Elements Radioprotection

ÉLÉMENTS MENTS DE RADIOPROTECTION

5

Radioexposition externe par D. DUGRILLON

- 2 me dition -

S ommaire

1 - SOURCE RADIOACTIVE ....................................................................... 2 Activité résiduelle ........................................................................................ 2 Débit de radioexposition .............................................................................. 4

2 - GÉNÉRATEUR ÉLECTRIQUE DE RAYONS X .................................. 8 Formation des rayons X ............................................................................... 8 Débit de dose ............................................................................................... 9

3 - LOI DE L'INVERSE DU CARRÉ DE LA DISTANCE ....................... 10

4 - ZONES D'ACCÈS RÉGLEMENTÉ ...................................................... 12 Délimitation des zones ............................................................................... 12 Règlement de zone contrôlée ..................................................................... 14 Signalisation ............................................................................................... 14 Bandes de balisage ..................................................................................... 16

5 - CALCUL DE DÉLIMITATION DES ZONES ..................................... 17 Limites de zones pour des émetteurs gamma ............................................ 17

Collimateurs ............................................................................................... 18 Générateurs de rayons X ............................................................................ 19

Annexe 1 : Décroissance radioactive ............................................................. 21 Annexe 2 : Limites de zones avec une source d'iridium 192 ......................... 24 Annexe 3 : Implications des nouvelles recommandations CIPR 60 .............. 27

Bibliographie ................................................................................................. 29

RADIOEXPOSITION EXTERNE par Daniel DUGRILLON

L'exposition, appelée autrefois irradiation, est l'exposition de l'organisme en tout ou partie à des rayonnements ionisants. Nous appelons radioexposition externe, l'exposition résultant de sources situées en dehors de l'organisme. Elle peut être globale lorsqu'elle concerne le corps entier ou partielle lorsqu'elle porte sur une partie de l'organisme. Le calcul du débit de dose absorbée ou de celui de l'équivalent de dose radiologique nécessite de connaître soit les caractéristiques de la source radioactive utilisée, soit celles du générateur électrique de rayonnements ionisants considéré.

1

- SOURCE RADIOACTIVE

ACTIVITÉ RÉSIDUELLE L'activité radionucléaire correspond en fait à la puissance de la source radioactive considérée. Nous savons que l'activité d'une source est égale au nombre de désintégrations se produisant par seconde (se reporter en annexe). La période radioactive Tr, caractéristique du radioélément considéré, est le temps au bout duquel l'activité a été réduite de moitié. Pour évaluer l'activité résiduelle d'une source radioactive, nous pouvons utiliser une chambre d'ionisation ou un détecteur à scintillations de type à puits (dans lequel nous plaçons la source à étudier) associée à un ensemble électronique plus ou moins sophistiqué. En pratique, nous utilisons : - soit des coefficients multiplicateurs (tableaux 1, 2 et 3), - soit, quel que soit le radioélément considéré, une abaque des coefficients d'affaiblissement (figure 1). Tableau 1 : COEFFICIENTS MULTIPLICATEURS POUR LE COBALT 60 Temps écoulé

Coefficient

Trois mois Six mois Un an Deux ans

0,965 0,931 0,867 0,752

Tableau 2 : COEFFICIENTS MULTIPLICATEURS POUR LE CÉSIUM 137 Temps écoulé

Coefficient

Un an Cinq ans Dix ans

0,980 0,904 0,817

Tableau 3 : COEFFICIENTS MULTIPLICATEURS POUR L'IRIDIUM 192 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

0,320 0,269 0,245 0,223 0,203 0,185

Exemple : Soit une source de cobalt 60 de 740 GBq (20 Ci). Ce radioélément a une période de 5,28 ans. Quelle est l'activité résiduelle au bout de 13 ans ? a) Utilisation des coefficients multiplicateurs : - au bout de 2 fois 5,28 ans c'est-à-dire, après 10,5 ans environ, l'activité résiduelle est de : 740 : 4 = 185 GBq (5 Ci) - pour les 2,5 ans restant, nous obtenons : 185 x 0,752 x 0,931 = 129,5 GBq (3,5 Ci). a) Utilisation du graphique : - le nombre de périodes écoulées est : 13 ≅ 2,46 (point A) 5,28 - le coefficient d'affaiblissement est de 0,175 (point B) l'activité résiduelle est de : 740 x 0,175 = 129,5 GBq (3,5 Ci). Coefficient d'affaiblissement

100 9

En %

8 7 6

50 4

3

20 B

10 9 8 7 6

5 4 3

2

Nombre de périodes

1

écoulées

A O

1

2

3

4

5

6

Figure 1 : Abaque des coefficients d'affaiblissement

7

DÉBIT DE RADIOEXPOSITION a) Cas des particules béta : Avant de chercher à évaluer le débit d'équivalent de dose dû aux particules béta, il convient de se rappeler, d'une part que les particules béta d'énergie inférieure à 300 keV ne peuvent pas franchir la couche basale de l'épiderme (et par là-même ne peuvent pas provoquer un risque d'exposition externe), d'autre part que le parcours dans l'air des particules béta varie, en fonction de leur énergie, de quelques millimètres à quelques mètres (figure 2).

Parcours en mètres 20 10 5

1 0,5

0,1 0,1

Énergie en MeV 0,2

0,4

0,6

0,8

1

2

4

Figure 2 : Parcours des rayons β dans l'air

Ainsi, le parcours dans l'air, pour le tritium dont l'énergie maximale est de 18 keV ne dépasse pas 5 mm. Quant au strontium 90, ce parcours est de 10 mètres au plus pour les particules béta moins émises par l'élément fils (l'yttrium 90) dont l'énergie maximale est de 2,268 MeV. Pour évaluer le débit d'exposition, nous utilisons les courbes fournies par l'AIEA (Association internationale de l'énergie atomique) valables pour des particules béta d'énergie supérieure à 300 keV (figure 3). Nous pouvons également utiliser la formule suivante : I = 0,9 C.P. dans laquelle I est le débit d'équivalent de dose à 0,10 cm en sievert par heure C est l'activité en GBq P est le pourcentage d'émission. b) Cas des photons X et gamma : Le parcours dans l'air des photons X et gamma émis par une source radioactive est de l'ordre de quelques centaines de mètres. Pour évaluer le débit de radioexposition (ou débit d'équivalent de dose), nous pouvons utiliser la courbe (figure 4) tirée des données fournies par le CIPR (Comité international de protection radiologique).

µGy/h 30000

Débit de dose dans l'air

30000 0,10 mètre 20000

10000

Débit de dose absorbée à 0,10 et à 1 mètre d'une source radioactive émettant 3,7 . 107 β/s

1000

300

200

1 mètre 100

70 50

30

20

Énergie en MeV 10 0,5

1

1,5

2

2,5

3

Figure 3 : Évaluation du débit d'exposition à 0,1 et 1 m pour des particules β- d'énergie supérieure à 300 keV

Cependant, le facteur de qualité pour les rayons X et γ étant égale à 1, en pratique nous utilisons la formule ci-après : I = C.k. où I est le débit de dose à 1 mètre en microsievert par heure (µSv/h), C est l'activité de la source en GBq k est la constante spécifique du radioélément en µSv/h par GBq (correspondant en fait au débit de dose à 1 m). Voir tableau 4. Dans le cas où la constante k n'est pas connue, nous utilisons la formule suivante : I = 146 C.E.P. où I est le débit de dose à 1 m en µSv/h C est l'activité en GBq E est l'énergie en MeV et P est le pourcentage d'émission.

▲ µSv/h

Débit d'équivalent de dose à 1 mètre d'une source radioactive émettant 3,7 . 107 photons par seconde (37 GBq)

0,1

0,01

1000

100

10 6 7 8 9 10

2

3

4

5 6 7 8 9 10

2

3

4

5 6 7 8 9 10

2

3

4

▲

0,001

Énergie en keV 5 6 7 8

Figure 4 : Évaluation du débit d'équivalent de dose à 1 m d'une source de 37 GBq émettant des photons X ou gamma Tableau 4 : CARACTÉRISTIQUES DE QUELQUES SOURCES COURAMMENT UTILISÉES

Radioélément

Symbole

Principales raies en MeV

Énergie des principaux rayonnements émis

Période radioactive

Constance spécifique du radioélément à 1 m en µSv/h par GBq

mrem/h par Ci

Sodium 24

24

Na

1,37 2,76

4,13

15 heures

602

2 230

Potassium 42

42

K

1,525

0,275

12,36 heures

40,5

150

Cobalt 60

60

Co

1,17 1,33

2,5

5,28 ans

365

1 350

Iode 125

125

I

0,035

0,035

60 jours

5,108

18,9

Césium 137

137

Cs

0,662

0,662

30 ans

95

350

Thulium 170

170

Tm

0,084

0,0025

129 jours

0,365

1,35

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

0,926

74 jours

135

500

0,412

0,402

2,7 jours

58,7

217,30

Iridium 192

Or 198

192

198

Ir

Au

Nota : Lorsque nous nous trouvons en présence d'une source radioactive qui émet plusieurs raies gamma ou X, nous devons soit faire le calcul pour chaque raie et ensuite additionner les différents débits de dose ainsi calculés, soit trouver au préalable l'énergie totale équivalente en MeV (100 %). Ainsi, dans le cas du cobalt 60 qui émet simultanément deux rayonnements gamma d'énergie 1,17 et 1,33 MeV, nous obtenons en sommant les effets une énergie équivalente de 2,5 MeV. Exemple : Soit une source radioactive d'or 198 (198 Au) d'activité 37 MBq au 2 août 1996 à 17 heures. Quel est le débit de dose à 1 m le 5 août 1996 à 10 heures ? - Activité résiduelle : . Période radioactive de l'or 198 : 2,7 jours (= 2 jours de 16 h 48 mm) . Temps écoulé : 2 jours 17 heures (≅ 1 période radioactive) . Activité résiduelle au 5 août 1996 à 10 heures : 18,5 MBq - Débit de dose à 1 m : . Raies X : - de 10 keV (1,3 %) D1 = 146 x 18,5.10-3 x 0,010 x 0,013 = 0,35.10-3 µSv/h - de 72 ke V (2,7 %) D2 = 146 x 18,5.10-3 x 0,072 x 0,027 = 5,25.10-3 µSv/h . Raies gamma : - de 412 keV (95,5 %) D3 = 146 x 18,5.10-3 x 0,412 x 0,955 = 1 062,8. 10-3 µSv/h - de 676 keV (1 %) D4 = 146 x 18,5.10-3 x 0,675 x 0,01 = 18,3.10-3 µSv/h soit un débit total de dose : D = D1 + D2 + D3 + D4 = 0,35.10-3 + 5,25.10-3 + 1 062,8.10-3 + 18,3.10-3 µSv/h = 1 086,7.10-3 µSv/h = 1,087 µSv/h

Tube à rayons X avec son blindage et son filtre en aluminium de 0,5 mm

2 - GÉNÉRATEUR ÉLECTRIQUE DE RAYONS X

FORMATION DE RAYONS X Les rayons X sont actuellement produits dans un tube à vide du type "tube de COOLIDGE" (figure 5). Anticathode Cathode émissive ▼

La cathode (filament chauffé) émet, par effet EDISON, des électrons. Ceux-ci sont accélérés par le champ électrique produit par une anti-cathode en tungstène reliée à l'anode portée à un potentiel fortement positif par rapport à la cathode.

Anode + + +

Faisceau d'électrons

Filament

▼ ▼ ▼ Faisceau de rayons X

Figure 5 : Production des rayons X

L'interaction des électrons avec les atomes de la cible constituée par l'anticathode produit, par le phénomène de freinage des électrons dans un métal lourd, des rayons X qui sortent du tube par une fenêtre en verre ou en béryllium, ménagée dans le blindage entourant le tube à vide. Recevant un intense bombardement électronique, l'anticathode s'échauffe. C'est pourquoi, pour les fortes puissances, nous utilisons un circuit de réfrigération (courant d'huile ou d'eau). En fait, c'est la différence de potentiel appliquée qui détermine la production de rayons X. L'énergie des rayons X émis est donc proportionnelle à la tension appliquée. L'énergie moyenne des photons X exprimée en keV est, en première approximation, égale aux 2/3 de la tension (exprimée en kV) appliquée au tube radiogène. Plus l'énergie des rayons X est élevée, plus le pouvoir de pénétration de ceux-ci est grand. Le spectre de rayonnement X produit par la cible résulte du spectre continu dû aux photons de freinage auquel se superpose un spectre de raies de photons de fluorescence.

DÉBIT DE DOSE Le débit de dose à 1 mètre d'un générateur de rayons X nous est donné par la formule : D = 10-2.k.I.U2 où D = débit de dose en sievert/heure I = intensité fournie au tube radiogène en mA U = haute tension appliquée au tube à rayons X en kilovolts dont l'exposant varie de 1,5 à 2,5 (moyenne 2) k = constante caractéristique du bloc radiogène. La valeur du débit d'exposition de dose, à 1 m du générateur, est fourni, pour une intensité de 1 mA par le constructeur. Lorsque cela n'est pas le cas, nous utilisons le tableau 5. Si nous utilisons le générateur de rayons X avec une intensité différente de 1 mA, il faut multiplier le débit d'exposition de dose par le nombre exact de milliampères utilisés. Exemple : - Soit un générateur de 200 kV utilisant une filtration en cuivre de 2 mm sous une intensité de 5 mA. Quel est le débit de dose à 1 m ? - Le tableau 5 nous donne un débit de dose de 33.104 µSv/h à 1 m pour 1 milliampère. - Pour une intensité de 5 mA, nous aurons à 1 m un débit de dose de : 33.104 x 5 = 165.104 µSv/h à 1 m soit 1 650 mSv/h à 1 m. Remarque importante : Lorsque l'alimentation en énergie électrique du générateur de rayons X est interrompue, ce dernier non seulement n'émet plus de rayons X, mais ne présente plus de risque (débit de dose nulle). Tableau 5 : DÉBIT DE DOSE D'UN GÉNÉRATEUR DE RAYONS X Débit d'exposition de dose en µSv/h à 1 m pour 1 milliampère

Générateurs de rayons X à tension constante

Avec une filtration totale en mm de : Aluminium

Cuivre

en kV de :

0,5

1

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

3 - LOI DE L'INVERSE DU CARRÉ DE LA DISTANCE

Le débit de dose est fonction de l'inverse du carré de la distance. Soit une source de rayonnement S (figure 6) engendrant un débit de dose D1 au point A situé à une distance d de cette source.

A

d

▲

S

p ▲ B

Figure 6

Le débit de dose D2 au point B situé à une distance p de cette même source nous est donné par la formule : D1 x d2 = D2 x p2 nous avons donc : D2 =

D1 x d2 p2

Exemples : 1) Nous avons une source radioactive de césium 137 de 70,3 GBq (1,9 Ci). Quel est le débit de dose à 0,40 m et à 3,5 m de cette source ? - Débit de dose D1 à 1 m : D1 = 70,3 x 95 = 6 678,5 µSv/h - Débit de dose D2 à 0,40 m : D2 =

6 678,5 6 678,5 x 12 = = 41 740,62 µSv/h 2 0,16 (0,40)

- Débit de dose D2 à 3,5 m : D2 =

6 678,5 6 678,5 x 12 = = 545,18 µSv/h 12,25 (3,5)2

2) Soit un générateur de rayons X fonctionnant sous 100 kV - 3mA avec une filtration aluminium de 1 mm d'épaisseur. Quel est le débit de dose à 2 m ? - Débit de dose à 1 m : D1 = 95.104 x 3 = 285.104 µSv/h - Débit de dose à 2 m : 4 4 2 D2 = 285.102 x 1 = 285.10 = 71,25.104 µSv/h 4 2

Jauge d'épaisseur

4

- ZONES D'ACCÈS RÉGLEMENTÉ

Une zone d'accès réglementé est un espace entourant une source de rayonnements ionisants situé dans un établissement ou un chantier qui se trouve assujetti à des règles particulières aux fins de radioprotection et dont l'accès est réglementé et réservé aux seules personnes autorisées.

DÉLIMITATION DES ZONES Tout lieu où un travailleur est susceptible de recevoir plus des trois-dixièmes des doses maximales annuelles fait partie de la zone contrôlée (se reporter au tableau 6). Tableau 6 : 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) en 1 mois

en 3 mois consécutifs (2)

en 12 mois (4)

Catégorie B (Travailleurs non directement affectés à des travaux sous radiations) en 1 mois

Homme Femme (3) Organisme entier (en profondeur) Peau, mains, avant-bras, pieds et chevilles Cristallin

4,2

30

42 12,6

en 3 mois consécutifs (2)

en 12 mois (4)

Homme Femme (3)

12,5

50

1,26

9

3,75

15

300

125

500

12,6

90

37,5

150

37,8

90

37,5

150

27

11,25

45

(1) 1 rem = 10 millisieverts. (2) Tolérance pour 3 mois consécutifs (à éviter). (3) Il s'agit de femmes en état de procréer. Les femmes enceintes ne doivent pas dépasser 10 mSv durant les 9 mois de grossesse. (4) Sauf expositions exceptionnelles concertées (effectuées en 1 ou plusieurs fois) où il est admis un équivalent de dose maximal double des valeurs limites annuelles.

Les doses de radiations ionisantes reçues étant cumulatives, les équivalents de doses maximaux admissibles sont fixés en proportion du temps et en fonction de la classification du personnel. Selon les décrets du 20 juin 1966 modifié (cf. articles 7, 8 et 9) relatifs aux principes généraux de protection contre les radiations ionisantes et du 2 octobre 1986 modifié (cf. articles 3, 6, 7 et 8), tout travailleur dont l'exposition est susceptible de dépasser un dixième des limites annuelles d'exposition doit être classé par son employeur dans une des catégories ci-dessous qui fixent automatiquement les équivalents de dose maximaux admissibles : - Catégorie A, c'est-à-dire personnel directement affecté à des travaux sous rayonnements ionisants (DATR) : 0,05 sievert (ou 5 rems). - Catégorie B, c'est-à-dire personnel non directement affecté à des travaux sous rayonnements ionisants (N.DATR) : trois-dixièmes des limites annuelles d'exposition fixées pour la catégorie A soit : 15 millisieverts (ou 1,5 rem). Remarque : Les travailleurs (étudiants, apprentis ou stagiaires) de 16 à 18 ans ne peuvent être classés qu'en catégorie B (article 8 du décret modifié du 20 juin 1966, article 3 du décret modifié du 2 octobre 1986 et article R. 234-20 du code du travail). Ces valeurs ne permettant pas de vérifier l'efficacité des protections mises en place, nous raisonnons en accord avec les directives EURATOM sur des débits de dose instantanée, le décret modifié du 2 octobre 1986 déjà cité (notamment l'article 44 relatif aux générateurs à poste fixe) et à l'arrêté du 1er juin 1990 définissant les méthodes de contrôles prévues par ledit décret. Le débit est le résultat 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). Les limites admissibles deviennent donc : - Catégorie A : 25 microsieverts par heure (soit 2,50 mrem/h), - Catégorie B : 7,5 microsieverts par heure (soit 0,75 mrem/h). C'est cette dernière valeur qui permet de délimiter la zone contrôlée (cf. article 21 du décret modifié du 20 juin 1966 et article 23 du décret modifié du 2 octobre 1986). En fait, les limites de la zone contrôlée dépendent toujours des conditions opérationnelles et sont souvent élargies pour utiliser de façon optimum les démarcations matérielles existantes. Le décret modifié du 2 octobre 1986 précité prévoit également d'une part la possibilité de délimiter de façon distincte, à l'intérieur d'une zone contrôlée, lorsque le risque d'exposition dépasse certains seuils, des zones spécialement réglementées ou interdites d'accès, d'autre part, une zone surveillée contiguë à la zone contrôlée (article 23). La limite de cette zone surveillée correspond au dixième de la valeur limite d'exposition de la catégorie A soit 2,5 microsieverts par heure (0,25 mrem/h). Elle correspond à l'équivalent de dose maximal admissible pour le public (article 17 du décret modifié du 20 juin 1966). La zone surveillée étant sous la responsabilité du chef d'entreprise, ne peut donc en aucun cas dépasser les limites géographiques de l'établissement. Le paragraphe 459 des Directives pratiques pour la radioprotection des travailleurs ("rayonnements ionisants") élaborées par le Bureau international du travail en date du 23 septembre 1986 rappelle qu'il n'existe généralement pas de véritable paral-

lélisme entre la classification des zones et celle des travailleurs exposés en ce qui concerne leurs conditions de travail (la classification des zones ne tient en effet généralement aucun compte du temps de présence des travailleurs dans la zone durant l'année, et les circonstances sont rarement uniformes dans l'ensemble d'une zone). Remarque : Compte tenu des nouvelles recommandations CIPR 60, les limites de ces zones d'accès réglementé seront peut-être modifiées (annexe 3).

RÈGLEMENT DE ZONE CONTRÔLÉE L'article 20 du décret du 2 octobre 1986 prévoit au paragraphe I : "L'employeur est tenu de porter à la connaissance des travailleurs intéressés : a) le nom et l'adresse du médecin mentionné à l'article 38 du présent décret, chargé de procéder ou de faire procéder aux examens médicaux pratiqués en application de l'article 37 de ce décret, et lieu où ces examens sont effectués, b) le nom de la personne compétente prévue à l'article 17 ci-dessus, c) l'existence d'une zone contrôlée et d'une zone surveillée, d) les dispositions spécifiques du règlement intérieur relatives aux conditions d'hygiène et de sécurité en zone contrôlée". 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 d'en prévoir l'affichage.

SIGNALISATION L'article 23 paragraphe II du décret modifié du 2 octobre 1986 stipule : "La zone contrôlée doit faire l'objet d'une délimitation et d'une signalisation appropriée ; dans le cas des installations à poste mobile ou sur les chantiers, cette délimitation et cette signalisation peuvent être réalisées sous la responsabilité de l'employeur par la personne compétente mentionnée à l'article 17 ci-dessus ou par ses suppléants ; à l'intérieur d'une zone contrôlée, lorsque le risque d'exposition dépasse certains seuils, des zones spécialement réglementées et interdites d'accès peuvent être délimitées ou signalées de façon distincte". La signalisation de la zone contrôlée doit être conforme à l'arrêté du 4 août 1982. Ce texte réglementaire, non abrogé par l'arrêté du 4 novembre 1993 relatif à la signalisation de sécurité et de santé au travail est applicable depuis le 1er janvier 1983. Il prévoit : - l'application obligatoire pour ce qui est du chapitre 11 de la norme NF X 08.003 sur les couleurs et signaux de sécurité, c'est-à-dire en ce qui concerne le signal d'avertissement de l'existence de matières radioactives, le triangle à fond jaune bordé de noir et dont le symbole est le trèfle noir normalisé (figure 7). Nota : L'article 11.3 du 4 novembre 1993 précise qu'un tel panneau doit être placé sur la porte d'accès au local de stockage.

- les signaux de sécurité relatifs à la protection contre les rayonnements ionisants et conformes d'une part soit à l'arrêté du 7 juillet 1977 (pris en application de l'article 18 du décret modifié n° 75.306 du 28 avril 1975 relatif à la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants dans les installations nucléaires de base), fixant pour ces installations les seuils et modalités de signalisation des zones spécialement réglementées ou interdites à l'intérieur de chaque zone contrôlée, d'autre part soit à la norme NF M 60-101, restent autorisés, - cet arrêté ne fait pas obstacle à l'application des réglementations particulières antérieures à la signalisation sur les lieux de travail. Il offre donc la possibilité d'employer le trèfle vert agréé par le SCPRI (1) pour la délimitation de la zone contrôlée (figure 8) et celle d'indiquer en clair la nature des zones et celles des risques encourus sur les panneaux de signalisation. Enfin, l'arrêté du 7 juillet 1977 déjà cité précise aux articles 2 et 5 :

Figure 7 : Panneau d'avertissement de substances ou matières radioactives

ZONE CONTROLEE

ACCES REGLEMENTE

Figure 8 : Trèfle vert agréé par le SCPRI (1)

"lorsque le débit d'équivalent de dose lié à l'irradiation externe est susceptible de dépasser 2,5 millirems par heure, les zones correspondantes sont spécialement réglementées ou interdites. Il y a lieu de distinguer : a) Les zones où le débit d'équivalent de dose est susceptible d'être compris entre 2,5 et 200 millirems par heure, désignées "zones jaunes". b) Les zones dans lesquelles le débit d'équivalent de dose est susceptible d'être compris entre 200 millirems par heure et au plus égal à 10 rems par heure, désignées "zones oranges". c) Les zones dans lesquelles le débit d'équivalent de dose est susceptible d'être supérieur à 10 rems par heure, désignées "zones rouges". La signalisation des zones spécialement réglementées ou interdites est établie à partir du schéma de base normalisé (trisecteur conforme à la norme M 60.101 de couleur identique à la couleur de la zone considérée). Les panneaux de signalisation sur lesquels figure ce schéma de base peuvent comporter, si nécessaire, des signes ou inscriptions supplémentaires. Toute zone "rouge" doit, en outre, être délimitée par une clôture matériellement infranchissable. Par ailleurs, nous trouvons le trèfle vert agréé par le SCPRI (1) qui figure page 605 de la brochure n° 1420 éditée par les journaux officiels (édition 1992). (1) Le SCPRI est devenu depuis juillet 1994 l'Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI).

L'arrêté du 4 novembre 1993 déjà mentionné, complète cette réglementation. Il est applicable depuis le 1er janvier 1994 pour les nouveaux lieux de travail ou les nouveaux aménagements et à compter du 1er janvier 1996 pour les locaux existants. Ce texte exige (article 5) notamment qu'une formation adéquate des travailleurs soit assurée, assortie d'instructions précises concernant la signalisation de sécurité et renouvelée aussi souvent qu'il est nécessaire. Il ressort de ce qui précède, qu'en milieu industriel, nous devons trouver essentiellement deux panneaux de signalisation à savoir : - le signal d'avertissement conforme à la norme NF X 08.003 (trèfle noir sur fond jaune) principalement pour les enceintes de stockage (qui doivent être exclusivement réservées à cet usage), les conteneurs porte-source, les récipients à déchets… - le trèfle vert trilobé agréé par le SCPRI (1) pour la délimitation de la zone contrôlée. Quant aux autres panneaux qui sont commercialisés (trisecteurs de couleur jaune, orange ou rouge), ils ne peuvent être utilisés qu'à l'intérieur d'une zone contrôlée déjà signalée par un trèfle vert conventionnel pour délimiter une zone restreinte d'accès ou une zone interdite. Ces formes de signalisation doivent être identiques à celles pratiquées dans les installations nucléaires de base. Nota : Bien que la réglementation ne le précise pas, nous pensons que le balisage de la zone surveillée prévue à l'article 23 du nouveau décret peut se faire à l'aide de panneaux représentant un trèfle bleu sur fond blanc. De tels panneaux sont utilisés par l'EDF et le CEA.

BANDES DE BALISAGE La norme AFNOR M 60-103 de juin 1976 intitulée : "signalisation des rayonnements ionisants, bandes de balisage pour la délimitation de zones particulières pouvant présenter des risques radiologiques" prévoit l'utilisation de bandes de balisage de deux couleurs distinctes (figure 9) : - jaune pour signaler que le franchissement est réglementé, - rouge pour signaler que le franchissement est interdit, et précise que le séjour dans une zone à franchissement interdit nécessite une autorisation exceptionnelle dûment notifiée dans chaque cas. Ce dernier point semble totalement ignoré par les opérateurs de tirs radiograhiques X ou gamma sur chantier qui n'utilisent que des bandes de balisage de couleur rouge.

FRANCHISSEMENT RÉGLEMENTÉ

FRANCHISSEMENT INTERDIT

Figure 9 : Bandes de balisage (1) Le SCPRI est devenu depuis juillet 1994 l'Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI).

5

- CALCUL DE DÉLIMITATION DES ZONES

S'il est relativement aisé dans le cas de blockhaus de radiographie X ou gamma ou de petits irradiateurs de mesurer sans risque les débits de dose à l'extérieur de ceuxci, il n'en est pas de même pour les contrôles non destructifs par rayonnements ionisants ou lors de l'utilisation de radioéléments utilisés lors d'étalonnage ou de sources non scellées. Pour procéder au balisage des zones d'accès réglementé qu'elles soient interdites, contrôlées ou surveillées au moyen d'obstacles infranchissables par inadvertance et d'une signalisation appropriée basée sur le trèfle trisecteur normalisé, il convient au préalable d'estimer les limites de zones. Cette estimation nécessite dans le cas de radioéléments de connaître l'activité résiduelle de la source radioactive utilisée.

LIMITES DE ZONES POUR DES ÉMETTEURS GAMMA Pour calculer ces limites, nous utilisons la relation du tableau 7 (qui néglige l'atténuation due à l'air). Tableau 7 : FORMULE A UTILISER POUR LE CALCUL DES LIMITES DE ZONES (rayonnement gamma)

d=

√

Cxk I

où d : en m

où d : en m

C : en GBq

C : en Ci

I : en µSv/h

I : en mrem/h

k : µSv/h par GBq

k : en mrem/h par Ci

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 . surveilllée : 2,5 µSv/h ou 0,25 mrem/h - C est l'activité résiduelle de la source - k est la constante spécifique du radioélément correspondant au débit de dose à 1 m (se reporter au tableau 4). Exemples de calcul : 1er exemple : Sur un chantier, lors d'un contrôle non destructif, nous avons utilisé le 5 août 1992 une source radioactive de cobalt 60 ayant une activité de 740 GBq (soit 20 Ci) au 5 août 1996 : a) Temps écoulé depuis l'acquisition de la source : 4 ans. b) Activité résiduelle au 5 août 1996 : 436,6 GBq (soit 11,8 Ci). c) Limite des zones : - interdite : di = 436,6 x 365 ≠ 80 m 25 436,6 x 365 ≠ 146 m - contrôlée : dc = 7,5 436,6 x 365 ≠ 253 m - surveillée : ds = 2,5

√

√

√

2ème exemple : Nous avons une source d'iridium 192 ayant une activité de 73 Ci (soit 2701 GBq) au 2 mars 1996 que nous avons utilisée pour un contrôle non destructif sur un chantier le 22 mai 1996 : a) Temps écoulé depuis l'acquisition de la source : 2 mois et 3 semaines. b) Activité résiduelle au 22 mai 1996 : C = 73 x 0,440 = 32,12 Ci (soit 1 188,44 GBq) c) Limites des zones : - interdite : di = 32,12 x 500 ≠ 80 m 2,50

√

- contrôlée : dc =

√ 32,120,75x 500 ≠ 146 m

- surveillée : ds =

√ 32,120,25x 500 ≠ 253 m 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 unique-

ment pour le radioélément concerné (se reporter à l'annexe 2 ). Le marquage doit indiquer la valeur de l'atténuation, le radioélément concerné et l'angle de collimatation (60 ou 120°). Ainsi un collimateur d'atténuation 400 pour une source d'iridium 192 et un angle de collimatation 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 le deuxième exemple du chapitre précédent, nous avons utilisé un collimateur 192Ir - 200 - 60°. Nous obtenons théoriquement : di =

x 500 ≠ 5,7 m √ 32,12 2,50 x 200

dc ≠ 10,40 m et ds ≠ 17,9 m. 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 collimatation de 60°) et à 2 (angle de collimatation 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 1,5 nous aurons : di = 8,50 m

dc = 15,6 m

et ds = 26,8 m

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 5 . Pour calculer les limites de zone, nous utilisons la formule suivante : d=

√ D1Dx I

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). Exemple de calcul : Soit un poste de rayons X avec filtre en cuivre de 2 mm d'épaisseur utilisant une tension de 200 kV et une intensité de 5 mA. Les limites théoriques des zones, sans tenir compte de l'affaiblissement de l'air, seront de : - zone interdite : di =

√ 33.1025 x 5 4

= 257 m

- zone contrôlée : dc =

x5 √ 33.10 7,5

= 469 m

- zone surveillée : ds =

x5 √ 33.10 2,5

= 812 m

4

4

Gammagraphe (détail) : fixation de la boule d'accrochage de la gaine de télécommande sur le crochet d'attelage du porte-source

Annexe 1 : Décroissance radioactive

I - RADIOACTIVITÉ C'est en 1896 que le physicien français Henri BECQUEREL découvrit, sur des sels d'uranium placés dans l'obscurité, un phénomène qui n'avait rien à voir avec la fluorescence et qu'il proposa d'appeler "RADIOACTIVITÉ". La radioactivité est la propriété que possèdent les noyaux de certains éléments instables (appelés radioéléments, radioisotopes ou radionucléides) de se transformer spontanément en d'autres noyaux pour aboutir finalement à des noyaux stables. Nous disons alors qu'il y a désintégration, transmutation ou transition nucléaire car le phénomène se produit au niveau du noyau de l'atome et non de l'atome lui-même. Cette transformation d'un noyau radioactif comporte soit sa scission (fission spontanée), soit l'émission d'un rayonnement complexe de type corpusculaire (hélions ou électrons) et électromagnétique (rayonnement γ ou X). Cette définition vaut aussi bien pour la radioactivité naturelle concernant une soixantaine d'éléments lourds (à partir du polonium) qui se trouvent actuellement sur terre, que pour la radioactivité artificielle provoquée sur des corps naturellement stables en faisant pénétrer dans leurs noyaux des neutrons ou des protons. La radioactivité est un phénomène spontané qui décroît avec le temps.

II - LOI DE DÉSINTÉGRATION La loi de décroissance (ou plutôt de désintégration) radioactive a été établie expérimentalement en 1902 par E. RUTHERFORD et F. SODDY. Cette loi est très générale et s'applique à n'importe quel type de noyaux instables. Cette loi repose sur les trois hypothèses suivantes : - la probabilité de désintégration radioactive pendant un temps t est la même pour tous les radionucléides, - la probabilité de transmutation d'un atome pendant un temps t n'est pas affectée par la désintégration des atomes voisins, - la probabilité de transition nucléaire pendant le temps t est indépendante de l'âge de l'atome radioactif (non-vieillissement dudit atome).

Nous pouvons énoncer la loi de décroissance radioactive de la façon suivante : * la probabilité pour qu'un noyau radioactif se désintègre entre les dates t et t + dt est : dP = dt/τ où τ est une constante caractéristique de l'atome appelée "vie moyenne".

III - VIE MOYENNE En fait, les noyaux d'un élément radioactif restent stables pendant leur vie moyenne τ, puis se désintègrent spontanément suivant une loi statistique : à tout instant, le nombre d'atomes en cours de désintégration est proportionnel au nombre d'atomes radioactifs présents dans le radionucléide. Ainsi, si 1/1000 des noyaux se sont transmutés au bout d'un mois, 1/1000 des atomes radioactifs restants se désintègreront le mois suivant, et ainsi de suite. Soit P(t) la probabilité pour qu'un atome radioactif existe à la date t. La probabilité P (t + dt) pour que cet atome existe à la date (t + dt) implique qu'il existe à la date t et qu'il ne ne se soit pas désintégré entre les dates t et t + dt. C'est ce qu'exprime la relation : dt P (t + dt) = P(t) (1 - ) τ qui peut s'écrire : dP = - P dt/τ -t -to soit en intégrant : P(t) = P (to) e τ c'est-à-dire si l'atome radioactif naît à la date to = 0, nous avons : -t P(to) = P(o) = 1 et P(t) = e τ La vie moyenne est donc égale à : ∞

τ

∫ο tP (t) dt = ∞ ∫ο P (t) dt

IV - CONSTANTE RADIOACTIVE Si nous considérons un grand nombre d'atomes radioactifs, le nombre de noyaux dN se désintégrant pendant le court intervalle de temps dt (c'est-à-dire entre les dates t et t + dt) est, ainsi que nous l'avons dit précédemment, proportionnel : - au nombre de noyaux No présents à l'instant t, - au temps dt. dN Nous avons donc : = - λ No dt (le signe moins indique que le phénomène est décroissant) où λ est un coefficient de proportionnalité caractéristique du radionucléide. Il représente la probabilité de transmutation des atomes radioactifs présents par unité de temps. Il est appelé "constante radioactive" et s'exprime en s-1.

En intégrant depuis le temps zéro où le nombre d'atomes était No, nous obtenons l'équation caractéristique de la décroissance radioactive : N = No e -λt où N = activité au temps t No = activité au temps O e = 2,71828 base des logarithmes naturels ou népériens λ = constante de décroissance radioactive.

V - PÉRIODE RADIOACTIVE Afin d'éviter des calculs fastidieux et par commodité d'emploi, nous avons défini la période radioactive T comme le temps au bout duquel l'activité d'un radionucléide a été réduite de moitié ou si nous préférons, la période radioactive est le temps au terme duquel il ne reste plus dans l'élément radioactif initial que la moitié des noyaux radioactifs. Nous avons donc : N = 1 No 2 ce qui entraîne e-λt = 1/2 c'est-à-dire : λ = soit : T =

- Log 2 0,693 = T T

0,693 λ

Si nous remplaçons λ par sa valeur 0,693/T dans l'équation caractéristique de la décroissance radioactive, nous obtenons : N = No e - Log 2. t = No e - n Log 2 T c'est-à-dire : N = No/2n où n = t/T = nombre de périodes écoulées. De même, la vie moyenne τ nous est fournie par la formule : τ =1 No

∫ο∞ t.

dN

Par intégration par partie, nous obtenons : T τ = 1 = ≅ 1,443 T 0,693 λ Ainsi, la connaissance d'une des trois constantes d'un radionucléide : T période radioactive, λ constante radioactive et τ vie moyenne, permet de déterminer les deux autres. Remarque importante : Chaque constante T, λ ou τ est indépendante à la fois du temps t, des désintégrations des autres atomes et des conditions physiques (température, pression, champ électrique ou magnétique…). Cependant, certaines liaisons chimiques peuvent modifier très légèrement la valeur de ces constantes (notamment dans le cas de capture électronique).

Annexe 2 : Limites de zones avec une source d'iridium 192

A : UTILISÉE SANS COLLIMATEUR Temps écoulé en jours

Coefficient d'atténuation

0

Activité résiduelle en

Limites de zones en mètres

GBq

Ci

Interdite

Contrôlée

Surveillée

/

2960,00

80,00

126

231

400

10

0,911

2696,56

72,88

121

220

382

20

0,829

2453,84

66,32

115

210

364

30

0,755

2234,80

60,40

110

201

348

40

0,688

2036,48

55,04

105

192

332

50

0,626

1852,96

50,08

100

183

316

60

0,57

1687,20

45,60

95

174

302

70

0,519

1536,24

41,52

91

166

288

74

0,5

1480,00

40,00

89

163

283

80

0,473

1400,08

37,84

87

159

275

90

0,43

1272,80

34,40

83

151

262

100

0,392

1160,32

31,36

79

145

250

110

0,357

1056,72

28,56

76

138

239

120

0,325

962,00

26,00

72

132

228

130

0,302

893,92

24,16

70

127

220

140

0,269

796,24

21,52

66

120

207

148

0,25

740,00

20,00

63

115

200

150

0,245

725,20

19,60

63

114

198

160

0,223

660,08

17,84

60

109

189

170

0,203

600,88

16,24

57

104

180

180

0,185

547,60

14,80

54

99

172

190

0,168

497,28

13,44

52

95

164

200

0,153

452,88

12,24

49

90

156

210

0,142

420,32

11,36

48

87

151

220

0,128

378,88

10,24

45

83

143

222

0,125

370,00

10,00

45

82

141

230

0,116

343,36

9,28

43

79

136

240

0,105

310,80

8,40

41

75

130

250

0,096

284,16

7,68

39

72

124

B : UTILISÉE AVEC COLLIMATEUR Ir192 - 1/250 - 60° x 40 ° Temps écoulé en jours

Coefficient d'atténuation

0

Activité résiduelle en

Limites de zones en mètres

GBq

Ci

Interdite

Contrôlée

Surveillée

1

2960,00

80,00

8,00

14,61

25,30

10

0,911

2696,56

72,88

7,64

13,94

24,15

20

0,829

2453,84

66,32

7,28

13,30

23,03

30

0,755

2234,80

60,40

6,95

12,69

21,98

40

0,688

2036,48

55,04

6,64

12,12

20,98

50

0,626

1852,96

50,08

6,33

11,56

20,02

60

0,57

1687,20

45,60

6,04

11,03

19,10

70

0,519

1536,24

41,52

5,76

10,52

18,23

74

0,5

1480,00

40,00

5,66

10,33

17,89

80

0,473

1400,08

37,84

5,50

10,05

17,40

90

0,43

1272,80

34,40

5,25

9,58

16,59

100

0,392

1160,32

31,36

5,01

9,14

15,84

110

0,357

1056,72

28,56

4,78

8,73

15,12

120

0,325

962,00

26,00

4,56

8,33

14,42

130

0,302

893,92

24,16

4,40

8,03

13,90

140

0,269

796,24

21,52

4,15

7,58

13,12

148

0,25

740,00

20,00

4,00

7,30

12,65

150

0,245

725,20

19,60

3,96

7,23

12,52

160

0,223

660,08

17,84

3,78

6,90

11,95

170

0,203

600,88

16,24

3,60

6,58

11,40

180

0,185

547,60

14,80

3,44

6,28

10,88

190

0,168

497,28

13,44

3,28

5,99

10,37

200

0,153

452,88

12,24

3,13

5,71

9,90

210

0,142

420,32

11,36

3,01

5,50

9,53

220

0,128

378,88

10,24

2,86

5,23

9,05

222

0,125

370,00

10,00

2,83

5,16

8,94

230

0,116

343,36

9,28

2,72

4,97

8,62

240

0,105

310,80

8,40

2,59

4,73

8,20

250

0,096

284,16

7,68

2,48

4,53

7,84

B : UTILISÉE AVEC COLLIMATEUR Ir192 - 1/400 - 60° x 40 ° Temps écoulé en jours

Coefficient d'atténuation

Activité résiduelle en

Limites de zones en mètres

GBq

Ci

Interdite

Contrôlée

Surveillée

0

1

2960,00

80,00

6,32

11,55

20,00

10

0,911

2696,56

72,88

6,04

11,02

19,09

20

0,829

2453,84

66,32

5,76

10,51

18,21

30

0,755

2234,80

60,40

5,50

10,03

17,38

40

0,688

2036,48

55,04

5,25

9,58

16,59

50

0,626

1852,96

50,08

5,00

9,14

15,82

60

0,57

1687,20

45,60

4,77

8,72

15,10

70

0,519

1536,24

41,52

4,56

8,32

14,41

74

0,5

1480,00

40,00

4,47

8,16

14,14

80

0,473

1400,08

37,84

4,35

7,94

13,75

90

0,43

1272,80

34,40

4,15

7,57

13,11

100

0,392

1160,32

31,36

3,96

7,23

12,52

110

0,357

1056,72

28,56

3,78

6,90

11,95

120

0,325

962,00

26,00

3,61

6,58

11,40

130

0,302

893,92

24,16

3,48

6,35

10,99

140

0,269

796,24

21,52

3,28

5,99

10,37

148

0,25

740,00

20,00

3,16

5,77

10,00

150

0,245

725,20

19,60

3,13

5,72

9,90

160

0,223

660,08

17,84

2,99

5,45

9,44

170

0,203

600,88

16,24

2,85

5,20

9,01

180

0,185

547,60

14,80

2,72

4,97

8,60

190

0,168

497,28

13,44

2,59

4,73

8,20

200

0,153

452,88

12,24

2,47

4,52

7,82

210

0,142

420,32

11,36

2,38

4,35

7,54

220

0,128

378,88

10,24

2,26

4,13

7,16

222

0,125

370,00

10,00

2,24

4,08

7,07

230

0,116

343,36

9,28

2,15

3,93

6,81

240

0,105

310,80

8,40

2,05

3,74

6,48

250

0,096

284,16

7,68

1,96

3,58

6,20

Gammagraphe : 2 types de porte-source

Annexe 3 : Implications des nouvelles recommandations CIPR 60

Les principales orientations de la publication 60 de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) publiée en mars 1991 concernent les trois points suivants : 1 - LA LIMITATION : Les valeurs limites proposées sont abaissées par rapport aux valeurs actuelles mais avec une souplesse d'application puisqu'elles sont exprimées en moyenne sur une période de cinq ans et que les limites actuelles restent maintenues pour une année donnée sous réserve que la moyenne sur cinq ans soit respectée : - travailleurs : 100 mSv/5 ans soit une moyenne de dose efficace de 20 mSv/an avec comme limite annuelle 50 mSv. 1 000 mSv pour les doses cumulées sur toute la vie professionnelle. - public : 5 mSv/5 ans soit une moyenne de dose efficace de 1 mSv/an avec pour des circonstances particulières une dose efficace supérieure limitée à 5 mSv/an (si la moyenne sur 5 ans ne dépasse pas 1 mSv par an). Nota : Dans son rapport n° 34 du 7 février 1995, l'Académie des Sciences propose de maintenir les limites de dose actuellement prévues par la réglementation actuellement en vigueur. 2 - L'ÉLARGISSEMENT : L'élargissement du champ d'application de la radioprotection : - toutes les sources de rayonnements qu'elles soient naturelles ou artificielles sont concernées, - toutes les expositions normales, potentielles et accidentelles sont à prendre en compte, - tous les détriments sont envisagées y compris les cancers curables et les affections génétiques au-delà de la seconde génération. 3 - LA BASE DE LA RADIOPROTECTION : Les trois principes de base : - justification,

- optimisation, - et limitation ont été reconduits. Ces trois principes visent non seulement les radioexpositions effectives en terme de limitation de dose mais également la protection radiologique contre les risques probables d'une exposition prévisible aux radiations ionisantes que les expositions soient normales ou potentielles. Par ailleurs, les nouvelles recommandations insistent sur la nécessité de vérifier la qualité de la radioprotection.

B ibliographie

● NF M 60.101 - Signalisation des rayonnements ionisants - schéma de base décembre 1972 - 2 pages ● Norme

AFNOR M 60.103 - Signalisation des rayonnements ionisants - bandes de balisage pour la délimitation de zones particulières pouvant présenter des risques radiologiques - juillet 1976 - 3 pages ● Radiobiologie et radioprotection appliquées - Robert GRANIER et Denis-Jean GAMBINI - EM inter - 1985 - 408 pages ● Estimation

de la dose d'irradiation reçue d'une source radioactive proche ou au contact - Daniel DUGRILLON - RGS n° 46 - août-septembre 1985 - pages 74 à 77 ● Radioprotection des travailleurs (rayonnements ionisants) - recueil de directives pratiques - Bureau international du Travail - 1987 - 78 pages ● Délimitation

et signalisation des zones contrôlées et surveillées - Daniel DUGRILLON - RGS n° 77 - octobre 1988 - pages 90 à 92 ● Risque des rayonnements ionisants et normes de radioprotection - Académie des

sciences - rapport n° 23 - novembre 1989 - 76 pages ● Contrôles

non destructifs par rayonnements ionisants - Daniel DUGRILLON CRAM du Centre - décembre 1990 - 74 pages ● Radioprotection : calcul de délimitation des zones - Daniel DUGRILLON - RGS n° 101 - février 1991 - pages 32 à 35 ● Protection

contre les rayonnements ionisants : textes législatifs et réglementaires - Direction des Journaux officiels - brochure n° 1420 - février 1992 658 pages ● Manuel pratique de radioprotection - Denis-Jean GAMBINI et Robert GRANIER - EMI et Tec et doc. Lavoisier - mars 1992 - 430 pages ● NF X 08.103 - Symboles graphiques et pictogrammes - couleurs et signaux de sécurité - décembre 1994 - 45 pages ● Aide-mémoire de radioprotection - André CLEUET - INRS - n° ED 483 - édition

1995 - 128 pages ● Problèmes liés aux effets des faibles doses des radiations ionisantes - Académie

des sciences - rapport n° 34 - Techniques et documentation - 1995 - 121 pages

ÉLÉMENTS DE RADIOPROTECTION

1 - Notions de physique atomique 2ème édition - 56 pages

2 - Grandeurs et unités de mesures utilisées en radioprotection 2ème édition - 16 pages

3 - Radioprotection et personne compétente 28 pages

4 - Base de la radioprotection 32 pages

5 - Radioexposition externe 2ème édition - 34 pages

6 - Effets des radiations ionisantes sur l'organisme humain 28 pages

7 - Protection contre l'exposition externe (publication en cours)

Les différents fascicules de cette collection remplacent et complètent la brochure parue en avril 1989 et intitulée :

"Éléments de radioprotection : journée de sensibilisation à la radioprotection des personnes compétentes" actuellement épuisée.

© Éditions CRAM du Centre 30, boulevard Jean Jaurès 45033 ORLÉANS CEDEX 1 Dépôt légal : Décembre 1996 Tirage : 500 exemplaires ISBN : 2.909066-36-3

Réalisation Cram Centre - Décembre 1996 - 500 exemplaires