Législation et réglementation

La législation évolue trés rapidement dans le domaine de la radioprotection.

Certaines parties de ce cours peuvent mentionner des dates, des articles ou des valeurs limites caduques.

Cependant, la description de la fonction de la personne compétente, les grandeurs de bases et certains modes de calcul restent d'actualité.

 

I. Les valeurs fondamentales à la base de la législation
     1. La quantification du risque d'effets stochastiques
     2. L'équivalent de dose reçue par un (organe ou) tissu, HT
     3. L'équivalent de dose efficace, HE
     4. L'équivalent de dose engagée: H50,T

II. Les recommandations internationales et la législation communautaire
     1. Introduction
     2. Les organismes à l'origine des réglementations

 

II. Généralités sur la législation et les organismes français
     1. Introduction
     2. Les principaux textes en matière de radioprotection
     3. Les déclarations et les autorisations préalables.
     4. Les organismes.

IV. Les dispositions pour la protection des travailleurs et du public: la limitation des doses
     1. Introduction
     2. Limites d'exposition externe seule
     3. Limites d'exposition interne seule
     4. Limites d'exposition externe et interne associées
     5. Signalisations et accès des différentes zones

 

I. Les valeurs fondamentales à la base de la législation

1. La quantification du risque d'effets stochastiques

Nous avons vu dans le cours "Effets biologiques des rayonnements ionisants", les méthodes et les choix pour l'évaluation des risques d'effets stochastiques.

Au terme de cet ensemble d'évaluations, on aboutit au :

  • facteur de risque de décès par cancer
  • facteur de risque d'effet héréditaire

Ces valeurs sont capitales car elles sont à la base de la réglementation actuelle.


Année  1977  1990 Commentaires 
Recommandations CIPR  N° 26  N° 60 C.I.P.R.: Commission Internationale de Protection Radiologique 
Relation dose-effet  linéaire  linéaire   
facteur de réduction dose 
Modèle de risque  absolu  relatif 
Doses totales estimées  100 % 70%  les doses estimées en 1977 ont été diminuées de 30% en 1990 
Nombre d'années du suivi  n + 13  13 années supplémentaires induisent une augmentation du risque de 20% 
Facteur de risque (Sv-1. homme-1) pente de la droite obtenue avec les 

paramètres ci-dessus 

pour une exposition uniforme de 

l'organisme entier 

décès par cancers  1,25 10-2 4,80 10-2
héréditaire  0,40 10-2 0,80 10-2
S effets stochastiques 1,65 10-2 5,60 10-2
Décès supplémentaires  pour 1000 personnes  165  560  chaque personne recevant unedose équivalente de 1 Sv 
Calcul : Nombre de décès supplémentaires = 10000 personnes . 1 Sv . 1,65 10-2 = 165

2. L'équivalent de dose reçue par un (organe ou) tissu : HT

On a vu dans le cours "Protection contre les rayonnements ionisants", que la grandeur qui traduit les effets nocifs de chaque type de rayonnement est l'équivalent de dose absorbée qui tient compte de la qualité du rayonnement avec le facteur WR :

HT,R = WR . DT,R

HT,R est l'équivalent de la dose reçue DT,R par (l'organe ou) le tissu T qui a subi une exposition à 1 rayonnement R.

Dans le cas général où le radionucléide émet plusieurs types de rayonnements R, l'équivalent de la dose reçue par (l'organe ou) le tissu T :

HT = ∑R (WR . DT,R)

3. L'équivalent de dose efficace : HE

Si l'on tient compte cette fois du risque total résultant de l'exposition de plusieurs (organes ou) tissus de radiosensibilité différente, la C.I.P.R. a introduit le concept d'équivalent de dose efficace, HE, dont l'unité est le Sievert.

C'est la somme des équivalents de dose reçues au niveau de tous les (organes ou) tissus exposés, chaque équivalent de dose reçue au niveau d'un (organe ou) tissu donné étant pondéré par un facteur apellé facteur de pondération tissulaire, WT, qui tient compte de la radiosensibilité propre (de l'organe ou) du tissu:

HE = ∑T (WT . HT) = ∑T WT . (∑R WR. DT,R)

En d'autres termes, l'équivalent de dose efficace est la dose fictive qui, administrée de façon homogène au corps entier, entraînerait les mêmes dommages tardifs que l'ensemble des doses reçues par les différents (organes ou) tissus et à des moments différents.

C'est une grandeur fondamentale puisqu'elle tient compte :

  • des caractéristiques du rayonnement avec les facteurs WR
  • de la radiosensibilité (de l'organe ou) du tissu avec le facteur WT

Le facteur WT est égal au rapport de la probabilité d'effet stochastique dans un (organe ou) tissu donné à la probabilité totale d'effets stochastiques résultant d'une exposition homogène au corps entier.

Le tableau suivant donne quelques valeurs de WT (avec: ∑T WT = 1) :  

(organe ou) Tissu  WT
gonades  0,20 
thyroïde  0,05 
os  0,01 
poumons  0,12 
etc...  etc... 
Total = ∑T WT 1,00 

Il faut noter que 13 (organes ou) tissus ont été pris en considération à ce jour (publication 60 de la CIPR en 1990).

Exemple 1

Calculons l'équivalent de dose globale reçue qui présenterait le même facteur de risque qu'une exposition de 500 mSv localisée à la thyroïde et à l'os.

HE  =  (Wthyroïde . Hthyroïde) + (Wos . Hos)  =  (0,05 . 500) + (0,01 . 500)  =  (25 + 5) mSv  =  30 mSv

Exemple 2

A l'inverse, calculons l'équivalent de dose reçue par la thyroïde et les poumons dans le cas d'une exposition globale de 500 mSv.

                        500                                                                 500
Htthyroïde  =  ---------  =  10.000 mSv          ;           Hos  =  ----------  =  50.000 mSv
                        0,05                                                                0,01

4. L'équivalent de dose engagée : H50,T

On sait que :                       dHT
                            H°T = ------------
                                         dt
On définit l'équivalent de dose engagée comme l'équivalent de dose reçue par un (organe ou) tissu sur un temps donnée :

Htemps,T = ∫0tT . dt

La législation a retenu 2 temps particuliers :

  • le temps nécessaire jusqu'à disparition complète du contaminant (exemple: 131I et thyroïde)
  • un temps de 50 années pour les adultes (et 70 années pour les enfants) pour les radionucléides de trés longue période (exemple: 239Pu et os): H50,T 

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II. Les recommandations internationales et la législation communautaire

1. Introduction

La radioprotection a pour but de protéger l'être humain contre les dangers des rayonnements ionisants tout en lui permettant de les utiliser.

Les dangers apparurent très rapidement (1er cas de cancer radioinduit signalé en 1902) mais la nécessité d'une protection appropriée et la définition de règles d'utilisation des rayonnements ionisants ne s'imposèrent que plus tardivement.

La réglementation en matière de radioprotection est un élément de la réglementation plus générale relative à l'hygiène et à la sécurité des travailleurs et à la protection du public.

2. Les organismes à l'origine des réglementations

a. La C.I.P.R

En 1928, les participants au 2ème Congrès International de Radiologie à Stockolm, mettent en place une commission internationale qui ne deviendra la Commission Internationale de Protection Radiologique ou C.I.P.R. qu'en 1950. La C.I.P.R. est un organisme international non gouvernemental affilié à l'Organisation Mondiale de la Santé (O.M.S.) depuis 1956.

La C.I.P.R. émet des recommandations sous forme de publications.

b. L'U.N.S.C.E.A.R.

Les recommandations de la C.I.P.R. sont fondées sur les travaux, entre autre, d'un comité crée par les Nations Unies en 1955: le Comité Scientifique des Nations Unies pour l'Etude des Effets des Rayonnements Ionisants dont le sigle anglais est U.N.S.C.E.A.R. ("United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation"). L'U.N.S.C.E.A.R. a pour mission de regrouper et d'analyser :

     - les informations concernant la radioactivité ambiante
     - les résultats des recherches sur les effets pathologiques des rayonnements ionisants. Une part importante des études portent comme on l'a vu sur les survivants d'Hiroshima et Nagasaki

c. L'A.E.I.A.

Les recommandations de la C.I.P.R. n'ont aucun caractère obligatoire. Elles font cependant référence au plan international en raison de leur valeur scientifique et servent de guide pour la réglementation adoptée par des organismes internationaux tels que l'Agence Internationale de l'Energie Atomique ou A.E.I.A.

L'A.E.I.A. est une organisation autonome intergouvernementale (à Vienne), crée en 1956 par les Nations Unies, et elle a pour mission :

     - d'encourager la recherche sur l'énergie atomique
     - de favoriser l'échange de résultats scientifiques et de technologies dans ce domaine
     - de veiller à la non prolifération d'arme atomique en contrôlant les matières fissiles
     - de promouvoir la sureté des installations nucléaires

d. EURATOM

La Communauté Européenne de l'Energie Atomique ou EURATOM a été instaurée en 1957 par le traité de Rome afin de créer les conditions nécessaires au développement de l'industrie nucléaire. Le traité de Rome imposait à tous les pays membre de la Communauté Européenne d'avoir le même niveau de sécurité radiologique.

A cet effet, des normes ont été élaborées à partir des recommandations de la C.I.P.R. L'élaboration de ces normes et la surveillance de leur application constituent une des tâches assignées par le traité EURATOM à la Communauté.

e. Liens entre les organismes internationaux

La figure suivante résume le lien entre ces organismes internationaux:

Liens entre les organismes internationaux

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III. Généralités sur la législation et les organismes français

1. Introduction

La radioprotection a un champs d'action vaste, ce qui explique le nombre et la diversité des rextes législatifs et réglementaires français concernant la radioprotection.

Ces textes sont réunis dans la brochure N° 1420 du Journal Officiel parue en 1992. Ce recueil forme un ensemble complet et cohérent qui comprend des dispositions :

  • qui assurent la protection du public et de l'environnement
  • qui assurent la protection des travailleurs

2. Les principaux textes en matière de radioprotection

a. Le Code de la santé publique

Les grandes lignes concernant la radioprotection sont :

  • les radiations ionisantes ne peuvent être utilisées sur le corps humain qu'à des fins médicales
  • la préparation et le commerce de radioéléments artificiels ne peuvent être effctués que par le Commissariat à l'Energie Atomique (C.E.A.) ou des personnes spécialements autorisées et après avis de la Commission Interministérielle des Radioéléments Artificiels (C.I.R.E.A.)
  • la publicité relative à l'emploi de radioéléments artificiels est interdite sauf auprès des médecins, pharmaciens et vétérinaires
  • l'addition de radioéléments artificiels dans l'alimentation, les jouets, les produits hygièniques est interdite
  • le régime d'autorisation de détention et d'utilisation de radioéléments artificiels est régi par un article de loi et l'autorisation elle-même est personnelle et non transférable

b. L'arrété du 28 avril 1989

Il fixe les limites d'activité des substances radioactives en dessous desquelles le régime d'autorisation du Code de la santé publique ne s'applique pas.

c. 3 lois fondamentales

  • la loi 61-842 du 2 août 1961 relative aux pollutions de tout ordre causées par les substances radioactives
  • la loi 80-572 du 25 juillet 1980 qui concerne la protection et le contrôle de 6 matières nucléaires: le plutonium, l'uranium , le thorium, le deutérium, le tritium et le lihium 6
  • la loi 92-3 du 3 janvier 1992 qui, notamment, définit les missions de l'Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants (O.P.R.I.) dont on reparlera ultérieurement
  • lois ultérieures

d. Le décret 66-450 du 20 juin 1966 modifié par le décret 88-521 du 18 avril 1988

Ce décret est relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants.

Ce décret est extrèmement important puisqu'il définit les bases communes à tous les textes réglementaires : il classe les radionucléides en 4 groupes de radiotoxicité et les limites d'activité en dessous desquelles, selon la classe à laquelle appartient un radionucléide.

  • ce décret ne s'applique pas (ces valeurs correspondent aux seuils en dessous desquels l'autorisation C.I.R.E.A. n'est pas nécessaire)
  • il précise les missions de l'O.P.R.I
  • il fixe les limites de dose dans le cas des expositions des travailleurs et du public

En ce qui concerne le public :

  • exposition externe : l'équivalent de dose maximal reçu en profondeur au cours d'une année ne doit pas dépasser 5 mSv (est passé à 1 mSv/an le 13 mai 2000)
  • exposition interne : l'activité incorporée annuellement pour un radionucléide unique ne doit pas dépasser le dixième de la limite annuelle d'incorproration (L.A.I.) fixée pour les travailleurs (voir ci-après)

e. Le décret 75-306 du 02 octobre 1986

Trouvant son origine dans les recommandations de la publication C.I.P.R. 26, ce décret est relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants hors installations nucléaires de base (I.N.B.). Il est complété par le décret 75-306 du 28 avril 1975 pour les travailleurs dans les I.N.B.

Ces 2 textes diffèrent par les mesures administratives et la répartition des responsabilités mais sont identiques pour les autres dispositions.

3. Les déclarations et les autorisations préalables

a. Synoptique général du régime de déclarations ou d'autorisations

L'exercice de toute activité impliquant une exposition à des rayonnements ionisants est soumis à un régime de déclaration ou d'autorisation préalable, en dehors des applications médicales qui font l'objet de prescriptions particulières prévues par le Code de la santé publique et le décret 86-1103 :

régime de déclarations ou d'autorisations

b. Les Installations Nucléaires de Base (I.N.B.) et les Installations Classées pour la Protection de l'Environnement (I.C.P.E.)

Au titre de la protection du public et de l'environnement, les installations à l'intérieur desquelles se trouvent des substances radioactives sont classées en plusieurs catégories en fonctions :

  • des activités de ces substances
  • du groupe de radiotoxicité auxquelles ces substances appartiennent
  • des opérations dont elles font l'objet

Selon la catégorie, elles sont soumises à des régimes de déclaration ou d'autorisation.

Ainsi, on distingue:

  • les Installations Nucléaires de base (I.N.B.): les réacteurs nucléaires, les usines de retraitement, certains accélérateurs de particules et d 'autres
  • les Installations Classées pour la Protection de l'Environnement (I.C.P.E.): tous les lieux où se trouvent des substances radioactives dont l'activité est inférieure à celles qui caractérisent les I.N.B. mais qui dépasse un seuil défini par le décret 96-197 du 11 mars 1996. Les I.C.P.E. peuvent être déclarées ou autorisées
  • les installations non classées

Le tableau suivant résume les classements de diverses installations et les régimes auxquelles elles sont soumises:


Décret N° 96-197 du 11 mars 1996

Sources non scellées: préparation - fabrication - transformation - conditionnement

Groupe

I.C.P.E. I.N.B. Remarques
Déclaration préfectorale

Seuil 1 (MBq) 

Autorisation préfectorale

Seuil 2 (GBq)

Autorisation ministèrielle

Seuil 3 (TBq) 

Ministère Santé après enquête publique et avis de l'O.P.R.I. 
décret N° 66-450: seuils en dessous desquels pas de déclaration ou d'autorisation préalable groupe 1: 5 kBq - groupes 2 et 3: 50 kBq - groupe 4 = 500 kBq
3,7  0,37  3,7  Ces valeurs sont à multiplier par  10 dans le cas  de dépôt ou stockage
37  3,7  37 
37  3,7  37 
370  37  370 

Exemple

Que doit-on faire si l'on commande un flacon de 5 mL de 13153I d'activité massique: A.M. = 4 104 kBq.g-1 ?

  • La densité est de 1, donc 5 mL = 5 g
  • Par ailleurs: A.M. = 4 107 Bq.g-1
  • Donc : activité dans le flacon = 4 107 . 5 = 2 108 Bq = 200 MBq

Comme l'iode 131 appartient au groupe 2 :

  • a. le seuil en dessous duquel il n'ya pas de déclaration préalable est 50 kBq. Il faut donc effectuer une demande d'autorisation de detention auprès de la C.I.R.E.A.
  • b. de plus, la limite de déclaration I.C.P.E. pour ce groupe est de 37 MBq. Il faut donc que l'établissement soit I.C.P.E. déclarée.
  • c. en revanche, en ce qui concerne le stockage, la limite est de 10 x 37 MBq = 370 MBq. L'établissement ne doit pas être en I.C.P.E. déclarée pour le stockage.

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4. Les organismes

a. L'O.P.RI.

L'Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants a été créé en 1994 en remplacement du Service Central de Protection contre les Rayonnements Ionisants (S.C.P.R.I., créé en 1956).

L'O.P.R.I. est un établissement public de l'Etat à caractère administratif placé sous la tutelle conjointe du Ministère de la Santé et du Ministère du Travail.

L'O.P.R.I. joue un rôle fondamental dans la mise en oeuvre de la radioprotection du public et des travailleurs.

Le décret 66-450 du 20juin 1966 modifié par le décret 88-521 du 18 avril 1988 précise ses missions :

  • expertise: établissement des normes, recherche de méthodes de mesures
  • surveillance: dosimétrie individuelle, analyses radiotoxicologiques, anthropogammamétrie
  • contrôle: des équipements lourds, de l'étanchéité des sources scellées, à la demande de l'inspection du travail, de l'observation des prescriptions réglementaires de radioprotection au sein des établissements
  • enregistrer, exploiter, centraliser et conserver les résultats de la surveillance de l'exposition des travailleurs
  • donner des conseils techniques au gouvernement pour les autorisations de création et de modifications des I.N.B. et contrôler leurs effluents gazeux et liquides
  • proposer aux autorités les mesures médicales et sanitaires à prendre en cas d'accident

b. La C.I.R.E.A.

La Commission Interministérielle des RadioEléments Artificiels (créée en 1955) a pour mission d'attribuer les autorisations :

  • de détention ou de cession
  • d'importation ou d'exportation
  • de préparation de radioéléments artificiels sous quelque forme que ce soit

c. Les autres organismes

Un grand nombre d'autres organismes interviennent à divers échelons dans l'assistance, la prévention et le contrôle en terme de radioprotection. On peut citer :

  • l'Inspection du Travail
  • les Caisses Nationales et Régionales d'Assurance Maladie
  • la Direction de la Sécurité Civile ...  

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IV. Les dispositions pour la protection des travailleurs et du public : la limitation des doses

1. Introduction

Ces dispositions sont définies essentiellement par:

  • le Code du travail
  • le décret 66-450 du 20 juin 1966 modifié par le décret 88-521 du 18 avril 1988
  • le décret 86-1103 du 02 octobre 1986
  • le décret 75-306 du 28 avril 1975 modifié par le décret 88-662 du 06 mai 1988.

Ces dipositions ont pour but d'appliquer les 3 principes fondamentaux de la radioprotection (publication C.I.P.R. N°26):

  • Justification : aucune pratique utilisant les rayonnements ionisants ne doit être adoptée à moins que son introduction ne produise un bénéfice net positif.
  • Optimisation : toutes les expositions doivent être maintenues au niveau le plus bas que l'on peut raisonnablement atteindre compte-tenu des facteurs économiques et sociaux.
  • Limitation : l'équivalent de dose reçue par les individus ne doit pas dépasser les limites fixées.

2. Limites d'exposition externe seule

a. Classification des travailleurs

  • Catégorie A : Travailleurs directement affectés à des travaux sous rayonnements et dont les conditions habituelles de travail sont susceptibles d'entraîner le dépassement des trois dixièmes des limites d'exposition fixées.
  • Catégorie B : Travailleurs non directement affectés à des travaux sous rayonnements et dont les conditions habituelles de travail sont telles qu'elles ne peuvent normalement pas entraîner le dépassement des trois dixièmes des limites d'exposition fixées.

b. Les valeurs limites (Décret N° 86-1103 du 02/10/1986 et Arrété du 28 août 1991).

Les valeurs du tableau suivant sont issues des recommandations de la publication C.I.P.R. N° 26 de 1977.

Remarque : ces valeurs sont des équivalents de dose (annuelle ou trimestrielle) sauf dans le cas de l'organisme entier où il s'agit d'un équivalent de dose efficace.

Organe

Catégorie A - Femme & Homme Catégorie B (1)
3 mois consécutifs (2 12 mois consécutifs Exposition exceptionnelle en une ou plusieurs fois 12 mois consécutifs
en 1 an au cours de la vie
organisme entier (3) - (4) 30 mSv (5) 50 mSv (A) 100 mSv 250 mSv 15 mSv
peau (6) 300 mSv 500 mSv 1000 mSv 2500 mSv 150 mSv
cristallin 90 mSv 150 mSv 300 mSv 750 mSv 45 mSv
mains, avant-bras, pieds & chevilles 300 mSv 500 mSv 1000 mSv 2500 mSv 150 mSv
(1) et apprenti de 16/18 ans
(2) textes français: limite de 3 mois consécutifs < 0,6 fois limite de 12 mois consécutifs
(3) ou "exposition globale" ou "maximale en profondeur" / à une profondeur de 10 mm
(4) public : 5 mSv / an (B)
(5) 12,5 mSv : femme susceptible d'avoir des enfants / 10 mSv : femme enceinte (C)
(6) à une profondeur de 7 mg.cm-2 = 70 µm
application C.I.P.R. 60 (13 mai 2000) : (A) 50 mSv / an et 100 mSv/5 ans - (B) public : 1 mSv/an - (C) femme enceinte : 2 mSv

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3. Limites d'exposition interne seule

a. La Limite Annuelle d'Incorporation (L.A.I.)

Les limites d'exposition exprimées en unité d'équivalent de dose sont des grandeurs très difficilement accessibles dans le cas de l'exposition interne résultant de l'incorporation de radionucléide par inhalation ou ingestion.

Aux limites d'équivalent de dose sont donc substituées des quantités incorporées qui entraînent une exposition à ces limites.

Ces quantités sont les Limites Annuelles d'Incorporation (ou L.A.I.) : la L.A.I. d'un radionucléide est l'activité de ce radionucléide qui, incorporée dans l'organisme, délivre en 1 an un équivalent de dose qui permet de respecter les deux limites suivantes :

  • prévention des effets déterministes : un équivalent de dose engagée pour chaque organe inférieur à 500 mSv <==> H50,T < 500 mSv
  • prévention des effets stochastiques : un équivalent de dose efficace à l'organisme entier inférieur à 50 mSv <==> T (WT . H50,T) < 50 mSv

La L.A.I. (exprimée en Bq) est calculée à partir de modèles dosimétriques qui tiennent compte pour chaque radionucléide :

  • de son mode d'élimination (incorporation dans l'organe ou le tissu cible et métabolisme)
  • de ses propriétés physico-chimiques (formes liquides ou gazeuse)
  • du mode de pénétration dans l'organisme: ingestion ou inhalation

Pour chaque radionucléide, la C.I.P.R. a calculé la L.A.I. par ingestion et la L.A.I. par inhalation et a retenu la plus faible des 2 valeurs.

Remarque: Il n'y a pas de L.A.I. pour le tritium et les gaz rares (hormis le radon) car leur incorporation dans l'organisme est négligeable.

b. La Limite Dérivée de Concentration dans l'Air (L.D.C.A.)

C'est la concentration moyenne annuelle dans l'air inhalé qui, pour 2000 heures de travail par an, entraîne une incorporation égale à la L.A.I. par inhalation.

La L.D.C.A. (exprimée en Bq.m3) est calculée à partir de modèles d'incorporation qui tient compte :

  • d'un débit respiratoire de l'individu au travail : 1,2 m3.h-1
  • d'une durée annuelle de l'exposition par inhalation : 2000 h
  • de la L.A.I. par inhalation

La L.D.C.A. et la L.A.I. sont liées par la relation :

                                                      L.A.I. (Bq)                                             L.A.I. (Bq)
         L.D.C.A. (Bq.m3)  =  -------------------------------             =              ---------------------
                                               (1,2 m3.h-1 . 2000 h)                                       2400 m3

En fait, la nuisance est estimée par le facteur d'exposition cumulée : exposition cumulée = concentration atmosphérique (L.D.C.A.) x durée d'exposition (h)

La limite annuelle est donc : 1 L.D.C.A. x 2000 h = 2000 L.D.C.A.h

Exemple

Un incident libère dans un laboratoire de 100 m3, une activité de 7 108 Bq d'iode 131. Un travailleur séjourne 6 minutes dans le laboratoire avant d'être évacué.

Quelle est l'exposition cumulée sachant que : L.D.C.A. 13153I = 7 102 Bq.m3 ?

  • On a : activité totale = 7 108 Bq
  • donc : activité volumique = (7 108 Bq / 100 m3) = 7 106 Bq.m3
  • d'où : concentration atmosphérique = (7 106 Bq.m3 / 7 102 Bq.m3)  =  104 L.D.C.A.
  • et : exposition cumulée = 104 L.D.C.A. x 0,1 h = 1000 L.D.C.A.h
  • Comme la limite est 2000 L.D.C.A.h, celle-ci n'a pas été dépassée.

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4. Limites d'exposition externe et interne associées

Dans le cas d'exposition externe et interne associées, les limites sont respectées si :

                     H                 Ai
                   ------ +  ∑i  ( ------- )    >    1
                    HL                  Li

  • H = équivalent de dose pour l'organisme entier sur 3 mois ou 12 mois consécutifs
  • HL = 50 mSv = LIMITE de l'équivalent de dose pour l'organisme entier sur 3 mois ou 12 mois consécutifs
  • Ai = activité incorporée du radionucléide i sur 3 mois ou 12 mois consécutifs
  • Li = LIMITE d'incorporation du radionucléide i sur 3 mois ou 12 mois consécutifs

Exemple 1

Un travailleur reçoit au niveau de l'organisme entier un équivalent de dose: H = 20 mSv. De plus, ayant manipulé du 32P et du 3H, il a incorporé: 1/2 L.A.I. du 32P et 1/4 L.A.I. du 3H.

Quelle est l'exposition totale (externe et interne) subie par ce travailleur ?

                      20 mSv               1                1                23
                   --------------   + ( --------    +  -------- )  =  ---------   >   1
         HL -->  50 mSv               2                4                20

Donc la limite annuelle a été dépassée.

Exemple 2

Un travailleur reçoit, sur une période de 6 mois, un équivalent de dose: H = 30 mSv par exposition externe. De plus, à la suite d'un incident il a incorporé pendant cette même période : 1/5 L.A.I. d'un radionucléide.

Quel est l'équivalent de dose maximal admissible par exposition externe (X) que peut subir ce travailleur dans les 6 mois suivants, à l'exclusion de toute incorporation (exposition interne) ?

                       (X + 20 mSv)             1 
                    ----------------------    + ( ----- )   <   1
                 HL -->  50 mSv                 5
                                                              30 mSv                        10 mSv
Donc:      X = 10 mSv, soit :    <--------------------------><-------------------------->
                                      1/5 L.A.I.        6 mois                         12 mois

5. Signalisations et accès des différentes zones

Dans le but d'identifier et de sectoriser les risques d'exposition, l'employeur est tenu de définir différentes zones autour de toute source de rayonnement.

a. La zone contrôlée (trèfle vert - accès réglementé)

Une zone est dite "contrôlée" si l'exposition des travailleurs dans les conditions normales de travail est susceptible de dépasser les trois dixièmes de l'une des limites annuelles d'exposition réglementaires, soit:

                                                                                3
exposition de l'organisme entier :   50 mSv  x  ---------  =  15 mSv / an
                                                                               10

Pour une durée annuelle de 2000 heures de travail, cette valeur correspond à un débit d'équivalent de dose de:

                                              15 mSv
                                             ------------  =  7,5 µSv.h-1
                                               2000 h

b. La zone surveillée (trèfle gris-bleu)

Zone dans laquelle l'exposition des travailleurs dans les conditions normales de travail est susceptible de dépasser un dixième de l'une des limites annuelles d'exposition réglementaires.

S'il existe une zone contrôlée, la zone surveillée lui est contigüe.  


  Zone non surveillée Zone surveillée Zone contrôlée
verte jaune orange rouge
Exposition externe  < 2,5 µS.h-1 < 7,5 µS.h-1 < 25 µS.h-1 < 2 mS.h-1 < 100 mS.h-1 > 100 mS.h-1
Exposition interne  0,1 LDCA  0,3 LDCA  1 LDCA  80 LDCA  4000 LDCA  > 4000 LDCA
Accès personnel catégorie A  Autorisé Autorisé pour une durée limitée Autorisé si accord du service compétent Interdit sauf autorisation exceptionnelle
Accès personnel catégorie B  Autorisé Autorisé pour une durée limitée Autorisé si accord du service compétent Interdit
Accès du public  Autorisé Autorisé durée limitée Interdit

Remarque : l'autorisation exceptionnelle relève conjointement de la direction de l'établissement, du service compétent et du médecin du travail.

c. Dispositions particulières pour les zones contrôlées

α. La délimitation de la zone contrôlée doit être effectuée par l'employeur avant l'utilisation de la source et après avis du comité d'hygiène et de sécurité.

β. Tout travailleur opérant dans une zone contrôlée doit :

  • être de catégorie A s'il y est affecté en permanence ;
  • ne peut pas être un apprenti ou un étudiant de 16 à 18 ans ;
  • être informé par une notice spécifique des dangers, des moyens mis en oeuvre pour s'en prémunir, des meilleures méthodes de travail et des garanties que lui apportent les examens médicaux.
  • bénéficier d'une évaluation individuelle de l'exposition externe par le port d'un dosimètre photographique relevé mensuellement. L'exposition interne est évaluée par référence aux L.A.I ou aux L.D.C.A., voire par mesure de l'activité des excréta ou de la charge corporelle.
γ . Les examens médicaux :
  • sont effectués tous les 6 mois
  • ils font l'objet un dossier médical spécial tenu par le médecin du travail et qui qui comprend:
    1. une fiche relative aux conditions de travail rédigée par la personne compétente en radioprotection de l'établissement
    2. d'une fiche d'exposition avec les dates et les résultats des contrôles de l'exposition (dosimétrie)
    3. la date et les résultats des examens médicaux.
  • les résultats médicaux sont transmis mensuellement au médecin du travail de l'établissement et à l'O.P.R.I.
  • le dossier médical est conservé pendant la vie de l'intéressé et, en tous cas, pendant au moins trente ans après la fin de la période de l'exposition.

 

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