Controles Non Destruct Ifs Par Rayonnements Ionisants

1

ISBN : 2-909066-00-2 2

CONTROLES NON DESTRUCTIFS PAR RAYONNEMENTS IONISANTS

par Daniel DUGRILLON

Photo de couverture : Deux porte-source

Décembre 1990 3

A u cours des cinquante dernières années, de réels progrès dans la connaissance de la matière ont été accomplis. Parallèlement, cela a entraîné, entre autres, une utilisation de plus en plus fréquente des rayonnements ionisants en milieu industriel notamment dans le contrôle non destructif (CND).

Caisson de métallographie

4

TABLE DES MATIÈRES

Chapitre 1 - CONTROLES NON DESTRUCTIFS

Pages

- Définition .......................................................................................................................................

1

- Méthodes de contrôle non destructif..............................................................................................

1

- Radiologie industrielle gamma ou X ..............................................................................................

2

Chapitre 2 - RAPPELS SUR LES RAYONNEMENTS IONISANTS - Radioactivité ..................................................................................................................................

5

- Activité ...........................................................................................................................................

5

- Période radioactive .........................................................................................................................

6

- Radiotoxicité ..................................................................................................................................

6

- Énergie ...........................................................................................................................................

6

- Exposition ......................................................................................................................................

6

- Unités radiologiques .......................................................................................................................

7

Chapitre 3 - UTILISATION DU RAYONNEMENT GAMMA - Radioéléments utilisés en France ...................................................................................................

9

- Choix du radioisotope ....................................................................................................................

11

- Appareils de radiographie gamma ..................................................................................................

14

- Stockage des sources radioactives ...................................................................................................

17

- Transport des sources radioactives .................................................................................................

18

Chapitre 4 - UTILISATION DES RAYONS X - Formation des rayons X .................................................................................................................

23

- Distribution ....................................................................................................................................

24

- Qualité des rayons X ......................................................................................................................

25

- Filtration ........................................................................................................................................

26

- Foyer optique .................................................................................................................................

26

- Appareils radiographiques spéciaux ................................................................................................

27

5

Chapitre 5 - NOTIONS SUR LA PRISE DE CLICHÉS - Calcul du temps de pose .................................................................................................................

29

- Suppression du rayonnement diffusé ..............................................................................................

30

- Écrans renforçateurs .......................................................................................................................

31

- Indicateurs de qualité d'image ........................................................................................................

32

Chapitre 6 - RISQUES DUS AUX RAYONNEMENTS IONISANTS - Effets des radiations ionisantes ......................................................................................................

33

- Limitation des doses d'exposition ..................................................................................................

34

- Accidents du travail et maladies professionnelles ...........................................................................

37

Chapitre 7 - ÉLÉMENTS DE RADIOPROTECTION - Base de la radioprotection ..............................................................................................................

39

- CAMARI ......................................................................................................................................

41

- Protection contre l'exposition externe ............................................................................................

42

- Calcul de délimitation de zones .....................................................................................................

48

- Dosimétrie .....................................................................................................................................

52

Chapitre 8 - DOCUMENTATION - Textes réglementaires .....................................................................................................................

57

- Normes...........................................................................................................................................

59

- Divers .............................................................................................................................................

60

- Annexe n° 1 : Tableau n° 6 des maladies professionnelles ..............................................................

63

- Annexe n° 2 : Radioprotection et personne compétente .................................................................

65

- Annexe n° 3 : Dispositions générales CRAM du Centre ...............................................................

69

Listes des figures incorporées dans le texte ........................................................................................................

71

Liste des tableaux incorporées dans le texte .......................................................................................................

73

ANNEXES

6

Chapitre 1

CONTROLES NON DESTRUCTIFS

DÉFINITION Le contrôle non destructif (CND) consiste à rechercher la présence éventuelle de défauts au sein des matériaux constituant les objets ou parties d'objets à tester par l'utilisation de techniques diverses, sans attenter à l'intégrité de ceuxci.

MÉTHODES DE CONTROLE NON DESTRUCTIF Les métodes de contrôle non destructif utilisées couramment sont : ● Le contrôle visuel, qui ne doit pas être oublié est généralement pratiqué par le soudeur lui-même : linéarité et régularité du cordon de soudure, absence de surépaisseur ou de criques, de cani-veaux (manque de fusion du métal sur les bords de la soudure), bonne pénétration du métal d'apport, etc…). ● Le contrôle par ressuage utilisable pour la recherche de microdéfauts en surface non visibles à l'œil nu de tous métaux non poreux.

Après nettoyage et dégraissage de la surface à contrôler, un produit est appliqué au pinceau, par pulvérisation ou immersion et va s'infiltrer dans les criques. Ce produit contient soit un traceur rouge visible en lumière naturelle, soit un traceur fluorescent pour examen en lumière ultraviolette. ● Le contrôle par magnétoscopie qui permet de déceler des défauts affleurant la surface mais est uniquement utilisable pour des matériaux ferromagnétiques. Sous l'action d'un champ magnétique, les particules magnétiques en suspension dans un liquide s'accumulent au droit des défauts. ● Le contrôle par ultrasons qui permet la recherche des défauts situés de quelques millimètres à plusieurs mètres de profondeur et qui utilise la technique de "l'impulsion-écho" avec une fréquence du transmetteur de 0,5 à 15 MHz. ● Le contrôle d'étanchéité qui permet de déceler les fuites dues à des défauts de dimensions microscopiques par mise sous pression ou en dépression du conteneur à contrôler au moyen d'un gaz (hexafluorure de soufre, hélium, ammoniac, etc…) ou d'un liquide. ● Et le contrôle radiologique industriel qui met en œuvre une source de rayonnements ionisants et qui reste la méthode la plus utilisée (tableau 1).

7

Tableau 1 - CONTROLES NON DESTRUCTIFS

Type de contrôle non destructif

% d'utilisation

Radiologie industrielle (X ou gamma) 51 Ultrasons Courants de Foucault Ressuage (avec ou sans ultraviolet) Magnétoscopie Emission acoustique et vibrations Divers (thermographie infrarouge, potentiométrie, holographie laser, argenture par voie chimique, étanchéité, etc…)

25 11 6 3,5 2 1,5

Le contrôle non destructif par technique à l'aide de photons X ou gamma, parfois de faisceaux d'électrons (accélérateurs de particules) ou de neutrons ne se limite pas aux constructions soudées. Il concerne également : - les ouvrages d'art où les défauts recherchés sont : . l'hétérogénéité d'un béton mal vibré, des reprises de bétonnage ou des joints de construction, . absence partielle ou totale de coulis d'injection (protection des câbles contre la corrosion), . torons rompus ou détendus, - les contrôles d'entretien notamment sur les chaudières, les hauts-fourneaux, cubilots, - le contrôle d'objets très divers : pneus, pièces de fonderie ou en matériaux composites, etc… - l'expertise : tableaux, objets d'antiquité, etc… - etc…

RADIOLOGIE INDUSTRIELLE GAMMA OU X Le contrôle non destructif par radiologie des matériaux s'effectue principalement avec des photons X ou γ . Il s'agit de "grain" de rayonnement de masse et de charge électrique nulles. Ce sont des rayon-nements électromagnétiques dont les longueurs d'onde se placent entre les ultraviolets et les rayons cosmiques (figure 1).

650 760

orange rouge

violet indigo bleu vert bleu vert jaune vert jaune orange orange rouge

380 400 440 500 440 500 550 500 550 600 550 600 650 600 650 760

Figure 1 - SPECTRE DES ONDES ÉLECTROMAGNÉTIQUES (µm)

courants électriques (transmission de l'énergie)

ondes hertziennes I.R. U.V.

radar MF

rayons X

ondes courtes

spectre visible

γ cosmiques

1 micron

1 angstrom

TV

1 cm

1 km

›

λ

en mètres 10-14

10-12

10-10

10-8

10-6

10-4

10-2

8

1

102

104

106

108

Ces rayonnements ont la propriété de traverser la matière, d'être atténués plus ou moins selon les matériaux traversés et de transporter une "image radiante" de ces derniers pouvant être convertie en image visible sur un dispositif approprié : film radiographique (radiographie industrielle) ou écran fluorescent (radioscopie industrielle). Voir figure 2. Dans le cas de la radioscopie industrielle, nous pouvons utiliser, outre l'écran fluorescent, un intensificateur d'image associé éventuellement à une caméra qui permet la vision directe sur un écran de télévision et l'enregistrement éventuel sur magnétoscope. (Figure 3). Lors du contrôle non destructif, la pièce à étudier est intercalée entre l'émetteur de rayonnements ionisants et le dispositif de visualisation. La pièce à contrôler atténuera le rayonnement émis et impressionnera plus ou moins ce dispositif sauf en cas de présence de défaut (crique, bulle d'air, etc…). Voir figure 2. Les sources ponctuelles de rayonnements n'existant pas dans la pratique, il y aura toujours un flou géo-métrique (appelé également pénombre) autour du défaut décelé. Ce flou est déterminé par la formule : d-l f= D-d

avec f = largeur du flou l = plus grande dimension du foyer d'émission D = distance source-film d = distance défaut - film

Figure 2 - PRINCIPE D'UNE RADIOGRAPHIE collimateur

▲ source radioactive

faisceau de protons

pièce à radiographier

D

défaut

▲ d

image du défaut flou géométrique

film

▼

▼

Remarque : La radiographie neutronique, qui présente une excellente définition, ne semble pas être utilisée pour le CND des soudures. 9

Figure 3 - TECHNOLOGIES RADIOLOGIQUES

123 123 123 123 123 123

pièce à radiographier

rayons X défaut

1234 1234 1234 1234 1234 1234

écran fluorescent

Figure 3 a - Radioscopie

1234 1234 1234 1234 1234 1234 1234

intensificateur d'image

1234 1234 1234 1234 1234 1234

faisceau de photons

Figure 3 b - Intensificateur d'image

123 123 123 123

caméra TV

◗

123 123 123 123

téléviseur

11

12 12

Figure 3 c - Télévision

10

Chapitre 2

RAPPELS SUR LES RAYONNEMENTS IONISANTS

Les radiations ionisantes sont des rayonnements composés de photons ou de particules qui, en pénétrant dans la matière, lui cède leur énergie et sont de ce fait capables de déterminer la formation d'ions, soit directement, soit indirectement.

RADIOACTIVITÉ Un élément chimique est radioactif lorsqu'une transformation dans le noyau des atomes qui le constitue, entraîne l'émission d'un rayonnement ionisant. Nous disons que le noyau se désintègre ou que nous sommes en présence d'une transition nucléaire. Il le fait progressivement jusqu'à se transformer en un élément stable. La radioactivité est un phénomène spontané. La probabilité de désintégration par unité de temps est exprimée par la constante radioactive du radioélément ou radio-isotope considéré. Nous distinguons la radioactivité naturelle et la radioactivité artificielle selon que l'existence du radioélément donnant celle-ci est due ou non à l'intervention humaine.

ACTIVITÉ L'activité d'une source est égale au nombre de désintégrations émises par seconde. L'activité radionucléaire correspond en fait à la puissance de la source radioactive considérée. - Unité légale : le BECQUEREL (Bq) qui correspond à une désintégration par seconde. - Unité couramment utilisée : le CURIE (Ci) qui correspond à 37.109 désintégrations par seconde. Nota :

1 Bq = 27.10-12 curies = 27 picocuries (pCi) 1 Ci = 37.1010 becquerels = 37 gigabecquerels (GBq)

11

Tableau 2 - TABLEAU MNÉMOTECHNIQUE POUR CONVERTIR EN BECQUERELS UNE ACTIVITÉ DONNÉE EN CURIES OU VICE-VERSA

Ci mCi µCi nCi

X 37

➝ ➝ ➝ ➝

GBq MBq kBq Bq

PÉRIODE RADIOACTIVE La période d'un radioélément est la durée au bout de laquelle l'activité a été réduite spontanément de moitié. Elle est caractéristique du radioélément. Se reporter au chapitre 3 et aux tableaux 4 et 5.

RADIOTOXICITÉ La radiotoxicité est la toxicité d'un radioélément. La radiotoxicité n'est pas seulement liée aux caractéristiques radioactives de ce radioélément (et notamment aux rayonnements émis), mais également à son état chimique et physique, ainsi qu'au métabolisme de cet élément dans l'organisme ou dans un organe critique. Les radioéléments sont classés en quatre groupes : - groupe 1 : radiotoxicité très élévée - groupe 2 : radiotoxicité élevée (cas du cobalt 60) - groupe 3 : radiotoxicité modérée (cas du césium 137, de l'iridium 192 et du thullium 170) - groupe 4 : radiotoxicité faible.

ÉNERGIE L'énergie des rayonnements émis est exprimée en électronvolts (symbole eV) mais le plus souvent en kiloélectronvolts (KeV), en mégaélectronvolts (MeV) : - 1 MeV = 106 KeV = 109 eV. Les radiations émises et leur énergie sont spécifiques du radio-isotope considéré.

EXPOSITION Les radiations ionisantes ne sont hélas pas perçues par nos sens et c'est ce qui les rend particulièrement dangereuses. Elles agissent sur le tissu vivant en cédant de l'énergie au niveau des molécules constituant les cellules. Les tissus à métabolisme élevé (comme le fœtus) sont très radiosensibles. Les rayonnements ionisants peuvent agir sur le métabolisme par exposition externe (autrefois appelée irradiation externe) qui

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résulte de sources situées en dehors du corps ou par exposition interne (appelée antérieurement irra-diation interne) qui résulte de sources introduites (accidentellement ou non) à l'intérieur de celui-ci. En radiologie industrielle, seule l'exposition externe doit être considérée.

UNITÉS RADIOLOGIQUES En radioprotection, outre l'activité d'une source, nous utilisons les grandeurs suivantes : ● Dose absorbée :

C'est le quotient de l'énergie communiquée par des rayonnements ionisants à un corps exposé par la masse de ce corps. Diminuer celle-ci, c'est diminuer le nombre de cellules touchées, mais pas les dégâts qu'elles subissent. Si la dose est faible, elle n'est pas inoffensive mais elle peut autoriser une restauration naturelle entre deux doses successives : - unité légale : le gray (symbole Gy) - sous-multiple : le rad (symbole rd)

1 Gy = 100 rd

● Équivalent de dose : C'est le produit de la dose absorbée par le facteur de qualité Q et le facteur de distribution spatiale de l'énergie absorbée :

- ED (en sievert)

= Dose x Q x FD (en gray)

En radiologie industrielle par rayonnement X ou γ, les facteurs de qualité Q et de distribution spatiale FD sont considérés comme égaux à 1. Nota : Le facteur de qualité Q usurpe son appellation. Il s'agit en fait d'un véritable facteur de nocivité caractéristique du rayonnement émis. Ainsi, pour les rayons alpha, le facteur Q = 20 ce qui signifie qu'à une dose absorbée égale, le rayonnement α est 20 fois plus nocif que le rayonnement X ou γ. - unité légale - sous-multiple ● Débit de dose :

: le sievert (symbole Sv) : le rem (symbole rem) 1 sievert = 100 rems C'est la dose reçue par unité de temps. Il s'exprime en sievert/heure (Sv/h) ou en rem/heure (rem/h).

Un rappel de la hiérarchie des expositions est donné dans le tableau 3. Tableau 3 - HIÉRARCHIE DES EXPOSITIONS EN FRANCE

Dose moyenne annuelle Expositions de l'être humain aux rayonnements ionisants

Exposition naturelle

Exposition artificielle

En µSv

En mrem

Rayons cosmiques

300

30

Matériaux terrestres

400

40

Corps humain (chaîne alimentaire)

300

30

Montres et cadrans lumineux, télévision, écrans de terminaux

< 0,5

< 0,05

Industries non nucléaires

1

0,01

Industries nucléaires

10

0,1

Exposition médicale

1 000

100

200

20

Retombées atomiques Dose moyenne totale reçue

2 200

220

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Il s'agit d'expositions moyennes qui varient d'un lieu à un autre. En effet, lorsque nous nous élevons en altitude, le rayonnement cosmique augmente. De même, certaines régions de France ont des matériaux plus radioactifs (Massif Central, Bretagne par exemple). Les expositions reçues par les personnes seront donc plus fortes.

14

Chapitre 3

UTILISATION DU RAYONNEMENT GAMMA

En radiologie gamma, nous pouvons utiliser tout radioélément émettant un ou plusieurs rayonnements gamma. En 1986, le parc mondial des sources radioactives à émission gamma utilisées en contrôle non destructif se décomposait ainsi : - iridium 192 - cobalt 60 - césium 137 et thulium 170 - autres sources

: : : :

85 12 2,5 0,5

% % % %

Parmi ces dernières, souvent utilisées en laboratoire, citons : le sélénium 75, l'étain 113, le césium 134, l'europium 152, le tantale 182, le radon 223 et le radium 226.

RADIOÉLÉMENTS UTILISÉS EN FRANCE Sources scellées Les substances radioactives utilisées en radiologie industrielle doivent être de type scellé sous forme spéciale c'est-à-dire conforme à l'arrêté du 24 novembre 1977 et à la norme NF M.61.002. Par matière radioactive sous forme spéciale, l'article 1er de l'arrêté précité entend soit une substance radioactive solidement incorporée dans une matière solide inactive donc non susceptible de dispersion, soit une capsule scellée, contenant une matière radioactive, qui ne peut être ouverte que par destruction. En radiologie industrielle, les sources radioactives utilisées sont scellées en capsule d'acier inoxydable à l'exception du thulium 170 qui est inséré dans une capsule en titane. Ce scellement élimine toute altération chimique et toute dispersion de substance radioactive et par là-même le risque de contamination. Ces capsules hermétiques présentent un autre avantage : celui d'arrêter les rayons bêta et d'empêcher la formation de rayons X de freinage (figure 4). 15

Figure 4 - SOURCE RADIOACTIVE

∅1

à ∅ 4 mm

▲

partie active

0,5 à 4 mm

15 à 16,2 mm

▼

Principaux radioéléments utilisés Les principaux radioéléments utilisés en CND (tableau 4) sont par ordre d'importance : l'iridium 192, le cobalt 60 et le césium 137. Le thulium 170 (170 Tm) n'est pratiquement plus utilisé en France (une seule source déclarée).

Tableau 4 - CARACTÉRISTIQUES DES PRINCIPALES SOURCES UTILISÉES EN RADIOGRAPHIE GAMMA

Radioélément

Symbole

Principales raies en MeV

Énergie totale équivalente en MeV

Période radioactive

Constance spécifique k du radioélément à 1 m en

µSv/h par GBq

Césium 137

137

Cs

0,662

0,662

Cobalt 60

60

Co

1,17 1,33

2,5

Iridium 192

Thulium 170

192

170

Ir

Tm

0,201 0,296 0,308 0,316 0,468 0,613 1,36 0,084

mR/h par Ci

30 ans

95

350

5,28 ans

365

1 350

74 jours

135

500

0,926

0,0025

129 jours

0,365

1,35

Remarque : La Commission interministérielle des radioéléments artificiels (CIREA) BP 9 - 91192 Gif-sur-Yvette cedex, limite, sauf dérogation particulière, l'activité des sources susceptibles d'être utilisées en radiographie gamma à : - 3,7 TBq (100 Ci) pour l'iridium 192 - 0,74 GBq (20 Ci) pour le cobalt 60 et le césium 137. 16

L'Iridium 192 (192 Ir) émet par désintégration des particules béta moins (négatons) d'énergie 0,59 et 0,65 MeV mais surtout un rayonnement complexe de plusieurs raies gamma d'énergies différentes comprises entre 0,201 et 1,36 MeV dont les intensités demeurent entre elles par des rapports constants. L'énergie moyenne de ce rayonnement gamma est de 0,926 MeV. La transformation de l'iridium 192 s'effectue soit en osmium 192 (192 Os) par capture électronique, soit en platine 192 (192 Pt) émetteur alpha, par émission de particules béta moins. La radiotoxicité de l'iridium 192 est modérée (groupe 3) et sa période radioactive est de 74 jours. Le Cobalt 60 (60 Co) se désintègre en un élément stable le Nickel 60 (60 Ni) en émettant des particules béta moins (négatons) de 0,31 MeV et 1,48 MeV, mais surtout deux radiations gamma de 1,17 et 1,33 MeV qui demeurent entre elles dans un rapport constant voisin de 1. La radiotoxicité du cobalt 60 est élevée (groupe 2) et sa période radioactive est de 5,28 ans. Le Césium 137 (137 Cs) se désintègre en émettant des particules béta moins (négatons) de 0,51 et 1,17 MeV en baryum 137 métastable (137m Ba) lequel se désexcite par émission d'une raie gamma d'énergie 0,662 MeV et d'un rayonnement X de 0,033 MeV. La radiotoxicité du césium 137 est modérée (groupe 3) et sa période radioactive est de 30 ans. Le Thulium 170 (170 Tm) se désintègre en Ytterbium 170 (170 Yb), élément stable, en émettant des rayonnements béta moins (négatons) de 0,96 et 0,88 MeV et un rayonnement gamma de 0,084 Mev. La radiotoxicité du Thulium 170 est modérée (groupe 3) et sa période radioactive est de 129 jours.

CHOIX DU RADIO-ISOTOPE Le choix du radio-isotope à utiliser dépend du pouvoir de pénétration dans la matière des rayonnements gamma et de l'activité résiduelle de la source qui conditionne le temps de pose (se reporter au chapitre 5).

Pouvoir de pénétration Le facteur déterminant dans le choix de l'isotope radioactif le plus approprié réside dans le pouvoir de pénétration dans la matière des rayonnements ionisants qui est fonction de l'énergie totale équivalente (figure 5).

Figure 5 - ÉPAISSEURS D'ACIER EXPLORABLES PAR DIVERSES SOURCES DE RAYONNEMENT RAYONS X - 400 KV RAY. X - 200 KV

60

137

192

170

Co

Cs

Ir

Tm

mm 50

100

150

17

200

Les tableaux 5 et 6 fournissent d'une part les épaisseurs limites d'autre part les facteurs d'équivalence acier pour différents métaux. Tableau 5 - ÉPAISSEURS LIMITES POUR DIFFÉRENTS MÉTAUX

Radioélément

Symbole

Cobalt 6060 Co Césium 137 Thulium 170 Iridium 192

5,28 ans 137 Cs 170 Tm 192 Ir

Épaisseurs limites en mm

Période radioactive 200 30 ans 129 jours 74 jours

Acier

Aluminium

570 100 5 80

180 280 15 230

Cuivre

90 4,5 70

Tableau 6 - FACTEURS D'ÉQUIVALENCE POUR QUELQUES MÉTAUX Sources radioactives Métal 60

137

Co

Aluminium Acier Cuivre Zinc Laiton (1) Plomb

0,35 1 1,1 1 1,1 2,3

Cs

0,35 1 1,1 1 1,1 3,2

(1) Sauf en présence d'étain ou de plomb où ces valeurs doivent être multipliées par 1,5. Nota : Facteurs par lesquels il faut multiplier l'épaisseur du métal considéré pour obtenir l'équivalence acier (ou diviser l'épaisseur pour obtenir l'équivalence métal).

192

Ir

0,35 1 1,1 1,1 2,1 4

de l'acier

Décroissance radioactive Une substance radioactive décroît en fonction du temps, suivant la formule : N = NO e -

λT

avec N = activité du temps T N0 = activité du temps 0 e = 2,71828, base des logarithmes naturels ou népériens λ = constante de décroissance radioactive Afin d'éviter des calculs fastidieux et par commodité d'emploi, nous avons défini la période radioactive Tr comme le temps au bout duquel l'activité a été réduite de moitié. Nous avons donc : Tr =

Ln 2 = 0,693

λ

λ

La période radioactive, tout comme la constante de décroissance radioactive, est caractéristique du radioélément. Les tableaux 4 et 5 donnent la période radioactive des principales substances radio-actives utilisées en radiologie industrielle. Du point de vue pratique, nous utilisons : ● Soit des coefficients multiplicateurs par exemple : - pour le cobalt 60 : pour un trimestre : 0,97 pour six mois : 0,93 pour une année : 0,87 - pour le césium 137 : pour un an : 0,98 pour 5 ans : 0,90 - pour l'iridium 192, nous utilisons les coefficients de réduction du tableau n° 7.

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TABLEAU 7 - COEFICIENTS DE RÉDUCTION A APPLIQUER POUR 192Ir Nombre de jours

Coefficient

Nombre de jours

Coefficient

Nombre de jours

Coefficient

10 20 30 40 50 60

0,911 0,829 0,755 0,688 0,626 0,570

70 80 90 100 110 120

0,519 0,473 0,430 0,392 0,357 0,325

130 140 150 160 170 180

0,302 0,269 0,245 0,223 0,203 0,185

● Soit quelque soit le radioélément considéré, le graphique de la figure 6. Pour trouver le coefficient d'affaiblissement,

il suffit de calculer en nombre de périodes, le temps écoulé. Exemple : Soit une source de cobalt 60 de 740 MBq. Quelle est l'activité résiduelle au bout de 13 ans ? 1 - Utilisation du graphique : 13 - le nombre de périodes écoulées est : = 2,5 (point A) 5,2 - coefficient d'affaiblissement : 0,175 (point B) - activité résiduelle au bout de 13 ans : 740 x 0,175 = 129,50 GBq (3,5 Ci). 2 - Utilisation du calcul - au bout de 2 fois 5,2 ans = 10,4 ans, l'activité résiduelle est de 185 GBq (5 Ci), - pour les 2,5 ans restants, nous obtenons : 185 x 0,87 x 0,87 x 0,93 = 130,25 GBq (3,52 Ci). Figure 6 - ABAQUE DES COEFFICIENTS D'AFFAIBLISSEMENT

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APPAREILS DE RADIOGRAPHIE GAMMA Description succincte Un appareil de radiographie gamma industrielle, appelé souvent et improprement "gammagraphe", est un ensemble d'éléments conçus pour l'utilisation, à des fins de radiographie industrielle, du rayonnement gamma émis par une ou plusieurs sources scellées de type "spéciale". Cet ensemble comprend généralement le projecteur servant de conteneur portesource, une gaine d'éjection, le porte-source et le dispositif de télécommande (voir figures 7 et 8)

Télécommande d'un appareil de radiographie gamma

Utilisation d'un appareil de radiographie gamma

Figure 7 - GAMMAGRAPHE

Projecteur Commande obturateur

Obturateur

Gaine de Télécommande

123456789 123456789 Télécommande

Gaine de réserve

Gaine d'éjection

20

Porte-source

Figure 8 - PORTE-SOURCE

filetage

source radio-active

crochet de fixation

protection arrière

1234567 1234567 1234567 12345 12345 1234567 1234567 12345 12345 1234567 12345 12345 1234567 12345 12345 1234567 1234567

goupille

Classification Les projecteurs sont classés en fonction : ● Du dispositif d'éjection de la source à savoir :

- catégorie 1

: sans éjection avec émission du faisceau de rayonnement avec (catégorie 1.2) ou sans (catégorie 1.1) déplacement de la source ou du porte-source. - catégorie 2 : avec éjection, porte-source lié mécaniquement au dispositif d'éjection permettant l'éjection par mise en œuvre d'une télécommande exclusivement mécanique (catégorie 2.1) ou non exclusivement mécanique (catégorie 2.2). - catégorie 3 : avec éjection, porte-source ou source non lié mécaniquement au dispositif d'éjection permettant l'éjection par mise en œuvre d'une télécommande non mécanique (électromagnétique, hydraulique ou pneumatique par exemple).

● De la mobilité des projecteurs

(qui doivent tous être munis de crochets d'élingage pour en faciliter la manipulation) :

- classe P :

projecteur portatif conçu pour être porté par une personne seule, de masse y compris le dispositif de télécommande au plus égale à celle prévue par la réglementation en vigueur (55 kg selon article R. 233.1 du code du Travail). Il doit être muni d'au moins une poignée. - classe M : projecteur mobile mais non portatif conçu pour être déplacé aisément au moyen d'un chariot muni d'un dispositif d'immobilisation et dont le rayon de braquage est inférieur ou égal à 3 mètres. - classe F : projecteur fixe ou de mobilité réduite aux limites d'une installation de radiologie gamma industrielle (blockhaus ou en centre spécialisé). - classe A : projecteur spécial conçu pour des déplacements autonomes ou non, dans des conduits tubulaires.

Nota : Bien que les spécifications corresondant aux projecteurs de classe A ne sont toujours pas définies, nous pouvons, dès à présent, appliquer celles correspondant à la classe M (notamment pour les limites du débit de dose absorbée dans l'air en position stockage et les dispositifs de sécurité).

Limite de débit de dose absorbée dans l'air Les limites du débit de dose en position stockage sont données dans le tableau 8 page suivante.

21

Tableau 8 - LIMITES DE DÉBIT DE DOSE DES PROJECTEURS EN POSITION STOCKAGE

Débit de dose absorbée dans l'air en mGy/h Classe de projecteur

Au contact du projecteur

A 50 mm des parois du projecteur

P (portatif)

1

M (mobile) F (fixe)

A 1 m des parois du projecteur Moyen

Maximal

0,5

0,02

0,1

2

0,5

0,02

0,1

2

1

0,02

0,1

Dispositifs de sécurité Toute éjection de source ne doit pouvoir s'effectuer qu'après une opération manuelle de déverrouillage à l'aide d'une clé de sécurité. Le dispositif de verrouillage doit être conçu de façon à permettre la rentrée de la source en position stockage en toutes circonstances, y compris en cas de choc sur la source. Tous les appareils doivent comporter un dispositif de signalisation placé sur le projecteur et sur le dispositif de télécommande électrique lorsque ce dernier existe. La signalisation doit être conforme aux spécifications du tableau 9 ci-après : Tableau 9 - DISPOSITIF DE SIGNALISATION PLACÉ SUR UN PROJECTEUR

Position du porte-source

Signalisation

Totalité du porte-source en position de stockage, obturation complète et verrouillée

Signal vert

Totalité du porte-source en position stockage et obturation complète mais non verrouillée

Signal jaune

Obturation non complète, porte-source en position de stockage ou non

Signal rouge

Marquage ● Projecteur

:

Chaque projecteur doit posséder une plaque extérieure inamovible et résistant au feu et à la corrosion et portant les inscriptions suivantes rédigées en langue française : - noms et adresses du constructeur et de l'importateur, - année de fabrication, - identification (type et numéro d'immatriculation), - masse du projecteur seul, - activité maximale de chacun des radioéléments que le projecteur est susceptible de contenir, - schéma de base des radiations ionisantes, - mention "RADIOACTIVE" en caractères majuscules d'au moins 10 mm de haut et 2 mm de largeur de trait, - mentions : "Ne pas stationner" et "A n'utiliser que par une personne autorisée".

22

● Source

radioactive :

Chaque source radioactive doit être identifiée par un marquage inaltérable par : - le symbole chimique et nombre de masse du radioélément (ex : 60Co), - activité du radioélément et date de sa mesure, - numéro d'immatriculation de la source. ● Porte-source

:

Chaque porte-source doit porter extérieurement un marquage inaltérable visible à une distance de 60 cm avec le symbole "tête de mort", la mention "RADIOACTIVITÉ", le numéro d'immatriculation et l'année de fabrication. ● Télécommande

:

Les télécommandes, les gaines d'éjection et les dispositifs d'irradiation doivent comporter les inscriptions suivantes résistant aux intempéries : numéro d'immatriculation et année de fabrication. ● Notice

d'instruction :

Une notice d'instruction établie en langue française par le constructeur ou l'importateur doit accompagner chaque appareil de radiographie gamma industrielle. Elle doit préciser les caractéristiques de l'appareil, les conditions de manutention, d'installation, d'utilisation et d'entretien en insistant sur les précautions à prendre pour assurer en toutes circonstances la protection contre les rayonnements ionisants.

Entretien Sauf prescription plus contraignante soit de la notice d'instruction, soit d'un arrêté ministériel (actuellement non paru) une révision annuelle est obligatoire pour les appareils portatifs ou mobiles, du type à liaison mécanique entre portesource et dispositif d'éjection et lors du remplacement de la source pour les autres appareils. En vertu de l'article 22 du décret du 27 août 1987, un document de suivi doit être remis avec chaque projecteur gamma et avec chaque accessoire. Pour le projecteur, ce document revêt la forme d'un carnet de suivi où sont indiqués l'identification du projecteur et de son détenteur et l'enregistrement des chargements successifs et où sont enregistrés les contrôles radiologiques réglementaires et toutes les opérations de maintenance (arrêté du 11 octobre 1985). Une fiche de suivi par accessoire doit être établie et doit mentionner : - les caractéristiques de l'accessoire, - l'identification du possesseur, - les opérations de maintenance.

STOCKAGE DES SOURCES RADIOACTIVES L'utilisation de sources radioactives pour faire des radiographies industrielles ne peut se faire qu'avec des appareils appelés projecteurs conformes à la fois au décret du 27 août 1985 et à la norme NF M 60.551. En position de stockage, les débits de dose absorbée dans l'air mesurés à 1 m des parois du projecteur ne doivent pas dépasser 0,1 mGy/ h. Les appareils portatifs ne doivent contenir qu'une seule source. En dehors des périodes de travail, tout appareil de radiographie gamma doit être stocké dans un local spécialement réservé à cet usage et fermé à clé (clé retirée évidemment). Le signal d'avertissement de la présence de matières radioactives, conforme à la norme NF X 08003, sera apposé sur chaque porte d'accès (figure 9).

23

Figure 9 - MATIÈRE RADIOACTIVE

TRANSPORT DES SOURCES RADIOACTIVES En vertu du décret du 30 novembre 1977, certaines infractions à la réglementation sur le transport des matières et objets radioactifs sont passibles d'une amende de 1 000 à 2 000 F et d'une peine d'em-prisonnement de 10 à 15 jours ou de l'une de ces deux sanctions. Cela concerne également le transport dans une voiture particulière. Le transort de certains matériels est autorisé en véhicules particuliers (aiguilles de radium, ampoules d'iode 135, appareils de gammagraphie, etc…).

Réglementation Le transport des matières dangereuses sur la voie publique se trouve régi par le règlement approuvé par arrêté ministériel du 15 avril 1945 et modifié par les arrêtés subséquents. C'est ainsi que les produits dangereux sont subdivisés en groupes repérés par un numéro à cinq chiffres. Les deux premiers indiquent la classe des matières dangereuses, le troisième précise la catégorie à l'intérieur de chaque classe et les deux derniers chiffres correspondent au numéro d'ordre du produit dangereux dans la catégorie. Les matières radioactives sont actuellement classées dans la classe 7 et dépendent des articles 790 à 799 du règlement sur le transport des matières dangereuses. Ainsi un projecteur de gammagraphie conforme à la norme NF M. 60.551 de juin 1983 contenant 1850 GBq (50 curies) d'iridium 192 sera repéré par le groupe 70202 c'est-à-dire Classe 7-2ème catégorie numéro 02. Les appareils de gammagraphie sont classés soit dans le groupe 70202 (cas le plus fréquent) soit éventuellement dans le groupe 70301. Le groupe 70202 concerne les sources scellées sous forme spéciale pour la gammagraphie industrielle dont l'activité maximale n'excède pas 2220 GBq (ou 60 Ci) de césium 137 et 11,1 TBq (ou 300 Ci) d'iridium 192 et qui sont transportées dans des appareils portatifs de gammagraphie (projecteur de classe P) conformes à la norme NF M 60551 de juin 1983 et aux exigences du décret n° 85.968 du 27 août 1985. Le groupe 70301 concerne les sources scellées sous forme spéciale dont certaines peuvent être utilisées en gammagraphie industrielle (conteneurs de transfert, projecteurs de classe M ou F par exemple) et transportées dans des emballages de type B (U) ou B (M) agrées par le Ministre des transports. Dans ce cas, le débit de dose du rayonnement émis par un tel colis ne doit pas excéder : - 2 mGy/h (c'est-à-dire 200 mrd/h) au contact de la surface extérieure du colis, - 0,1 mGy/h (ou 10 mrd/h) à une distance de 1 m de la surface extérieure de cet emballage. 24

Équipement de la voiture particulière L'équipement d'une voiture particulière utilisée pour le transport d'une source scellée de forme spéciale (utilisée en gammagraphie) doit comporter :

Figure 10 ÉTIQUETTE DE TRANSPORT 6D

- un extinceur approprié (moteur et chargement), - des points d'ancrage robustes adaptés au chargement et facilement décontaminables, - une serrure en bon état permettant la fermeture à clé du véhicule, - un étiquetage des deux faces latérales et de la face arrière avec l'étiquette de transport 6 D (figure 10). La dimension d'un côté du losange doit avoir 150 mm minimum, - un ensemble de balisage (rubans, trèfles trilobés conventionnels, etc…) et un débimètre ou compteur GM en état de marche qui sont utiles en cas d'accident, - bien visibles sur le tableau de bord du véhicule les renseignements suivants (figure 11) : . activité et nature du (ou des) radioéléments, . type et caractéristiques des emballages,

RADIOACTIVE

6D

. personnes à prévenir (gendarmerie, expéditeur, SCPRI, etc…) en cas d'accident, - des écrans radioabsorbants éventuels séparant les matières radioactives du poste de conduite (cas exceptionnel du transport de plusieurs appareils de gammagraphie). Le véhicule sera en bon état et les pneus gonflés en fonction du trajet le plus éprouvant (autoroute par exemple). Le chauffeur ainsi que les passagers éventuels (qui ne devront jamais voyager à côté du chargement) seront munis d'un film dosimétrique, d'un stylo-dosimètre, d'une déclaration d'expédition (qui peut être temporaire ou permanente) et de consignes précises (arrêts à effectuer si possible à l'écart des lieux de rassemblement, conduite à tenir en cas d'accident, etc…). Une vérification systématique de la contamination radioactive sera effectuée tous les ans et en cas d'accident.

Figure 11 - PLAQUETTE INFORMATIVE POUR TABLEAU DE BORD DE VÉHICULE

Expéditeur :

ATTENTION Ce véhicule transporte des MATIÈRES RADIOACTIVES (Iridium 192 - 3,7 T Bq max.) Les manipulations de brève durée de colis intacts sont sans danger EN CAS D'ACCIDENT : Prévenir . la gendarmerie la plus proche . l'expéditeur

25

Cas particulier de la clé du gammagraphe Le paragraphe 1.4 de l'article 794 du règlement des matières dangereuses stipule : "Le transport des appareils de radiographie gamma n'est autorisé qu'aux conditions suivantes : - le dispositif de verrouillage est en position de fermeture, clé de sécurité retirée, - dans le cas où le transport est effectué par le titulaire d'une autorisation de détention ou d'utilisation de la source radioactive contenue dans l'appareil (ou par son préposé, titulaire lui aussi du CAMARI), la clé est conservée séparément de l'appareil par la personne effectuant le transport, - dans le cas où le transport est effectué par un tiers : . l'appareil de radiographie gamma est enfermé dans un conteneur spécialisé comportant un sceau de sécurité et portant extérieurement les étiquettes dûment remplies correspondant au groupe auquel appartient le colis, - la clé de l'appareil fait l'objet d'une expédition distincte".

Interdictions ● De chargement :

Il est interdit de charger en commun dans un même véhicule des matières radioactives avec : - des substances explosives, - des munitions, - des artifices, - des matières sujettes à l'inflammation spontanée, - des liquides inflammables, - des matières comburantes, - de l'acide nitrique, - et des péroxydes organiques. Nota : Le bon sens demande également de proscrire le chargement de matières radioactives avec des films, pellicules photos, nourriture et animaux vivants. ● De circuler :

L'arrêté du 10 janvier 1974 interdit la circulation à tout véhicule routier astreint à la signalisation pour matières dangereuses : - les samedis et veilles de jours fériés à partir de 12 heures, - les dimanches et jours fériés de 0 à 24 heures. Il n'existe aucune exemption à ce texte réglementaire pour le transport des appareils de radiographie industrielle utilisant les rayonnements gamma, même en voiture particulière. Cependant, une dérogation temporaire peut être accordée par les préfets de chaque département traversé.

Déclaration de chargement et d'expédition Pour les appareils de radiographie gamma portatifs du groupe 70202 (éventuellement 70.301), les transports par le titulaire (ou son préposé) d'une autorisation de détention et d'utilisation sur chantier, de la source contenue dans l'appareil pourront être effectués sous le couvert d'une déclaration permanente d'expédition de matière radioactive conforme au modèle du tableau n° 10 page suivante. Cette déclaration est valable au maximum un an.

26

Tableau 10 - MODÈLE DE DÉCLARATION PERMANENTE DE CHARGEMENT ET D'EXPÉDITION DE MATIÈRES RADIOACTIVES

DÉCLARATION PERMANENTE DE CHARGEMENT ET D'EXPÉDITION DE MATIÈRES RADIOACTIVES Groupe 70.202 (ou éventuellement 70.301) Appareils de radiographie gamma portatifs

Je soussigné (1) agissant au nom et pour le compte de (2) déclare transporter les matières radioactives ci-après : du

au

(3)

et certifie l'exactitude des renseignements suivants. Je certifie en outre que les matières sont admises au transport selon les dispositions du règlement du 15 avril 1945 modifié.

Numéro minéralogique du véhicule (a)

Nature du colis

Nom de la matière

Numéro de groupe

(b)

(c)

(d)

Appareil(s) de radiographie gamma portatif(s) (suivant norme en vigueur)

71.202 (ou éventuellement 71.301)

Je déclare détenir les documents suivants : 1° Agrément en forme spéciale de la (ou des) source(s) radioactive(s). 2° Conformité à la norme NF M 60 551 (catégorie portative) de l'(ou des) appareil(s) de radiographie industriel(s) transporté(s). 3° Agrément en emballage de type B (U) pour l'(ou les) appareil(s) du groupe 70.202. 4° Notification d'autorisation de détenir et d'utiliser des radioéléments artificiels en sources scellées destinées à la gammagraphie n° valable jusqu'au Je certifie que les objets et appareils transportés sont conformes à ces documents.

Fait à

, le Le transporteur, (Signature et cachet) :

(1) Nom et prénoms. (2) Raison sociale de la société faisant transporter. (3) Validité maximale : un an.

27

Chapitre 4

UTILISATION DES RAYONS X

Les rayons X furent découverts en 1895 par ROENTGEN qui utilisait un tube à gaz à cathode froide (tube de Cookes). Couramment utilisés à poste fixe dans des blockhaus, les appareils générateurs de rayons X sont moins fréquents sur les chantiers. L'obligation d'être dépendant d'une alimentation en énergie électrique ne compense guère le fait que les épaisseurs d'acier explorables sont assez importantes (figure 5). La venue sur le marché de tubes à rayons X à foyer optique fin réduisant le flou géométrique, ce qui augmente la définition, va peut-être modifier la tendance.

FORMATION DES RAYONS X Pour produire les rayons X, nous utilisons le phénomène de freinage des électrons dans un métal lourd. Pour obtenir un rayonnement cathodique (émission d'électrons) et par là-même le faisceau de rayons X, nous utilisons actuellement les tubes de Coolidge (figure 12). La cathode (filament chauffé) émet des électrons (Effet Édison). Ceux-ci sont accélérés par le champ électrique produit par une anticathode en tungstène reliée à l'anode portée à un potentiel fortement positif par rapport à la cathode. L'anti-cathode émet alors un faisceau de rayons X présentant un spectre continu et un spectre de raies caractéristique du tungstène (figure 14). Recevant un intense bombardement électronique, l'anticathode s'échauffe. C'est pourquoi, pour les fortes puissances, nous utilisons un circuit de réfrigération (courant d'eau ou d'huile). En fait, c'est la différence de potentiel appliquée qui détermine la production de rayons X. Ces derniers commencent à apparaître pour une longueur d'onde de 10-9 m (figure 1). Cette longueur d'onde minimale nous est donnée par la formule :

λ mini = Tube à rayons X avec

soit

λ mini =longueur d'onde minimale hxC pour l'apparition de qxV rayons X : 10 -9 m h = constante de Planck : 6,6256 x 10-34 J.s. C = vitesse de la lumière dans le vide : 2,9978 x 108 m.s-1 q = charge de l'électron : 1,6 x 10-19 coulomb V = la différence de potentiel appliquée en volts

λ mini =

Figure 12 - PRODUCTION DE RAYONS X

anticathode électrons anode

x 10-10

cathode

+ + + faisceau

▼rayons X 12 400 V 22

de

Nous tirons donc de cette formule :

V mini = 1 240 volts.

Cela signifie qu'à partir d'une tension de 1 240 volts, il peut y avoir émission de rayons X. Cependant ceux-ci sont si mous qu'ils se trouvent absorbés par les parois en verre du tube radiogène. Afin de pallier à cet inconvénient, la fenêtre en verre par où sortent les rayons X est remplacée par une fenêtre en béryl-lium (figure 13). Ce qui permet d'avoir des postes de rayons X pouvant fonctionner à partir de 5 kilovolts (contrôle de soudure aluminium).

Figure 13 - TUBE UNIPOLAIRE A RAYONS X A FENÊTRE DE BÉRYLLIUM _

cupule de concentration

HT

ampoule en verre anode

cathode

chauffage du filament

▼

123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012 123456789012 123456789012 123456789012 123456789012 12345678901234 1234567890123412 12345678901234 12

filament

eau ou huile

fenêtre en béryllum

▼ ▼▼ ▼ ▼

12345 12345 12345

cible

X

DISTRIBUTION Le spectre des rayons X produits par la cible (figure 12) résulte du spectre continu des photons de freinage auquel se superpose un spectre de raies des photons de fluorescence (figure 14). Le spectre de raies est caractéristique du métal constituant la cible (anticathode). Figure 14 - SPECTRE D'ÉMISSION X

intensité du rayonnement

Ka

mA

spectre de raies

L

spectre continu

λ λ mini

λ maxi

longueur d'onde

23

La distribution de l'intensité du rayonnement X en fonction des longueurs d'onde passe par un maximum tel que :

λ max. ≅ 1,3 λ min. Remarque : Lorsqu'il cesse d'être alimenté en énergie électrique, un tube radiologique n'émet plus aucun rayonnement. Il peut de ce fait être manipulé sans risque (changement d'un tube défectueux).

QUALITÉ DES RAYONS X L'émission de rayons X, associés au phénomène de freinage des électrons, croît à mesure que l'énergie de ces derniers augmente et que le numéro atomique de la cible est plus élevé. Le pouvoir de pénétration des rayons X (figure 5) croît avec leur énergie qui est inversement proportionnelle à la longueur d'onde. Cependant, dans la pratique, nous considérons la qualité d'un rayonnement X en fonction de la tension appliquée au tube radiogène (tableau 11) ou à la rigueur en fonction de l'épaisseur de demi-absorption d'un matériau donné pour ce dernier (tableau 12). Nota : Tout comme les rayonnements gamma, l'épaisseur de demi-absorption pour un rayonnement X est l'épaisseur d'un matériau qui absorbe la moitié de l'intensité du rayonnement incident.

Tableau 11 - DURETÉ DES RAYONS X

Dureté des rayons X

Tension appliquée au tube radiogène en KV

Très mou Mou Demi mou Dur Très dur Ultra dur

< à 20 20 à 60 60 à 150 150 à 400 400 à 3 000 > à 3 000

Tableau 12 - ÉPAISSEUR DE DEMI-ABSORPTION DES RAYONS X POUR QUELQUES MATÉRIAUX

Tension appliquée au tube radiogène en kV 50 100 150 200 250 300 400 500

Épaisseur de demi-absorption en mm Acier 0,6 1,5 3 4,5 11 18 21 25

24

Béton

Plomb

4 16 22 26 28 30 31 32

0,05 0,25 0,29 0,42 0,85 1,7 2,5 3

FILTRATION Le spectre de raies pour une anticathode en tungstène se limite pratiquement à la raie Kα de cet élément dont l'énergie est de 59,5 KeV. Les raies des couches électroniques plus profondes possèdent une énergie négligeable (inférieure à 10 keV). Ces raies peuvent apparaître dans le cas d'un faisceau sortant par une mince fenêtre en béryllium. La filtration consiste à interposer une lamelle métallique de 0,5 à 3 mm d'épaisseur sur le trajet du faisceau de rayons X. Les principaux filtres utilisés sont le cuivre Cu et l'aluminium Al. La filtration permet d'une part de faire disparaître le spectre de raies, d'autre part d'épurer le rayonnement en absorbant plus ou moins les rayons mous. L'élimination de ces derniers donne des clichés plus nets.

FOYER OPTIQUE Le faisceau d'électrons heurtant l'anticathode forme une tache qui correspond au lieu d'émission des rayons X. Cette tache est le foyer réel Fr ou foyer thermique. Mais ce qui intéresse l'opérateur de contrôle radiologique, c'est le foyer optique Fo qui correspond à la surface d'émission des rayons X (figure 15). L'anticathode des tubes à rayons X d'usage courant est légèrement inclinée, l'axe du cône de sortie du faisceau de rayons X est donc perpendiculaire à l'axe du tube.

Figure 15 - FOYERS RÉEL ET OPTIQUE

123 123 123 123

Pour obtenir un rayonnement X panoramique (ou circulaire) de type oblique ou orthogonal, nous utilisons des tubes spéciaux soit à anode plate (figure 16) ou conique (figure 17), soit à anode longue (figure 18).

faisceau d'électrons Fr

12 12 12

Figure 17 - RAYONNEMENT X PANORAMIQUE A ANODE CONIQUE

▲

▲

▲

Faisceau d'électrons

25

▲

▲

X

▲▲

X

anode conique

▲

▲▲ ▲

123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012345 123456789012 123456789012345 123456789012 123456789012345 123456789012 123456789012345

▲

Figure 16 - RAYONNEMENT X PANORAMIQUE A ANODE PLATE

foyer optique

Figure 18 - TUBE A RAYONS X A ANODE LONGUE

X ▲ ▲

▲

▲

▲

anode longue

▲

▲

▲

X

La surface du foyer optique conditionne la qualité du tube et par là-même la netteté des images radiologiques. Plus les dimensions du foyer optique sont faibles (donc plus le faisceau de rayons X est fin) et moins important est le flou géométrique donc l'examen aux rayons X est plus net. Nous avons déjà dit que l'anticathode est généralement en tungstène W d'une part en raison du nombre atomique élevé (74) de cet élément, d'autre part à cause de son point de fusion élevé (de l'ordre de 3 400°C) qui permet de résister à l'échauffement du foyer thermique dû au bombardement électronique intense. Le rendement d'un générateur de rayons X est faible (0,1 % à 20 kV à 1 % à 200 kV). Toute l'énergie appliquée au tube c'est-à-dire les "mAxkV" se retrouve pratiquement sous forme de chaleur sur le foyer thermique qui doit dissiper l'équivalent calorifique et qui de ce fait doit avoir une surface suffisante pour éviter toute surchauffe locale préjudiciable à l'anticathode. Cela explique la difficulté d'obtenir des tubes à foyer fin. Les dimensions du foyer optique sont donc déterminées par : - la surface du foyer thermique, - la valeur de l'angle α (figure 15).

APPAREILS RADIOGRAPHIQUES SPÉCIAUX Pour l'examen de pièces très épaisses, nous utilisons outre les sources radioactives à rayonnement gamma (se reporter au chapitre 3), les appareils radiographiques spéciaux suivants : ● Accélérateur de type VAN de GRAAFF qui émet un rayonnement X très dur avec une énergie pouvant atteindre 5 MeV (cas de ceux qui existent au CEA de CADARACHE). Contrairement aux générateurs courants de rayons X où la haute tension est obtenue par un ensemble "transformateur-redresseur", l'accélérateur VAN de GRAAFF est basé sur le phénomène de charge électrostatique d'un ruban circulant à grande vitesse. Le foyer a une superficie faible (diamètre 0,75 mm environ), donc le flou géométrique qui en résulte est minime. ● Le bétatron

qui est un accélérateur électronique pouvant émettre un rayonnement X d'énergie comprise entre 10 et 30 MeV. Le rendement est de l'ordre de 40 %. ● L'accélérateur linéaire appelé également LINAC qui utilise un klystron ou un magnétron pour obtenir un champ électrique haute fréquence qui accélère les électrons afin d'obtenir un rayonnement X d'énergie comprise entre 50 et 100 MeV.

26

Chapitre 5

NOTIONS SUR LA PRISE DE CLICHÉS

CALCUL DU TEMPS DE POSE Le temps de pose, c'est-à-dire le temps de l'exposition externe durant lequel la source radioactive est sortie de son conteneur pour la prise d'un cliché nous est donné par la formule : T=

Q x d2 x k x 10-6 37 x N

avec T = temps de pose en heures Q = facteur fonction de la densité fixée par le cahier des charges du client et de l'épaisseur d'acier à traverser (tableau 1). La densité souhaitée conditionne le contraste recherché d

= distance source-film en mètres

k

= coefficient de rapidité du film utilisé (fourni par le fabricant)

N = activité résiduelle en becquerels Tableau 13 - VALEUR DU FACTEUR Q

Densité souhaitée Épaisseur d'acier ( ou équivalent) en mm

5 10 15 20 25 30 40

27

2

2,5

3

800 1 000 1 250 1 600 2 000 2 500 4 000

950 1 200 1 500 2 000 2 500 3 200 5 000

1 100 1 500 1 900 2 500 3 100 5 000 6 000

Exemple : - source d'iridium 192 ayant une activité de 925 MBq (25 curies) au 1er mars 1989, - cliché pris le 10 juin 1989 avec un film ayant un facteur k = 4 pour une densité recherchée de 2,5, - soudure à radiographier : tube de 508 x 5 en acier, - source radioactive disposée dans l'axe du tube. - calcul de l'activité résiduelle au 10 juin 1989 : 925 x 0,392 = 362,6 MBq = 362,6 106 Bq - épaisseur de l'acier : 5 mm donc Q = 950 (densité voulue 2,5) - distance source film en mètres : d =0,26 m - coefficient de rapidité du film = K = 4 donc le temps de pose sera : T=

950 x 0,26 x 0,26 x 4 x 10-6 = 0,019 heure 37 x 362,6 x 106

soit 1 minute environ. Nota : a) Si le film avait eu un facteur K =15, nous aurions eu T = 0,071 heure soit 4 minutes environ. b) Il existe des règles à calcul permettant de calculer d'une manière rapide et efficace les temps de pose des radiographies obtenues avec des sources de cobalt 60, de césium 137 et d'iridium 192.

SUPPRESSION DU RAYONNEMENT DIFFUSÉ Nous savons que lorsqu'un faisceau de rayons X ou gamma traverse un objet, une partie de ce rayon-nement se trouve diffusé dans toutes les directions par les atomes constituant cet objet. Ce rayonnement diffusé, qui croît avec l'épaisseur de l'objet à examiner, produit un voile uniforme qui diminue le contraste de l'image radiante et par là-même réduit la netteté du cliché. Le voile dû à ce rayonnement peut être atténué en : - réduisant la section du faisceau de photons au strict minimum par l'utilisation soit d'un diaphragme et/ou d'un localisateur (figure 19) dans le cas des rayons X, soit d'un collimateur, avec ou sans positionneur à sangle ou magnétique, dans le cas du rayonnement gamma (figure 20). Il existe des collimateurs type "diabolo" pour tir panoramique, hélas, peu utilisés (figure 21), - utilisant des masques sous forme de plaques de plomb entourant l'objet ou la partie d'objet (soudure à radiographier par exemple). Voir figure 22.

Figure 19 - LOCALISATEUR

FIGURE 20 - COLLIMATEURS Positionneur à sangle

Positionneur magnétique

Collimateur 120°

sangle

Collimateur 120° aimant

a) collimateur avec positionneur à sangle

a) collimateur avec positionneur magnétique

28

Collimateur

Figure 21 - COLLIMATEUR "DIABOLO"

γ ▲ ▲ ▲ ▲ ▲

uranium appauvri

porte-source câble d'éjection

gaine d'éjection collimateur ▼▼ ▼ ▼ ▼

γ

ÉCRANS RENFORÇATEURS La dose d'énergie radiante absorbée par les couches sensibles du film est de l'ordre de 1 % du rayonnement X ou gamma émis. Pour renforcer l'action "photographique" de ce rayonnement, le film est disposé entre deux écrans renforçateurs qui sous l'action des rayons X ou gamma soit deviennent fluorescents (écrans renforçateurs fluorescents), soit émettent des électrons (écrans renforçateurs au plomb). Les écrans renforçateurs s'emploient par paire. Ils peuvent être utilisés pour toute radiographie effectuée avec une énergie supérieure à 100 keV. Les écrans au plomb sont constitués d'une mince feuille de plomb laminé, montée sur carton afin d'assurer une certaine rigidité et de protéger la feuille de plomb.

Figure 22 - MASQUES ET ÉCRANS

Les écrans fluorescents permettent de diminuer le temps de pose par augmentation du rendement. Ils sont en outre indispensables à la radiographie pour tirage papier.

Collimateur

Source

Les écrans fluorométalliques équivalent à l'association d'un écran au plomb et d'un écran fluorescent classique. Ils permettent d'associer qualité d'image et rendement.

Pièce à radiographier

Afin d'obtenir des images radiantes nettes, les écrans renforçateurs doivent être appliqués contre le film et sont de ce fait toujours utilisés dans un portefilm (figure 22).

Filtre Masque Écrans au plomb

Film

Plomb du porte-film

29

Porte-film

INDICATEURS DE QUALITÉ D'IMAGE Pour apprécier la qualité des clichés radiographiques, nous utilisons les indicateurs de qualité d'image (IQI) ou pénétramètres. En France, la norme NF A 90205 préconise l'utilisation de plaques métalliques à gradins percés de trous d'un diamètre égal à l'épaisseur de la plage correspondante. Ces IQI sont de forme soit rectangulaire, soit hexagonal (figure 23).

Figure 23 - INDICATEURS DE QUALITÉ D'IMAGE

Indicateurs de qualité d'image à gradins de forme hexagonale

Indicateur rectangulaire à gradins percés

Cependant, d'autres IQI sont utilisés en France: - indicateurs à 7 fils (DIN 54.109) de largeur 50 mm (parfois 25 mm) et de diamètre décroissant. Ces fils doivent être de même nature que le métal à contôler, - indicateurs américains (type ASTM code ASME ou API), - indicateurs anglais (type BWRA). Ces indicateurs se placent en travers de la soudure devant être radiographiée.

30

Chapitre 5

RISQUES DUS AUX RADIATIONS IONISANTES

Lss rayonnements ionisants ne sont hélas pas perçus par nos sens et il s'écoule toujours un certain temps de réaction entre le moment de l'exposition (ou irradiation) et celui de l'apparition des troubles physiologiques. C'est ce qui les rend particulièrement dangereux.

EFFETS DES RADIATIONS IONISANTES En traversant la matière quelle qu'elle soit, les rayonnements ionisants heurtent les atomes constituant celle-ci. Au cours de ces chocs, ils arrachent un ou plusieurs électrons au cortège électronique périphérique entourant le noyau central de l'atome. Il y a ionisation de la matière. Les radiations ionisantes agissent sur le tissu vivant au niveau des molécules, notamment d'acide désoxyribonucléique ou ADN (qui est, entre autres, un vecteur de la génétique), qui constituent les cellules par leur effet ionisant en lui cédant de l'énergie. Cette action peut concerner soit les cellules qui constituent notre corps individuel (le soma) et engendre de ce fait des troubles qui constituent les effets somatiques, soit les cellules qui sont destinées à la reproduction (le germen) et les lésions ne se manifesteront que dans la descendance de l'individu irradié, ce sont les effets génétiques. Les effets somatiques dus aux rayonnements ionisants présentent à la fois un caractère polymorphique (grande variété des formes biologiques qui peuvent concerner tous les organes et toutes les fonctions du corps) et un caractère non spécifique, c'est-à-dire que la variété des effets somatiques peut être provoquée par d'autres causes (produits chimiques, tabac par exemple). Le tableau 14 résume l'apparition des effets somatiques en fonction de la dose reçue. Les études entreprises depuis plusieurs décennies sur les effets biologiques des rayonnements ionisants ont conduit à mettre en évidence des : - effets non stochastiques ou non aléatoires. Un effet biologique est dit non aléatoire lorsque son apparition est systématique pour une dose seuil suffisante et que le degré de gravité est une fonction croissante de la dose. Ces effets apparaissent de façon précoce, après l'exposition à une dose seuil suffisante. En pratique, la dose seuil couramment admise est égale à 1 sievert (100 Rems), - effets aléatoires ou stochastiques. Un effet biologique est dit aléatoire lorsque sa fréquence d'apparition statistique sur un grand nombre d'individus présente un caractère de probabilité qui est également une fonction croissante de la dose. Le caractère aléatoire est indépendant de la notion de seuil (figure 24).

31

Tableau 14 - RELATION DOSE-EFFETS DES RAYONNEMENTS IONISANTS

Dose en Sieverts Effets des radiations 0,1

0,25

0,5

1

2

4

10

Aucun effet apparentX Modification de la formule sanguine

X

Limite CIPR

X

Malaises, nausées, vomissements

X

Érythème, fièvre, agitation

X

Dose léthale 50 %

X

Décès certain

X

Figure 24 - PROBABILITÉ D'APPARITION D'UN EFFET ALÉATOIRE

Probabilité d'apparition

Dose cumulée (SV) Zone d'incertitude sur l'apparition

En 1977, la CIPR (Commission internationale de protection radiologique) a donc été amenée à adopter dans ses recommandations n° 26, cette nouvelle classification (tableau 15).

LIMITATION DES DOSES D'EXPOSITION Réduire les doses absorbées, c'est diminuer le nombre de cellules touchées par les radiations ionisantes, mais pas les dégâts qu'elles subissent : toutes les doses de radiations ionisantes, faibles ou fortes, sont, malgré un léger effet de réparation naturelle entre deux doses successives, cumulatives toute la vie. Il n'y a pas de radiations ionisantes inoffensives (voir "Restauration et réparation naturelles" page suivante).

32

Tableau 15 - CLASSIFICATION DES EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS

Effets somatiques

Effets génétiques

- Atrophies - Altération de la formule sanguine

- Leucémies et cancers

- Mutations concernant la descendance

- Atteinte de la fertilité - Cataracte

- Mutations sur l'individu irradié

- Dermites - Erythèmes - Épilation - etc… Effets non aléatoires

Effets stochastiques

RESTAURATION ET RÉPARATION NATURELLES Ces phénomènes existent à trois niveaux : ● Niveau tissulaire : une cellule lésée de façon irréparable ne peut plus se diviser et de ce fait meurt. Dès son élimination, les cellules souches du tissu auquel elle appartenait se divisent et compensent cette perte par des cellules neuves. ● Niveau

moléculaire : les lésions des molécules d'ADN sont réparées par certaines enzymes et ainsi l'intégrité du gène atteint peut être rétablie. Cette restauration ne fonctionne pas à 100 %.

● Niveau de l'organisme :

une cellule "mutée", c'est-à-dire anormale, peut être reconnue comme telle et déclencher une réaction de l'organisme. Cette cellule est fagocitée par les lymphocytes (globules blancs). (D'après le Professeur TUBIANA)

Nous rappelons à cette occasion que le Comité d'études des effets génétiques des radiations ionisantes de l'Académie nationale des Sciences américaines affirme : "N'importe quelle dose de radiations, si petite soit-elle, peut produire des mutations. Il n'existe pas de doses minimales de radiations. Ce qui est important pour un enfant, c'est la dose totale de radiations que ses parents ont reçue, depuis qu'ils ont été eux-mêmes conçus". C'est pourquoi, il faut impérativement, dans l'ignorance où nous sommes de ce que nous pourrions recevoir ultérieurement, réduire au maximum, sans limite inférieure l'irradiation des individus. C'est ce que rappelle la réglementation, car contrairement à une opinion, hélas encore trop répandue, nous n'avons pas "droit" à un certain nombre de siéverts (ou de rems). La réglementation n'a fixé que des doses maximales à ne pas dépasser (se reporter au tableau 16). 33

Tableau 16 - RÉCAPITULATIF DES ÉQUIVALENTS DE DOSE MAXIMAUX ADMISSIBLES EXPRIMÉS EN MILLISIEVERTS (1) RÉSULTANT DE L'EXPOSITION EXTERNE

Catégorie A (Travailleurs directement affectés à des travaux sous radiations)

Catégorie B (Travailleurs non directement affectés à des travaux sous radiations)

En 3 mois consécutifs (2)

En 3 mois consécutifs (2)

Organes En 1 mois

Organisme entier (en profondeur)

Femmes (3)

30

12,5

4,2

Peau, mains, avant-bras, pieds et chevilles

42

Cristallin

12,6

(1) (2) (3) (4)

Hommes

300 90

125 37,5

En 12 mois (4)

50

En 1 mois Hommes

1,26

Femmes (3)

9

3,75

En 12 mois (4)

15

500

12,6

90

37,5

150

150

37,8

27

11,25

45

1 Rem = 10 millisieverts. Tolérance pour 3 mois consécutifs (à éviter). Il s'agit de femmes en état de procréer. Les femmes enceintes ne doivent pas dépasser 10 mSv durant les 9 mois de grossesse. Sauf expositions exceptionnelles concertées (effectuées en 1 ou plusieurs fois) où il est admis un équivalent de dose maximal double des valeurs limites annuelles.

Tous les textes internationaux ou nationaux demandent que l'exposition aux radiations ionisantes soit la plus faible possible. Citons les documents suivants : ● La

Convention internationale du travail n° 115 du 22 juin 1960 précise dans son article 5 :

"Tous les efforts doivent être faits pour réduire au niveau le plus bas possible, l'exposition des travailleurs à des radiations ionisantes et toute exposition inutile doit être évitée pour les parties intéressées". ● L'article

6 du décret modifié du 20 juin 1966 stipule :

"L'exposition des personnes et le nombre des personnes exposées aux rayonnements ionisants doivent, dans la limite des maximums prévus par la réglementation, être aussi réduits que possible". ● La

directive européenne n° 80/836 EURATOM du 15 juillet 1980 demande dans son article 6, paragraphe b :

"Toutes les expositions doivent être maintenues à un niveau aussi faible qu'il est raisonnablement possible". ● L'article

4 du décret du 2 octobre 1986 exige :

"Les matériels, les procédés et l'organisation du travail doivent être conçus de telle sorte que les expositions professionnelles, individuelles et collectives soient maintenues aussi bas qu'il est raisonnablement possible en-dessous des limites prescrites par le présent décret. A cette fin, les postes de travail exposés font l'objet d'une analyse dont la périodicité est fonction du niveau d'exposition. ● Dans son introduction, la norme expérimentale M 62.102 sur les installations de radiologie gamma industrielle prévoit

: "Les spécifications de la présente norme doivent permettre d'assurer la radioprotection des installations de radiologie gamma industrielle et le respect de la réglementation en vigueur les concernant aussi bien pour les travailleurs que pour le public ; ainisi la limite fixée pour l'exposition des personnes est une limite maximale, étant entendu que la valeur de cette exposition doit être la plus faible raisonnablement possible". ● L'article

11 du titre intitulé "Rayonnements ionisants" annexé au décret du 13 juillet 1989 précise :

"Les matériels, les procédés, les méthodes de travail doivent être conçus de telle sorte que les expositions individuelles et collectives aux rayonnements ionisants soient maintenus à un niveau aussi faible qu'il est raisonnablement possible, en dessous des limites prescrites. A cette fin, les postes de travail exposés font l'objet d'une analyse dont la périodicité est fonction du niveau d'exposition".

34

ACCIDENTS DU TRAVAIL ET MALADIES PROFESSIONNELLES

Accidents du travail Les accidents du travail en contrôle non destructif, c'est-à-dire les expositions externes, bien que peu fréquents (en moyenne un accident grave par an est dû aux CND) sont souvent très graves. Les conséquences sont toujours identiques, à savoir : - œdème et radionécrose au bout de 3 semaines à 2 mois après l'exposition à une dose absorbée toujours élevée : 100 à 120 grays (10 000 à 12 000 rads), - restauration ou guérison apparente au terme de 3 à 6 mois, - rechute tardive plus d'un an après cette exposition accidentelle et dont les séquelles sont toujours très importantes (amputation ou greffe), voire mortelles.

Maladies professionnelles Le nombre moyen annuel des maladies professionnelles reconnues au titre du tableau n° 6 (annexe 1), est de 17 pour les dix dernières années connues (1979 à 1988). Le nombre moyen de décès annuels pour la même période est de 5 (figure 25). Notons cependant que ces maladies et décès ne sont pas tous imputables au contrôle non destructif par radiations ionisantes.

Figure 25 - MALADIES PROFESSIONNELLES RELEVANT DU TABLEAU N° 6 Nombre 35

30

25

Maladies reconnues

20

15

10

Décès

5

35

1988

1987

1986

1985

1984

1983

1982

1981

1980

1979

1978

1977

1976

1975

1974

1973

1972

1971

1970

1969

1968

1967

1966

1965

1964

1963

1962

Années 1961

0

Chapitre 7

ÉLÉMENTS DE RADIOPROTECTION

Dans le cas de contrôles non destructifs par rayonnements ionisants, la réglementation impose l'utilisation de sources scellées sous forme spéciale. Il s'ensuit que le seul risque qui existe est celui de l'exposition externe. Par exposition externe, nous entendrons toute irradiation résultant d'une ou plusieurs sources situées à l'extérieur de l'organisme. La radioprotection en CND ne concerne donc que les moyens mis en œuvre pour réduire cette exposition externe à un minimum raisonnable.

BASE DE LA RADIOPROTECTION L'objectif de la radioprotection est double : - prévenir tout effet pathologique non aléatoire des rayonnements ionisants, - limiter à un niveau considéré comme acceptable tant pour chaque individu que pour la société le détriment éventuel que pourrait occasionner l'existence d'effets aléatoires à faible dose. Pour atteindre cet objectif, la CIPR (Commission internationale de protection radiologique) a recommandé un programme de limitation des doses basé sur trois principes : justification, optimisation et limitation. La justification de l'activité entraîne l'exposition. Il faut, pour être acceptable, que toute exposition d'un ou plusieurs individus produise un bénéfice net positif soit pour cet ou ces individus (cas de l'exposition médicale), soit pour la société (utilité du processus mis en œuvre). La justification permet donc, dans le cas du contrôle non destructif par radiations ionisantes, de tolérer, hors blockhaus, la radiologie X ou gamma à l'aide d'appareils portatifs. L'optimisation conduit à l'élaboration avant tout tir radiographique d'un plan d'intervention. Ce dernier a pour but, lorsque l'activité qui entraîne une exposition des opérateurs est justifiée, de maintenir cette exposition à un niveau aussi bas qu'il est raisonnablement possible de l'obtenir. Ce plan de tir procure certains avantages pour la société prestataire de service qui procède aux examens radiographiques : - maintien des connaissances en radioprotection de ses opérateurs, - connaissance exacte du problème avant intervention, - choix optimum de la source de radiations ionisantes.

39

et un inconvénient majeur : - retarde l'intervention (en fait l'urgence n'est réelle que dans 5 % des cas). Ce plan doit prévoir la mise à disposition des opérateurs, par l'entreprise utilisatrice, des moyens d'accès, plateforme de travail, éclairage, etc… : ● d'une

part :

- l'utilisation de la source de rayonnement la mieux appropriée pour l'obtention de clichés radiographiques corrects : générateur de rayons X ou source radioactive d'activité suffisante, - de moyens de collimation fonction des rayons émis (source radioactive) ou de dispositifs de filtration et de localisation (rayons X), - d'écrans éventuels absorbant le rayonnement direct et diffusé, - du coefficient de rapidité des films, - de dispositifs de signalisation et de balisage des zones contrôlée et surveillée (girophares, rubans, etc…) et d'un croquis indiquant de façon précise les limites de ces zones, - d'appareils de contrôles (détecteur sonore, radiamètre), de dosimétrie (film et stylo) et d'avertissement (sifflet), - d'un véhicule adapté et en bon état. Se reporter au chapitre "Transport des sources radioactives", - etc… ● d'autre

part les documents devant être présentés aux autorités compétentes (Inspection du travail, CRAM par exemple) à savoir : - autorisation de détention et d'utilisation délivrée par la CIREA, - caractéristiques des sources de rayonnements, - autorisation de transport, - consignes écrites, - fiches de suivi de l'appareil de radiographie gamma et de ses accessoires, - CAMARI pour chaque opérateur, - livret spécial délivré par le médecin du travail au personnel de catégorie A pour chaque intervenant, à défaut la fiche d'aptitude médicale datant de moins de 6 mois. La limitation des doses individuelles : ● D'une

part répartit la population dans son ensemble en trois catégories : POPULATION = CATÉGORIE A + CATÉGORIE B + PUBLIC

où : - la catégorie A correspond aux travailleurs directement affectés aux travaux sous rayonnements ionisants (DATR). Les surveillances médicales spéciales et dosimétriques sont obligatoires. - la catégorie B correspond au personnel non directement affecté aux travaux sous rayonnements ionisants (NDATR). La surveillance dosimétrique est obligatoire s'ils opèrent en zone contrôlée. La surveillance médicale spéciale n'a pas été prévue. - le public concerne le reste de la population qui ne peut en aucun cas pénétrer en zone contrôlée. ● D'autre

part fixe les limites annuelles maximales d'exposition en fonction de la catégorie :

- catégorie A - catégorie B - public

: 50 millisieverts/an (ou 5 rems/an), : 15 millisieverts/an (ou 1,5 rem/an), : 5 millisieverts/an (ou 0,5 rem/an).

Ces valeurs ne permettent pas de vérifier l'efficacité des protections mises en place. Nous mesurons en effet un débit de dose soit en micrograys par heure, soit en millirads par heure. Nous raisonnons à partir des directives EURATOM, du décret du 2 octobre 1986 (notamment l'article 44 relatif aux générateurs de rayons X à poste fixe et de l'arrêté du 1er juin 1990. Le débit est le résultat 40

de la division de la dose par la durée d'exposition. Pour simplifier, il a été admis de prendre 2 000 heures pour la durée annuelle de l'exposition (50 semaines de 5 jours de 8 heures), bien que les temps cumulés de mises en œuvre des sources de rayonnements ionisants soient souvent bien inférieurs. Les limites admissibles deviennent donc : - catégorie A : 25 microsieverts/heure (soit 2,50 mrem/h) correspond à la limite de la zone d'accès interdite - catégorie B : 7,5 microsieverts/heure (soit 0,75 mrem/h) qui délimite la zone contrôlée (cf. article 21 du décret modifié du 20 juin 1966 et article 23 du décret du 2 octobre 1986) - public

: 2,5 microsieverts/heure (soit 0,25 mrem/h) valeur qui permet de limiter la zone surveillée

CAMARI La manipulation d'appareils de radiographie ou de radioscopie industrielle ne peut être confiée qu'à des personnes titulaires du certificat d'aptitude à manipuler les appareils de radioscopie et de radiographie industrielles (appelé couramment CAMARI) délivré après examen par le Directeur régional du travail et de l'emploi (article 17 du décret du 2 octobre 1986). Après avis du SCPRI (Service central de protection contre les rayonnements ionisants), du médecin du travail et du comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) ou à défaut des délégués du personnel, le directeur régional du travail et de l'emploi peut autoriser, uniquement dans le cas de générateurs électriques de rayons X utilisés à poste fixe dans un local ou caisson particulier, un employeur à confier l'utilisation d'un appareil générateur de rayons X à des opérateurs ne possédant pas le CAMARI lorsque les conditions suivantes se trouvent remplies : - le local ou le caisson (de radiométallographie) contenant le générateur de rayons X est à protection totale sur toutes les parois, - l'atténuation des rayonnements X par les parois du local ou du caisson est suffisante pour que l'équivalent de dose résiduel soit inférieure en moyenne à 25 microsieverts/heure (2,5 millirems par heure) si le local ou le caisson de rayons X est à l'intérieur de la zone contrôlée ou à 7,5 microsieverts/heure (0,75 millirems par heure) si la limite de cette zone est consituée par les parois du local ou du caisson, - le local est débarassé de tout objet sans utilité pour les radiographies ou radioscopies pratiquées, - la signalisation permanente (lampe rouge clignotante) avertissant le fonctionnement du générateur et interdisant l'accès du local existe et est en bon état, - un dispositif de fermeture du local ou du caisson s'oppose à tout franchissement de l'accès par inadvertance et arrête l'émission de rayons X, - le tube radiogène ne peut être mis sous tension que de l'extérieur du local ou du caisson le contenant, - les opérations ne peuvent être effectuées qu'en l'absence de personnel à l'intérieur du local, - les objets à examiner sont soit installés avant la mise en marche du générateur et ôtés après l'arrêt de ce dernier, soit apportés et retirés à l'aide de dispositifs appropriés évitant tout risque d'exposition pour le personnel, - l'installation de radiologie est contrôlée au moins une fois par an par un organisme agréé. Remarque : Dans toute entreprise utilisant des rayonnements ionisants, l'employeur doit désigner une personne compétente en radioprotection (se reporter en annexe 2). Cette dernière devant avoir préalablement suivi avec succès une formation agréée à la radioprotection de 7 jours minimum se devrait d'être titulaire du CAMARI.

41

Le CAMARI, valable pour 9 ans, est délivré soit sur titres, soit au vu des résultats d'épreuves de contrôles des connaisances par un jury composé par : - le directeur régional du travail et de l'emploi, - un médecin du travail désigné en raison de sa compétence particulière en radioprotection, - une personne choisie en raison de sa compétence particulière en matière de radiologie industrielle sur une liste établie par le ministre chargé de l'emploi.

PROTECTION CONTRE L'EXPOSITION EXTERNE La protection contre l'exposition externe comprend : - le temps - la distance, - les écrans de protection. 42

Le temps La dose absorbée est proportionnelle au temps. Il suffit donc de limiter au maximum la durée de l'exposition (utilisation de films plus sensibles par exemple). Le temps est une notion très importante dans le cas d'une exposition exceptionnelle concertée (récupération d'une source radioactive) ou d'une exposition d'urgence (réduction de la zone contrôlée après incident ou accident). Remarque importante : Avant toute exposition exceptionnelle concertée, une manipulation préalable avec essai sur maquette doit être faite afin de pouvoir réaliser la vraie manipulation avec adresse et rapidité.

La distance Le débit de dose est fonction de l'inverse du carré de la distance. Ainsi pour une dose de : - 100 Gy.h-1 à 1 mètre, celle-ci n'est plus que de : - 25 Gy.h-1 à 2 mètres - 4 Gy.h-1 à 5 mètres - 1 Gy.h-1 à 10 mètres En pratique, la protection par la distance se traduit par : - l'éloignement du travailleur de la source de rayonnement ou vice et versa (utilisation de gaines de télécommande et d'éjection de grande longueur), - utilisation de pinces de manipulation assez longues (2 mètres par exemple), - télémanipulateurs, robots, etc… L'exemple ci-après montre l'influence de la distance (utilisation d'une pince de manipulation) et du temps : "Sur un chantier isolé, lors de la rentrée de la source radioactive de cobalt 60 d'activité 159,1 GBq, un incident, suivi d'une fausse manœuvre laisse le porte-source sur le terrain. L'opérateur dispose du matériel suivant : - un détecteur de rayonnements ionisants, - une pince de manipulation de 2 mètres, - un conteneur de stockage en plomb. De combien de temps dispose-t-il pour amener le conteneur au plus près, s'approcher de la source, la prendre avec la pince et la mettre dans le conteneur de stockage, sans recevoir un équivalent de dose supérieur à 1 mSv ?" I = C.K = 159,1 x 365 = 58 071,5 µSv/h soit 58,071 mSv/h

A 1 mètre, le débit de dose D 1 est :

A 2 mètres (longueur de la pince de manipulation), le débit de dose D 2 sera de : D2 =

=

D1.d2 p2

= 14,52 mSv/h

58,071 x (1)2 (2)2 14,52 = 0,242 mSv/m 60

Par minute, le débit de dose à 2 mètres sera :

Le temps disponible pour récupérer la source sans recevoir un équivalent de dose supérieur à 1 mSv est donc de : 1 0,242

≠ 43

4 minutes

Les écrans de protection Dans le cas du contrôle non destructif, nous utilisons pour atténuer le débit de dose du aux photons X ou γ des écrans lourds : plomb, béton baryté (tableau 17) dont l'épaisseur est fonction de la réduction désirée. Tableau 17 - COMPOSTION DU BÉTON BARYTÉ (pour 1 m3 de béton) - BARYTINE granulométrie 0 à 3 mm .................................................................. 420 kg - BARYTINE granulométrie 3 à 7 mm ............................................................... 1 000 kg - BARYTINE granulométrie 7 à 15 mm ............................................................. 1 780 kg - Eau ........................................................................................................................ 120 l - Ciment .................................................................................................................. 300 kg - Plastocrète .............................................................................................................. 1,7 l Nota : Le béton baryté doit être vibré au coulage Nous savons qu'en traversant une paroi opaque, les rayons X ou

γ sont partiellement absorbés. Pour une

donnée, le débit de dose émergeant I est lié au débit de dose incident IO par la relation : I = IO . e où µ = coefficient d'absorption de la matière

x = épaisseur de matière à traverser.

Figure 26 - ATTÉNUATION DES RAYONNEMENTS GAMMA PAR LE PLOMB

44

substance -µx

En fait, pour obtenir aisément l'épaisseur fonction de la réduction du débit de dose souhaité, nous utilisons soit des tableaux (12 et 18), soit des abaques (figures 26 à 30). Ces dernières sont généralement 20 % supérieures aux valeurs données par les tableaux. Tableau 18 - ÉPAISSEUR MOITIÉ ET ÉPAISSEUR DIXIÈME POUR LES RADIOÉLÉMENTS UTILISÉS EN CND

Épaisseur moitié en mm

Épaisseur dixième en mm

Radioélément utilisé

Cobalt 60

Symbole Acier

Béton

Plomb

Acier

Béton

Plomb

22

100

13

66

280

41

60

Co

137

Cs

Césium 137

17

80

7

50

220

19

Iridium 192

13

60

4

40

180

12

1,3

170

Thullium 1701,5

-

0,40

6,3

-

192

Ir

Tm

Nous appelons "épaisseur moitié" et "épaisseur dixième" l'épaisseur d'un écran en une matière donnée qui réduit le débit de dose à la moitié ou au dixième de ce qu'il était avant interposition de l'écran (tableaux 12 et 18). Nota : L'épaisseur moitié est également appelée "demi-absorption" ou "demi-transmission". De même pour l'épaisseur dixième, nous utilisons les termes "déci-absorption" ou déci-transmission".

45

46

47

CALCUL DE DÉLIMITATION DES ZONES Nous avons vu, dans le chapitre traitant de la base de la radio-protection, la nécessité d'établir, avant tout tir radiographique, un plan d'intervention comportant un croquis délimitant les limites des zones contrôlée et surveillée.

Limites de zones pour des émetteurs gamma Pour calculer ces limites, nous utilisons la relation du tableau 19 dans lequel : - d est la distance entre la limite de zone et la source radioactive, - I est le débit de dose maximal admissible en limites de zones : . interdite : 25 µSv/h ou 2,50 mrem/h . contrôlée : 7,5 µSv/h ou 0,75 mrem/h . surveillée : 2,5 µSv/h ou 0,25 mrem/h - C est l'activité résiduelle de la source, - k est la constance spécifique du radioélément correspondant au débit de dose à 1 m (voir tableau 4).

Tableau 19 - FORMULE A UTILISER POUR LE CALCUL DES LIMITES DE ZONES (rayonnement gamma)

d=

où d : en m

√ C Ix k où d : en m

C : en GBq

C : en Ci

I : en µSv/h

I : en mrem/h

k : en µSv/h par GBq

k : en mrem/h par Ci

Délimitation d'une zone contrôlée Exemple de calcul : Sur un chantier, lors d'un contrôle non destructif de soudures, nous avons utilisé le 21 février 1990 une source radioactive de cobalt 60 ayant une activité initiale de 481 GBq (soit 13 Ci) au 21 février 1987 : - temps écoulé depuis l'acquisition de la source : 3 ans - nombre de périodes écoulées : 0,57 - coefficient d'affaiblissement (figure 6) : 0,67

48

- activité résiduelle au 21 février 1990 : 481 x 0,67 = 322,27 GBq (soit 8,71 Ci) - limites des zones : . interdite : di = . contrôlée : dc = . surveillée : ds =

√ √ √

322,27 x 365 = 68,60 m 25 322,27 x 365 = 125,30 m 7,5 322,27 x 365 = 217 m 2,5

Collimateurs Afin de réduire les limites des zones de façon appréciable, nous utilisons un collimateur. Un collimateur donne une atténuation (indiquée par le fabricant) valable uniquement pour le radioélément concerné. Le marquage doit indiquer la valeur de l'atténuation, le radioélément concerné et l'angle de collimation (60 ou 120°). Ainsi un collimateur d'atténuation 400 pour une source d'iridium 192 et un angle de collimation de 60° doit être marqué : 192 Ir - 400 - 60°. Ce collimateur qui pèse 7,5 kg donnera donc une atténuation théorique de : - 400 pour l'iridium 192 - 130 pour le césium 137 et - 30 pour le cobalt 60. Son utilisation présente certains avantages : - limitation du niveau d'exposition au champ strictement nécessaire et par là-même réduction notable des limites de zone, - diminution du rayonnement diffusé, ce qui augmente la qualité de l'image obtenue sur le cliché, - aide éventuelle à la récupération d'une source radioactive bloquée ou décrochée dans la gaine d'éjection. Dans l'exemple précédent, nous disposons de deux collimateurs, l'un marqué 192 Ir - 400 - 60°, l'autre 60 Co - 200 120°. En utilisant le premier collimateur, nous obtenons théoriquement les limites de zones suivantes : di =

= 12,60 m

322,27 x 365 25 x 30 Si nous utilisons le collimateur marqué 60 Co - 200 - 120°, nous obtenons : dc = 22,90 m

et

√

ds= 39,60 m

di = dc = 8,85 m

et

ds = 15,35 m

= 4,85 m

√

322,27 x 365 25 x 200

Les limites données par le calcul avec l'utilisation du collimateur doivent, selon le constructeur, être augmentées de 10 % afin de compenser les fuites autour de ce dernier. En pratique, eu égard au rayonnement diffusé et au positionnement du collimateur, nous conseillons de multiplier ces valeurs par un coefficient de sécurité égal au minimum à 1,5 (angle de collimation de 60°) et à 2 (angle de collimation de 120), quitte à réduire ultérieurement les limites des différentes zones en fonction du mesurage qui doit toujours être fait a posteriori. Ainsi dans l'exemple précédent, en appliquant le coefficient de sécurité de 2 (le collimateur marqué cobalt 60 - 120°) nous aurons : di = 9,70 m dc = 17,70 m et ds = 30,70 m

49

Effet de ciel Quand un photon gamma heurte un électron d'un milieu absorbant, trois événements peuvent se produire au cours de deux interventions différentes : - interaction avec diffusion d'un rayonnement gamma d'énergie plus faible (Effet Compton), - interaction avec disparition du rayonnement, soit par effet photo électrique, soit par production de paires. Lorsque la source de rayonnement γ ou X n'est protégée que par des écrans verticaux sans protection de toit, l'interaction avec la matière (Effet Compton) entraîne un rayonnement diffusé. Le rayonnement diffusé dans l'air entraîne une irradiation en un point quelconque situé au-delà des protections. Cette exposition est connue sous le nom d'Effet de ciel. C'est le cas d'enceintes non couvertes contenant des sources de rayonnement γ ou X. L'intensité d'exposition due au rayonnement diffusé dans l'air nous est donnée par la figure 31.

Figure 31 - INTENSITÉ D'EXPOSITION DUE AU RAYONNEMENT DIFFUSÉ PAR L'AIR

µGy/h/Ci à 1 m

20

15

Eγ en MeV

10 0

1

2

3

4

Exemple : Soit une source de 740 GBq de cobalt 60. Ce radioélément émet deux raies gamma de 1,17 et 1,33 MeV, soit une énergie équivalente de 2,5 MeV. Nous avons pour 37 GBq (c'est-à-dire pour 1 Ci) à 1 m un débit de dose de : 20 µGy/h, donc pour une source de 20 Ci (740 GBq) nous avons : 410 µGy/h à 10 m nous aurons encore (selon la loi en 1/2) : 41 µGy/h. D'après la figure 31, nous constatons que pour les émetteurs γ ayant une énergie de 0,2 à 4 MeV, le débit de dose à 1 m pour une source de 37 GBq (1 curie) est d'environ 20 µGy/h. 50

Générateurs de rayons X Dans le cas d'un générateur de rayons X, le débit de dose nous est donné par la formule : D = 10-2 . k . I . U2 dans laquelle : D= k= I= U=

débit de dose à 1 m en sievert/heure constante caractéristique du bloc radiogène intensité fournie au tube radiogène en mA haute tension appliquée au tube à rayons X dont l'exposant varie de 1,5 à 2,5 (moyenne 2).

Le débit de dose à 1 m par milliampère est fourni, en principe, par le constructeur, sinon nous pouvons nous reporter au tableau 20. Pour calculer les limites de zone, nous utilisons la formule suivante : d=

D1 x I D

√

dans laquelle : d est la distance entre la limite de zone et le générateur de rayons X D1 est le débit de dose d'exposition à 1 m en µSv/h par mA qui est fonction de la tension du tube ainsi que de l'épaisseur du filtre utilisé. I est l'intensité fournie au tube radiogène en mA D est le débit de dose d'exposition en limites de zones (interdite : 25 µSv/h - contrôlée : 7,5 µSv/h et surveillée : 2,5 µSv/h). Tableau 20 - DÉBIT DE DOSE D'UN GÉNÉRATEUR DE RAYONS X

Débit de dose en µSv/h à 1 m pour 1 milliampère avec une filtration totale en mm de

Générateurs de rayons X à tension constante en kV de

Aluminium 0,5

1

Cuivre 2

3

0,5

2

3

50

66.104

36,104

18.104

11.104

0,6.104

-

-

100

141.104

95.104

63.104

46.104

12.104

2,1.104

1.104

150

198.104

150.104

115.104

90.104

38.104

12.104

7,5.104

200

258.104

216.104

180.104

156.104

78.104

33.104

23.104

250

115.104

55.104

43.104

300

170.104

90.104

72.104

400

300.104

195.104

162.104

Exemple de calcul : Soit un poste de rayons X avec filtre en cuivre de 3 mm d'épaisseur utilisant une tension de 200 kV et une intensité de 5 mA. Les limites de zones seront de : - zone interdite

: di =

- zone contrôlée

: dc =

- zone surveillée

: ds =

√ √ √

23.104 x 5 25

= 215 m

23.104 x 5 7,5

= 392 m

23.104 x 5 2,5

= 678 m 51

DOSIMÉTRIE Généralités sur la dosimétrie Le décret du 2 octobre 1986 stipule d'une part à l'article 24 : "Les travailleurs, quelle que soit la catégorie à laquelle ils appartiennent, doivent pouvoir bénéficier d'une évaluation individuelle de l'exposition dès qu'ils opèrent en zone contrôlée, d'autre part à l'article 34 paragraphe I : "Les travailleurs appartenant à la catégorie A doivent faire l'objet d'une surveillance individuelle de l'exposition. S'il s'agit d'une exposition externe, l'évaluation des équivalents de doses reçues doit être assurée au moyen de dosimètres relevés mensuellement ; ..................................................................................................................................................................................... un arrêté des ministres chargés du travail, de la santé et de l'agriculture fixe les modalités techniques d'application du présent alinéa". L'arrêté du 30 septembre 1987 proroge la validité de l'arrêté du 19 avril 1968 précisant les conditions d'utilisation des dosimètres individuels. Ce texte rend obligatoire le dosimètre photographique individuel, porté à hauteur de la poitrine. Il prévoit que tout équivalent de dose enregistrée par le dosimètre est réputé reçu par le porteur, sauf preuve contraire. Ce document précise qu'un double des résultats mensuels nominatifs doit être adressé au SCPRI (Service central de protection contre les rayonnements ionisants - 31, rue de l'Écluse - BP 35 - 78110 Le Vésinet) par l'organisme qui procède à la dosimétrie photographique. Cette mesure permet au SCPRI d'une part d'effectuer les intégrations de doses indispensables, d'autre part de déclencher le plus rapidement possible les enquêtes nécessaires en cas de dépassement des doses maximales admissibles. L'utilisation, lorsque le risque d'irradiation accidentelle élevée ou localisée est à craindre, de dosimètres à lecture immédiate (par exemple les dosimètres à chambre d'ionisation appelés "stylodosimètres"), de dosimètres thermo ou photoluminescents ou de dosifilms de poignet ou d'extrémité, n'est autorisée qu'à titre complémentaire seulement. Les dosimètres les plus couramment utilisés sont : - les dosimètres photographiques (obligatoires), - les dosimètres à chambre d'ionisation (stylodosimètres), - les dosimètres radiothermoluminescents.

Dosimètre photographique Nous savons que le noircissement d'une émulssion photographique soumise à un rayonnement ionisant est d'autant plus accentué que ce dernier est plus intense. Un dosimètre photographique (appelé également "dosifilm") est donc constitué d'un film sensible enfermé dans un sachet scellé (c'est-à-dire à l'abri de la lumière) et d'un ou plusieurs écrans (ou filtres) choisis en fonction des rayonnements à mesurer inclus dans un étui distinct ou confondu avec lui (figure 31) : - β purs : aluminium - X et γ : d'énergie basse ou élevée : cuivre - γ et neutrons thermiques : étain et cadnium (ce dernier provoquant une réaction n - γ, permet par la mesure des rayons gammas de doser les neutrons), - divers rayonnements simultanés.

52

Chaque dosifilm comporte en outre : - toujours une marque d'identification, - parfois le nom du titulaire. Ces dosimètres photographiques doivent être rangés en dehors des heures de travail sur un tableau spécial où se trouve en permanence le dosimètre témoin. Ils sont portés pendant un mois et sont ensuite développés (avec le dosifilm témoin) par un organisme agréé (CEA - EDF - LCIE - PHILIPS - etc…) par le SCPRI quand il ne s'agit pas de ce dernier. Ils sont exploités en se référant à une série de films étalonnés par exposition directe à des rayonnements d'intensités connues.

Figure 32 - DIVERS ÉCRANS UTILISÉS EN DOSIMÉTRIE SELON LE RAYONNEMENT

X et γ

β

γ et neutrons thermiques

12345678901234 12345678901234 12345678901234 12345678901234 12345678901234 12345678901234 12345678901234 12345678901234 12345678901234

film

aluminium

1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012 1234567890123456789012

film étain cadnium

cuivre

La précision des mesures des doses est, avec les films dosimétriques, d'environ 15 %. Il convient cependant de prendre certaines précautions lors de leur utilisation. Ils sont en effet sensibles à certains produits chimiques (tels que l'ammoniac, le mercure) à la lumière (ne pas abimer ou décoller le sachet scellé) et à la chaleur (au-delà de 35° - 40° C). Dans ce dernier cas, éviter de laisser le vêtement contenant le film dosimétrique derrière une vitre (voiture ou bureau) exposé au soleil ou sur un radiateur.

Dosimètre à chambre d'ionisation Le dosimètre photographique, dont le port est obligatoire, présente un inconvénient : le résultat n'est fourni qu'après développement, c'est-à-dire après un mois utilisation. Dans certains cas (gammagraphie par exemple), nous avons besoin de connaître à tout instant la dose reçue. Pour cela, nous utilisons des dosimètres à chambre d'ionisation appelés couramment "stylodosimètres" qui fournissent une lecture instantanée de la dose reçue.

Figure 33 - ÉLECTROSCOPE

+ Filament de quartz doré

+ + + + + + + +

Ces dosimètres sont basés sur la loi de Coulomb et le principe de l'électroscope (figure 32). Si nous chargeons positivement cet appareil le filament mobile va s'écarter de l'armature fixe du pointeau de charge (les charges de mêmes signes se repoussent).

Chambre d'ionisation

Les radiations en ionisant l'air de la chambre rendent celui-ci conducteur et l'électroscope se décharge, le filament mobile se rapproche de l'armature fixe du dispositif de charge.

53

+ + + + + + + +

Isolant

Le stylodosimètre utilise le principe (figure 33) d'un condensateur préalablement chargé associé à un électroscope. L'électrode positive se trouve constituée par un filament de quartz doré dont une partie est mobile. L'électrode négative est, en fait, constituée par les parois de la chambre d'ionisation (en bakélite ou aluminimum).

Figure 34 - COUPE SCHÉMATIQUE D'UN STYLODOSIMÈTRE Fibre de quartz

12345678901 12345678901 12345678901 12345678901 12345678901 12345678901 12345678901 12345678901 Lentille oculaire

Lentille micrométrique

Objectif

Chambre d'ionisation

Microscope

Lorsque le condensateur se trouve chargé, la déviation de la partie mo-bile du filament est maximale. La charge de ce condensateur diminue en fonction de la quantité de rayonnement traversant la chambre d'ionisation. En dotant le stylodosimètre d'un microscope monoculaire et en faisant dévier le filament mobile devant une lentille micrométrique (figure 34), c'est-àdire une échelle graduée, nous pouvons lire directement la dose reçue soit en gray, en rad ou en leurs sous-multiples. La charge du condensateur est réalisée au moyen d'un chargeur électrique à piles.

Dispositif de charge

Condensateur

Electroscope

Figure 35 - LENTILLE MICROMÉTRIQUE

0

100

200

300

0

1

2

milligrays

millirads

Fil de quartz

La précision des stylodosimètres est de l'ordre de 20 %. Il ne faut pas oublier qu'en l'absence de rayonnement dû au travail, leur charge diminue chaque jour d'environ 1 % (rayonnements cosmiques ou naturels, fuite électrique). Certains auteurs donnent un mouvement propre d'environ 60 µGy par semaine. Ce qui importe surtout c'est de se rappeler que les stylodosimètres se déchargent en fonction du temps. C'est pourquoi, nous devons avant chaque utilisation vérifier que le stylodosimètre est chargé et lire la dose indiquée. En fin de travail, une nouvelle lecture permet d'obtenir la dose réellement perçue (différence entre indications avant et après utilisation). Nous trouvons des dosimètres à chambre d'ionisation : - basse énergie (inférieure à 100 keV) ou moyenne énergie, - type équivalent peau ou type équivalent tissu profond, - gradué en gray, rad, rem ou sievert. Ces dosimètres sont assez fragiles (craignent les chocs) et assez coûteux. Les stylodosimètres basse énergie doivent avoir des parois répondant à deux caractéristiques précises : - épaisseur : 300 mg/cm2 - composition : coefficient d'absorption équivalent tissu. 54

En effet, la courbe de réponse d'un stylodosimètre ne doit pas être la représentation graphique des rapports aux différentes énergies entre la dose lue et la dose reçue, mais celle des rapports entre la dose reçue dans les tissus profonds (équivalent à 300 mg/cm2) et la dose indiquée par le dosimètre. Afin d'obtenir un rapport constant et égal à l'unité, les parois du sytlodosimètre (enveloppe extérieure et paroi de la chambre d'ionisation) doivent avoir un coefficient d'absorption massique sensiblement égal à celui des tissus humains (muscles). En application de la norme NF M 60-501, les stylodosimètres portent une bague de couleur signalétique correspondant au calibre de ces derniers, à savoir : - blanc - jaune - orange - rouge

: : : :

2 - 5 mGy (0,2 - 0,5 rad) 50 mGy (5 rads) 200 - 500 mGy - 5 mGy (100-200-500 rads) 10 Gy (1 000 rads)

Dosimètres spéciaux ● Photoluminescence :

Certains verres (au phosphate d'argent par exemple) soumis à un rayonnement exaltent une fluorescence proportionnelle à la dose absorbée. Peu utilisé en milieu industriel. ● Thermoluminescence :

Les matériaux radiothermoluminescents (tels que l'alumine, le fluorure de lithium, le sulfate de calcium activé au manganèse, etc…) émettent après irradiation une luminescence sous l'action de la chaleur d'autant plus grande que le rayonnement a été plus intense. Ils se présentent sous forme de poudres qui sont ensachées dans une matière plastique de façon à constituer de très petits dosimètres autonomes dits d'extrémité pour les doigts notamment (dés ou bagues). Ces dosimètres qui peuvent mesurer de quelques centaines de micrograys (dizaines de millirads) à 1 kilogray (100 rads) sont également utilisés associés à des films dosimétriques de façon à augmenter la gamme de mesures de l'ensemble ainsi constitué. L'exploitation de ces dosimètres s'effectue dans un appareil qui les chauffe et mesure la luminescence produite. Les dosimètres radiothermoluminescents sont généralement régénérables. Ces dosimètres sont particulièrement recommandés lors des manipulations de sources non scellées ou de l'utilisation des appareils de mesure d'épaisseur de revêtement par transmission ou rétrodiffusion de rayonnements béta.

55

RÉDUCTION DE L'AFFICHE INRS N° 292 D FORMAT 60 x 80

56

Chapitre 8

DOCUMENTATION

TEXTES RÉGLEMENTAIRES Nous noterons que les fortes activités des sources γ utilisées dans les projecteurs de gammagraphie et les risques élevés d'exposition externe dus à ces derniers et aux générateurs de rayons X ont conduit les pouvoirs publics à établir une réglementation spécifique relative au contrôle radiologique par rayonnements ionisants qui complète la réglementation générale : ● Article

R 234-20 du Code du Travail qui prévoit :

"Il est interdit d'occuper les jeunes travailleurs de moins de dix-huit ans aux travaux énumérés ci-après et de les admettre de manière habituelle dans les locaux affectés à ces travaux : - radioactivité : travaux exposant à la radioactivité, - traitement, préparation et emploi de produits radioactifs, - travaux exposant à l'action des rayons X, - travaux exposant à l'action des radiations ionisantes". ● Article R. 234-22 et R. 234-23 du Code du Travail tempérant, en vue de leur formation professionnelle, l'article R. 234-20 ci-dessus pour les apprentis et élèves de moins de 18 ans. ● Article

L. 461-4 du Code de la Sécurité sociale qui stipule :

"Tout employeur qui utilise des procédés de travail susceptibles de provoquer les maladies professionnelles mentionnées à l'article L. 461-2 est tenu, dans les conditions prévues par décret en Conseil d'État, d'en faire la déclaration à la Caisse primaire d'assurance maladie et à l'Inspecteur du travail ou au fonctionnaire qui en exerce les attributions en vertu d'une législation spéciale. Le défaut de déclaration peut être constaté par l'Inspecteur du travail ou par le fonctionnaire sus-mentionnés, qui doit en informer la Caisse primaire". ● Arrêté ministériel du 15 avril 1945 modifié par les arrêtés subséquents approuvant le règlement sur le transport et la manutention des matières dangereuses.

57

● Décret modifié n° 66-450 du 20 juin 1966 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants. ● Arrêté

du 24 novembre 1977 fixant les caractéristiques des matières radioactives "sous forme spéciale".

● Décret n° 77-1321 du 29 novembre 1977 fixant les prescriptions particulières d'hygiène et de sécurité applicables aux travaux effectués dans un établissement par une entreprise extérieure. ● Conditions particulières d'emploi des radioéléments artificiels destinés à la gammagraphie adoptées par la Commission interministérielle des radioéléments artificiels le 21 juin 1979 et mises à jour en novembre 1987. ● Arrêté

du 26 mars 1982 relatif à la protection et au contrôle des matières nucléaires en cours de transport.

●Arrêté

du 4 août 1982 portant obligation de mise en application du chapitre 11 de la norme NF X 08003.

● Décret

n° 85-968 du 27 août 1985 modifiant l'article R. 233-83 du Code du Travail et définissant les conditions spéciales auxquelles doivent satisfaire les appareils de radiographie industrielle utilisant le rayonnement gamma. ● Arrêté du 11 octobre 1985 fixant le contenu et les règles d'utilisation des documents de suivi nécessaires à l'application des dispositions de l'article 22 du décret n° 85-968 relatif aux appareils de radiographie gamma industrielle. ● Arrêté des 14 - 15 - 16 - 17 et 18 octobre 1985 fixant une date limite d'utilisation et définissant les conditions d'utilisation de 7 appareils portatifs de radiographie gamma industrielle. ● Arrêté du 10 mars 1986 désignant le laboratoire national d'essais pour délivrer le visa d'examen technique aux appareils de radiographie gamma industrielle, l'habilitant pour vérifier leur conformité aux prescriptions d'hygiène et de sécurité applicables et précisant les règles applicables aux demandeurs de visa. ● Décret

n° 86-1103 du 2 octobre 1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements

ionisants. ● Dispositions générales du 9 février 1987 relatives à la déclaration de contrôle industriel radiographique gamma ou X

à l'aide de sources mobiles édictées par la Caisse régionale d'assurance maladie du Centre (se reporter à l'annexe 3). ● Arrêté du 25 juin 1987 modifié instituant un Certificat d'aptitude à manipuler les appareils de radioscopie et de radiographie industrielles (CAMARI). ● Arrêté du 16 décembre 1988 relatif au Certificat d'aptitude à manipuler les appareils de radioscopie industrielle et de radiographie industrielle (non paru au Journal officiel). ● Arrêté

du 30 septembre 1987 confirmant la validité des arrêtés en date des :

. 19 avril 1968 : condition d'utilisation des dosimètres individuels destinés au contrôle des équivalents de dose, . 22 avril 1968 : modalité d'agrément des organismes habilités à procéder aux contrôles pour la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants, . 23 avril 1968 : recommandations aux médecins exerçant la surveillance médicale des travailleurs soumis aux dangers des rayonnements ionisants. ● Arrêté

du 25 novembre 1987 relatif à la formation de la personne compétente en radioprotection.

● Arrêté du 28 décembre 1987 reportant la date limite d'utilisation de gammagraphes fixée par les arrêtés des 14, 15 et

17 octobre 1985.

58

● Arrêté du 24 janvier 1989 désignant le laboratoire national d'essais pour délivrer les attestations d'examen de type aux appareils de radiographie gamma. ● Décret

n° 89-502 du 13 juillet 1989 complétant le règlement général des industries extractives institué par le décret modifié n° 80-331 du 7 mai 1980, par l'introduction d'un titre intitulé : "Rayonnements ionisants". ● Arrêté du 1er juin 1990 définissant les méthodes de contrôle prévues par le décret n° 86-1103 du 2 octobre 1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants. ● Arrêté

du 2 octobre 1990 fixant la périodicité des contrôles des sources scellées, des installations des appareils générateurs électriques de rayonnements ionisants et leurs dispositifs de protection. ● Arrêté-type n° 385 quater (établissements classés pour l'environnement) : substances radioactives sous forme de sources scellées (utilisation - dépôt - stockage).

Nota : Les textes réglementaires français peuvent être obtenus auprès du Journal officiel - 26, rue Desaix - 75015 Paris.

NORMES NF A. 04.150 - Novembre 1984 - Produits de fonderie - Contrôle par radiographie des pièces moulées liages d'aluminium et de magnésium A. 04.160 - Mai 1990

en al-

- Produits de fonderie - Pièces moulées en acier - Contrôle par radiogra- phie Critères d'acceptation

NF A. 09.010 - Janvier 1984

- Contrôle non destructif - Certification des agents - Règlement général

NF A. 09.200 - Juin 1985

- Radiologie industrielle - Vocabulaire

NF A. 09.205 - Juin 1984

- Radiologie industrielle - Indicateur de qualité d'image à gradins percés

NF A.09.206 - Septembre 1985

- Radiologie industrielle - Méthode conventionnelle de caractérisation de la perceptibilité visuelle d'un radiogramme à partir d'indicateurs qualité d'image

d

e

NF A.09.210 - Avril 1989

- Essais non destructifs - Radiologie industrielle négatoscope

NF C.15.160 - Septembre 1984

- Installations pour la production et l'utilisation des rayons X Règles générales

NF C.15.164 - Novembre 1976

- Installations pour la production et l'utilisation des rayons X Règles particulières pour les installations de radiologie industrielle

NF M.60.001 - Décembre 1984

- Vocabulaire de l'énergie nucléaire

NF M.60.101 - Décembre 1972

- Signalisation des rayonnements ionisants - Schéma de base

NF M.60.103 - Juillet 1976

- Signalisation des rayonnements ionisants - Bandes de balisage pour la délimitation de zones paticulières pouvant présenter des risques radiologiques

NF M.60.501 - Février 1969

- Appareils de mesure dosimétrique - Stylos exposimètres à lecture directe (sans chargeur incorporé)

NF M.60.502 - Juin 1979

- Exposimètres et dosimètres, méthodes générales d'essais

NF M.60.511 - Décembre 1972

- Appareils de mesure dosimétrique - Dosimètres photographiques personnels

59

NF M.60.551 - Juin 1983

- Radioprotection - Appareils de radiographie gamma

M.61.002 - Décembre 1984

- Sources scellées radioactives - Généralités et classification

M.61.003 - Octobre 1972

- Méthodes d'essais d'étanchéité des sources scellées radioactives

M.61.102 - Décembre 1987

- Radioprotection - Installations de radiologie gamma industrielle

M.62.103 - Septembre 1988

- Radioprotection - Installations de radiologie gamma industrielle - Atténuation des rayonnements par les écrans de protection

NF X 08.003 - Mai 1990

- Couleurs et signaux de sécurité

DIVERS - Convention internationale du travail n° 115 du 22 juin 1960 concernant la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants. Ce texte a été publié au Journal officiel du 27 août 1972 par le décret n° 72-780 du 18 août 1972 - Directive européenne n° 80-836 EURATOM du 15 juillet 1980 portant modification des directives fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants (Journal officiel des Communautés européennes n° L. 246 du 17 septembre 1980) - Manuel sur l'appareillage et les techniques de radiographie 142 pages - Publications de la soudure autogène - 1981 - Recueil de directives pratiques du Bureau international du travail sur la radioprotection des travailleurs (rayonnements ionisants) approuvé le 23 septembre 1986 - Principes élémentaires de radioprotection - Édition INRS n° ED 658 - Juin 1988 - Aide-mémoire de radioprotection - Édition INRS n° ED 483 - Mars 1989.

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ANNEXES

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Annexe 1

N° 6 - AFFECTIONS PROVOQUÉES PAR LES RAYONNEMENTS IONISANTS (Décret du 22 juin 1984) *

Désignation des maladies

Anémie, leucopénie, thrombopénie ou syndrome hémorragique consécutifs à une irradiation aiguë

Délai de prise en charge

Tous travaux exposant à l'action des rayons X ou des substances radioactives naturelles ou artificielles, ou à toute autre source d'émission corpusculaire, Anémie, leucopénie, thrombopénie ou 1 an notamment : syndrome hémorragique consécutifs à - Extraction et traitement des minerais une irradiation chronique radioactifs - Préparation des substances radioactives Blépharite ou conjonctivite 7 jours - Préparation de produits chimiques et pharmaceutiques radioactifs Kératite 1 an - Préparation et application de produits luminescents radifères Cataracte 10 ans - Recherches ou mesures sur les substances radioactives et les rayons X dans les laboRadiodermites aiguës60 jours ratoires - Fabrication d'appareils pour radiothéRadiodermites chroniques 10 ans rapie et d'appareils à rayons X - Travaux exposant les travailleurs au Radio-épithélite aiguë des muqueuses 60 jours rayonnement dans les hôpitaux, les sanatoriums, les cliniques, les dispenRadiolésions chroniques des muqueuses 5 ans saires, les cabinets médicaux, les cabinets dentaires et radiologiques, dans les maiRadionécrose osseuse30 ans sons de santé et les centres anticancéreux - Travaux dans toutes les industries ou Leucémies 30 ans commerces utilisant les rayons X, les substances radioactives, les substances Cancer broncho-pulmonaire primitif par 30 ans ou dispositifs émettant les rayonnements inhalation indiqués ci-dessus Sarcome osseux

30 jours

Liste indicative des principaux travaux susceptibles de provoquer ces affections

50 ans

* Date de la dernière modification

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Annexe 2

RADIOPROTECTION ET PERSONNE COMPÉTENTE

DÉSIGNATION DE LA PERSONNE COMPÉTENTE Selon l'alinéa I de l'article 17 du décret du 2 octobre 1986 et l'article 12 du décret du 13 juillet 1989, la personne compétente chargée de la surveillance de la manipulation et de l'utilisation de sources radioactives et/ou de générateurs électriques de rayonnements ionisants est désignée par l'employeur (pouvoir statutaire) après avoir préalablement suivi, avec succès, une formation à la radioprotection (pouvoir de fait) bien déterminée et dispensée par un organisme agréé.

ROLE DE LA PERSONNE COMPÉTENTE Le rôle de la personne compétente est défini principalement par l'article 17 du décret du 2 octobre 1986 et s'effectue sous la responsablité de l'employeur. Ce rôle présente trois volets : ● En liaison avec le CHSCT (Comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail) ou, à défaut, les délégués du personnel, la personne compétente doit (1) :

- effectuer une analyse, aux fins d'optimisation, des postes de travail exposés aux rayonnements ionisants (article 4). Cette analyse conduit tout naturellement à la rédaction de la fiche de conditions de travail devant être incluse dans le dossier médical de tout travailleur exposé (article 39). Ce document qui doit être visé par ce dernier mentionnera obligatoirement : la nature du travail effectué, les caractéristiques des sources émettrices de radiations ionisantes, la nature des rayonnements émis, la durée des périodes d'exposition (2) et les autres risques ou nuisances d'origine physique ou chimique au poste de travail, - veiller au respect des mesures de protection contre les rayonnements ionisants et, pour y parvenir, participer à la formation à la sécurité des travailleurs exposés. Cette formation est organisée en application de l'article L. 231-3-1 et plus particulièrement des articles R. 231-34 à R. 231-45 du Code du Travail. Remarque : L'article R. 231-34 du Code du Travail stipule : "La formation à la sécurité a pour objet d'instruire le salarié des précautions à prendre pour assurer sa propre sécurité et, le cas échéant, celle des autres personnes occupées dans l'établissement. A cet effet, les informations, enseignements et instructions nécessaires lui sont donnés en ce qui concerne les conditions de circulation dans l'entreprise, l'exécution de son travail et les dispositions qu'il doit prendre en cas d'accident ou de sinistre. En fonction des risques à prévenir, l'utilité des mesures de sécurité prescrites par l'employeur lui est expliquée". - recenser les situations ou les modes de travail susceptibles de conduire à des expositions exceptionnelles ou accidentelles des travailleurs, - élaborer un plan d'intervention en cas d'accident et être en outre apte à le mettre en œuvre et à prendre les premières mesures d'urgence.

(1) Les articles entre parenthèses sont ceux du décret du 2 octobre 1986. (2) L'exposition n'est plus considérée comme une grandeur. Ce terme est actuellement pris dans le sens général d'exposition à un agent chimique ou physique. Ainsi, dans le cas des radiations ionisantes, la notion d'irradiation qui visualisait pourtant sans ambiguité le risque concerné se trouve remplacée par celle d'exposition. Nous devons donc utiliser les termes suivants : exposition externe, exposition interne, exposition totale, etc…

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Nota : En fonction des sources de rayonnements ionisants utilisés, la personne compétente doit envisager le ou les accidents susceptibles de se produire : sécurité défectueuse, source scellée dété-riorée ou perdue, contamination des postes de travail et du personnel, exposition externe ou interne, etc… ● Lors de travaux temporaires effectués à l'extérieur de l'entreprise ou de l'établissement, elle doit toujours, selon l'article 17 :

- désigner une (ou plusieurs) personne(s) chargée(s) de veiller au respect des mesures de protection contre les rayonnements ionisants, et, par délégation de l'employeur : - s'assurer que la (ou les) personne(s) ainsi désignée(s) connaît(ssent) le fonctionnement des appareils utilisés, les dangers présentés par les sources radioactives et les mesures à prendre pour les prévenir. En fait, la formation à la sécurité des travailleurs exposés décrite ci-dessus répond déjà en partie à cette exigence, - rédiger une consigne écrite précisant l'étendue exacte de chaque mission. ● Les autres mesures d'ordre administratif et celles d'ordre tecnique à la charge de l'employeur qui lui incombent par délégation :

- classification des travailleurs exposés en catégorie A ou B (article 3) : . catégorie A : travailleurs directement affectés à des travaux sous rayonnements, . catégorie B : travailleurs non directement affectés à des travaux sous rayonnements. Selon le classement, les équivalents de dose maximaux admissibles sont différents (voir tableau 16). - déclarations et informations réglementaires (article 15) : . à l'Inspection du travail d'une part déclaration de l'utilisation de tout générateur électrique de rayonnement ionisant et/ou de toute source radioactive, d'autre part information de l'autorisation de détention et d'utilisation de sources radioactives artificielles délivrée par la CIREA (1) . au service "Prévention des risques professionnels" de la Caisse régionale d'assurance maladie concernée d'une part des copies des déclarations adressées à l'Inspection du travail, d'autre part de la photocopie de la dernière autorisation de détention et d'utilisation de sources radioactives artificielles délivrée par la CIREA . à la Caisse primaire d'assurance maladie en vertu de l'article L. 461-4 du Code de la Sécurité sociale qui fait obligation à tout employeur de déclarer tout procédé de travail susceptible de provoquer une maladie professionnelle : dans le cas présent, relevant du tableau n° 6 (se reporter en annexe 1). Dans le cas d'entreprises relevant du régime agricole, les déclarations doivent être faites à la Mutualité agricole (tableau n° 20 des maladies professionnelles agricoles). - Tenue et mise à jour du dossier technique (article 18). Ce dernier doit contenir tout document concernant les sources de radiations ionisantes et notamment : . copie de chaque fiche des conditions de travail incluse dans le dossier médical de tout travailleur (article 39), . copie des déclarations à la CPAM (Caisse primaire d'assurance maladie), à l'Inspection du travail et à la CRAM (Caisse régionale d'assurance maladie), . autorisation de détenir et d'utiliser des radioéléments artificiels délivrée par la CIREA, . les caractéristiques de toute source radioactive et/ou de tout générateur électrique de rayonnements ionisants, . toute modification apportée à l'appareillage émetteur ou aux dispositifs de protection, . la nature et la durée moyenne mensuelle des travaux exécutés (fiche de nuisance), . les certificats de conformité (appareils de radiographie gamma, poste de rayons X, etc…), . les consignes d'utilisation et notices d'information, . la date des examens des contrôles nécessaires et les rapports de vérification correspondant à ces examens, . le nom des travailleurs ayant effectué des travaux de réglage, démontage, remontage, de réparation et d'entretien sur des installations à risques radioactifs, . le plan incendie (avec mention de l'emplacement des sources radioactives). - Élaboration de la notice écrite (article 19) qui doit être remise à tout travailleur affecté en zone contrôlée ou appelé à y pénétrer occasionnellement (ne pas oublier les visiteurs). Cette notice doit mentionner : . les dangers présentés lors de l'utilisation de sources de rayonnements ionisants, . les moyens mis en œuvre dans l'entreprise pour s'en prémunir, (1) Commission interministérielle des radioéléments artificiels (CIREA) - BP 9 - 91192 Gif-sur-Yvette.

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. les méthodes de travail offrant les meilleures garanties de sécurité (optimisation) tout en étant adaptées à chaque utilisation particulière dans l'entreprise, . les garanties que comportent pour lui les mesures physiques (dosimétrie, prélèvement surfacique ou atmosphérique par exemple) et les examens médicaux périodiques. - Information des travailleurs intéressés (article 20) c'est-à-dire en pratique de tout le personnel de l'entreprise : . du nom et de l'adresse du médecin du travail, . du lieu où sont pratiqués les examens médicaux intéressant les travailleurs exposés, . du nom de la personne compétente (et de son suppléant) et de l'endroit où il peut être contacté (téléphone par exemple), . de l'existence des zones interdites, contrôlées et surveillées (se reporter au chapitre 7), . des dispositions spécifiques du règlement intérieur relatives aux conditions d'hygiène et de sécurité en zone contrôlée. Nota : Bien que la façon de porter ces renseignements à la connaissance des travailleurs ne soit pas mentionnée dans le décret du 2 octobre 1986 déjà cité, nous pensons nécessaire de continuer à en prévoir l'affichage comme cela était prévu par l'ancienne réglementation. - Définition et signalisation des zones interdites, contrôlées et surveillées (article 23). - Évaluation individuelle de l'exposition de tout travailleur pénétrant en zone contrôlée (article 24). Il s'agit principalement de la surveillance dosimétrique qui se trouve toujours régie par l'arrêté du 18 avril 1986. Ce texte rend obligatoire le dosimètre photographique individuel, porté à hauteur de la poitrine. L'utilisation, lorsque le risque d'exposition accidentelle est à craindre (cas de la radiographie X ou gamma) d'un dosimètre à lecture immédiate ne dispense pas du port d'un film dosimétrique. - Fourniture et nettoyage des moyens de protection individuelle (article 26) lors d'utilisation de sources radioactives non scellées. - Suivi des contrôles réglementaires des installations utilisant les rayonnements ionisants, que ceux-ci soient effectués par un organisme agréé ou par une personne de l'entreprise (qui peut être la per-sonne compétente) sur dérogation du Directeur départemental du travail et de l'emploi (articles 28 à 31). - Information du médecin du travail de toute modification apportée aux installations émettant des radiations ionisantes des résultats des contrôles d'ambiance, des contrôles réglementatires des installations et de l'exécution de travaux exceptionnels (article 32). - Signaler sur le plan "incendie" de l'entreprise l'emplacement de chaque source radioactive (y compris les détecteurs ioniques de fumée).

SUPPLÉANT Bien que la réglementation ne le prévoit pas, il convient de prévoir un adjoint à la personne compétente (1) afin de suppléer cette dernière en cas d'absence (congé, maladie) ou d'indisponibilité (stage, réunion, convocation au siège social, déplacement). (1) Dans son cahier de recommandations aux entreprises utilisatrices d'appareils de radiographie industrielle sur les chantiers d'équipement, l'EDF demande la désignation d'un ou plusieurs suppléants chargés notamment de remplacer la personne compétente en cas d'absence ou pour certains travaux.

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Il ne faut pas oublier, qu'en cas d'incident mettant en cause des rayonnement ionisants, la personne compétente (ou son suppléant) doit pouvoir être jointe à toute heure (de jour comme de nuit) même dans le cas de chantiers extérieurs (radiographie X ou gamma par exemple).

FORMATION Nous avons vu que le rôle de la personne compétente, qui paraît restreint si nous ne considérons que l'article 17 du décret du 2 octobre 1986 est, en fait, très important. C'est pourquoi, afin d'assurer une formation à la radioprotection uniforme des personnes compétentes qui ne soit pas laissée à l'appréciation très variable des employeurs, le législateur a défini, par l'arrêté du 25 novembre 1987, un programme minimum sur 7 jours. Ce dernier comporte d'une part un enseignement commun ayant trait à la réglementation et à la normalisation, à l'organisation de la radioprotection et aux principes généraux techniques, d'autre part un enseignement optionnel propre au domaine médical ou industriel, soit pour l'utilisation de sources radioactives scellées et d'appareils générateurs de rayonnements X, soit pour l'utilisation de sources non scellées. La durée de la formation peut être réduite pour les titulaires de certains diplômes soit à deux jours, soit à quatre jours. Ainsi, le possesseur d'un CAMARI (Certificat d'aptitude à manipuler les rayonnements ionisants) peut ne suivre qu'un stage de deux jours. Nous ne pouvons que regretter la restriction à cette formation apportée par l'article 9 de l'arrêté du 25 novembre 1987 qui précise : "La personne compétente au sens de l'article 7 du décret du 15 mars 1967, en fonction dans un établissement à la date d'entrée en vigueur (1er octobre 1987 pour les sources radioactives et 1er octobre 1988 pour les rayons X) du décret du 2 octobre 1986 est présumée sous la responsabilité de son employeur, avoir suivi une formation équivalente". Il est cependant à souhaiter que lors des demandes de renouvellement ou de modification des autorisations d'utilisation et de détention de sources radioactives artificielles délivrées par la CIREA, cette dernière exige l'attestation d'aptitude à remplir le rôle de personne compétente délivrée par un organisme agréé de formation comme elle le fait actuellement pour toute nouvelle demande. Cela ne résoud pas le problème en ce qui concerne les générateurs électriques de rayonnements ionisants.

CONCLUSION Par rapport au décret du 15 mars 1967 qui est maintenant caduc, la nouvelle réglementation a élargi les attributions de la personne compétente qui se trouve notamment chargée (avec le CHSCT) de faire une analyse détaillée de tout poste de travail exposé aux fins d'optimisation. Par ailleurs, depuis le 1er octobre 1987, un employeur ne peut, en principe, désigner une personne compétente sans que celle-ci ait, au préalable, suivi avec succès une formation minimale et agréée à la radioprotection.

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Annexe 3

DISPOSITIONS GÉNÉRALES RELATIVES A LA DÉCLARATION DE CONTROLE INDUSTRIEL RADIOGRAPHIQUE GAMMA OU X à L'AIDE DE SOURCES MOBILES Mesures de sécurité auxquelles sont soumis les employeurs de la région Centre en application de l'article L. 422.4 du Code de la Sécurité sociale Homologation de Monsieur le Directeur régional du travail et de l'emploi en date du 9 février 1987

DISPOSITIONS GÉNÉRALES Article I Tout chef d'entreprise doit déclarer à la Caisse régionale d'assurance maladie du Centre (Prévention des accidents du travail et des maladies professionnelles) son intention de faire procéder à des opérations de contrôle industriel radiographique gamma ou X, à l'aide de sources mobiles, lorsque ces travaux sont prévus dans la circonscription de la Caisse ci-dessus désignée. Article II Cette déclaration devra obligatoirement être faite. - elle sera transmise au moins 14 jours avant la date envisagée pour le début des opérations, - l'impossibilité de respecter exceptionnellement ce délai, en particulier sur les chantiers du bâtiment et des travaux publics, ne dispense pas l'employeur d'effectuer la déclaration de façon à ce que la Caisse régionale d'assurance maladie soit avertie avant le début des opérations de contrôle. Article III Cette déclaration sera faite sur un imprimé mis à la disposition des entreprises par la Caisse régionale d'assurance maladie du Centre Article IV La présente disposition générale est applicable à compter du 1er avril 1987 (homologation de Monsieur le Directeur régional du travail et de l'emploi en date du 9 février 1987).

RAPPELS DE LA RÉGLEMENTATION Dans le cadre des opérations dont il est question ci-dessus, il convient de satisfaire aux exigences des textes réglementaires suivants : - classe 7 (matières radioactives) du règlement sur le transport et la manutention des matières dange-reuses approuvé par l'arrêté ministériel du 15 avril 1945 et modifié par les arrêtés subséquents, - décret n° 66-450 du 20 juin 1966 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, - arrêté du 22 avril 1968 fixant les conditions et modalités d'agrément des organismes habilités à procéder aux contrôles prescrits par le chapitre II du titre II du décret n° 67-228,

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- arrêté du 2 mai 1977, modifié par l'arrêté du 24 juillet 1980, instituant un certificat d'aptitude à manipuler les appareils de radiographie et de radioscopie industrielles et complété par l'arrêté du 8 janvier 1986 fixant la liste des titres dispensant les candidats au certificat d'aptitude cité-ci-dessus de subir tout ou partie des épreuves de contrôle des connaissances prévues pour l'obtention de ce certificat et des annexes qui leur sont jointes, - décret n° 77-1321 du 29 novembre 1977 modifié, fixant les prescriptions particulières d'hygiène et de sécurité applicables aux travaux effectués dans un établissement par une entreprise extérieure, - conditions particulières d'emploi des radioéléments artificiels destinés à la gammagraphie adoptées par la Commission interministérielle des radioéléments artificiels le 21 juin 1979, - décret n°86-1103 du 2 octobre 1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants applicable à compter du 13 octobre 1987 exceptés les articles 41 à 43 modifiant l'article R. 283-83 du code du travail qui n'entreront en vigueur que le 13 octobre 1988. Nota : L'employeur doit avertir le médecin du travail de toute utilisation de sources de rayonnements ionisants, des conditions d'emploi et doit lui fournir la liste des salariés concernés.

COMMENTAIRES Article I Un contrôle industriel radiographique gamma est un contrôle non destructif effectué au moyen d'un appareil de radiographie gamma répondant aux exigences du décret n° 85-968 du 27 août 1985 et de la norme NF M 60.551 intitulée "Radioprotection-appareils de radiographie gamma". Un contrôle industriel radiographique X est un contrôle non destructif réalisé au moyen d'un générateur de rayons X satisfaisant aux règles fixées par la norme NF C74.100 intitulée "Appareils à rayons X - constructions et essais". Une source mobile est un appareil permettant l'émission d'un rayonnement ionisant gamma ou X et pouvant être soit porté par une seule personne (type mobile portatif), soit aisément déplacé avec un moyen de manutention (type mobile non portatif). Article II Cette déclaration ne se substitue en aucun cas à celles exigées d'une part par l'article L. 461.4 du code de la Sécurité sociale concernant tout procédé de travail susceptible de provoquer une maladie professionnelle, d'autre part par le décret n° 86.1103 du 2 octobre 1986 (voir rappels de la réglementation) pour toute détention d'un appareil générateur électrique de rayonnements ionisants (article 5). L'autorisation de détention et d'utilisation de radioéléments artificiels délivrée par la Commission interministérielle des radioéléments atificiels qui vaut déclaration selon l'article 5 du décret du 15 mars 1967 ne dispense pas de la déclaration prévue par la disposition générale. Article III L'imprimé de déclaration se compose en fait d'une liasse de quatre feuillets permettant la déclaration à la Caisse régionale d'assurance maladie, au service de l'Inspection du travail compétente et dans le cas des entreprises du bâtiment et des travaux publics à l'Organisme professionnel de prévention du bâtiment et des travaux publics (OPPBTP).

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LISTE DES FIGURES INCORPORÉES DANS LE TEXTE

Pages 1 - Spectre des ondes électromagnétiques ..................................................................................................

2

2 - Principe d'une radiographie ..................................................................................................................

3

3 - Examens radiologiques : a) Radioscopie - b) Intensificateur d'images c) Télévision ............................................................................................

4

4 - Source radioactive scellée ......................................................................................................................

10

5 - Épaisseurs d'acier explorables par diverses sources de rayonnement .....................................................

11

6 - Abaque de coefficients d'affaiblissement ...............................................................................................

13

7 - Gammagraphe ......................................................................................................................................

14

8 - Porte-source ..........................................................................................................................................

15

9 - Signal d'avertissement de la présence de matières radioactives .............................................................

18

10 - Étiquette de transport 6 D ....................................................................................................................

19

11- Plaquette informative pour tableau de bord de véhicule .........................................................................

19

12- Production de rayons X ..........................................................................................................................

23

13- Tube unipolaire à rayons X à fenêtre de béryllium .................................................................................

24

14 - Spectre d'émission X .............................................................................................................................

24

15 - Foyers réel et optique ............................................................................................................................

26

16- Tube à rayons X panoramique à anode plate ..........................................................................................

26

17 - Rayonnement X panoramique à anode conique ....................................................................................

26

18- Tube à rayons X à anode longue .............................................................................................................

27

19- Localisateur ............................................................................................................................................

30

20 - Collimateurs .........................................................................................................................................

30

21 - Collimateur diabolo ..............................................................................................................................

31

69

Pages

22 - Masques et écrans au plomb .................................................................................................................

31

23 - Indicateurs de qualité d'image ...............................................................................................................

32

24 - Probabilité d'apparition d'un effet aléatoire ..........................................................................................

34

25 - Maladies professionnelles relevant du tableau n° 6 ................................................................................

37

26 - Atténuation des rayonnements gamma par le plomb ............................................................................

44

27 - Atténuation des rayonnements gamma par le béton .............................................................................

46

28 - Atténuation des rayonnements gamma émis par le cobalt 60 ...............................................................

46

29 - Atténuation des rayons X par le béton ..................................................................................................

47

30 - Atténuation des rayonx X par le plomb ................................................................................................

47

31 - Intensité d'exposition due au rayonnement diffusé par l'air ..................................................................

50

32 - Divers écrans utilisés en dosimétrie selon le rayonnement ....................................................................

53

33 - Électroscope ..........................................................................................................................................

53

34 - Stylodosimètre ......................................................................................................................................

54

35- Lentille micrométrique ...........................................................................................................................

54

70

LISTE DES TABLEAUX INSÉRÉS DANS LE TEXTE

Pages

1 - Contrôles non destructifs ......................................................................................................................

2

2 - Tableau mnémotechnique pour convertir en becquerels une activité donnée en curies et vice-versa ............................................................................................................................

6

3 - Hiérarchie des expositions en France ....................................................................................................

7

4 - Caractéristiques des principales sources utilisées en radiographie gamma ............................................

10

5 - Épaisseurs limites pour différents métaux .............................................................................................

12

6 - Facteurs d'équivalence pour quelques métaux .......................................................................................

12

7 - Coefficients de réduction à appliquer pour 192 Ir.................................................................................

13

8 - Limites de débit de dose des projecteurs en position stockage ..............................................................

16

9 - Dispositif de signalisation placé sur un projecteur ................................................................................

16

10 - Modèle de déclaration permanente de chargement et d'expédition de matières radioactives .................................................................................................

21

11 - Dureté des rayons X ..............................................................................................................................

25

12 - Épaisseur de demi-absorption des rayons X pour quelques matériaux ..................................................

25

13 - Valeur du facteur Q ..............................................................................................................................

29

14 - Relation dose-effets des rayonnements ionisants ..................................................................................

34

15 - Classification des effets biologiques des rayonnements ionisants ..........................................................

35

16 - Récapitulatif des équivalents de dose maximaux admissibles exprimés en millisieverts résultant de l'exposition externe .............................................................................................................

36

17 - Composition du béton baryté ...............................................................................................................

44

18 - Épaisseur moitié et épaisseur dixième pour les radio-éléments utilisés en CND ..................................

45

19 - Formule à utiliser pour le calcul des limites de zone (rayonnement gamma) ........................................

48

20 - Débit de dose d'un générateur de rayons X ...........................................................................................

51

71

72

Réalisation CRAMCENTRE - Décembre 1990 - 1 500 exemplaires