioactives au corps humain. Les autorités qui délivrent les autorisations sont l office fédéral de la santé publique, et pour les activités exercées dans les installations nucléaires et les essais avec des substances radioactives, l office fédéral de l énergie. Limites d'activité Les limites d'activité autorisées pour les différents laboratoires, spécifiques à chaque nucléide, sont définies dans l'ordonnance sur la radioprotection. D'une façon générale, les limites autorisées pour les différents laboratoires sont des multiples de la limite autorisée en laboratoire normal. Labo normal : < LA (pas besoin d autorisation) Labo C : < 100 LA Labo B : < 10000 LA Labo A : selon autorisation Doses admissibles La dose annuelle limite tolérée en Suisse dans le cadre de l'exposition des travailleurs est de 20mSv. Certaines expositions sont toutefois soumises à des limites différentes: - la dose limite est étendue à 500 msv lorsque l'exposition ne concerne que la peau, les pieds ou les mains. - la dose équivalente, à la surface de l'abdomen, des femmes enceintes exposées dans le cadre de leur profession ne doit pas dépasser 2 msv en cas d'irradiation externe. - la dose effective, en cas d'incorporation, des femmes enceintes exposées dans le cadre de leur profession ne doit pas dépasser ou 1 msv. Les femmes qui allaitent ne doivent pas accomplir des travaux avec des substances radioactives qui présentent un danger d'incorporation ou de contamination. Cadre légal Page 1 sur 1

Consignes générales Responsables de radioprotection Le détenteur d'une autorisation assume la responsabilité de la radioprotection. Il désigne des "experts" en radioprotection pour assumer l'application pratique des règles de radioprotection à la place de travail. En règle générale, c'est la direction de l'entreprise ou de l'institution qui est le détenteur légal de l'autorisation. Experts en radioprotection Des experts en radioprotection sont désignés pour chaque local ou un groupe de locaux classifiés en radioprotection. Ils doivent suivre les cours de radioprotection spécifique. Ils sont responsables de : Faire respecter les prescriptions de radioprotection par les utilisateurs. Contrôler régulièrement les inscriptions dans le contrôle des substances radioactives. Faire un contrôle de contamination hebdomadaire des surfaces de travail et des appareils pouvant êtres contaminés. Annoncer aux experts pour la radioprotection les modifications, aussi bien dans les procédures expérimentales (par ex., nouveau radio nucléide) que dans le personnel (par ex., nouveaux utilisateurs, cessation de travail). Ceci afin qu ils puissent mettre à jour leur document dosimétrique. Les utilisateurs sont responsables d exécuter les travaux avec des substances radioactives conformément aux prescriptions de radioprotection. Ils sont responsables d annoncer tout changement de leur statut (début et cessation du travail avec des substances radioactives), de leur activité (nouveaux radios nucléides, etc.) et de l emplacement de celle-ci à l'expert en radioprotection. Techniques de radioprotection Protection contre l'irradiation externe Il existe principalement trois manières de se protéger contre une irradiation externe. En limitant le temps d'irradiation. Il s'agit d'une mesure simple, efficace et économique, à laquelle on n'a peut-être pas toujours suffisamment recours. La répétition préalable, à blanc, permet dans bien des cas de réduire beaucoup l'irradiation du travailleur en augmentant la rapidité des opérations et en éliminant systématiquement tout geste inutile, tout temps mort et toute présence inopportune. En s'éloignant de la source. Le débit de dose diminuant avec le carré de la distance à la source, l'utilisateur se tiendra toujours aussi éloigné que possible de celle-ci. L'utilisation de pincettes ou de dispositifs télécommandés permet efficacement d'augmenter la distance à la source. A 1 mètre d'une source donnée, le débit n'est plus que d'environ 1/10'000 de sa valeur à 1 cm. Le gain est surtout important dans les premiers centimètres; ainsi le Consignes générales Page 1 sur 4

simple éloignement à bout de bras, passage de 10 cm à environ 50 cm, réduit le débit de dose d'un facteur 25. En absorbant le rayonnement par l'interposition d'un écran entre la source et l'utilisateur. Les blindages suivants peuvent être utilisés pour se protéger: rien pour les rayonnements α 1 cm de plexiglas pour les rayonnements β pour le rayonnement γ, l'écran doit être dimensionné de façon à réduire l'exposition en dessous des limites admissibles. 5 cm de plomb ou 25 cm de béton suffisent, par exemple, à réduire le débit de dose d'un facteur 10, pour les rayonnements les plus énergétiques. Table 3. Epaisseur de demi-atténuation (réduction de l'exposition d'un facteur 2) pour les rayonnements γ Energie gamma (MeV) Al [cm ] Fer [cm ] Cu [cm ] Pb [cm ] Eau [cm ] Air [cm ] Bét on [cm ] 4.14 35.5 1.75 0,1 1.60 0.26 0.18 0.01 2 0,2 2.14 0.64 0.53 0.06 5.10 43.6 2.38 8 0,5 3.05 1.07 0.95 0.42 7.17 61.9 3.40 1,0 4.17 1.49 1.33 0.90 9.82 84.5 4.65 Protection contre la contamination La protection doit être adaptée à la radiotoxicité et à l'activité de la substance radioactive. Il existe deux méthodes principales de protection contre la contamination interne: la protection par les structures et la protection personnelle. La protection personnelle doit être adaptée au niveau du risque de contamination. Les méthodes utilisées, dans l'ordre croissant du niveau de risque, sont les suivantes: port d'un habit spécial (blouse de laboratoire, habits d'intervention), port de gants, port d'un petit masque filtrant, port d'un appareil respiratoire à air comprimé, port d'un appareil respiratoire et d'un équipement étanche. La décontamination systématique des objets ou des personnes est une garantie contre la dispersion de la substance radioactive et les risques d'incorporation. Elle doit permettre une réduction de la contamination en dessous des valeurs admissibles fixées dans l'ordonnance sur la radioprotection. Consignes générales Page 2 sur 4

Période de Table 4. Exemples de contaminations maximales admissibles des surfaces Isotope Valeurs de surface (CS) Bq/cm 2 l'isotope H-3 1000 12,3 ans C-14 30 5570 ans P-32 3 14,5 jours S-35 30 87,5 jours Ca-45 10 143 jours Ca-47 3 4,7 jours Fe-55 300 2,6 ans Fe-59 3 45 jours Zn-65 30 245 jours I-125 10 60 jours I-131 3 8,1 jours Contrôles individuels de radioprotection Obligation d annonce Toute personne ayant l intention de manipuler des substances radioactives doit s annoncer préalablement à un expert de la radioprotection de son unité. Ce dernier donnera le guide de radioprotection et établit le document dosimétrique. Personnes contrôlées Les personnes manipulant des substances radioactives dont l activité dépasse le centuple de la limite d exemption doivent se soumettre à une surveillance médicale, aux contrôles périodiques par mesures physiques et à la mesure de tri de la contamination interne. Cette dernière doit être réalisée directement par les personnes concernées (les utilisateurs) sous la responsabilité de l'expert en radioprotection. Surveillance médicale Un examen médical doit être effectué au plus tard quatorze jours après le début de l activité. Un examen doit aussi être effectué à la cessation de l'activité. Les examens doivent au moins porter sur la formule sanguine des globules rouges et blancs. Le premier examen comprend en outre l anamnèse personnelle et tient compte en particulier des irradiations antérieures. La convocation à l'examen médical est envoyée par la SUVA. Il convient d'attendre cette convocation avant de se rendre chez le médecin. Cet examen est généralement réalisé par la médecine du personnel des hospices, chacun est toutefois libre de se rendre chez le médecin de son choix. Contrôles par mesures physiques Un contrôle par dosimétrie doit être effectué mensuellement. Les dosimètres sont distribués et récoltés mensuellement par un service de dosimétrie agréé, l'ira pour la romandie. Les résultats sont communiqués à l'expert en radioprotection, qui doit en informer les utilisateurs. Mesure de tri de la contamination interne La surveillance de la contamination interne est mise en place par l'expert en radioprotection selon les directives de l'ordonnance sur la dosimétrie. En cas de mesure positive (présence de radioactivité) une mesure quantitative de la Consignes générales Page 3 sur 4

contamination est effectuée par un service de dosimétrie agréé, l'ira pour les hospices cantonaux. Dans le cas des isotopes: I-125, I-131, il est procédé à un contrôle du rayonnement émis par la glande thyroïde à l'aide d'un détecteur de contamination de surface. La mesure de l activité est ensuite effectuée par l'ira si nécessaire. Les résultats de ces mesures sont communiqués à l'expert en radioprotection. Transport (transport externe) Les substances radioactives font parties des matières dangereuses et de ce fait sont soumises à plusieurs réglementations et prescriptions particulières : - Ordonnance fédérale concernant le transport de marchandises dangereuses par route (SDR) - Convention européenne sur le transport de marchandises dangereuses par route (ADR) - Règlement suisse concernant le transport des marchandises dangereuses par chemin de fer (RSD) - Convention internationale concernant le transport des marchandises par chemin de fer (RID) - Réglementation de l association internationale du trafic aérien pour le transport des articles réglementés (IATA) L ADR fixe les exigences et les conditions de transport. Cette réglementation impose notamment: l'emploi d'emballages empêchant toute fuite, l'usage de récipients incassables pour les sources radioactives liquides, gazeuses ou pulvérulentes, le marquage obligatoire des sources, etc Tout envoi de radioactif est effectué sous la responsabilité de l'expéditeur, qui doit respecter les directives de l'adr. A titre exemple, le renvoi d'un radionucléide arrivé par erreur dans un service tombe aussi sous le coup de l'adr. Consignes générales Page 4 sur 4

Commande / élimination Toute acquisition, utilisation et élimination de substances radioactives doit être enregistrée, selon les consignes de l'expert en radioprotection concerné. Toute manipulation de substances radioactives doit être exécutée de manière à produire le moins de déchets radioactifs possible. Les déchets radioactifs ou contaminés ne doivent pas être éliminés avant d avoir été contrôlés. Les déchets radioactifs ou contaminés ne doivent être manipulés que par le personnel autorisé. En dessous d'une certaine activité, appelée limite de rejet, définie par l'ordonnance sur la radioprotection, les déchets (flacon, sac, animal, liquides) peuvent être éliminés comme déchets inactifs. En dessous d'une certaine activité, appelée limite d'exemption, définie par l'ordonnance sur la radioprotection, un radionucléide n'est plus considéré comme radioactif. Déchets solides Les déchets radioactifs seront mis séparément par isotope dans des récipients marqués du sigle «Radioactif». En fin de manipulation, les récipients pleins seront soigneusement fermés et marqués d une étiquette autocollante «Déchets radioactifs solides» indiquant : l isotope, l activité estimée en MBq, la date de l expérience, le nom de l utilisateur et le local de provenance du déchet. Les cadavres contaminés par du matériel radioactif seront à conserver dans un congélateur pour décroissance. Déchets liquides Aucun déchet liquide ne sera versé par les utilisateurs dans le système des eaux usées. Les déchets liquides seront mis séparément par isotope dans des flacons de polyéthylène marqués du sigle «Radioactif». Les flacons pleins seront marqués d une étiquette indiquant : l isotope, l activité estimée en MBq, la nature du liquide, la date et le nom de l utilisateur. Commande / élimination Page 1 sur 1

Stockage / stockage intermédiaire Les récipients contenant des substances radioactives doivent porter le signal de danger de radiations ionisantes, l indication du nucléide, de l activité, de la date et de l utilisateur. Les sources doivent être soigneusement fermées. La zone d entreposage (armoire, réfrigérateur, etc.) sera signalée par un signal de danger. Lorsque c est nécessaire, la nature et l épaisseur du blindage seront adaptées au type de rayonnement et à l activité des sources et assureront un débit de radiation admissible et aussi faible que possible. Utilisation L organisation pratique du travail en laboratoire doit être étudiée et adaptée de cas en cas sur la base des principes de radioprotection. Cependant, une série de règles pratiques, d application générale, permet de réduire les risques de contamination. Les règles suivantes doivent impérativement être respectées lors de la manipulation de radionucléides. Ne jamais pipeter avec la bouche (valable pour TOUS les labos). Ne pas fumer, manger, boire ou appliquer des cosmétiques dans le laboratoire. Ne pas stocker d aliments dans les réfrigérateurs contenant des substances radioactives (valable pour TOUS les labos). Porter des gants adéquats et la blouse de laboratoire pour toute manipulation. Seuls des vêtements réservés exclusivement au travail avec des substances radioactives doivent être utilisés dans les laboratoires de type B. Lors de manipulation de sourceβ, le port de lunettes de protection est obligatoire. Porter le dosimètre personnel. Lors de manipulations comportant des risques particuliers d'irradiation externe, le port d'un dosimètre à lecture directe est obligatoire. Prendre toutes les précautions pour éviter les piqûres et les coupures. Contrôler fréquemment la contamination des mains, des chaussures et des habits. Ces contrôles sont obligatoires lors de chaque sortie du laboratoire. Tout objet quittant le laboratoire doit faire l'objet d'un contrôle préalable de la contamination. Manipuler les substances radioactives dans la chapelle ou dans une boîte à gants, si la sécurité du travail sur la paillasse ne peut pas être garantie ou lorsque la manipulation présente un risque de contamination interne. Manipuler les substances radioactives sur plateau, dans un bac ou sur du buvard plastifié. Eviter la formation d aérosols et la dispersion de gouttelettes lors du prélèvement dans un flacon à membrane avec une seringue. Eviter de travailler en présence du stock de la substance radioactive ; le ranger dès que le prélèvement est effectué. Faire usage des écrans et de la distance. Stockage/stockage intermédiaire Page 1 sur 7

Enlever quotidiennement les déchets selon les prescriptions. Les déchets contaminés ne doivent être déposés que dans les poubelles prévues à cet effet et repérées. Les déchets contaminés contenant des produits volatils doivent être conservés sous chapelle ou boite à gants. Contrôler au moins une fois par jour la contamination des surfaces de travail. Ne jamais laisser subsister une contamination ; procéder immédiatement à la décontamination. Annoncer les contaminations à l'expert en radioprotection. Se laver soigneusement les mains à la fin de chaque manipulation et avant de quitter le local. Inscrire les acquisitions, utilisations et déchets de substances radioactives dans le cahier de contrôle. Annoncer tout accident ou incident au chargé de sécurité. Réviser régulièrement les pratiques de radioprotection adéquates, en particulier avant de travailler avec un nouveau radio nucléide. Les mesures de tri de la contamination interne doivent être effectuée selon les consignes du responsable de la radioprotection. Applications médicales Il existe des règles générales relatives à l'application des rayonnements dans le domaine médical. Ces dernières sont présentées dans l'ordonnance sur la radioprotection (ORaP), elles stipulent notamment que: Toutes les mesures nécessaires à la protection du patient doivent être prises, et que l'usage des rayonnements ionisants soit consigné de façon à ce que la dose reçue par chaque patient puisse être déterminée. Tout projet d'application de sources radioactives scellées ou non-scellées à l'homme à des fins d'investigation physiologiques et pharmacologiques est soumis à une autorisation délivrée par l'ofsp. Quiconque veut faire un essai clinique de produits radio-pharmaceutiques sur l'homme doit l'annoncer à l'ofsp au moins six semaines avant le début de l'essai. Consignes particulières Il existe des consignes particulières relatives à certaines activités ou certain services. Ce sont notamment: Les activités de traitement à l'iode radioactif L'exploitation des cuves d'eau légèrement radioactives Stockage/stockage intermédiaire Page 2 sur 7

Quelques radio-isotopes courants TRITIUM, H-3 Données physiques Energie maximale, : 19 kev (100 %) Parcours maximal dans l air: 6 mm Parcours maximal dans l eau: 6 µm Période: 12,3 ans Limite d exemption ( 3 H 2 0) Limite autorisée en laboratoire normal Limite en laboratoire C Limite contamination surface Remarques Précautions particulières de 6. 10 5 Bq 3. 10 8 Bq 3. 10 10 Bq 1000 Bq/cm 2 Des activités de l ordre du millicurie de tritium ne présentent pas de risque d irradiation externe, car les électrons de basse énergie émis ne traversent pas la couche morte de la peau (parcours < 6µm). L organe critique pour une incorporation de tritium est l eau du corps entier. Trois à quatre heures après l incorporation, l eau tritiée est uniformément répartie dans l eau du corps entier. En moyenne, l eau tritiée est éliminée avec une demi-vie biologique de 10 jours. Le taux d élimination peut être augmenté en accroissant la consommation d eau. Certains composés tritiés traversent facilement les gants et la peau. Manipuler ces composés à distance, porter 2 paires de gants et changer la paire extérieure au moins toutes les 20 minutes. Les précurseurs tritiés de l ADN sont plus toxiques que l eau tritiée. Ils sont cependant moins volatils et ne présentent normalement pas un risque accru. Stockage/stockage intermédiaire Page 3 sur 7

CARBONE-14, C-14 Données physiques Energie maximale,: 0,156 MeV (100 %) Parcours maximal dans l air: 30 cm Parcours maximal dans l eau: 0,3 mm Période: 5730 ans Limite d exemption Limite autorisée en laboratoire normal Limite en laboratoire C Limite contamination surface Remarques Précautions particulières de 2. 10 4 Bq 9. 10 6 Bq 9. 10 8 Bq 30 Bq/cm 2 Des activités de l ordre du millicurie de C-14 ne présentent pas de risques d irradiation externe, car les β- de basse énergie émis ne peuvent pas traverser la couche supérieure de la peau. L organe critique pour une incorporation de nombreux carbonates marqués au C-14 est l os L organe critique pour l incorporation de nombreux autres composés marqués au C- 14 est la graisse. La plupart des composés marqués au C-14 sont rapidement métabolisés et le radio nucléide est exhalé sous forme de 14 CO2. Certains composés et leurs métabolites sont éliminés par l urine. La demi-vie biologique varie de quelques minutes à 25 jours, 10 jours étant une valeur acceptable pour la majorité des composés. Certains composés marqués au C-14 peuvent traverser les gants et la peau. Manipuler ces composés à distance, porter 2 paires de gants et changer fréquemment la paire extérieure. Les acides halogénés marqués au C-14 seront manipulés avec un soin particulier, en raison du risque d incorporation dans la peau Stockage/stockage intermédiaire Page 4 sur 7

PHOSPHORE-32, P-32 Données physiques Energie maximale, β-: 1,71 MeV (100 %) Parcours maximal dans l air: 8 m Parcours maximal dans le plexiglas: 1 cm Période: 14,3 jours Limite d exemption Limite autorisée en laboratoire normal Limite en laboratoire C Limite contamination surface Remarques Précautions particulières de 4. 10 3 Bq 1. 10 6 Bq 1. 10 8 Bq 3 Bq/cm 2 L organe critique pour une incorporation de composés transportables marqués au P-32 est l os. Le métabolisme du phosphore est complexe, avec 30 % s éliminant rapidement du corps, 40% possédant une demi-vie biologique de 19 jours, et les 30 % restants étant éliminés par la décroissance de la radioactivité. Les poumons et le gros intestin distal sont les organes critiques pour l inhalation et l ingestion de composés non transportables marqués au P-32. Stocker le P-32 derrière les écrans de plexiglas ; pour des quantités de l ordre de 40 Mβq (mci) de P-32, ajouter du plomb à l extérieur du plexiglas pour absorber les radiations secondaires de plus haute densité. Porter des dosimètresbagues pour manipuler des activités de l ordre du millicurie. Utiliser des écrans pour diminuer l exposition lors de la manipulation de P-32. Ne pas travailler au-dessus de récipients ouverts ; utiliser des ustensiles pour manipuler des sources non protégées et des récipients potentiellement contaminés. Stockage/stockage intermédiaire Page 5 sur 7

SOUFRE-35, S-35 Données physiques Energie maximale, β-: 0,167 MeV (100 %) Parcours maximal dans l air: 30 cm Parcours maximal dans l eau: 0,3 mm Parcours maximal dans le plastique: 3 mm Période: 87,4 jours Limite d exemption Limite autorisée en laboratoire normal Limite en laboratoire C Limite contamination surface Remarques Précautions particulières de 4. 10 4 Bq 7. 10 6 Bq 7. 10 8 Bq 30 Bq/cm 2 Des activités de l ordre du millicurie S-35 ne présentent pas de risque d irradiation externe, car les β- de basse énergie émis ne peuvent pas traverser la couche supérieure de la peau. L organe critique pour le S-35 est le corps entier. Le taux d élimination du S-35 dépend de la forme chimique. La plupart des composés marqués au S-35 sont éliminés par l urine, la demi-vie biologique étant de 90 jours. Le S-35 peut être difficile à distinguer du C-14 en raison de l émission de β- d énergie similaire. Si les 2 radio nucléides sont utilisés au même emplacement on fixera des limites de contrôle sûres pour les 2 isotopes. Stockage/stockage intermédiaire Page 6 sur 7

IODE-125, I-125 Données physiques Energie maximale: 0,177 MeV (100 %) Gamma: 0,035 MeV (6,5 %) Rayons X-Kα: 0,027 MeV (112,0 %) Rayons X-Kβ: 0,031 MeV (25,4 %) Débit d exposition à 1 cm d une source ponctuelle de 1 mci: 1,4 R/h Epaisseur de demi-atténuation dans le plomb: 0,02 mm Période : 60,14 jours Limite d exemption Limite autorisée en laboratoire normal Limite en laboratoire C Limite contamination surface Remarques Précautions particulières de 6. 10 2 Bq 5. 10 5 Bq 5. 10 7 Bq 10 Bq/ cm 2 Risque principal : l iode est volatil L organe critique pour une contamination est la glande thyroïde. Elle peut accumuler 30 % de l iode marqué absorbé par le corps et le retenir avec une demi-vie biologique de 138 jours. Tout l iode marqué est éliminé par les urines. Stocker les quantités de I-125 de l ordre de 40 MBq (1 mci) à l abri d un écran de plomb (minimum 3 mm). Utiliser des ustensiles pour manipuler des sources non protégées de l ordre de 1 mci (40 MBq). Manipuler les quantités plus grandes que 0,4 MBq (10 µci) dans une chapelle (vérifier qu elle fonctionne). Stocker les solutions de Na 125 I à température ambiante, la congélation risquant de provoquer une volatilisation de l iode marqué. Eviter les solutions acides pour réduire la volatilisation. Certains composés peuvent traverser les gants et la peau. Manipuler ces composés avec des ustensiles, porter 2 paires de gants et changer fréquemment la paire extérieure. Stockage/stockage intermédiaire Page 7 sur 7

Références Ce document est principalement basé sur des extraits du cours de formation en radioprotection destiné aux services d intervention et du cours de formation destiné aux experts en radioprotection. Institut universitaire de radio physique appliquée, 1007 Lausanne. Loi sur la radioprotection du 22 mars 1991 (RS 814.50) Ordonnance sur la radioprotection du 22 juin 1994 (RS 814.501) Ordonnance sur les rayons X à usage médical (RS 814.542.1) Ordonnance sur les accélérateurs médicaux (RS 814.542.7) Ordonnance sur la dosimétrie individuelle (RS 814.501.43) Ordonnance sur les formations en radioprotection (RS 814.501.261) Liens utiles http://www.psi.ch http://www.hospvd.ch/public/instituts/ira/ http://www.sgsmp.ch http://www.nagra.ch/index.htm http ://www.military.ch/svo/region/montreux/be-brof.htm http://www.admin.ch/bag/f/index.htm http://www.andra.fr/fr/radioactivite/radioac.htm http://musee.curie.fr/documentation/applications.html http://www.baclesse.fr/cours/fondamentale/8-carcino-phys/physi-1.htm http://brise.ere.umontreal.ca/drh/html/ssst/r_dechet.htm http://www.radwaste.org/ http://irpa.sfrp.asso.fr/ Références / Liens utiles Page 1 sur 1