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48. Rayonnement : Ionisant

Éditeur de chapitre : Robert N. Cherry, Jr.


 

Table des matières

Introduction
Robert N. Cherry, Jr.

Biologie des rayonnements et effets biologiques
Arthur C.Upton

Sources de rayonnement ionisant
Robert N. Cherry, Jr.

Conception du lieu de travail pour la radioprotection
Gordon M.Lodde

Radioprotection
Robert N. Cherry, Jr.

Planification et gestion des accidents radiologiques
Sydney W. Porter, Jr.

Jeudi, Mars 24 2011 18: 50

Introduction

Les rayonnements ionisants sont partout. Il arrive de l'espace extra-atmosphérique sous forme de rayons cosmiques. Il se trouve dans l'air sous forme d'émissions de radon radioactif et de ses descendants. Les isotopes radioactifs naturels pénètrent et restent dans tous les êtres vivants. C'est incontournable. En effet, toutes les espèces de cette planète ont évolué en présence de rayonnements ionisants. Bien que les êtres humains exposés à de petites doses de rayonnement puissent ne présenter immédiatement aucun effet biologique apparent, il ne fait aucun doute que les rayonnements ionisants, lorsqu'ils sont administrés en quantités suffisantes, peuvent être nocifs. Ces effets sont bien connus tant en nature qu'en degré.

Bien que les rayonnements ionisants puissent être nocifs, ils ont également de nombreuses utilisations bénéfiques. L'uranium radioactif produit de l'électricité dans les centrales nucléaires de nombreux pays. En médecine, les rayons X produisent des radiographies pour le diagnostic des blessures et des maladies internes. Les médecins de médecine nucléaire utilisent des matières radioactives comme traceurs pour former des images détaillées des structures internes et pour étudier le métabolisme. Des radiopharmaceutiques thérapeutiques sont disponibles pour traiter des troubles tels que l'hyperthyroïdie et le cancer. Les médecins en radiothérapie utilisent des rayons gamma, des faisceaux de pions, des faisceaux d'électrons, des neutrons et d'autres types de rayonnement pour traiter le cancer. Les ingénieurs utilisent des matières radioactives dans les opérations de diagraphie des puits de pétrole et dans les jauges de densité d'humidité du sol. Les radiographes industriels utilisent les rayons X dans le contrôle de la qualité pour examiner les structures internes des appareils fabriqués. Les panneaux de sortie dans les bâtiments et les avions contiennent du tritium radioactif pour les faire briller dans l'obscurité en cas de panne de courant. De nombreux détecteurs de fumée dans les maisons et les bâtiments commerciaux contiennent de l'américium radioactif.

Ces nombreuses utilisations des rayonnements ionisants et des matières radioactives améliorent la qualité de vie et aident la société de plusieurs façons. Les avantages de chaque utilisation doivent toujours être comparés aux risques. Les risques peuvent concerner les travailleurs directement impliqués dans l'application des rayonnements ou des matières radioactives, le public, les générations futures et l'environnement ou toute combinaison de ceux-ci. Au-delà des considérations politiques et économiques, les avantages doivent toujours l'emporter sur les risques lorsqu'il s'agit de rayonnements ionisants.

Rayonnement ionisant

Le rayonnement ionisant est constitué de particules, dont les photons, qui provoquent la séparation des électrons des atomes et des molécules. Cependant, certains types de rayonnement d'énergie relativement faible, tels que la lumière ultraviolette, peuvent également provoquer une ionisation dans certaines circonstances. Pour distinguer ces types de rayonnement des rayonnements qui provoquent toujours une ionisation, une limite d'énergie inférieure arbitraire pour les rayonnements ionisants est généralement fixée à environ 10 kiloélectron volts (keV).

Les rayonnements directement ionisants sont constitués de particules chargées. Ces particules comprennent des électrons énergétiques (parfois appelés négatrons), des positrons, des protons, des particules alpha, des mésons chargés, des muons et des ions lourds (atomes ionisés). Ce type de rayonnement ionisant interagit avec la matière principalement par la force de Coulomb, repoussant ou attirant les électrons des atomes et des molécules en raison de leurs charges.

Les rayonnements ionisants indirects sont constitués de particules non chargées. Les types les plus courants de rayonnements indirectement ionisants sont les photons supérieurs à 10 keV (rayons X et rayons gamma) et tous les neutrons.

Les photons X et gamma interagissent avec la matière et provoquent une ionisation d'au moins trois manières différentes :

    1. Les photons de faible énergie interagissent principalement via l'effet photoélectrique, dans lequel le photon cède toute son énergie à un électron, qui quitte ensuite l'atome ou la molécule. Le photon disparaît.
    2. Les photons d'énergie intermédiaire interagissent principalement par l'effet Compton, dans lequel le photon et un électron entrent essentiellement en collision sous forme de particules. Le photon continue dans une nouvelle direction avec une énergie réduite tandis que l'électron libéré s'en va avec le reste de l'énergie entrante (moins l'énergie de liaison de l'électron à l'atome ou à la molécule).
    3. La production de paires n'est possible que pour les photons d'énergie supérieure à 1.02 MeV. (Cependant, vers 1.02 MeV, l'effet Compton domine toujours. La production de paires domine aux énergies plus élevées.) Le photon disparaît et une paire électron-positon apparaît à sa place (cela ne se produit qu'au voisinage d'un noyau en raison de la conservation de l'impulsion et considérations énergétiques). L'énergie cinétique totale de la paire électron-positon est égale à l'énergie du photon moins la somme des énergies de masse au repos de l'électron et du positon (1.02 MeV). Ces électrons et positrons énergétiques procèdent alors comme un rayonnement directement ionisant. En perdant de l'énergie cinétique, un positron finira par rencontrer un électron et les particules s'annihileront. Deux (généralement) photons de 0.511 MeV sont ensuite émis depuis le site d'annihilation à 180 degrés l'un de l'autre.

         

        un photon donné, n'importe lequel de ceux-ci peut se produire, sauf que la production de paires n'est possible que pour les photons d'énergie supérieure à 1.022 MeV. L'énergie du photon et le matériau avec lequel il interagit déterminent quelle interaction est la plus susceptible de se produire.

        La figure 1 montre les régions dans lesquelles chaque type d'interaction de photons domine en fonction de l'énergie des photons et du numéro atomique de l'absorbeur.

        Figure 1. Importance relative des trois principales interactions des photons dans la matière

        ION010F1

        Les interactions les plus courantes des neutrons avec la matière sont les collisions inélastiques, la capture (ou activation) de neutrons et la fission. Ce sont toutes des interactions avec des noyaux. Un noyau entrant en collision inélastique avec un neutron est laissé à un niveau d'énergie plus élevé. Il peut libérer cette énergie sous la forme d'un rayon gamma ou en émettant une particule bêta, ou les deux. Dans la capture de neutrons, un noyau affecté peut absorber le neutron et éjecter de l'énergie sous forme de rayons gamma ou X ou de particules bêta, ou les deux. Les particules secondaires provoquent alors une ionisation comme discuté ci-dessus. Lors de la fission, un noyau lourd absorbe le neutron et se scinde en deux noyaux plus légers presque toujours radioactifs.

        Quantités, unités et définitions connexes

        La Commission internationale des unités et mesures de rayonnement (ICRU) élabore des définitions formelles internationalement acceptées des quantités et des unités de rayonnement et de radioactivité. La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) établit également des normes pour la définition et l'utilisation de diverses grandeurs et unités utilisées en radioprotection. Une description de certaines grandeurs, unités et définitions couramment utilisées en radioprotection suit.

        Dose absorbée. C'est la grandeur dosimétrique fondamentale des rayonnements ionisants. Fondamentalement, c'est l'énergie que le rayonnement ionisant confère à la matière par unité de masse. Officiellement,

        De D est la dose absorbée, de est l'énergie moyenne conférée à la matière de masse dm. La dose absorbée a des unités de joules par kilogramme (J kg-1). Le nom spécial de l'unité de dose absorbée est le gray (Gy).

        Activités. Cette quantité représente le nombre de transformations nucléaires à partir d'un état d'énergie nucléaire donné par unité de temps. Officiellement,

        De A est l'activité, dN est la valeur attendue du nombre de transitions nucléaires spontanées à partir de l'état d'énergie donné dans l'intervalle de temps dt. Il est lié au nombre de noyaux radioactifs N par:

        où l est la constante de décroissance. L'activité a des unités de secondes inverses (s-1). Le nom particulier de l'unité d'activité est le becquerel (Bq).

        Constante de désintégration (l). Cette quantité représente la probabilité par unité de temps qu'une transformation nucléaire se produise pour un radionucléide donné. La constante de décroissance a des unités de secondes inverses (s-1). Elle est liée à la demi-vie t½ d'un radionucléide par :

        La constante de décroissance l est liée à la durée de vie moyenne, t, d'un radionucléide par :

        La dépendance temporelle de l'activité A(t) et du nombre de noyaux radioactifs N(t) peut être exprimé par et  respectivement.

        Effet biologique déterministe. Il s'agit d'un effet biologique causé par les rayonnements ionisants et dont la probabilité d'occurrence est nulle aux faibles doses absorbées mais augmentera fortement jusqu'à l'unité (100 %) au-dessus d'un certain niveau de dose absorbée (le seuil). L'induction de la cataracte est un exemple d'effet biologique stochastique.

        Dose efficace. La dose efficace E est la somme des doses équivalentes pondérées dans tous les tissus et organes du corps. Il s'agit d'une quantité de sécurité radiologique, son utilisation n'est donc pas appropriée pour des doses absorbées importantes délivrées dans un laps de temps relativement court. Il est donné par :

        De w T est le facteur de pondération des tissus et HT est la dose équivalente pour le tissu T. La dose efficace a des unités de J kg-1. Le nom spécial de l'unité de dose efficace est le sievert (Sv).

        Dose équivalente. La dose équivalente HT est la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe (plutôt qu'en un point) et pondérée en fonction de la qualité du rayonnement qui est d'intérêt. Il s'agit d'une quantité de sécurité radiologique, son utilisation n'est donc pas appropriée pour des doses absorbées importantes délivrées dans un laps de temps relativement court. La dose équivalente est donnée par :

        De DT, R est la dose absorbée moyenne sur le tissu ou l'organe T due au rayonnement R et w R
        est le facteur de pondération du rayonnement. La dose équivalente a des unités de J kg-1. Le nom spécial de l'unité de dose équivalente est le sievert (Sv).

        Demi-vie. Cette quantité est le temps nécessaire pour que l'activité d'un échantillon de radionucléide diminue d'un facteur de moitié. De manière équivalente, c'est le temps nécessaire pour qu'un nombre donné de noyaux dans un état radioactif donné soit réduit d'un facteur de moitié. Il a des unités fondamentales de seconde (s), mais est également couramment exprimé en heures, jours et années. Pour un radionucléide donné, la demi-vie t½ est liée à la constante de décroissance l par :

        Transfert d'énergie linéaire. Cette quantité est l'énergie qu'une particule chargée transmet à la matière par unité de longueur lorsqu'elle traverse la matière. Officiellement,

        De L est le transfert d'énergie linéaire (également appelé puissance d'arrêt de collision linéaire) et de est l'énergie moyenne perdue par la particule en parcourant une distance dl. Le transfert d'énergie linéaire (LET) a des unités de J m-1.

        Durée de vie moyenne. Cette quantité est la durée moyenne de survie d'un état nucléaire avant de subir une transformation vers un état d'énergie inférieure en émettant des rayonnements ionisants. Il a pour unités fondamentales la seconde (s), mais peut également être exprimé en heures, jours ou années. Elle est liée à la constante de décroissance par :

        où t est la durée de vie moyenne et l est la constante de désintégration pour un nucléide donné dans un état d'énergie donné.

        Facteur de pondération du rayonnement. Ceci est un nombre w R qui, pour un type et une énergie de rayonnement R donnés, est représentative des valeurs de l'efficacité biologique relative de ce rayonnement à induire des effets stochastiques à faibles doses. Les valeurs de w R sont liés au transfert d'énergie linéaire (LET) et sont donnés dans le tableau 1. La figure 2 (au verso) montre la relation entre w R et LET pour les neutrons.

        Tableau 1. Facteurs de pondération du rayonnement wR

        Type et gamme d'énergie

        wR 1

        Photons, toutes énergies

        1

        Électrons et muons, toutes énergies2

        1

        Neutrons, énergie 10 keV

        5

        10 keV à 100 XNUMX keV

        10

        >100 keV à 2 MeV

        20

        >2 MeV à 20 MeV

        10

        >20 MeV

        5

        Protons, autres que les protons de recul, énergie > 2 MeV

        5

        Particules alpha, fragments de fission, noyaux lourds

        20

        1 Toutes les valeurs se rapportent au rayonnement incident sur le corps ou, pour les sources internes, émis par la source.

        2 À l'exclusion des électrons Auger émis par les noyaux liés à l'ADN.

        Efficacité biologique relative (RBE). L'EBR d'un type de rayonnement par rapport à un autre est le rapport inverse des doses absorbées produisant le même degré d'un point final biologique défini.

        Figure 2. Facteurs de pondération du rayonnement pour les neutrons (la courbe lisse doit être traitée comme une approximation)

        ION010F2

        Effet biologique stochastique. Il s'agit d'un effet biologique causé par les rayonnements ionisants dont la probabilité d'occurrence augmente avec l'augmentation de la dose absorbée, probablement sans seuil, mais dont la sévérité est indépendante de la dose absorbée. Le cancer est un exemple d'effet biologique stochastique.

        Facteur de pondération tissulaire w T. Il représente la contribution du tissu ou de l'organe T au détriment total dû à l'ensemble des effets stochastiques résultant d'une irradiation uniforme de l'ensemble du corps. Elle est utilisée car la probabilité d'effets stochastiques dus à une dose équivalente dépend du tissu ou de l'organe irradié. Une dose équivalente uniforme sur tout le corps devrait donner une dose efficace numériquement égale à la somme des doses efficaces pour tous les tissus et organes du corps. Par conséquent, la somme de tous les facteurs de pondération des tissus est normalisée à l'unité. Le tableau 2 donne les valeurs des facteurs de pondération des tissus.

        Tableau 2. Facteurs de pondération tissulaire wT

        Tissu ou organe

        wT 1

        Gonades

        0.20

        Moelle osseuse (rouge)

        0.12

        Côlon

        0.12

        Poumon

        0.12

        Estomac

        0.12

        Vessie

        0.05

        Poitrine

        0.05

        Foie

        0.05

        Œsophage

        0.05

        Thyroïde

        0.05

        Peau

        0.01

        Surface osseuse

        0.01

        Reste

        0.052, 3

        1 Les valeurs ont été élaborées à partir d'une population de référence composée d'un nombre égal de personnes des deux sexes et d'un large éventail d'âges. Dans la définition de la dose efficace, ils s'appliquent aux travailleurs, à l'ensemble de la population et aux deux sexes.

        2 Aux fins de calcul, le reste est composé des tissus et organes supplémentaires suivants : surrénales, cerveau, gros intestin supérieur, intestin grêle, reins, muscle, pancréas, rate, thymus et utérus. La liste comprend les organes susceptibles d'être irradiés sélectivement. Certains organes de la liste sont connus pour être sensibles à l'induction du cancer.

        3 Dans les cas exceptionnels où un seul des tissus ou organes restants reçoit une dose équivalente supérieure à la dose la plus élevée dans l'un des douze organes pour lesquels un facteur de pondération est spécifié, un facteur de pondération de 0.025 doit être appliqué à ce tissu ou organe et un facteur de pondération de 0.025 à la dose moyenne dans le reste du reste tel que défini ci-dessus.

         

        Noir

        Après sa découverte par Roentgen en 1895, les rayons X ont été introduits si rapidement dans le diagnostic et le traitement des maladies que des blessures dues à une exposition excessive aux rayonnements ont commencé à être rencontrées presque immédiatement chez les pionniers des rayonnements, qui n'avaient pas encore pris conscience des dangers (Brown 1933). Les premières blessures de ce type étaient principalement des réactions cutanées sur les mains de ceux qui travaillaient avec les premiers équipements de radiothérapie, mais en une décennie, de nombreux autres types de blessures ont également été signalés, y compris les premiers cancers attribués aux rayonnements (Stone 1959).

        Tout au long du siècle qui s'est écoulé depuis ces premières découvertes, l'étude des effets biologiques des rayonnements ionisants a reçu une impulsion continue des utilisations croissantes des rayonnements en médecine, en science et dans l'industrie, ainsi que des applications pacifiques et militaires de l'énergie atomique. En conséquence, les effets biologiques des rayonnements ont été étudiés de manière plus approfondie que ceux de pratiquement tout autre agent environnemental. L'évolution des connaissances sur les effets des rayonnements a eu une influence sur l'élaboration de mesures de protection de la santé humaine contre de nombreux autres risques environnementaux en plus des rayonnements.

        Nature et mécanismes des effets biologiques des rayonnements

        Dépôt d'énergie. Contrairement à d'autres formes de rayonnement, le rayonnement ionisant est capable de déposer suffisamment d'énergie localisée pour déloger les électrons des atomes avec lesquels il interagit. Ainsi, lorsque le rayonnement entre en collision au hasard avec des atomes et des molécules en traversant les cellules vivantes, il donne naissance à des ions et des radicaux libres qui rompent les liaisons chimiques et provoquent d'autres changements moléculaires qui endommagent les cellules affectées. La distribution spatiale des événements ionisants dépend du facteur de pondération du rayonnement, w R du rayonnement (voir tableau 1 et figure 1).

        Tableau 1. Facteurs de pondération du rayonnement wR

        Type et gamme d'énergie

        wR 1

        Photons, toutes énergies

        1

        Électrons et muons, toutes énergies2

        1

        Neutrons, énergie <10 keV

        5

        10 keV à 100 XNUMX keV

        10

        >100 keV à 2 MeV

        20

        >2 MeV à 20 MeV

        10

        >20 MeV

        5

        Protons, autres que les protons de recul, énergie > 2 MeV

        5

        Particules alpha, fragments de fission, noyaux lourds

        20

        1 Toutes les valeurs se rapportent au rayonnement incident sur le corps ou, pour les sources internes, émis par la source.

        2 À l'exclusion des électrons Auger émis par les noyaux liés à l'ADN.

        Figure 1. Différences entre les différents types de rayonnements ionisants en termes de pouvoir de pénétration dans les tissus

        ION020F1

        Effets sur l'ADN. Toute molécule de la cellule peut être altérée par les radiations, mais l'ADN est la cible biologique la plus critique en raison de la redondance limitée de l'information génétique qu'il contient. Une dose absorbée de rayonnement suffisamment importante pour tuer la cellule moyenne en division - 2 gray (Gy) - suffit à provoquer des centaines de lésions dans ses molécules d'ADN (Ward 1988). La plupart de ces lésions sont réparables, mais celles produites par un rayonnement fortement ionisant (par exemple, un proton ou une particule alpha) sont généralement moins réparables que celles produites par un rayonnement peu ionisant (par exemple, un rayon X ou un rayon gamma) ( Goodhead 1988). Par conséquent, les rayonnements fortement ionisants (TL élevé) ont généralement une efficacité biologique relative (EBR) plus élevée que les rayonnements faiblement ionisants (TL faible) pour la plupart des formes de blessures (ICRP 1991).

        Effets sur les gènes. Les dommages à l'ADN qui ne sont pas réparés ou qui sont mal réparés peuvent se manifester sous la forme de mutations, dont la fréquence semble augmenter en tant que fonction linéaire sans seuil de la dose, environ 10-5 - 10-6 par locus par Gy (NAS 1990). Le fait que le taux de mutation semble être proportionnel à la dose est interprété comme signifiant que la traversée de l'ADN par une seule particule ionisante peut, en principe, suffire à provoquer une mutation (NAS 1990). Chez les victimes de l'accident de Tchernobyl, la relation dose-réponse pour les mutations de la glycophorine dans les cellules de la moelle osseuse ressemble étroitement à celle observée chez les survivants de la bombe atomique (Jensen, Langlois et Bigbee 1995).

        Effets sur les chromosomes. Les dommages causés par les rayonnements à l'appareil génétique peuvent également provoquer des modifications du nombre et de la structure des chromosomes, dont la fréquence augmente avec la dose chez les travailleurs sous rayonnement, les survivants de la bombe atomique et d'autres personnes exposées aux rayonnements ionisants. La relation dose-réponse pour les aberrations chromosomiques dans les lymphocytes du sang humain (figure 2) a été suffisamment bien caractérisée pour que la fréquence des aberrations dans ces cellules puisse servir de dosimètre biologique utile (IAEA 1986).

        Figure 2. Fréquence des aberrations chromosomiques dicentriques dans les lymphocytes humains en fonction de la dose, du débit de dose et de la qualité de l'irradiation in vitro

        ION020F2

         

        Effets sur la survie des cellules. Parmi les réactions les plus précoces à l'irradiation figure l'inhibition de la division cellulaire, qui apparaît rapidement après l'exposition, variant à la fois en degré et en durée avec la dose (figure 3). Bien que l'inhibition de la mitose soit typiquement transitoire, les dommages causés par les radiations aux gènes et aux chromosomes peuvent être mortels pour les cellules en division, qui sont hautement radiosensibles en tant que classe (ICRP 1984). Mesurée en termes de capacité proliférative, la survie des cellules en division tend à décroître de façon exponentielle avec l'augmentation de la dose, 1 à 2 Gy suffisent généralement à réduire la population survivante d'environ 50 % (figure 4).

        Figure 3. Inhibition mitotique induite par les rayons X dans les cellules épithéliales cornéennes de rat

        ION020F3

         

        Figure 4. Courbes dose-survie typiques pour les cellules de mammifères exposées aux rayons X et aux neutrons rapides

         

        ION020F4

        Effets sur les tissus. Les cellules matures qui ne se divisent pas sont relativement radiorésistantes, mais les cellules en division dans un tissu sont radiosensibles et peuvent être tuées en nombre suffisant par une irradiation intensive pour provoquer l'atrophie du tissu (figure 5). La rapidité d'une telle atrophie dépend de la dynamique de la population cellulaire dans le tissu affecté ; c'est-à-dire que dans les organes caractérisés par un renouvellement cellulaire lent, comme le foie et l'endothélium vasculaire, le processus est généralement beaucoup plus lent que dans les organes caractérisés par un renouvellement cellulaire rapide, comme la moelle osseuse, l'épiderme et la muqueuse intestinale (ICRP 1984). Il est à noter, par ailleurs, que si le volume de tissu irradié est suffisamment faible, ou si la dose est accumulée suffisamment progressivement, la gravité de la lésion peut être fortement réduite par la prolifération compensatoire des cellules survivantes.

        Figure 5. Séquence caractéristique des événements dans la pathogenèse des effets non stochastiques des rayonnements ionisants

         ION020F5

        Manifestations cliniques des blessures

        Types d'effets. Les effets des rayonnements englobent une grande variété de réactions, variant considérablement dans leurs relations dose-réponse, les manifestations cliniques, le moment et le pronostic (Mettler et Upton 1995). Les effets sont souvent subdivisés, pour plus de commodité, en deux grandes catégories : (1) héritable les effets, qui s'expriment dans la descendance des individus exposés, et (2) somatique effets, qui s'expriment chez les individus exposés eux-mêmes. Ces derniers comprennent les effets aigus, qui surviennent relativement peu de temps après l'irradiation, ainsi que les effets tardifs (ou chroniques), comme le cancer, qui peuvent n'apparaître que des mois, des années ou des décennies plus tard.

        Effets aigus. Les effets aigus des rayonnements résultent principalement de l'épuisement des cellules progénitrices dans les tissus affectés (figure 5) et ne peuvent être provoqués que par des doses suffisamment importantes pour tuer un grand nombre de ces cellules (par exemple, tableau 2). Pour cette raison, ces effets sont considérés comme non stochastiqueou déterministe, dans la nature (ICRP 1984 et 1991), contrairement aux effets mutagènes et cancérigènes des rayonnements, considérés comme stochastique phénomènes résultant d'altérations moléculaires aléatoires dans des cellules individuelles qui augmentent en tant que fonctions linéaires sans seuil de la dose (NAS 1990; ICRP 1991).

        Tableau 2. Doses seuils approximatives de rayonnement X thérapeutique fractionné de manière conventionnelle pour des effets non stochastiques cliniquement préjudiciables dans divers tissus

        Organe

        Blessure à 5 ans

        seuil
        dose (Gy)*

        Irradiation
        champ (aire)

        Peau

        Ulcère, fibrose sévère

        55

        100 cm2

        Muqueuse buccale

        Ulcère, fibrose sévère

        60

        50 cm2

        Œsophage

        Ulcère, rétrécissement

        60

        75 cm2

        Estomac

        Ulcère, perforation

        45

        100 cm2

        Intestin grêle

        Ulcère, rétrécissement

        45

        100 cm2

        Côlon

        Ulcère, rétrécissement

        45

        100 cm2

        Rectum

        Ulcère, rétrécissement

        55

        100 cm2

        Glandes salivaires

        Xérostomie

        50

        50 cm2

        Foie

        Insuffisance hépatique, ascite

        35

        la totalité

        Rein

        Néphrosclérose

        23

        la totalité

        Vessie urinaire

        Ulcère, contracture

        60

        la totalité

        Tests

        Stérilité permanente

        5-15

        la totalité

        Ovaire

        Stérilité permanente

        2-3

        la totalité

        Utérus

        Nécrose, perforation

        > 100

        la totalité

        Vagin

        Ulcère, fistule

        90

        5 cm2

        Sein, enfant

        Hypoplasie

        10

        5 cm2

        Sein, adulte

        Atrophie, nécrose

        > 50

        la totalité

        Poumon

        Pneumopathie, fibrose

        40

        Lobe

        Capillaires

        Télangiectasies, fibrose

        50-60

        s

        Cœur

        Péricardite, pancardite

        40

        la totalité

        Os, enfant

        Croissance arrêtée

        20

        10 cm2

        Os, adulte

        Nécrose, fracture

        60

        10 cm2

        Cartilage, enfant

        Croissance arrêtée

        10

        la totalité

        Cartilage, adulte

        Nécrose

        60

        la totalité

        Système nerveux central (cerveau)

        Nécrose

        50

        la totalité

        Moelle épinière

        Nécrose, transection

        50

        5 cm2

        Œil

        Panophtalmie, hémorragie

        55

        la totalité

        cornée

        Kératite

        50

        la totalité

        Lens

        Cataracte

        5

        la totalité

        Oreille (intérieure)

        Surdité

        > 60

        la totalité

        Thyroïde

        L'hypothyroïdie

        45

        la totalité

        Surrénal

        Hypoadrénalisme

        > 60

        la totalité

        Hypophyse

        Hypopituitarisme

        45

        la totalité

        musculaire, enfant

        Hypoplasie

        20-30

        la totalité

        Muscle, adulte

        Atrophie

        > 100

        la totalité

        Moelle osseuse

        Hypoplasie

        2

        la totalité

        Moelle osseuse

        Hypoplasie, fibrose

        20

        localisée

        Ganglions

        Atrophie

        33-45

        s

        Lymphatiques

        Sclérose

        50

        s

        Fœtus

        Décès

        2

        la totalité

        * Dose causant un effet chez 1 à 5 % des personnes exposées.

        Source : Rubin et Casarett 1972.

        Les blessures aiguës du type de celles qui prévalaient chez les pionniers de la radiothérapie et les premiers patients en radiothérapie ont été largement éliminées grâce à l'amélioration des précautions de sécurité et des méthodes de traitement. Néanmoins, la plupart des patients traités par rayonnement subissent encore aujourd'hui des lésions du tissu normal qui est irradié. De plus, de graves accidents radiologiques continuent de se produire. Par exemple, quelque 285 accidents de réacteurs nucléaires (excluant l'accident de Tchernobyl) ont été signalés dans divers pays entre 1945 et 1987, irradiant plus de 1,350 33 personnes, dont 1987 mortellement (Lushbaugh, Fry et Ricks 200). L'accident de Tchernobyl à lui seul a libéré suffisamment de matières radioactives pour nécessiter l'évacuation de dizaines de milliers de personnes et d'animaux de ferme de la région environnante, et il a provoqué des maladies des rayons et des brûlures chez plus de 31 secouristes et pompiers, blessant 1988 personnes mortellement (UNSCEAR 30,000 ). Les effets à long terme sur la santé des matières radioactives rejetées ne peuvent être prédits avec certitude, mais les estimations des risques d'effets cancérogènes qui en résultent, basées sur des modèles dose-incidence sans seuil (examinés ci-dessous), impliquent que jusqu'à 70 1987 décès supplémentaires par cancer pourraient survenir dans la population de l'hémisphère nord au cours des XNUMX prochaines années à la suite de l'accident, bien que les cancers supplémentaires dans un pays donné soient probablement trop peu nombreux pour être épidémiologiquement détectables (USDOE XNUMX).

        Moins catastrophiques, mais beaucoup plus nombreux, que les accidents de réacteurs ont été les accidents impliquant des sources de rayons gamma médicales et industrielles, qui ont également causé des blessures et des pertes de vie. Par exemple, l'élimination inappropriée d'une source de radiothérapie au césium 137 à Goiânia, au Brésil, en 1987, a entraîné l'irradiation de dizaines de victimes sans méfiance, dont quatre mortellement (UNSCEAR 1993).

        Une discussion complète des lésions radiologiques dépasse le cadre de cette revue, mais les réactions aiguës des tissus les plus radiosensibles sont d'un intérêt généralisé et sont donc décrites brièvement dans les sections suivantes.

        Peau. Les cellules de la couche germinale de l'épiderme sont très radiosensibles. Par conséquent, une exposition rapide de la peau à une dose de 6 Sv ou plus provoque un érythème (rougeur) dans la zone exposée, qui apparaît en un jour environ, dure généralement quelques heures et est suivi de deux à quatre semaines plus tard par une ou plusieurs vagues d'érythème plus profondes et plus prolongées, ainsi que par épilation (chute des cheveux). Si la dose dépasse 10 à 20 Sv, des cloques, une nécrose et une ulcération peuvent survenir dans les deux à quatre semaines, suivies d'une fibrose du derme sous-jacent et de la vascularisation, ce qui peut entraîner une atrophie et une deuxième vague d'ulcération des mois ou des années plus tard (ICRP 1984 ).

        Moelle osseuse et tissu lymphoïde. Les lymphocytes sont également hautement radiosensibles; une dose de 2 à 3 Sv délivrée rapidement à tout le corps peut en tuer suffisamment pour faire baisser le nombre de lymphocytes périphériques et altérer la réponse immunitaire en quelques heures (UNSCEAR 1988). Les cellules hématopoïétiques de la moelle osseuse sont également radiosensibles et sont suffisamment épuisées par une dose comparable pour provoquer une granulocytopénie et une thrombocytopénie en l'espace de trois à cinq semaines. De telles réductions du nombre de granulocytes et de plaquettes peuvent être suffisamment graves après une dose plus importante pour entraîner une hémorragie ou une infection mortelle (tableau 3).

        Tableau 3. Principales formes et caractéristiques du syndrome d'irradiation aiguë

        Temps aprés
        irradiation

        Forme cérébrale
        (>50 Gy)

        Gastro-
        forme intestinale
        (10-20 Gy)

        Forme hématopoïétique
        (2-10 Gy)

        Forme pulmonaire
        (>6 Gy aux poumons)

        Premier jour

        nausée
        vomissement
        diarrhée
        mal de tête
        désorientation
        ataxie
        coma
        convulsions
        mort

        nausée
        vomissement
        diarrhée

        nausée
        vomissement
        diarrhée

        nausée
        vomissement

        Deuxième semaine

         

        nausée
        vomissement
        diarrhée
        fièvre
        érythème
        prostration
        mort

           

        Troisième à sixième
        semaines

           

        faiblesse
        sensation de fatigue
        anorexie
        fièvre
        hémorragie
        épilation
        récupération (?)
        la mort (?)

         

        Deuxième à huitième
        mois

             

        tousser
        dyspnée
        fièvre
        douleur de poitrine
        respiratoire
        échec (?)

        Source : UNSCEAR 1988.

        Intestin. Les cellules souches de l'épithélium tapissant l'intestin grêle sont également extrêmement radiosensibles, une exposition aiguë à 10 Sv épuisant suffisamment leur nombre pour provoquer la dénudation des villosités intestinales sus-jacentes en quelques jours (ICRP 1984; UNSCEAR 1988). La dénudation d'une grande partie de la muqueuse peut entraîner un syndrome dysentérique fulminant, rapidement mortel (tableau 3).

        Gonades. Les spermatozoïdes matures peuvent survivre à de fortes doses (100 Sv), mais les spermatogonies sont si radiosensibles qu'une dose aussi faible que 0.15 Sv délivrée rapidement aux deux testicules suffit à provoquer une oligospermie, et une dose de 2 à 4 Sv peut provoquer une stérilité permanente. De même, les ovocytes sont radiosensibles, une dose de 1.5 à 2.0 Sv délivrée rapidement aux deux ovaires provoquant une stérilité temporaire, et une dose plus importante, une stérilité permanente, selon l'âge de la femme au moment de l'exposition (ICRP 1984).

        Voies respiratoires. Le poumon n'est pas très radiosensible, mais une exposition rapide à une dose de 6 à 10 Sv peut provoquer le développement d'une pneumonie aiguë dans la zone exposée en un à trois mois. Si un grand volume de tissu pulmonaire est affecté, le processus peut entraîner une insuffisance respiratoire en quelques semaines ou peut entraîner une fibrose pulmonaire et un cœur pulmonaire des mois ou des années plus tard (ICRP 1984; UNSCEAR 1988).

        Lentille de l'oeil. Les cellules de l'épithélium antérieur du cristallin, qui continuent à se diviser tout au long de la vie, sont relativement radiosensibles. De ce fait, une exposition rapide du cristallin à une dose supérieure à 1 Sv peut conduire en quelques mois à la formation d'une opacité polaire postérieure microscopique ; et 2 à 3 Sv reçus en une seule brève exposition – ou 5.5 à 14 Sv accumulés sur une période de plusieurs mois – peuvent produire une cataracte altérant la vision (ICRP 1984).

        Autres tissus. En comparaison avec les tissus mentionnés ci-dessus, les autres tissus de l'organisme sont généralement sensiblement moins radiosensibles (par exemple, tableau 2) ; cependant, l'embryon constitue une exception notable, comme discuté ci-dessous. Il convient également de noter le fait que la radiosensibilité de chaque tissu est augmentée lorsqu'il est dans un état de croissance rapide (ICRP 1984).

        Radiolésion du corps entier. L'exposition rapide d'une partie importante du corps à une dose supérieure à 1 Gy peut entraîner la syndrome de rayonnement aigu. Ce syndrome comprend : (1) une phase prodromique initiale, caractérisée par des malaises, de l'anorexie, des nausées et des vomissements, (2) une période de latence qui s'ensuit, (3) une seconde phase (principale) de la maladie et (4) finalement, soit la guérison, soit la décès (tableau 3). La phase principale de la maladie prend généralement l'une des formes suivantes, selon le locus prédominant de l'irradiation : (1) hématologique, (2) gastro-intestinale, (3) cérébrale ou (4) pulmonaire (tableau 3).

        Radiolésions localisées. Contrairement aux manifestations cliniques des radiolésions aiguës du corps entier, qui sont généralement dramatiques et rapides, la réaction à une irradiation fortement localisée, qu'elle provienne d'une source de rayonnement externe ou d'un radionucléide déposé à l'intérieur, a tendance à évoluer lentement et à produire peu de symptômes ou de signes. sauf si le volume de tissu irradié et/ou la dose sont relativement importants (par exemple, tableau 3).

        Effets des radionucléides. Certains radionucléides - par exemple, le tritium (3H), carbone 14 (14C) et césium-137 (137Cs) - ont tendance à être distribués de manière systémique et à irradier l'ensemble du corps, alors que d'autres radionucléides sont généralement absorbés et concentrés dans des organes spécifiques, produisant des lésions qui sont d'autant plus localisées. Radium (Ra) et strontium-90
        (90Sr), par exemple, se déposent principalement dans les os et blessent donc principalement les tissus squelettiques, tandis que l'iode radioactif se concentre dans la glande thyroïde, le site principal de toute lésion résultante (Stannard 1988 ; Mettler et Upton 1995).

        Effets cancérigènes

        Caractéristiques générales. La cancérogénicité des rayonnements ionisants, manifestée pour la première fois au début de ce siècle par l'apparition de cancers de la peau et de leucémies chez les pionniers des rayonnements (Upton 1986), a depuis été largement documentée par des excès dose-dépendants de nombreux types de néoplasmes chez les peintres de cadrans au radium, les mineurs souterrains de roches dures, les survivants de la bombe atomique, les patients en radiothérapie et les animaux de laboratoire irradiés expérimentalement (Upton 1986; NAS 1990).

        Les croissances bénignes et malignes induites par l'irradiation mettent typiquement des années ou des décennies à apparaître et ne présentent aucune caractéristique connue permettant de les distinguer de celles produites par d'autres causes. De plus, à quelques exceptions près, leur induction n'a été détectable qu'après des équivalents de dose relativement importants (0.5 Sv), et elle a varié avec le type de tumeur ainsi que l'âge et le sexe des personnes exposées (NAS 1990).

        Mécanismes. Les mécanismes moléculaires de la radio-cancérogénèse restent à élucider en détail, mais chez les animaux de laboratoire et les cellules cultivées, on a observé que les effets cancérigènes des rayonnements comprenaient des effets déclencheurs, des effets favorisants et des effets sur la progression de la néoplasie, selon les conditions expérimentales dans (NAS 1990). Les effets semblent également impliquer l'activation d'oncogènes et/ou l'inactivation ou la perte de gènes suppresseurs de tumeurs dans de nombreux cas, sinon tous. De plus, les effets cancérigènes des rayonnements ressemblent à ceux des carcinogènes chimiques en ce qu'ils sont également modifiables par les hormones, les variables nutritionnelles et d'autres facteurs modificateurs (NAS 1990). Il convient de noter, en outre, que les effets des rayonnements peuvent être additifs, synergiques ou mutuellement antagonistes avec ceux des cancérogènes chimiques, selon les produits chimiques spécifiques et les conditions d'exposition en question (UNSCEAR 1982 et 1986).

        Relation dose-effet. Les données existantes ne suffisent pas à décrire sans ambiguïté la relation dose-incidence pour tout type de néoplasme ou à définir combien de temps après l'irradiation le risque de croissance peut rester élevé dans une population exposée. Tous les risques attribuables à une irradiation de faible niveau ne peuvent donc être estimés que par extrapolation, sur la base de modèles incorporant des hypothèses sur ces paramètres (NAS 1990). Parmi les divers modèles dose-effet qui ont été utilisés pour estimer les risques d'irradiation de faible intensité, celui qui a été jugé le mieux adapté aux données disponibles est de la forme :

        De R0 désigne le risque de fond spécifique à l'âge de décès dû à un type spécifique de cancer, D la dose de rayonnement, f(D) une fonction de dose qui est linéaire-quadratique pour la leucémie et linéaire pour certains autres types de cancer, et g(b) est une fonction de risque qui dépend d'autres paramètres, tels que le sexe, l'âge au moment de l'exposition et le temps après l'exposition (NAS 1990).

        Des modèles sans seuil de ce type ont été appliqués aux données épidémiologiques des survivants japonais de la bombe atomique et d'autres populations irradiées pour dériver des estimations des risques à vie de différentes formes de cancer radio-induit (par exemple, tableau 4). Ces estimations doivent cependant être interprétées avec prudence pour tenter de prédire les risques de cancer attribuables à de petites doses ou à des doses accumulées sur des semaines, des mois ou des années, car des expériences sur des animaux de laboratoire ont montré le pouvoir cancérigène des rayons X et des rayons gamma. être réduite jusqu'à un ordre de grandeur lorsque l'exposition est très prolongée. En fait, comme cela a été souligné ailleurs (NAS 1990), les données disponibles n'excluent pas la possibilité qu'il puisse y avoir un seuil dans la gamme d'équivalent de dose en millisieverts (mSv), en dessous duquel le rayonnement peut manquer de cancérogénicité.

        Tableau 4. Estimation des risques à vie de cancer attribuables à une irradiation rapide de 0.1 Sv

        Type ou siège du cancer

        Excédent de décès par cancer pour 100,000 XNUMX

         

        (Non.)

        (%)*

        Estomac

        110

        18

        Poumon

        85

        3

        Côlon

        85

        5

        Leucémie (hors LLC)

        50

        10

        Vessie urinaire

        30

        5

        Œsophage

        30

        10

        Poitrine

        20

        1

        Foie

        15

        8

        Gonades

        10

        2

        Thyroïde

        8

        8

        Ostéosarcome

        5

        5

        Peau

        2

        2

        Reste

        50

        1

        Total

        500

        2

        * Pourcentage d'augmentation de l'attente « de fond » pour une population non irradiée.

        Source : CIPR 1991.

        Il convient également de noter que les estimations tabulées sont basées sur des moyennes de population et ne sont pas nécessairement applicables à un individu donné ; c'est-à-dire que la susceptibilité à certains types de cancer (par exemple, les cancers de la thyroïde et du sein) est nettement plus élevée chez les enfants que chez les adultes, et la susceptibilité à certains cancers est également augmentée en association avec certains troubles héréditaires, tels que le rétinoblastome et le névoïde syndrome de carcinome basocellulaire (UNSCEAR 1988, 1994; NAS 1990). Malgré ces différences de susceptibilité, des estimations basées sur la population ont été proposées pour être utilisées dans les cas d'indemnisation comme base pour évaluer la probabilité qu'un cancer survenant chez une personne précédemment irradiée puisse avoir été causé par l'exposition en question (NIH 1985).

        Évaluation des risques à faible dose. Les études épidémiologiques visant à déterminer si les risques de cancer liés à une faible exposition aux rayonnements varient réellement avec la dose de la manière prédite par les estimations ci-dessus n'ont pas été concluantes jusqu'à présent. Les populations résidant dans des zones où les niveaux de rayonnement de fond naturel sont élevés ne manifestent aucune augmentation nettement attribuable des taux de cancer (NAS 1990 ; UNSCEAR 1994) ; à l'inverse, quelques études ont même suggéré une relation inverse entre les niveaux de rayonnement de fond et les taux de cancer, ce qui a été interprété par certains observateurs comme la preuve de l'existence d'effets bénéfiques (ou hormétiques) d'une irradiation de faible niveau, en accord avec les réponses adaptatives de certains systèmes cellulaires (UNSCEAR 1994). La relation inverse est cependant d'une importance douteuse, puisqu'elle n'a pas persisté après contrôle des effets des variables confusionnelles (NAS 1990). De même, chez les travailleurs sous rayonnement d'aujourd'hui - à l'exception de certaines cohortes de mineurs souterrains de roches dures (NAS 1994 ; Lubin, Boice et Edling 1994) - les taux de cancers autres que la leucémie n'augmentent plus de manière détectable (UNSCEAR 1994), grâce aux progrès de la radioprotection ; de plus, les taux de leucémie chez ces travailleurs sont conformes aux estimations présentées ci-dessus (IARC 1994). En résumé, donc, les données disponibles à l'heure actuelle sont cohérentes avec les estimations tabulées ci-dessus (tableau 4), qui impliquent que moins de 3 % des cancers dans la population générale sont attribuables au rayonnement de fond naturel (NAS 1990 ; IARC 1994), bien que jusqu'à 10 % des cancers du poumon peuvent être attribuables au radon intérieur (NAS 1990; Lubin, Boice et Edling 1994).

        On a observé que des niveaux élevés de retombées radioactives provenant d'un essai d'armes thermonucléaires à Bikini en 1954 provoquaient une augmentation dose-dépendante de la fréquence du cancer de la thyroïde chez les habitants des îles Marshall qui avaient reçu de fortes doses dans la glande thyroïde pendant leur enfance (Robbins et Adams 1989). De même, il a été signalé que des enfants vivant dans des régions du Bélarus et d'Ukraine contaminées par des radionucléides rejetés par l'accident de Tchernobyl présentaient une incidence accrue de cancer de la thyroïde (Prisyazhuik, Pjatak et Buzanov 1991; Kasakov, Demidchik et Astakhova 1992), mais les résultats sont contrairement à ceux du Projet international Tchernobyl, qui n'ont trouvé aucun excès de nodules thyroïdiens bénins ou malins chez les enfants vivant dans les zones les plus fortement contaminées autour de Tchernobyl (Mettler, Williamson et Royal 1992). Le fondement de l'écart et la question de savoir si les excès signalés peuvent résulter d'une surveillance accrue uniquement restent à déterminer. À cet égard, il convient de noter que les enfants du sud-ouest de l'Utah et du Nevada qui ont été exposés aux retombées des essais d'armes nucléaires au Nevada au cours des années 1950 ont montré une augmentation de la fréquence de tout type de cancer de la thyroïde (Kerber et al. 1993), et la prévalence de la leucémie aiguë semble avoir été élevée chez ces enfants décédés entre 1952 et 1957, la période de plus grande exposition aux retombées (Stevens et al. 1990).

        La possibilité que des excès de leucémie chez les enfants résidant à proximité des centrales nucléaires au Royaume-Uni puissent avoir été causés par la radioactivité libérée par les centrales a également été suggérée. Cependant, on estime que les rejets ont augmenté la dose totale de rayonnement pour ces enfants de moins de 2 %, d'où l'on déduit que d'autres explications sont plus probables (Doll, Evans et Darby 1994). Une étiologie inefficace pour les grappes de leucémie observées est impliquée par l'existence d'excès comparables de leucémie infantile sur des sites au Royaume-Uni dépourvus d'installations nucléaires, mais ressemblant par ailleurs à des sites nucléaires en ce qu'ils ont également connu de grands afflux de population ces derniers temps (Kinlen 1988 ; Doll , Evans et Darby 1994). Une autre hypothèse, à savoir que les leucémies en question pourraient avoir été causées par l'irradiation professionnelle des pères des enfants atteints, a également été suggérée par les résultats d'une étude cas-témoins (Gardner et al. 1990), mais cette hypothèse est généralement actualisés pour des raisons qui sont discutées dans la section suivante.

        Effets héréditaires

        Les effets héréditaires de l'irradiation, bien que bien documentés chez d'autres organismes, n'ont pas encore été observés chez l'homme. Par exemple, une étude intensive de plus de 76,000 1990 enfants de survivants japonais de la bombe atomique, menée pendant quatre décennies, n'a pas révélé d'effets héréditaires des radiations dans cette population, tels que mesurés par des issues de grossesse fâcheuses, des décès néonatals, des tumeurs malignes, des réarrangements chromosomiques, aneuploïdie des chromosomes sexuels, altérations des phénotypes des protéines sériques ou érythrocytaires, modifications du sex-ratio ou perturbations de la croissance et du développement (Neel, Schull et Awa 1990). Par conséquent, les estimations des risques d'effets héréditaires des rayonnements doivent s'appuyer fortement sur l'extrapolation à partir des résultats chez la souris de laboratoire et d'autres animaux de laboratoire (NAS 1993; UNSCEAR XNUMX).

        D'après les données expérimentales et épidémiologiques disponibles, on déduit que la dose nécessaire pour doubler le taux de mutations héréditaires dans les cellules germinales humaines doit être d'au moins 1.0 Sv (NAS 1990; UNSCEAR 1993). Sur cette base, on estime que moins de 1 % de toutes les maladies génétiquement déterminées dans la population humaine peuvent être attribuées à l'irradiation de fond naturelle (tableau 5).

        Tableau 5. Fréquences estimées des troubles héréditaires attribuables à l'irradiation ionisante de fond naturel

        Type de trouble

        Prévalence naturelle
        (par million de naissances vivantes)

        Contribution du fond naturel
        radiation
        1 (par million de naissances vivantes)2

           

        Première génération

        Équilibre
        Les générations
        3

        Autosomique
        dominant

        180,000

        20-100

        300

        lié à l'X

        400

        <1

        Récessif

        2,500

        <1

        augmentation très lente

        Chromosomique

        4,400

        augmentation très lente

        Congénital
        défauts

        20,000-30,000

        30

        30-300

        Autres troubles d'étiologie complexe :

        Les maladies du coeur

        600,000

        non estimé4

        non estimé4

        Cancer

        300,000

        non estimé4

        non estimé4

        D'autres sélectionnés

        300,000

        non estimé4

        non estimé4

        1 Équivalent à » 1 mSv par an, ou » 30 mSv par génération (30 ans).

        2 Valeurs arrondies.

        3 Après des centaines de générations, l'ajout de mutations radio-induites défavorables finit par être compensé par leur perte dans la population, entraînant un "équilibre" génétique.

        4 Les estimations quantitatives du risque font défaut en raison de l'incertitude quant à la composante mutationnelle de la ou des maladies indiquées.

        Source : Conseil national de recherches 1990.

        L'hypothèse selon laquelle l'excès de leucémies et de lymphomes non hodgkiniens chez les jeunes résidant dans le village de Seascale résultait d'effets oncogènes héréditaires causés par l'irradiation professionnelle des pères des enfants à l'installation nucléaire de Sellafield a été suggérée par les résultats d'un cas- étude de contrôle (Gardner et al. 1990), comme indiqué ci-dessus. Les arguments contre cette hypothèse sont cependant :

        1. l'absence de tout excès comparable chez un plus grand nombre d'enfants nés à l'extérieur de Seascale de pères ayant reçu des doses professionnelles similaires, voire supérieures, dans la même centrale nucléaire (Wakeford et al. 1994a)
        2. l'absence d'excès similaires chez les enfants français (Hill et LaPlanche 1990), canadiens (McLaughlin et al. 1993) ou écossais (Kinlen, Clarke et Balkwill 1993) nés de pères ayant des expositions professionnelles comparables
        3. l'absence d'excès chez les enfants de survivants de la bombe atomique (Yoshimoto et al. 1990)
        4. l'absence d'excès dans les comtés américains contenant des centrales nucléaires (Jablon, Hrubec et Boice 1991)
        5. le fait que la fréquence des mutations radio-induites impliquée par l'interprétation est bien plus élevée que les taux établis (Wakeford et al. 1994b).

         

        Dans l'ensemble, par conséquent, les données disponibles ne corroborent pas l'hypothèse de l'irradiation gonadique paternelle (Doll, Evans et Darby 1994 ; Little, Charles et Wakeford 1995).

        Effets de l'irradiation prénatale

        La radiosensibilité est relativement élevée tout au long de la vie prénatale, mais les effets d'une dose donnée varient considérablement selon le stade de développement de l'embryon ou du fœtus au moment de l'exposition (UNSCEAR 1986). Pendant la période de pré-implantation, l'embryon est le plus susceptible de mourir par irradiation, tandis que pendant les étapes critiques de l'organogenèse, il est susceptible d'induire des malformations et d'autres perturbations du développement (tableau 6). Ces derniers effets sont illustrés de manière spectaculaire par l'augmentation dose-dépendante de la fréquence de l'arriération mentale sévère (figure 6) et la diminution dose-dépendante des résultats des tests de QI chez les survivants de la bombe atomique qui ont été exposés entre la huitième et la quinzième semaine (et, dans une moindre mesure, entre la seizième et la vingt-cinquième semaine) (UNSCEAR 1986 et 1993).

        Tableau 6. Principales anomalies du développement produites par l'irradiation prénatale

        Cerveau

        Anencéphalie

        Porencéphalie

        Microcéphalie*

        Encéphalocèle

        Mongolisme*

        Moelle réduite

        Atrophie cérébrale

        Retard mental*

        Neuroblastome

        Aqueduc étroit

        Hydrocéphalie*

        Dilatation des ventricules*

        Anomalies de la moelle épinière*

        Anomalies des nerfs crâniens

         

        Yeux

        Anophtalmie

        Microphtalmie*

        Microcorne*

        Colobome*

        Iris déformé

        Absence de lentille

        Absence de rétine

        Paupières ouvertes

        Strabisme*

        Nystagmus*

        Rétinoblastome

        L'hypermétropie

        Glaucome

        Cataracte*

        Cécité

        Choriorétinite*

        Albinisme partiel

        Ankyloblépharon

        Squelette

        Retard de croissance général

        Crâne de taille réduite

        Déformations du crâne*

        Défauts d'ossification de la tête*

        Crâne voûté

        Tête étroite

        Cloques crâniennes

        Fente palatine*

        Coffre à entonnoir

        Luxation de la hanche

        Spina bifida

        Queue déformée

        Pieds déformés

        Pied bot*

        Anomalies numériques*

        Calcanéo valgus

        Odontogenèse imparfaite*

        Exostose tibiale

        Amélanogénèse*

        Nécrose sclératomique

         

        Divers

        Situs inversus

        Hydronephrose

        Hydrouretère

        Hydrocèle

        Absence de rein

        Anomalies gonadiques*

        Maladie cardiaque congénitale

        Malformations du visage

        Troubles hypophysaires

        Déformations des oreilles

        Troubles moteurs

        Nécrose dermatomique

        Nécrose myotomiale

        Anomalies de la pigmentation cutanée

         

        * Ces anomalies ont été observées chez des humains exposés avant la naissance à de fortes doses de rayonnement et ont donc été provisoirement attribuées à l'irradiation.

        Source : Brill et Forgotson 1964.

        La susceptibilité aux effets cancérigènes des rayonnements semble également être relativement élevée tout au long de la période prénatale, à en juger par l'association entre le cancer infantile (y compris la leucémie) et l'exposition prénatale aux rayons X diagnostiques signalée dans les études cas-témoins (NAS 1990). Les résultats de ces études impliquent que l'irradiation prénatale peut entraîner une augmentation de 4,000 1986 % par Sv du risque de leucémie et d'autres cancers infantiles (UNSCEAR 1990 ; NAS 1988), ce qui est une augmentation beaucoup plus importante que celle attribuable à l'irradiation postnatale (UNSCEAR 1990 ; NAS 1990). Bien que, paradoxalement, aucun excès de cancer infantile n'ait été enregistré chez les survivants de la bombe A irradiés avant la naissance (Yoshimoto et al. XNUMX), comme indiqué ci-dessus, il y avait trop peu de ces survivants pour exclure un excès de l'ampleur en question.

        Figure 6. La fréquence de l'arriération mentale sévère par rapport à la dose de rayonnement chez les survivants de la bombe atomique irradiés avant la naissance    

        ION020F6

        Résumé et conclusions

        Les effets néfastes des rayonnements ionisants sur la santé humaine sont très divers, allant des blessures rapidement mortelles aux cancers, aux malformations congénitales et aux troubles héréditaires qui apparaissent des mois, des années ou des décennies plus tard. La nature, la fréquence et la gravité des effets dépendent de la qualité du rayonnement considéré ainsi que de la dose et des conditions d'exposition. La plupart de ces effets nécessitent des niveaux d'exposition relativement élevés et ne sont donc rencontrés que chez les victimes d'accidents, les patients en radiothérapie ou d'autres personnes fortement irradiées. Les effets génotoxiques et cancérigènes des rayonnements ionisants, en revanche, sont supposés augmenter en fréquence en tant que fonctions linéaires sans seuil de la dose ; par conséquent, bien que l'existence de seuils pour ces effets ne puisse être exclue, leur fréquence est supposée augmenter avec n'importe quel niveau d'exposition. Pour la plupart des effets des rayonnements, la sensibilité des cellules exposées varie avec leur vitesse de prolifération et inversement avec leur degré de différenciation, l'embryon et l'enfant en croissance étant particulièrement vulnérables aux blessures.

         

        Noir

        Jeudi, Mars 24 2011 19: 16

        Sources de rayonnement ionisant

        Types de rayonnement ionisant

        Particules alpha

        Une particule alpha est un ensemble étroitement lié de deux protons et de deux neutrons. Il est identique à un hélium-4 (4Il) noyau. En effet, son destin ultime après avoir perdu la majeure partie de son énergie cinétique est de capturer deux électrons et de devenir un atome d'hélium.

        Les radionucléides émetteurs alpha sont généralement des noyaux relativement massifs. Presque tous les émetteurs alpha ont des numéros atomiques supérieurs ou égaux à celui du plomb (82Pb). Lorsqu'un noyau se désintègre en émettant une particule alpha, son numéro atomique (nombre de protons) et son nombre de neutrons sont réduits de deux et son nombre de masse atomique est réduit de quatre. Par exemple, la désintégration alpha de l'uranium 238 (238U) au thorium-234 (234Th) est représenté par :

        L'exposant de gauche est le nombre de masse atomique (nombre de protons plus neutrons), l'indice de gauche est le numéro atomique (nombre de protons) et l'indice de droite est le nombre de neutrons.

        Les émetteurs alpha courants émettent des particules alpha avec des énergies cinétiques comprises entre environ 4 et 5.5 MeV. Ces particules alpha ont une portée dans l'air de pas plus d'environ 5 cm (voir figure 1). Les particules alpha d'une énergie d'au moins 7.5 MeV sont nécessaires pour pénétrer l'épiderme (la couche protectrice de la peau, 0.07 mm d'épaisseur). Les émetteurs alpha ne présentent généralement pas de risque de rayonnement externe. Ils ne sont dangereux que s'ils sont pris dans le corps. Parce qu'elles déposent leur énergie sur une courte distance, les particules alpha sont un rayonnement à transfert d'énergie linéaire élevé (LET) et ont un grand facteur de pondération du rayonnement; typiquement, w R= 20.

        Figure 1. Rayonnement énergétique des particules alpha lentes dans l'air à 15 et 760 m

         

        ION030F1

         

        Particules bêta

        Une particule bêta est un électron ou un positon hautement énergétique. (Un positron est l'antiparticule de l'électron. Il a la même masse et la plupart des autres propriétés d'un électron, à l'exception de sa charge, qui est exactement la même amplitude que celle d'un électron mais qui est positive.) Les radionucléides émetteurs bêta peuvent être de poids atomique élevé ou faible.

        Les radionucléides qui ont un excès de protons par rapport aux nucléides stables d'environ le même nombre de masse atomique peuvent se désintégrer lorsqu'un proton du noyau se transforme en neutron. Lorsque cela se produit, le noyau émet un positon et une particule extrêmement légère et sans interaction appelée neutrino. (Le neutrino et son antiparticule n'ont aucun intérêt en radioprotection.) Lorsqu'il a cédé la majeure partie de son énergie cinétique, le positon finit par entrer en collision avec un électron et tous deux sont annihilés. Le rayonnement d'annihilation produit est presque toujours constitué de deux photons de 0.511 keV (kiloélectron volt) se déplaçant dans des directions distantes de 180 degrés. Une désintégration typique des positrons est représentée par :

        où le positron est représenté par β+ et le neutrino par n. Notez que le nucléide résultant a le même numéro de masse atomique que le nucléide parent et un numéro atomique (proton) supérieur de un et un nombre de neutrons inférieur de un à ceux du nucléide d'origine.

        La capture d'électrons entre en compétition avec la désintégration des positrons. Dans la désintégration par capture d'électrons, le noyau absorbe un électron orbital et émet un neutrino. Une décroissance typique de capture d'électrons est donnée par :

        La capture d'électrons est toujours possible lorsque le noyau résultant a une énergie totale inférieure à celle du noyau initial. Cependant, la désintégration des positrons nécessite que l'énergie totale de la phase initiale atome est supérieure à celle de la résultante atome de plus de 1.02 MeV (deux fois l'énergie de masse au repos du positon).

        Semblable à la désintégration des positrons et de la capture d'électrons, le négatron (β-) la désintégration se produit pour les noyaux qui ont un excès de neutrons par rapport aux noyaux stables d'environ le même nombre de masse atomique. Dans ce cas, le noyau émet un négatron (électron énergétique) et un anti-neutrino. Une désintégration négatron typique est représentée par :

        où le négatron est représenté par β- et l'anti-neutrino by`n Ici, le noyau résultant gagne un neutron aux dépens d'un proton mais là encore ne change pas son nombre de masse atomique.

        La désintégration alpha est une réaction à deux corps, de sorte que les particules alpha sont émises avec des énergies cinétiques discrètes. Cependant, la désintégration bêta est une réaction à trois corps, de sorte que les particules bêta sont émises sur un spectre d'énergies. L'énergie maximale dans le spectre dépend du radionucléide en décomposition. L'énergie bêta moyenne dans le spectre est d'environ un tiers de l'énergie maximale (voir figure 2).

        Figure 2. Spectre d'énergie des négatrons émis par 32P

        ION030F2

        Les énergies bêta maximales typiques vont de 18.6 keV pour le tritium (3H) à 1.71 MeV pour le phosphore-32 (32P).

        La gamme de particules bêta dans l'air est d'environ 3.65 m par MeV d'énergie cinétique. Des particules bêta d'au moins 70 keV d'énergie sont nécessaires pour pénétrer l'épiderme. Les particules bêta sont des rayonnements à faible TLE.

         

        Rayonnement gamma

        Le rayonnement gamma est un rayonnement électromagnétique émis par un noyau lorsqu'il subit une transition d'un état d'énergie supérieur à un état d'énergie inférieur. Le nombre de protons et de neutrons dans le noyau ne change pas dans une telle transition. Le noyau peut avoir été laissé dans l'état d'énergie supérieur à la suite d'une désintégration alpha ou bêta antérieure. Autrement dit, les rayons gamma sont souvent émis immédiatement après les désintégrations alpha ou bêta. Les rayons gamma peuvent également résulter de la capture de neutrons et de la diffusion inélastique des particules subatomiques par les noyaux. Les rayons gamma les plus énergétiques ont été observés dans les rayons cosmiques.

        La figure 3 est une image du schéma de désintégration du cobalt 60 (60Co). Il montre une cascade de deux rayons gamma émis dans le nickel-60 (60Ni) avec des énergies de 1.17 MeV et 1.33 MeV suite à la désintégration bêta de 60Co..

        Figure 3. Schéma de désintégration radioactive pour 60Co

        ION030F3

        La figure 4 est une image du schéma de désintégration du molybdène-99 (99Mo). Notez que le technétium-99 résultant (99Tc) le noyau a un état excité qui dure exceptionnellement longtemps (t½ = 6h). Un tel noyau excité est appelé un isomère. La plupart des états nucléaires excités ont des demi-vies comprises entre quelques picosecondes (ps) et 1 microseconde (μs).

        Figure 4. Schéma de désintégration radioactive pour 99Mo

        ION030F4

        La figure 5 est une image du schéma de désintégration de l'arsenic-74 (74Comme). Il montre que certains radionucléides se désintègrent de plusieurs façons.

        Figure 5. Schéma de désintégration radioactive pour 74Comme, illustrant les processus concurrents d'émission de négatrons, d'émission de positrons et de capture d'électrons (m0 est la masse au repos de l'électron)

        ION030F5

        Alors que les particules alpha et bêta ont des plages définies dans la matière, les rayons gamma sont atténués de manière exponentielle (ignorant l'accumulation résultant de la diffusion dans un matériau) lorsqu'ils traversent la matière. Lorsque l'accumulation peut être ignorée, l'atténuation des rayons gamma est donnée par :

        De je(x) est l'intensité des rayons gamma en fonction de la distance x dans le matériau et μ est le coefficient d'atténuation massique. Le coefficient d'atténuation massique dépend de l'énergie des rayons gamma et du matériau avec lequel les rayons gamma interagissent. Les valeurs du coefficient d'atténuation massique sont tabulées dans de nombreuses références. La figure 6 montre l'absorption des rayons gamma dans la matière dans des conditions de bonne géométrie (l'accumulation peut être ignorée).

        Figure 6. Atténuation des rayons gamma de 667 keV dans Al et Pb dans des conditions de bonne géométrie (la ligne pointillée représente l'atténuation d'un faisceau de photons poly-énergétique)

        ION030F6

        L'accumulation se produit lorsqu'un large faisceau de rayons gamma interagit avec la matière. L'intensité mesurée aux points à l'intérieur du matériau est augmentée par rapport à la valeur attendue de "bonne géométrie" (faisceau étroit) en raison des rayons gamma diffusés des côtés du faisceau direct dans l'appareil de mesure. Le degré d'accumulation dépend de la géométrie du faisceau, du matériau et de l'énergie des rayons gamma.

        La conversion interne entre en compétition avec l'émission gamma lorsqu'un noyau passe d'un état d'énergie plus élevé à un état d'énergie plus faible. Dans la conversion interne, un électron orbital interne est éjecté de l'atome au lieu que le noyau émette un rayon gamma. L'électron éjecté est directement ionisant. Lorsque les électrons orbitaux externes chutent à des niveaux d'énergie électronique inférieurs pour combler le vide laissé par l'électron éjecté, l'atome émet des rayons X. La probabilité de conversion interne par rapport à la probabilité d'émission gamma augmente avec l'augmentation du numéro atomique.

        X rayons

        Les rayons X sont des rayonnements électromagnétiques et, en tant que tels, sont identiques aux rayons gamma. La distinction entre les rayons X et les rayons gamma est leur origine. Alors que les rayons gamma proviennent du noyau atomique, les rayons X résultent d'interactions électroniques. Bien que les rayons X aient souvent des énergies plus faibles que les rayons gamma, ce n'est pas un critère de différenciation. Il est possible de produire des rayons X avec des énergies bien supérieures aux rayons gamma résultant de la désintégration radioactive.

        La conversion interne, discutée ci-dessus, est une méthode de production de rayons X. Dans ce cas, les rayons X résultants ont des énergies discrètes égales à la différence des niveaux d'énergie entre lesquels transitent les électrons orbitaux.

        Les particules chargées émettent un rayonnement électromagnétique chaque fois qu'elles sont accélérées ou décélérées. La quantité de rayonnement émis est inversement proportionnelle à la quatrième puissance de la masse de la particule. En conséquence, les électrons émettent beaucoup plus de rayonnement x que les particules plus lourdes telles que les protons, toutes autres conditions étant égales. Les systèmes à rayons X produisent des rayons X en accélérant les électrons à travers une grande différence de potentiel électrique de plusieurs kV ou MV. Les électrons sont ensuite rapidement décélérés dans un matériau dense et résistant à la chaleur, tel que le tungstène (W).

        Les rayons X émis par de tels systèmes ont des énergies réparties sur un spectre allant d'environ zéro jusqu'à l'énergie cinétique maximale possédée par les électrons avant décélération. Souvent superposés à ce spectre continu se trouvent des rayons X d'énergie discrète. Ils sont produits lorsque les électrons décélérants ionisent le matériau cible. Lorsque d'autres électrons orbitaux se déplacent pour combler les lacunes laissées après l'ionisation, ils émettent des rayons X d'énergies discrètes similaires à la façon dont les rayons X sont émis après une conversion interne. Ils s'appellent caractéristique rayons X car ils sont caractéristiques du matériau cible (anode). Voir la figure 7 pour un spectre de rayons X typique. La figure 8 représente un tube à rayons X typique.

        Figure 7. Spectre de rayons X illustrant la contribution des rayons X caractéristiques produits lorsque les électrons remplissent les trous dans la couche K de W (la longueur d'onde des rayons X est inversement proportionnelle à leur énergie)

        ION030F7

        Les rayons X interagissent avec la matière de la même manière que les rayons gamma, mais une simple équation d'atténuation exponentielle ne décrit pas adéquatement l'atténuation des rayons X avec une gamme continue d'énergies (voir figure 6). Cependant, comme les rayons X de faible énergie sont éliminés plus rapidement du faisceau que les rayons X de plus haute énergie lorsqu'ils traversent le matériau, la description de l'atténuation se rapproche d'une fonction exponentielle.

         

         

         

         

         

        Figure 8. Un tube à rayons X simplifié avec une anode fixe et un filament chauffé

        ION030F8

        Neutrons

        Généralement, les neutrons ne sont pas émis en conséquence directe de la désintégration radioactive naturelle. Ils sont produits lors de réactions nucléaires. Les réacteurs nucléaires produisent des neutrons en plus grande abondance, mais les accélérateurs de particules et les sources de neutrons spéciales, appelées sources (α, n), peuvent également produire des neutrons.

        Les réacteurs nucléaires produisent des neutrons lorsque les noyaux d'uranium (U) du combustible nucléaire se séparent ou fission. En effet, la production de neutrons est essentielle au maintien de la fission nucléaire dans un réacteur.

        Les accélérateurs de particules produisent des neutrons en accélérant des particules chargées, telles que des protons ou des électrons, à des énergies élevées pour bombarder des noyaux stables dans une cible. Les neutrons ne sont qu'une des particules pouvant résulter de telles réactions nucléaires. Par exemple, la réaction suivante produit des neutrons dans un cyclotron qui accélère les ions deutérium pour bombarder une cible de béryllium :

        Les émetteurs alpha mélangés au béryllium sont des sources portables de neutrons. Ces sources (α, n) produisent des neutrons via la réaction :

        La source des particules alpha peut être des isotopes tels que le polonium-210 (210Pô),
        plutonium-239 (239Pu) et l'américium-241 (241Un m).

        Les neutrons sont généralement classés en fonction de leur énergie, comme illustré dans le tableau 1. Cette classification est quelque peu arbitraire et peut varier selon les contextes.

        Tableau 1. Classification des neutrons selon l'énergie cinétique

        Type

        Gamme énergie

        Lent ou thermique

        0-0.1 keV

        les intermédiaires

        0.1-20 keV

        Fast

        20 keV-10 MeV

        Haute énergie

        >10 MeV

         

        Il existe un certain nombre de modes possibles d'interaction des neutrons avec la matière, mais les deux principaux modes aux fins de la radioprotection sont la diffusion élastique et la capture des neutrons.

        La diffusion élastique est le moyen par lequel les neutrons de plus haute énergie sont réduits à des énergies thermiques. Les neutrons de plus haute énergie interagissent principalement par diffusion élastique et ne provoquent généralement pas de fission ni ne produisent de matière radioactive par capture de neutrons. Ce sont les neutrons thermiques qui sont principalement responsables de ces derniers types d'interaction.

        La diffusion élastique se produit lorsqu'un neutron interagit avec un noyau et rebondit avec une énergie réduite. Le noyau en interaction absorbe l'énergie cinétique que le neutron perd. Après avoir été excité de cette manière, le noyau cède rapidement cette énergie sous forme de rayonnement gamma.

        Lorsque le neutron atteint finalement des énergies thermiques (ainsi appelées parce que le neutron est en équilibre thermique avec son environnement), il est facilement capturé par la plupart des noyaux. Les neutrons, n'ayant aucune charge, ne sont pas repoussés par le noyau chargé positivement comme le sont les protons. Lorsqu'un neutron thermique s'approche d'un noyau et passe dans le domaine de la force nucléaire forte, de l'ordre de quelques fm (fm = 10-15 mètres), le noyau capture le neutron. Le résultat peut alors être un noyau radioactif qui émet un photon ou une autre particule ou, dans le cas de noyaux fissiles tels que 235U et 239Pu, le noyau capturant peut se fissionner en deux noyaux plus petits et plus de neutrons.

        Les lois de la cinématique indiquent que les neutrons atteindront plus rapidement les énergies thermiques si le milieu de diffusion élastique comprend un grand nombre de noyaux légers. Un neutron qui rebondit sur un noyau léger perd un pourcentage beaucoup plus élevé de son énergie cinétique que lorsqu'il rebondit sur un noyau lourd. Pour cette raison, l'eau et les matériaux hydrogénés sont les meilleurs matériaux de protection pour ralentir les neutrons.

        Un faisceau monoénergétique de neutrons s'atténuera de manière exponentielle dans la matière, obéissant à une équation similaire à celle donnée ci-dessus pour les photons. La probabilité qu'un neutron interagisse avec un noyau donné est décrite en termes de quantité la Coupe transversale. La section transversale a des unités de surface. L'unité spéciale pour la section transversale est le grange (b), défini par :

        Il est extrêmement difficile de produire des neutrons sans les rayons gamma et X qui les accompagnent. On peut généralement supposer que si des neutrons sont présents, des photons de haute énergie le sont également.

        Sources de rayonnement ionisant

        Radionucléides primordiaux

        Les radionucléides primordiaux sont présents dans la nature parce que leurs demi-vies sont comparables à l'âge de la terre. Le tableau 2 énumère les radionucléides primordiaux les plus importants.

        Tableau 2. Radionucléides primordiaux

        Radio-isotope

        Demi-vie (109 Y)

        Abondance (%)

        238U

        4.47

        99.3

        232Th

        14.0

        100

        235U

        0.704

        0.720

        40K

        1.25

        0.0117

        87Rb

        48.9

        27.9

         

        Les isotopes de l'uranium et du thorium sont à la tête d'une longue chaîne de radio-isotopes descendants qui, par conséquent, sont également d'origine naturelle. La figure 9, AC, illustre les chaînes de désintégration pour 232E, 238U et 235U, respectivement. Étant donné que la désintégration alpha est courante au-dessus du numéro de masse atomique 205 et que le numéro de masse atomique d'une particule alpha est de 4, il existe quatre chaînes de désintégration distinctes pour les noyaux lourds. L'une de ces chaînes (voir figure 9, D), celle pour 237Np, n'existe pas dans la nature. En effet, il ne contient pas de radionucléide primordial (c'est-à-dire qu'aucun radionucléide de cette chaîne n'a une demi-vie comparable à l'âge de la terre).

        Figure 9. Série de désintégration (Z = numéro atomique ; N = numéro de masse atomique)    

         ION030F9Notez que les isotopes du radon (Rn) sont présents dans chaque chaîne (219Rn, 220Rn et 222Rn). Puisque Rn est un gaz, une fois que Rn est produit, il a une chance de s'échapper dans l'atmosphère de la matrice dans laquelle il s'est formé. Cependant, la demi-vie de 219Rn est beaucoup trop court pour permettre à des quantités importantes de celui-ci d'atteindre une zone respiratoire. La demi-vie relativement courte de 220Rn en fait généralement un problème de santé moindre que 222Rn.

        Hors Rn, les radionucléides primordiaux externes à l'organisme délivrent en moyenne environ 0.3 mSv de dose efficace annuelle à la population humaine. La dose efficace annuelle réelle varie considérablement et est déterminée principalement par la concentration d'uranium et de thorium dans le sol local. Dans certaines parties du monde où les sables de monazite sont courants, la dose efficace annuelle à un membre de la population peut atteindre environ 20 mSv. Dans d'autres endroits, comme sur les atolls coralliens et près des côtes, la valeur peut être aussi faible que 0.03 mSv (voir figure 9).

        Le radon est généralement considéré séparément des autres radionucléides terrestres naturels. Il s'infiltre dans l'air depuis le sol. Une fois dans l'air, Rn se désintègre davantage en isotopes radioactifs de Po, de bismuth (Bi) et de Pb. Ces radionucléides descendants se fixent sur des particules de poussière qui peuvent être inhalées et piégées dans les poumons. En tant qu'émetteurs alpha, ils délivrent la quasi-totalité de leur énergie de rayonnement aux poumons. On estime que la dose annuelle moyenne équivalente aux poumons résultant d'une telle exposition est d'environ 20 mSv. Cette dose équivalente pulmonaire est comparable à une dose efficace pour l'ensemble du corps d'environ 2 mSv. De toute évidence, le Rn et ses radionucléides descendants sont les contributeurs les plus importants à la dose efficace de rayonnement de fond (voir figure 9).

        Rayons cosmiques

        Le rayonnement cosmique comprend des particules énergétiques d'origine extraterrestre qui frappent l'atmosphère terrestre (principalement des particules et surtout des protons). Il comprend également des particules secondaires ; principalement des photons, des neutrons et des muons, générés par les interactions des particules primaires avec les gaz de l'atmosphère.

        Grâce à ces interactions, l'atmosphère sert de bouclier contre le rayonnement cosmique, et plus ce bouclier est fin, plus le débit de dose efficace est important. Ainsi, le débit de dose efficace des rayons cosmiques augmente avec l'altitude. Par exemple, le débit de dose à 1,800 XNUMX mètres d'altitude est environ le double de celui au niveau de la mer.

        Étant donné que le rayonnement cosmique primaire se compose principalement de particules chargées, il est influencé par le champ magnétique terrestre. Les personnes vivant dans des latitudes plus élevées reçoivent des doses efficaces de rayonnement cosmique plus élevées que celles qui sont plus proches de l'équateur terrestre. La variation due à cet effet est de l'ordre
        De 10%.

        Enfin, le débit de dose efficace des rayons cosmiques varie en fonction de la modulation de l'émission de rayons cosmiques du soleil. En moyenne, les rayons cosmiques contribuent pour environ 0.3 mSv à la dose efficace de rayonnement de fond pour le corps entier.

        Radionucléides cosmogéniques

        Les rayons cosmiques produisent des radionucléides cosmogéniques dans l'atmosphère. Les plus importants d'entre eux sont le tritium (3H), béryllium-7 (7Be), carbone 14 (14C) et sodium-22 (22N / A). Ils sont produits par les rayons cosmiques interagissant avec les gaz atmosphériques. Les radionucléides cosmogéniques délivrent environ 0.01 mSv de dose efficace annuelle. La plupart de cela vient de 14C.

        Retombées nucléaires

        Des années 1940 aux années 1960, de nombreux essais d'armes nucléaires au-dessus du sol ont eu lieu. Ces essais ont produit de grandes quantités de matières radioactives et les ont distribuées dans l'environnement à travers le monde comme retombées. Bien qu'une grande partie de ces débris se soit désintégrée depuis en isotopes stables, les petites quantités restantes seront une source d'exposition pendant de nombreuses années à venir. En outre, les pays qui continuent à tester occasionnellement des armes nucléaires dans l'atmosphère s'ajoutent à l'inventaire mondial.

        Les principales retombées contribuant à la dose efficace sont actuellement le strontium-90 (90Sr) et césium-137 (137Cs), qui ont tous deux des demi-vies d'environ 30 ans. La dose efficace annuelle moyenne des retombées est d'environ 0.05 mSv.

        Matière radioactive dans le corps

        Le dépôt de radionucléides naturels dans le corps humain résulte principalement de l'inhalation et de l'ingestion de ces matières dans l'air, les aliments et l'eau. Ces nucléides comprennent les radio-isotopes de Pb, Po, Bi, Ra, K (potassium), C, H, U et Th. Parmi ceux-ci, 40K est le plus grand contributeur. Les radionucléides d'origine naturelle déposés dans l'organisme contribuent à hauteur d'environ 0.3 mSv à la dose efficace annuelle.

        Rayonnement produit par la machine

        L'utilisation des rayons X dans les arts de la guérison est la plus grande source d'exposition aux rayonnements produits par les machines. Des millions de systèmes médicaux à rayons X sont utilisés dans le monde. L'exposition moyenne à ces systèmes médicaux à rayons X dépend fortement de l'accès aux soins d'une population. Dans les pays développés, la dose efficace annuelle moyenne de rayonnement médicalement prescrite par les rayons X et les matières radioactives pour le diagnostic et la thérapie est de l'ordre de 1 mSv.

        Les rayons X sont un sous-produit de la plupart des accélérateurs de particules de la physique des hautes énergies, en particulier ceux qui accélèrent les électrons et les positrons. Cependant, un blindage et des précautions de sécurité appropriés ainsi que la population à risque limitée rendent cette source d'exposition aux rayonnements moins importante que les sources ci-dessus.

        Radionucléides produits par machine

        Les accélérateurs de particules peuvent produire une grande variété de radionucléides en quantités variables par le biais de réactions nucléaires. Les particules accélérées comprennent les protons, les deutérons (2noyaux H), particules alpha, mésons chargés, ions lourds, etc. Les matériaux cibles peuvent être constitués de presque tous les isotopes.

        Les accélérateurs de particules sont pratiquement la seule source de radio-isotopes émetteurs de positrons. (Les réacteurs nucléaires ont tendance à produire des radio-isotopes riches en neutrons qui se désintègrent par émission de négatrons.) Ils sont également de plus en plus utilisés pour produire des isotopes à courte durée de vie à usage médical, en particulier pour la tomographie par émission de positrons (TEP).

        Matériaux et produits de consommation technologiquement améliorés

        Les rayons X et les matières radioactives apparaissent, recherchés et indésirables, dans un grand nombre d'opérations modernes. Le tableau 3 énumère ces sources de rayonnement.

        Tableau 3. Sources et estimations des doses efficaces associées à la population provenant de matériaux et de produits de consommation technologiquement améliorés

        Groupe I - Implique un grand nombre de personnes et la dose efficace individuelle est très
        gros

        Les produits du tabac

        Combustibles combustibles

        Approvisionnement en eau domestique

        Verre et céramique

        Les matériaux de construction

        Verre ophtalmique

        Produits miniers et agricoles

         

        Groupe II - Implique de nombreuses personnes mais la dose efficace est relativement faible ou limitée
        sur une petite partie du corps

        Récepteurs de télévision

        Matériaux de construction d'autoroutes et de routes

        Produits radiolumineux

        Transport aérien de matières radioactives

        Systèmes d'inspection aéroportuaire

        Irradiateurs à éclateur et tubes électroniques

        Détecteurs de gaz et d'aérosols (fumée)

        Produits au thorium - démarreurs de lampes fluorescentes
        et manchons à gaz

        Groupe III - Implique relativement peu de personnes et la dose efficace collective est faible

        Produits en thorium - baguettes de soudure en tungstène

         

        Source : NCRP 1987.

         

        Noir

        Caractéristiques de conception de base des installations de rayonnement

        Les dangers associés à la manipulation et à l'utilisation des sources de rayonnement nécessitent des caractéristiques particulières de conception et de construction qui ne sont pas requises pour les laboratoires ou les zones de travail conventionnels. Ces caractéristiques de conception spéciales sont incorporées afin que le travailleur de l'installation ne soit pas indûment gêné tout en s'assurant qu'il n'est pas exposé à des risques de rayonnement externes ou internes indus.

        L'accès à toutes les zones où une exposition à des sources de rayonnements ou à des matières radioactives pourrait se produire doit être contrôlé non seulement en ce qui concerne les travailleurs de l'installation qui peuvent être autorisés à pénétrer dans ces zones de travail, mais également en ce qui concerne le type de vêtements ou d'équipement de protection qu'ils doivent porter. porter et les précautions à prendre dans les zones contrôlées. Dans l'administration de ces mesures de contrôle, il aide à classer les zones de travail sous rayonnement en fonction de la présence de rayonnements ionisants, de la présence de contamination radioactive ou des deux. L'introduction de ces concepts de classification des zones de travail aux premières étapes de la planification permettra à l'installation d'avoir toutes les caractéristiques nécessaires pour rendre les opérations avec des sources de rayonnement moins dangereuses.

        Classification des zones de travail et des types de laboratoires

        La base de la classification de la zone de travail est le regroupement des radionucléides en fonction de leurs radiotoxicités relatives par unité d'activité. Le groupe I doit être classé comme radionucléides de toxicité très élevée, le groupe II comme radionucléides de toxicité modérée à élevée, le groupe III comme radionucléides de toxicité modérée et le groupe IV comme radionucléides de faible toxicité. Le tableau 1 montre la classification des groupes de toxicité de nombreux radionucléides.

        Tableau 1. Radionucléides classés selon leur radiotoxicité relative par unité d'activité

        Groupe I : Toxicité très élevée

        210Pb

        210Po

        223Ra

        226Ra

        228Ra

        227Ac

        227Th

        228Th

        230Th

        231Pa

        230U

        232U

        233U

        234U

        237Np

        238Pu

        239Pu

        240Pu

        241Pu

        242Pu

        241Am

        243Am

        242Cm

        243Cm

        244Cm

        245Cm

        246Cm

        249Cm

        250Cf

        252Cf

        Groupe II : Haute toxicité

        22Na

        36Cl

        45Ca

        46Sc

        54Mn

        56Co

        60Co

        89Sr

        90Sr

        91Y

        95Zr

        106Ru

        110Agm

        115Cdm

        114Inm

        124Sb

        125Sb

        127Tem

        129Tem

        124I

        126I

        131I

        133I

        134Cs

        137Cs

        140Ba

        144Ce

        152Eu (13 ans)

        154Eu

        160Tb

        170Tm

        181Hf

        210Bi

        182Ta

        192Ir

        204Tl

        207Bi

        230Pa

        211At

        212Pb

        224Ra

        228Ac

        234Th

        236U

        249Bk

                 

        Groupe III : Toxicité modérée

        7Be

        14C

        18F

        24Na

        38Cl

        31Si

        32P

        35S

        41A

        42K

        43K

        47Sc

        48Sc

        48V

        51Cr

        52Mn

        56Mn

        52Fe

        55Fe

        59Fe

        57Co

        53Ni

        65Ni

        64Cu

        65Zn

        69Znm

        72Ga

        73As

        74As

        76As

        77As

        82Br

        85Krm

        87Kr

        86Rb

        85Sr

        91Sr

        90Y

        92Y

        93Y

        97Zr

        95Nb

        99Mo

        96Tc

        97Tcm

        97Tc

        99Tc

        97Ru

        103Ru

        105Ru

        105Rh

        109Pd

        105Ag

        111Ag

        109Cd

        115Cd

        115Inm

        113Sn

        125Sn

        122Sb

        125Tem

        129Te

        131Tem

        132Te

        130I

        132I

        134I

        135I

        135Xe

        131Cs

        136Cs

        140La

        141Ce

        143Ce

        142Pr

        143Pr

        147Nd

        149Nd

        147Pm

        149Pm

        151Sm

        152Eu (9.2 h)

        155Eu

        153Gd

        159Gd

        165Dy

        166Dy

        166Ho

        169Er

        171Er

        171Tm

        177Lu

        181W

        185W

        187W

        183Re

        186Re

        188Re

        185Os

        191Os

        193Os

        190Ir

        195Ir

        191Pt

        193Pt

        197Pt

        196Au

        198Au

        199Au

        197Hg

        197Hgm

        203Hg

        200Tl

        201Tl

        202Tl

        203Pb

        206Bi

        212Bi

        220Rn

        222Rn

        231Th

        233Pa

        239Np

                     

        Groupe IV : faible toxicité

        3H

        15O

        37A

        58Com

        59Ni

        69Zn

        71Ge

        85Kr

        85Srm

        87Rb

        91Ym

        93Zr

        97Nb

        96Tcm

        99Tcm

        103Rhm

        133Inm

        129I

        131Xem

        133Xe

        134Csm

        135Cs

        147Sm

        187Re

        191Osm

        193Ptm  

        197Ptm

        natTh

        232Th

        235U

        238U

        natU

                       

        (AIEA 1973)

        Trois grands types de laboratoires peuvent être envisagés sur la base de considérations de radiotoxicité, des quantités ou quantités de matières radioactives qui seront manipulées dans la zone de travail et du type d'opérations impliquées.

        Le tableau 2 décrit les laboratoires par type et fournit des exemples pour chaque type. Le tableau 3 montre les types de laboratoires ainsi que la classification des zones de travail et le contrôle d'accès (IAEA 1973).

        Tableau 2. Classification des zones de travail

        Type

        Définition

        Contrôle d'accès

        Opérations typiques

        1

        Zones dans lesquelles les niveaux de dose absorbée par le rayonnement externe ou les niveaux de contamination radioactive pourraient être élevés

        Accès contrôlé aux travailleurs sous rayonnement uniquement, dans des conditions de travail strictement contrôlées et avec un équipement de protection approprié

        Laboratoires chauds, zones fortement contaminées

        2

        Zones dans lesquelles des niveaux de rayonnement externes pourraient exister et dans lesquelles la possibilité de contamination nécessite des instructions d'utilisation

        Accès limité aux travailleurs sous rayonnement
        vêtements et chaussures de protection appropriés

        Usines d'illumination et autres équivalents
        installations

        3

        Zones dans lesquelles le niveau de rayonnement externe moyen est inférieur à 1 mGy·semaine-1 et dans lequel la possibilité de contamination radioactive nécessite des instructions d'utilisation particulières

        Accès limité aux travailleurs sous rayonnement, non
        vêtements de protection requis

        Zones de travail à proximité immédiate de
        opération radiographique, par exemple, salles de contrôle

        4

        Zones à l'intérieur des limites d'une installation radiologique où les niveaux de rayonnement externe sont inférieurs à 0.1 mGy•semaine-1 et où
        la contamination radioactive n'est pas présente

        Accès non contrôlé

        Administration et salles d'attente des patients

        (ICRP 1977, AIEA 1973)

        Tableau 3. Classification des laboratoires de manipulation de matières radioactives

        Groupe de
        radionucléides

        Type de laboratoire requis pour l'activité spécifiée ci-dessous

         

        Tapez 1

        Tapez 2

        Tapez 3

        I

        <370 kBq

        70 kBq à
        37 MBq

        >37 MBq

        II

        <37 MBq

        37 MBq à
        37 GBq

        >37 GBq

        III

        <37 GBq

        37 GBq à
        370 GBq

        >370 GBq

        IV

        <370 GBq

        370 GBq à
        37 TBq

        >37 Tbq

         

        Facteurs opérationnels pour l'utilisation en laboratoire de matières radioactives

        Facteurs de multiplication pour les niveaux d'activité

        Stockage simple

        × 100

        Opérations humides simples (par exemple, préparation d'aliquotes de solution mère)

        × 10

        Opérations chimiques normales (par exemple, préparation chimique simple et analyse)

        × 1

        Opérations humides complexes (par exemple, opérations multiples ou opérations avec de la verrerie complexe)

        × 0.1

        Opérations simples à sec (par exemple, manipulations de poudres de composés radioactifs volatils)

        × 0.1

        Opérations sèches et poussiéreuses (par exemple, meulage)

        × 0.01

        (ICRP 1977, AIEA 1973)

        Les risques liés au travail avec des matières radioactives dépendent non seulement du niveau de radiotoxicité ou de toxicité chimique et de l'activité des radionucléides, mais aussi de la forme physique et chimique de la matière radioactive et de la nature et de la complexité de l'opération ou de la procédure en cours.

        Emplacement d'une installation de rayonnement dans un bâtiment

        Lorsqu'une installation radiologique fait partie d'un grand bâtiment, il convient de garder à l'esprit ce qui suit au moment de décider de l'emplacement d'une telle installation :

        • L'installation d'irradiation doit être située dans une partie relativement peu fréquentée du bâtiment, de sorte que l'accès à la zone puisse être facilement contrôlé.
        • Le risque d'incendie doit être minime dans la zone choisie.
        • L'emplacement de l'installation d'irradiation ainsi que le chauffage et la ventilation fournis doivent être tels que les possibilités de propagation de la contamination radioactive tant en surface qu'en suspension dans l'air soient minimes.
        • L'emplacement de l'installation de rayonnement doit être choisi judicieusement, de sorte qu'avec un minimum de dépenses pour le blindage, les niveaux de rayonnement puissent être efficacement maintenus dans les limites établies dans le voisinage immédiat.

         

        Planification des installations de rayonnement

        Lorsqu'une gradation des niveaux d'activité est envisagée, le laboratoire doit être situé de manière à ce que l'accès aux zones où existent des niveaux élevés de rayonnement ou de contamination radioactive soit progressif ; c'est-à-dire qu'on entre d'abord dans une zone de non rayonnement, puis dans une zone de faible activité, puis dans une zone d'activité moyenne et ainsi de suite.

        La nécessité d'un contrôle élaboré de la ventilation dans les petits laboratoires peut être évitée par l'utilisation de hottes ou de boîtes à gants pour la manipulation de sources non scellées de matières radioactives. Cependant, le système de ventilation doit être conçu de manière à permettre à l'air de circuler dans une direction telle que toute matière radioactive en suspension dans l'air s'éloigne du travailleur sous rayonnement. Le flux d'air doit toujours aller d'une zone non contaminée vers une zone contaminée ou potentiellement contaminée.

        Pour la manipulation de sources non scellées de faible à moyenne radioactivité, la vitesse moyenne de l'air à travers l'ouverture de la hotte doit être d'environ 0.5 ms-1. Pour une radioactivité hautement radiotoxique ou de haut niveau, la vitesse de l'air à travers l'ouverture doit être portée à une moyenne de 0.6 à
        1.0 ms-1. Cependant, des vitesses d'air excessivement élevées peuvent extraire des matières radioactives des conteneurs ouverts et contaminer toute la zone de la hotte.

        L'emplacement de la hotte dans le laboratoire est important en ce qui concerne les courants d'air croisés. En général, une hotte doit être située loin des portes où l'air d'alimentation ou d'appoint doit entrer. Les ventilateurs à double vitesse permettront un fonctionnement à une vitesse d'air plus élevée pendant l'utilisation de la hotte et à une vitesse plus faible lorsqu'elle est fermée.

        Le but de tout système de ventilation devrait être de :

        • offrir des conditions de travail confortables
        • fournir des changements d'air continus (trois à cinq changements par heure) dans le but d'éliminer et de diluer les contaminants atmosphériques indésirables
        • minimiser la contamination des autres zones du bâtiment et de l'environnement.

         

        Dans la conception des installations radiologiques, les lourdes exigences de blindage peuvent être réduites au minimum par l'adoption de certaines mesures simples. Par exemple, pour la radiothérapie, les accélérateurs, les générateurs de neutrons ou les sources de rayonnement panoramiques, un labyrinthe peut réduire le besoin d'une lourde porte doublée de plomb. L'amincissement de la barrière de protection primaire dans les zones qui ne sont pas directement dans le faisceau utile ou la localisation de l'installation partiellement ou complètement sous terre peut réduire considérablement la quantité de blindage nécessaire.

        Une attention particulière doit être accordée au bon positionnement des fenêtres d'observation, des câbles des conduits souterrains et des déflecteurs du système de ventilation. La fenêtre de visualisation ne doit intercepter que le rayonnement diffusé. Encore mieux est une télévision en circuit fermé, qui peut également améliorer l'efficacité.

        Finitions de surface dans une zone de travail

        Toutes les surfaces brutes, telles que le plâtre, le béton, le bois, etc., doivent être scellées de manière permanente avec un matériau approprié. Le choix du matériau doit être fait en tenant compte des considérations suivantes :

        • la fourniture d'une surface lisse et chimiquement inerte
        • les conditions environnementales de température, d'humidité et d'usure mécanique auxquelles les surfaces peuvent être exposées
        • compatibilité avec les champs de rayonnement auxquels la surface est exposée
        • le besoin de facilité de réparation en cas de dommage.

         

        Les peintures, vernis et laques ordinaires ne sont pas recommandés pour recouvrir les surfaces d'usure. L'application d'un matériau de revêtement qui peut être facilement enlevé peut être utile en cas de contamination et qu'une décontamination est nécessaire. Cependant, le retrait de ces matériaux peut parfois être difficile et salissant.

        Plomberie

        Les éviers, les lavabos et les siphons de sol doivent être correctement marqués. Les lavabos où les mains contaminées peuvent être lavées doivent être munis de robinets actionnés au genou ou au pied. Il peut être économique de réduire la maintenance en utilisant des conduites qui peuvent être facilement décontaminées ou remplacées si nécessaire. Dans certains cas, il peut être conseillé d'installer des réservoirs souterrains de rétention ou de stockage pour contrôler l'élimination des matières radioactives liquides.

        Conception de blindage contre les radiations

        Le blindage est important pour réduire l'exposition aux rayonnements des travailleurs de l'installation et des membres du grand public. Les exigences de blindage dépendent d'un certain nombre de facteurs, y compris le temps pendant lequel les travailleurs sous rayonnement ou les membres du public sont exposés aux sources de rayonnement et le type et l'énergie des sources de rayonnement et des champs de rayonnement.

        Dans la conception des écrans anti-rayonnement, le matériau de blindage doit être placé près de la source de rayonnement si possible. Des considérations de blindage distinctes doivent être faites pour chaque type de rayonnement concerné.

        La conception du blindage peut être une tâche complexe. Par exemple, l'utilisation d'ordinateurs pour modéliser le blindage des accélérateurs, des réacteurs et d'autres sources de rayonnement de haut niveau dépasse le cadre de cet article. Des experts qualifiés doivent toujours être consultés pour la conception de blindage complexe.

        Blindage de la source gamma

        L'atténuation du rayonnement gamma est qualitativement différente de celle du rayonnement alpha ou bêta. Ces deux types de rayonnement ont une portée définie dans la matière et sont complètement absorbés. Le rayonnement gamma, en revanche, peut être réduit en intensité par des absorbeurs de plus en plus épais, mais il ne peut pas être complètement absorbé. Si l'atténuation des rayons gamma monoénergétiques est mesurée dans des conditions de bonne géométrie (c'est-à-dire que le rayonnement est bien collimaté dans un faisceau étroit), les données d'intensité, lorsqu'elles sont tracées sur un graphique semi-logarithmique en fonction de l'épaisseur de l'absorbeur, se situeront sur une ligne droite avec la pente égale à l'atténuation
        coefficient, µ.

        L'intensité ou le débit de dose absorbée transmis à travers un absorbeur peut être calculé comme suit :

        I(T) = I(0)e- μ t

        De I(t) est l'intensité des rayons gamma ou le débit de dose absorbé transmis à travers un absorbeur d'épaisseur t.

        Les unités de μ et t sont l'inverse l'un de l'autre. Si l'épaisseur de l'absorbeur t est mesuré en cm, alors μ est le coefficient d'atténuation linéaire et a des unités de cm-1. Si t a des unités de densité surfacique (g/cm2), alors μ est le coefficient d'atténuation massique μm et a des unités de cm2/g.

        En tant qu'approximation de premier ordre utilisant la densité surfacique, tous les matériaux ont à peu près les mêmes propriétés d'atténuation des photons pour les photons avec des énergies comprises entre environ 0.75 et 5.0 MeV (méga-électron-volts). Dans cette plage d'énergie, les propriétés de blindage gamma sont approximativement proportionnelles à la densité du matériau de blindage. Pour des énergies photoniques inférieures ou supérieures, les absorbeurs de numéro atomique supérieur assurent un blindage plus efficace que ceux de numéro atomique inférieur, pour une densité surfacique donnée.

        Dans des conditions de mauvaise géométrie (par exemple, pour un faisceau large ou pour un blindage épais), l'équation ci-dessus sous-estimera considérablement l'épaisseur de blindage requise car elle suppose que chaque photon qui interagit avec le blindage sera retiré du faisceau et ne sera pas détectée. Un nombre important de photons peut être diffusé par le blindage dans le détecteur, ou des photons qui avaient été diffusés hors du faisceau peuvent y être diffusés après une seconde interaction.

        Une épaisseur de blindage pour des conditions de mauvaise géométrie peut être estimée grâce à l'utilisation du facteur d'accumulation B qui peut être estimé comme suit :

        I(T) = I(0)Be- μ t

        Le facteur d'accumulation est toujours supérieur à un et peut être défini comme le rapport de l'intensité du rayonnement photonique, y compris le rayonnement primaire et diffusé, en tout point du faisceau, à l'intensité du faisceau primaire uniquement à ce point. Le facteur d'accumulation peut s'appliquer soit au flux de rayonnement, soit au débit de dose absorbée.

        Des facteurs d'accumulation ont été calculés pour diverses énergies de photons et divers absorbeurs. De nombreux graphiques ou tableaux donnent l'épaisseur du blindage en termes de longueurs de relaxation. Une longueur de relaxation est l'épaisseur d'un écran qui atténuera un faisceau étroit à 1/e (environ 37 %) de son intensité d'origine. Une longueur de relaxation est donc numériquement égale à l'inverse du coefficient d'atténuation linéaire (c'est-à-dire 1/μ).

        L'épaisseur d'un absorbeur qui, lorsqu'il est introduit dans le faisceau de photons primaire, réduit de moitié le débit de dose absorbée est appelée couche de demi-valeur (HVL) ou épaisseur de demi-valeur (HVT). Le HVL peut être calculé comme suit :

        HVL = ln2 / μ

        L'épaisseur de protection contre les photons requise peut être estimée en supposant un faisceau étroit ou une bonne géométrie lors du calcul du blindage requis, puis en augmentant la valeur ainsi trouvée d'un HVL pour tenir compte de l'accumulation.

        L'épaisseur d'un absorbeur qui, lorsqu'il est introduit dans le faisceau de photons primaire, réduit d'un dixième le débit de dose absorbée est la couche de dixième valeur (TVL). Un TVL est égal à environ 3.32 HVL, puisque :

        ln10 / ln2 ≈ 3.32

        Les valeurs des TVL et des HVL ont été tabulées pour diverses énergies de photons et plusieurs matériaux de blindage courants (par exemple, le plomb, l'acier et le béton) (Schaeffer 1973).

        L'intensité ou le débit de dose absorbée pour une source ponctuelle obéit à la loi du carré inverse et peut être calculé comme suit :

        De Ii est l'intensité des photons ou le débit de dose absorbée à distance di de la source.

        Blindage des appareils radiologiques médicaux et non médicaux

        Le blindage des équipements à rayons X est considéré dans les deux catégories, le blindage de la source et le blindage structurel. Le blindage de la source est généralement fourni par le fabricant du boîtier du tube à rayons X.

        Les règlements de sécurité spécifient un type de boîtier de tube de protection pour les installations de radiodiagnostic médical et un autre type pour les installations de radiothérapie médicale. Pour les équipements à rayons X non médicaux, le boîtier du tube et d'autres parties de l'appareil à rayons X, tels que le transformateur, sont blindés pour réduire le rayonnement X de fuite à des niveaux acceptables.

        Tous les appareils à rayons X, à la fois médicaux et non médicaux, ont des boîtiers de tube de protection conçus pour limiter la quantité de rayonnement de fuite. Le rayonnement de fuite, tel qu'il est utilisé dans ces spécifications pour les gaines de tube, désigne tout rayonnement provenant de la gaine de tube, à l'exception du faisceau utile.

        Le blindage structurel d'une installation à rayons X assure une protection contre le faisceau de rayons X utile ou primaire, contre le rayonnement de fuite et contre le rayonnement diffusé. Il renferme à la fois l'équipement à rayons X et l'objet irradié.

        La quantité de rayonnement diffusé dépend de la taille du champ de rayons X, de l'énergie du faisceau utile, du numéro atomique effectif du milieu diffusant et de l'angle entre le faisceau utile entrant et la direction de la diffusion.

        Un paramètre de conception clé est la charge de travail de l'installation (W):

        De W est la charge de travail hebdomadaire, généralement exprimée en mA-min par semaine ; E est le courant du tube multiplié par le temps d'exposition par vue, généralement exprimé en mA s ; Nv est le nombre de vues par patient ou objet irradié ; Np est le nombre de patients ou d'objets par semaine et k est un facteur de conversion (1 min divisé par 60 s).

        Un autre paramètre de conception clé est le facteur d'utilisation Un pour un mur (ou sol ou plafond) n. Le mur peut protéger n'importe quelle zone occupée telle qu'une salle de contrôle, un bureau ou une salle d'attente. Le facteur d'utilisation est donné par :

        où, Nv, n est le nombre de vues pour lesquelles le faisceau de rayons X principal est dirigé vers le mur n.

        Les exigences de blindage structurel pour une installation à rayons X donnée sont déterminées par les éléments suivants :

        • le potentiel maximal du tube, en kilovolts-crête (kVp), auquel le tube à rayons X fonctionne
        • le courant maximal du faisceau, en mA, auquel le système à rayons X fonctionne
        • la charge de travail (W), qui est une mesure, en unités appropriées (généralement mA-min par semaine), de la quantité d'utilisation du système à rayons X
        • le facteur d'utilisation (U), qui est la fraction de la charge de travail pendant laquelle le faisceau utile est pointé dans la direction d'intérêt
        • le facteur d'occupation (T), qui est le facteur par lequel la charge de travail doit être multipliée pour corriger le degré ou le type d'occupation de la zone à protéger
        • le débit d'équivalent de dose maximal admissible (P) à une personne pour les zones contrôlées et non contrôlées (les limites de dose absorbée typiques sont de 1 mGy pour une zone contrôlée en une semaine et de 0.1 mGy pour une zone non contrôlée en une semaine)
        • type de matériau de blindage (par exemple, plomb ou béton)
        • la distance (d) de la source à l'emplacement à protéger.

         

        Compte tenu de ces considérations, la valeur du rapport de faisceau primaire ou du facteur de transmission K en mGy par mA-min à un mètre est donnée par :

        Le blindage de l'installation à rayons X doit être construit de manière à ce que la protection ne soit pas altérée par les joints ; par des ouvertures pour les conduits, tuyaux, etc., qui traversent les barrières ; soit par des conduits, des boîtes de service, etc., encastrés dans les barrières. Le blindage doit couvrir non seulement l'arrière des boîtes de service, mais également les côtés, ou être suffisamment étendu pour offrir une protection équivalente. Les conduits qui traversent les barrières doivent avoir suffisamment de courbures pour réduire le rayonnement au niveau requis. Les fenêtres d'observation doivent avoir un blindage équivalent à celui requis pour la cloison (barrière) ou la porte dans laquelle elles sont situées.

        Les installations de radiothérapie peuvent nécessiter des verrouillages de porte, des voyants d'avertissement, une télévision en circuit fermé ou des moyens de communication sonore (par exemple, voix ou sonnerie) et visuelle entre toute personne pouvant se trouver dans l'installation et l'opérateur.

        Les barrières de protection sont de deux types :

        1. barrières de protection primaires, qui sont suffisantes pour atténuer le faisceau primaire (utile) au niveau requis
        2. barrières de protection secondaires, qui sont suffisantes pour atténuer les fuites, les rayonnements diffusés et parasites au niveau requis.

         

        Pour concevoir la barrière de protection secondaire, calculez séparément l'épaisseur requise pour protéger contre chaque composant. Si les épaisseurs requises sont à peu près les mêmes, ajouter un HVL supplémentaire à la plus grande épaisseur calculée. Si la plus grande différence entre les épaisseurs calculées est d'une TVL ou plus, la plus épaisse des valeurs calculées suffira.

        L'intensité du rayonnement diffusé dépend de l'angle de diffusion, de l'énergie du faisceau utile, de la taille du champ ou de la zone de diffusion et de la composition du sujet.

        Lors de la conception des barrières de protection secondaires, les hypothèses conservatrices simplificatrices suivantes sont faites :

        1. Lorsque des rayons X sont produits à 500 kV ou moins, l'énergie du rayonnement diffusé est égale à l'énergie du faisceau utile.
        2. Après avoir été diffusés, le spectre d'énergie des rayons X pour les faisceaux générés à des tensions supérieures à 500 kV est dégradé à celui d'un faisceau de 500 kV, et le débit de dose absorbée à 1 m et à 90 degrés du diffuseur est de 0.1 % de celui du faisceau utile au point de diffusion.

         

        La relation de transmission pour le rayonnement diffusé s'écrit en termes de facteur de transmission de diffusion (Kμx) avec des unités de mGy•m2 (mA-min)-1:

        De P est le débit de dose maximale hebdomadaire absorbée (en mGy), dscat est la distance entre la cible du tube à rayons X et l'objet (patient), ds. est la distance entre le diffuseur (objet) et le point d'intérêt que les barrières secondaires sont censées protéger, a est le rapport du rayonnement diffusé au rayonnement incident, f est la taille réelle du champ de diffusion (en cm2), Et F est un facteur expliquant le fait que la sortie de rayons X augmente avec la tension. Des valeurs plus petites de Kμx nécessitent des boucliers plus épais.

        Le facteur d'atténuation des fuites BLX pour les systèmes de diagnostic à rayons X est calculé comme suit :

        De d est la distance entre la cible du tube et le point d'intérêt et I est le courant du tube en mA.

        La relation d'atténuation de la barrière pour les systèmes à rayons X thérapeutiques fonctionnant à 500 kV ou moins est donnée par :

        Pour les tubes à rayons X thérapeutiques fonctionnant à des potentiels supérieurs à 500 kV, la fuite est généralement limitée à 0.1 % de l'intensité du faisceau utile à 1 m. Le facteur d'atténuation dans ce cas est :

        De Xn est le débit de dose absorbée (en mGy/h) à 1 m d'un tube à rayons X thérapeutique fonctionnant à un courant de tube de 1 mA.

        Le nombre n de HVL nécessaires pour obtenir l'atténuation souhaitée BLX est obtenu à partir de la relation :

        or

        Blindage contre les particules bêta

        Deux facteurs doivent être pris en compte lors de la conception d'un écran pour un émetteur bêta à haute énergie. Ce sont les particules bêta elles-mêmes et les bremsstrahlung produit par les particules bêta absorbées dans la source et dans le bouclier. Bremsstrahlung se compose de photons de rayons X produits lorsque des particules chargées à grande vitesse subissent une décélération rapide.

        Par conséquent, un bouclier bêta est souvent constitué d'une substance de faible numéro atomique (pour minimiser bremsstrahlung production) suffisamment épais pour arrêter toutes les particules bêta. Vient ensuite un matériau de numéro atomique élevé suffisamment épais pour atténuer bremsstrahlung à un niveau acceptable. (Inverser l'ordre des boucliers augmente bremsstrahlung production dans le premier écran à un niveau si élevé que le deuxième écran peut fournir une protection inadéquate.)

        Aux fins d'estimation bremsstrahlung danger, la relation suivante peut être utilisée :

        De f est la fraction de l'énergie bêta incidente convertie en photons, Z est le numéro atomique de l'absorbeur, et Eβ est l'énergie maximale du spectre des particules bêta en MeV. Pour assurer une protection adéquate, on suppose normalement que tous bremsstrahlung les photons sont de l'énergie maximale.

        Le bremsstrahlung flux F à distance d de la source bêta peut être estimée comme suit :

        `Eβ est l'énergie moyenne des particules bêta et peut être estimée par :

        La gamme Rβ de particules bêta en unités de densité surfacique (mg/cm2) peut être estimée comme suit pour les particules bêta d'énergies comprises entre 0.01 et 2.5 MeV :

        De Rβ est en mg/cm2 et Eβ est en MeV.

        Pour Eβ>2.5 MeV, la gamme des particules bêta Rβ peut être estimée comme suit :

        De Rβ est en mg/cm2 et Eβ est en MeV.

        Blindage contre les particules alpha

        Les particules alpha sont le type de rayonnement ionisant le moins pénétrant. En raison de la nature aléatoire de ses interactions, la portée d'une particule alpha individuelle varie entre les valeurs nominales, comme indiqué dans la figure 1. La portée dans le cas des particules alpha peut être exprimée de différentes manières : par portée minimale, moyenne, extrapolée ou maximale. . La plage moyenne est la plus précisément déterminable, correspond à la plage de la particule alpha "moyenne" et est utilisée le plus souvent.

        Figure 1. Distribution typique de la plage des particules alpha

        ION040F1

        L'air est le milieu absorbant le plus couramment utilisé pour spécifier la relation distance-énergie des particules alpha. Pour l'énergie alpha Eα moins d'environ 4 MeV, Rα dans l'air est donnée approximativement par :

        De Rα est en cm, Eα en MeV.

        Pour Eα entre 4 et 8 MeV, Rα dans l'air est donnée approximativement par :

        De Rα est en cm, Eα en MeV.

        La gamme de particules alpha dans tout autre milieu peut être estimée à partir de la relation suivante :

        Rα (dans un autre milieu; mg/cm2) » 0.56 A1/3 Rα (dans l'air; cm) où A est le numéro atomique du milieu.

        Blindage neutronique

        En règle générale, pour le blindage neutronique, l'équilibre énergétique des neutrons est atteint et reste ensuite constant après une ou deux longueurs de relaxation du matériau de blindage. Ainsi, pour des écrans plus épais que quelques longueurs de relaxation, l'équivalent de dose hors blindage béton ou fer sera atténué avec des longueurs de relaxation de 120 g/cm2 ou 145 g / cm2, Respectivement.

        La perte d'énergie des neutrons par diffusion élastique nécessite un bouclier hydrogéné pour maximiser le transfert d'énergie lorsque les neutrons sont modérés ou ralentis. Pour les énergies neutroniques supérieures à 10 MeV, les processus inélastiques sont efficaces pour atténuer les neutrons.

        Comme pour les réacteurs nucléaires, les accélérateurs à haute énergie nécessitent un blindage lourd pour protéger les travailleurs. La plupart des équivalents de dose reçus par les travailleurs proviennent de l'exposition à des matières radioactives activées lors des opérations de maintenance. Les produits d'activation sont fabriqués dans les composants et les systèmes de support de l'accélérateur.

        Surveillance de l'environnement de travail

        Il est nécessaire de traiter séparément la conception des programmes de surveillance de routine et de surveillance opérationnelle de l'environnement de travail. Des programmes spéciaux de surveillance seront conçus pour atteindre des objectifs spécifiques. Il n'est pas souhaitable de concevoir des programmes en termes généraux.

        Surveillance de routine du rayonnement externe

        Une partie importante de la préparation d'un programme de surveillance de routine des rayonnements externes sur le lieu de travail consiste à effectuer une enquête complète lorsqu'une nouvelle source de rayonnements ou une nouvelle installation est mise en service, ou lorsque des changements substantiels ont été apportés ou peuvent avoir été réalisés dans une installation existante.

        La fréquence de la surveillance de routine est déterminée en tenant compte des changements attendus dans l'environnement radiologique. Si les changements apportés à l'équipement de protection ou les modifications des processus effectués sur le lieu de travail sont minimes ou non substantiels, une surveillance radiologique de routine du lieu de travail est rarement nécessaire à des fins d'examen. Si les champs de rayonnement sont susceptibles d'augmenter rapidement et de manière imprévisible jusqu'à des niveaux potentiellement dangereux, un système de surveillance et d'alerte radiologique de la zone est alors nécessaire.

        Surveillance opérationnelle des rayonnements externes

        La conception d'un programme de surveillance opérationnelle dépend en grande partie de la question de savoir si les opérations à mener influencent les champs de rayonnement ou si les champs de rayonnement resteront sensiblement constants tout au long des opérations normales. La conception détaillée d'une telle enquête dépend essentiellement de la forme de l'opération et des conditions dans lesquelles elle se déroule.

        Surveillance de routine de la contamination de surface

        La méthode conventionnelle de surveillance de routine de la contamination de surface consiste à surveiller une fraction représentative des surfaces dans une zone à une fréquence dictée par l'expérience. Si les opérations sont telles qu'une contamination de surface considérable est probable et que les travailleurs pourraient transporter des quantités importantes de matières radioactives hors de la zone de travail en un seul événement, la surveillance de routine doit être complétée par l'utilisation de moniteurs de contamination portiques.

        Surveillance opérationnelle de la contamination de surface

        Une forme de surveillance opérationnelle consiste à surveiller la contamination des articles lorsqu'ils quittent une zone radiologiquement contrôlée. Cette surveillance doit inclure les mains et les pieds des travailleurs.

        Les principaux objectifs d'un programme de surveillance de la contamination de surface sont les suivants :

        • aider à prévenir la propagation de la contamination radioactive
        • pour détecter les défaillances du confinement ou les écarts aux bonnes procédures d'exploitation
        • limiter la contamination de la surface à des niveaux auxquels les normes générales de bon entretien ménager sont adéquates pour maintenir les expositions aux rayonnements aussi faibles qu'il est raisonnablement possible d'atteindre et pour éviter les expositions excessives causées par la contamination des vêtements et de la peau
        • fournir des informations pour la planification de programmes optimisés pour les individus, pour la surveillance de l'air et pour la définition de procédures opérationnelles.

         

        Surveillance de la contamination aéroportée

        La surveillance des matières radioactives en suspension dans l'air est importante car l'inhalation est généralement la voie d'absorption la plus importante de ces matières par les travailleurs sous rayonnement.

        La surveillance du lieu de travail pour la contamination aéroportée sera nécessaire sur une base régulière dans les circonstances suivantes :

        • lorsque des matières gazeuses ou volatiles sont manipulées en grande quantité
        • lorsque la manipulation de toute matière radioactive dans ces opérations entraîne une contamination fréquente et substantielle du lieu de travail
        • lors du traitement de matières radioactives modérément à hautement toxiques
        • lors de la manipulation de radionucléides thérapeutiques non scellés dans les hôpitaux
        • lors de l'utilisation de cellules chaudes, de réacteurs et d'assemblages critiques.

         

        Lorsqu'un programme de surveillance de l'air est requis, il doit :

        • être en mesure d'évaluer la limite supérieure probable de l'inhalation de matières radioactives par les travailleurs sous rayonnement
        • être en mesure d'attirer l'attention sur une contamination atmosphérique inattendue afin que les travailleurs sous rayonnement puissent être protégés et que des mesures correctives soient prises
        • fournir des informations pour la planification des programmes de surveillance individuelle de la contamination interne.

         

        La forme la plus courante de surveillance de la contamination atmosphérique est l'utilisation d'échantillonneurs d'air à un certain nombre d'emplacements choisis pour être raisonnablement représentatifs des zones respiratoires des travailleurs sous rayonnement. Il peut être nécessaire de faire en sorte que les échantillons représentent plus précisément les zones respiratoires en utilisant des échantillonneurs d'air personnels ou de revers.

        Détection et mesure du rayonnement et de la contamination radioactive

        La surveillance ou l'examen au moyen de lingettes et d'examens aux instruments des plans de travail, des sols, des vêtements, de la peau et d'autres surfaces sont au mieux des procédures qualitatives. Il est difficile de les rendre hautement quantitatifs. Les instruments utilisés sont généralement des types de détection plutôt que des appareils de mesure. Étant donné que la quantité de radioactivité impliquée est souvent faible, la sensibilité des instruments doit être élevée.

        L'exigence de portabilité des détecteurs de contamination dépend de leurs utilisations prévues. Si l'instrument est destiné à la surveillance à usage général des surfaces de laboratoire, un type d'instrument portable est souhaitable. Si l'instrument est destiné à un usage spécifique dans lequel l'élément à surveiller peut être apporté à l'instrument, alors la portabilité n'est pas nécessaire. Les moniteurs de vêtements et les moniteurs de mains et de chaussures ne sont généralement pas portables.

        Les instruments de comptage et les moniteurs intègrent généralement des lectures de compteur et des sorties sonores ou des prises d'écouteurs. Le tableau 4 identifie les instruments qui peuvent être utilisés pour la détection de contaminants radioactifsion.+

        Tableau 4. Instruments de détection de contamination

        Instrument

        Plage de taux de comptage et autres caractéristiques1

        Utilisations typiques

        Remarques

        moniteurs de surface bg2

        Général

        Compteur portable (à paroi mince ou à fenêtre mince GM3 contrer)

        0-1,000 XNUMX cpm
        0-10,000 XNUMX cpm

        Surfaces, mains, vêtements

        Simple, fiable, alimenté par batterie

        Fin-fenêtre mince
        Moniteur de laboratoire GM

        0-1,000 XNUMX cpm
        0-10,000 XNUMX cpm
        0-100,000 XNUMX cpm

        Surfaces, mains, vêtements

        Exploité par la ligne

        personnel

        Moniteur mains-chaussures, GM ou
        compteur de type scintillateur

        Entre 1½ et 2 fois naturel
        fond

        Surveillance rapide de la contamination

        Fonctionnement automatique

        #

        Moniteurs de blanchisserie, moniteurs d'étage,
        moniteurs de porte, moniteurs de véhicule

        Entre 1½ et 2 fois naturel
        fond

        Surveillance de la contamination

        Pratique et rapide

        Moniteurs de surface Alpha

        Général

        Compteur proportionnel d'air portable avec sonde

        0-100,000 100 cpm sur XNUMX cm2

        Surfaces, mains, vêtements

        Ne pas utiliser en cas d'humidité élevée, batterie-
        fenêtre électrique fragile

        Compteur de débit de gaz portable avec sonde

        0-100,000 100 cpm sur XNUMX cm2

        Surfaces, mains, vêtements

        Fenêtre fragile à piles

        Compteur à scintillation portable avec sonde

        0-100,000 100 cpm sur XNUMX cm2

        Surfaces, mains, vêtements

        Fenêtre fragile à piles

        Personnel

        Compteur proportionnel à main et chaussure, moniteur

        0-2,000 300 cpm sur environ XNUMX cm2

        Surveillance rapide des mains et des chaussures pour la contamination

        Fonctionnement automatique

        Compteur à scintillation main et chaussure, moniteur

        0-4,000 300 cpm sur environ XNUMX cm2

        Surveillance rapide des mains et des chaussures pour la contamination

        Robuste

        Moniteurs de plaies

        Détection de photons à basse énergie

        Surveillance du plutonium

        Conception spéciale

        Moniteurs d'air

        Échantillonneurs de particules

        Papier filtre, grand volume

        1.1 m3/ Min

        Échantillons rapides

        Utilisation intermittente, nécessite un
        contrer

        Papier filtre, faible volume

        0.2 20-m3/h

        Surveillance continue de l'air ambiant

        Utilisation continue, nécessite un
        contrer

        Revers

        0.03 m3/ Min

        Surveillance continue de l'air de la zone respiratoire

        Utilisation continue, nécessite un
        contrer

        Précipitateur électrostatique

        0.09 m3/ Min

        La surveillance continue

        Échantillon déposé sur coque cylindrique,
        nécessite un compteur séparé

        Impacteur

        0.6 1.1-m3/ Min

        Contamination alpha

        Usages spéciaux, nécessite un comptoir séparé

        Moniteurs d'air au tritium

        Chambres d'ionisation à flux

        0-370 kBq/m3 m.

        La surveillance continue

        Peut être sensible à d'autres ionisations
        sources

        Systèmes complets de surveillance de l'air

        Activité minimale détectable

        Papier filtre fixe

        α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

         

        L'accumulation de fond peut masquer une activité de bas niveau, compteur inclus

        Papier filtre mobile

        α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

         

        Enregistrement continu de l'activité de l'air, le temps de mesure peut être ajusté à partir de
        moment de la collecte à tout moment ultérieur.

        1 cpm = compte par minute.
        2 Peu de détecteurs de surface sont adaptés à la détection du tritium (3H). Les tests d'essuyage comptés par des dispositifs à scintillation liquide sont appropriés pour détecter une contamination au tritium.
        3 GM = Compteur Geiger-Muller.

        Détecteurs de contamination alpha

        La sensibilité d'un détecteur alpha est déterminée par la surface et l'épaisseur de sa fenêtre. Généralement, la surface de la fenêtre est de 50 cm2 ou plus avec une densité surfacique de fenêtre de 1 mg/cm2 ou moins. Les moniteurs de contamination alpha doivent être insensibles aux rayonnements bêta et gamma afin de minimiser les interférences de fond. Ceci est généralement accompli par discrimination de hauteur d'impulsion dans le circuit de comptage.

        Les moniteurs alpha portables peuvent être soit des compteurs proportionnels au gaz, soit des compteurs à scintillation au sulfure de zinc.

        Détecteurs de contamination bêta

        Des moniteurs bêta portables de plusieurs types peuvent être utilisés pour la détection de la contamination par des particules bêta. Les compteurs Geiger-Mueller (GM) nécessitent généralement une fenêtre mince (densité surfacique entre 1 et 40 mg/cm2). Les compteurs à scintillation (anthracène ou plastique) sont très sensibles aux particules bêta et relativement insensibles aux photons. Les compteurs bêta portables ne peuvent généralement pas être utilisés pour surveiller le tritium (3H) contamination car l'énergie des particules bêta de tritium est très faible.

        Tous les instruments utilisés pour la surveillance de la contamination bêta réagissent également au rayonnement de fond. Ceci doit être pris en compte lors de l'interprétation des lectures de l'instrument.

        Lorsque des niveaux élevés de rayonnement de fond existent, les compteurs portables pour la surveillance de la contamination ont une valeur limitée, car ils n'indiquent pas de petites augmentations des taux de comptage initialement élevés. Dans ces conditions, des frottis ou des frottis sont recommandés.

        Détecteurs de contamination gamma

        Étant donné que la plupart des émetteurs gamma émettent également des particules bêta, la plupart des moniteurs de contamination détectent à la fois les rayonnements bêta et gamma. La pratique habituelle est d'utiliser un détecteur sensible aux deux types de rayonnements afin d'avoir une sensibilité accrue, car l'efficacité de détection est généralement plus grande pour les particules bêta que pour les rayons gamma. Les scintillateurs plastiques ou les cristaux d'iodure de sodium (NaI) sont plus sensibles aux photons que les compteurs GM, et sont donc recommandés pour la détection des rayons gamma.

        Préleveurs d'air et moniteurs

        Les particules peuvent être échantillonnées par les méthodes suivantes : sédimentation, filtration, impaction et précipitation électrostatique ou thermique. Cependant, la contamination particulaire dans l'air est généralement surveillée par filtration (pompage de l'air à travers le média filtrant et mesure de la radioactivité sur le filtre). Les débits d'échantillonnage sont généralement supérieurs à 0.03 m3/min. Cependant, les débits d'échantillonnage de la plupart des laboratoires ne dépassent pas 0.3 m3/min. Les types spécifiques d'échantillonneurs d'air comprennent les échantillonneurs « grappins » et les moniteurs d'air continus (CAM). Les CAM sont disponibles avec du papier filtre fixe ou mobile. Un CAM doit inclure une alarme car sa fonction principale est d'avertir des changements de contamination dans l'air.

        Étant donné que les particules alpha ont une portée très courte, des filtres à chargement en surface (par exemple, des filtres à membrane) doivent être utilisés pour la mesure de la contamination par les particules alpha. L'échantillon prélevé doit être mince. Le temps entre la collecte et la mesure doit être pris en compte pour tenir compte de la désintégration des descendants du radon (Rn).

        Les iodes radioactifs tels que 123I, 125I et 131Je peux être détecté avec du papier filtre (en particulier si le papier est chargé de charbon de bois ou de nitrate d'argent) car une partie de l'iode se déposera sur le papier filtre. Cependant, les mesures quantitatives nécessitent des pièges ou des cartouches de charbon actif ou de zéolithe d'argent pour fournir une absorption efficace.

        L'eau tritiée et le tritium gazeux sont les principales formes de contamination par le tritium. Bien que l'eau tritiée ait une certaine affinité pour la plupart des papiers filtres, les techniques de papier filtre ne sont pas très efficaces pour l'échantillonnage de l'eau tritiée. Les méthodes de mesure les plus sensibles et les plus précises impliquent l'absorption de condensat de vapeur d'eau tritiée. Le tritium dans l'air (par exemple, sous forme d'hydrogène, d'hydrocarbures ou de vapeur d'eau) peut être mesuré efficacement avec des chambres de Kanne (chambres d'ionisation à circulation). L'absorption de la vapeur d'eau tritiée d'un échantillon d'air peut être réalisée en faisant passer l'échantillon à travers un piège contenant un tamis moléculaire de gel de silice ou en faisant barboter l'échantillon dans de l'eau distillée.

        Selon l'opération ou le processus, il peut être nécessaire de surveiller les gaz radioactifs. Ceci peut être accompli avec des chambres de Kanne. Les dispositifs les plus couramment utilisés pour le prélèvement par absorption sont les épurateurs de gaz frettés et les impacteurs. De nombreux gaz peuvent également être collectés en refroidissant l'air en dessous du point de congélation du gaz et en collectant le condensat. Cette méthode de collecte est le plus souvent utilisée pour l'oxyde de tritium et les gaz nobles.

        Il existe plusieurs façons d'obtenir des échantillons ponctuels. La méthode choisie doit être adaptée au gaz à échantillonner et à la méthode d'analyse ou de mesure requise.

        Surveillance des effluents

        La surveillance des effluents fait référence à la mesure de la radioactivité à son point de rejet dans l'environnement. Il est relativement facile à réaliser en raison de la nature contrôlée de l'emplacement d'échantillonnage, qui se trouve généralement dans un flux de déchets qui est déchargé via une cheminée ou une conduite de décharge de liquide.

        Une surveillance continue de la radioactivité dans l'air peut être nécessaire. En plus du dispositif de collecte d'échantillon, généralement un filtre, un agencement d'échantillonnage typique pour les particules dans l'air comprend un dispositif de déplacement d'air, un débitmètre et des conduits associés. Le dispositif de déplacement d'air est situé en aval du collecteur d'échantillons ; c'est-à-dire que l'air passe d'abord à travers le collecteur d'échantillons, puis à travers le reste du système d'échantillonnage. Les conduites d'échantillonnage, en particulier celles situées en amont du système de prélèvement d'échantillons, doivent être aussi courtes que possible et exemptes de coudes prononcés, de zones de turbulence ou de résistance au flux d'air. Un volume constant sur une plage appropriée de chutes de pression doit être utilisé pour l'échantillonnage de l'air. L'échantillonnage en continu des isotopes radioactifs du xénon (Xe) ou du krypton (Kr) est réalisé par adsorption sur charbon actif ou par voie cryogénique. La cellule de Lucas est l'une des techniques les plus anciennes et toujours la méthode la plus populaire pour la mesure des concentrations de Rn.

        Une surveillance continue des liquides et des conduites de déchets pour les matières radioactives est parfois nécessaire. Les canalisations d'évacuation des laboratoires chauds, des laboratoires de médecine nucléaire et les canalisations de refroidissement des réacteurs en sont des exemples. Une surveillance continue peut cependant être effectuée par une analyse de routine en laboratoire d'un petit échantillon proportionnel au débit de l'effluent. Des échantillonneurs qui prélèvent des aliquotes périodiques ou qui extraient en continu une petite quantité de liquide sont disponibles.

        L'échantillonnage ponctuel est la méthode habituelle utilisée pour déterminer la concentration de matières radioactives dans un réservoir à rétention. L'échantillon doit être prélevé après recirculation afin de comparer le résultat de la mesure avec les débits de décharge admissibles.

        Idéalement, les résultats de la surveillance des effluents et de la surveillance de l'environnement seront en bon accord, le second pouvant être calculé à partir du premier à l'aide de divers modèles de voies. Cependant, il faut reconnaître et souligner que la surveillance des effluents, aussi bonne ou étendue soit-elle, ne peut se substituer à la mesure réelle des conditions radiologiques dans l'environnement.

         

        Noir

        Jeudi, Mars 24 2011 20: 03

        Radioprotection

        Cet article décrit les aspects des programmes de sûreté radiologique. L'objectif de la radioprotection est d'éliminer ou de minimiser les effets nocifs des rayonnements ionisants et des matières radioactives sur les travailleurs, le public et l'environnement tout en permettant leurs utilisations bénéfiques.

        La plupart des programmes de radioprotection n'auront pas à mettre en œuvre chacun des éléments décrits ci-dessous. La conception d'un programme de radioprotection dépend des types de sources de rayonnements ionisants en cause et de la manière dont elles sont utilisées.

        Principes de radioprotection

        La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) a proposé que les principes suivants guident l'utilisation des rayonnements ionisants et l'application des normes de radioprotection :

        1. Aucune pratique impliquant des expositions aux rayonnements ne devrait être adoptée à moins qu'elle ne produise des avantages suffisants pour les personnes exposées ou pour la société pour compenser les dommages causés par les rayonnements (le justification d'une pratique).
        2. En ce qui concerne toute source particulière au sein d'une pratique, l'ampleur des doses individuelles, le nombre de personnes exposées et la probabilité de subir des expositions lorsqu'il n'est pas certain qu'elles soient reçues doivent tous être maintenus aussi bas qu'il est raisonnablement possible d'atteindre (ALARA), économique et les facteurs sociaux étant pris en compte. Cette procédure devrait être contrainte par des restrictions sur les doses aux individus (contraintes de dose), afin de limiter l'iniquité susceptible de résulter des jugements économiques et sociaux inhérents (les optimisation de la protection).
        3. L'exposition des individus résultant de la combinaison de toutes les pratiques pertinentes devrait être soumise à des limites de dose, ou à un certain contrôle du risque dans le cas d'expositions potentielles. Celles-ci visent à garantir qu'aucun individu n'est exposé à des risques radiologiques jugés inacceptables par ces pratiques dans des circonstances normales. Toutes les sources ne sont pas susceptibles de contrôle par action à la source et il est nécessaire de spécifier les sources à inclure comme pertinentes avant de choisir une limite de dose (doses individuelles et limites de risque).

         

        Normes de radioprotection

        Des normes existent pour l'exposition aux rayonnements des travailleurs et du grand public et pour les limites annuelles d'incorporation (ALI) de radionucléides. Les normes pour les concentrations de radionucléides dans l'air et dans l'eau peuvent être dérivées des ALI.

        La CIPR a publié des tableaux détaillés des ALI et des concentrations dérivées dans l'air et dans l'eau. Un résumé de ses limites de dose recommandées se trouve dans le tableau 1.

        Tableau 1. Limites de dose recommandées par la Commission internationale de protection radiologique1

        Application

        Limite de dose

         
         

        Professionnel

        public

        Dose efficace

        20 mSv par an en moyenne sur
        périodes définies de 5 ans2

        1 mSv en un an3

        Dose annuelle équivalente en :

        Lentille de l'oeil

        150 mSv

        15 mSv

        Peau4

        500 mSv

        50 mSv

        Mains et pieds

        500 mSv

        -

        1 Les limites s'appliquent à la somme des doses pertinentes provenant de l'exposition externe au cours de la période spécifiée et de la dose engagée sur 50 ans (jusqu'à 70 ans pour les enfants) provenant des incorporations au cours de la même période.

        2 Avec la disposition supplémentaire que la dose efficace ne doit pas dépasser 50 mSv au cours d'une seule année. Des restrictions supplémentaires s'appliquent à l'exposition professionnelle des femmes enceintes.

        3 Dans des circonstances particulières, une valeur plus élevée de dose efficace pourrait être autorisée en une seule année, à condition que la moyenne sur 5 ans ne dépasse pas 1 mSv par an.

        4 La limitation de la dose efficace assure une protection suffisante de la peau contre les effets stochastiques. Une limite supplémentaire est nécessaire pour les expositions localisées afin d'éviter les effets déterministes.

        Dosimétrie

        La dosimétrie est utilisée pour indiquer les équivalents de dose que les travailleurs reçoivent de externe champs de rayonnement auxquels ils peuvent être exposés. Les dosimètres sont caractérisés par le type d'appareil, le type de rayonnement qu'ils mesurent et la partie du corps pour laquelle la dose absorbée doit être indiquée.

        Trois principaux types de dosimètres sont les plus couramment utilisés. Ce sont des dosimètres thermoluminescents, des dosimètres à film et des chambres d'ionisation. D'autres types de dosimètres (non abordés ici) comprennent les feuilles de fission, les dispositifs de gravure de piste et les dosimètres à « bulles » en plastique.

        Les dosimètres thermoluminescents sont le type de dosimètre personnel le plus couramment utilisé. Ils tirent parti du principe selon lequel, lorsque certains matériaux absorbent l'énergie des rayonnements ionisants, ils la stockent de manière à pouvoir ensuite la récupérer sous forme de lumière lorsque les matériaux sont chauffés. Dans une large mesure, la quantité de lumière libérée est directement proportionnelle à l'énergie absorbée par le rayonnement ionisant et donc à la dose absorbée par le matériau. Cette proportionnalité est valable sur une très large gamme d'énergie de rayonnement ionisant et de débit de dose absorbée.

        Un équipement spécial est nécessaire pour traiter avec précision les dosimètres thermoluminescents. La lecture du dosimètre thermoluminescent détruit les informations de dose qu'il contient. Cependant, après un traitement approprié, les dosimètres thermoluminescents sont réutilisables.

        Le matériau utilisé pour les dosimètres thermoluminescents doit être transparent à la lumière qu'il émet. Les matériaux les plus couramment utilisés pour les dosimètres thermoluminescents sont le fluorure de lithium (LiF) et le fluorure de calcium (CaF2). Les matériaux peuvent être dopés avec d'autres matériaux ou fabriqués avec une composition isotopique spécifique à des fins spécialisées telles que la dosimétrie neutronique.

        De nombreux dosimètres contiennent plusieurs puces thermoluminescentes avec différents filtres devant eux pour permettre la discrimination entre les énergies et les types de rayonnement.

        Le film était le matériau le plus populaire pour la dosimétrie du personnel avant que la dosimétrie thermoluminescente ne devienne courante. Le degré d'assombrissement du film dépend de l'énergie absorbée par le rayonnement ionisant, mais la relation n'est pas linéaire. La dépendance de la réponse du film à la dose totale absorbée, au débit de dose absorbée et à l'énergie de rayonnement est supérieure à celle des dosimètres thermoluminescents et peut limiter la plage d'applicabilité du film. Cependant, le film a l'avantage de fournir un enregistrement permanent de la dose absorbée à laquelle il a été exposé.

        Diverses formulations de films et agencements de filtres peuvent être utilisés à des fins particulières, telles que la dosimétrie neutronique. Comme pour les dosimètres thermoluminescents, un équipement spécial est nécessaire pour une analyse correcte.

        Le film est généralement beaucoup plus sensible à l'humidité et à la température ambiantes que les matériaux thermoluminescents et peut donner des lectures faussement élevées dans des conditions défavorables. En revanche, les équivalents de dose indiqués par les dosimètres thermoluminescents peuvent être affectés par le choc de leur chute sur une surface dure.

        Seules les plus grandes organisations exploitent leurs propres services de dosimétrie. La plupart obtiennent ces services auprès d'entreprises spécialisées dans leur fourniture. Il est important que ces entreprises soient agréées ou accréditées par les autorités indépendantes appropriées afin que des résultats dosimétriques précis soient assurés.

        Petites chambres d'ionisation à lecture automatique, également appelées chambres de poche, permettent d'obtenir des informations dosimétriques immédiates. Leur utilisation est souvent nécessaire lorsque le personnel doit entrer dans des zones de rayonnement élevé ou très élevé, où le personnel peut recevoir une dose absorbée importante en peu de temps. Les chambres de poche sont souvent calibrées localement et sont très sensibles aux chocs. Par conséquent, ils doivent toujours être complétés par des dosimètres thermoluminescents ou à film, qui sont plus précis et fiables mais ne fournissent pas de résultats immédiats.

        La dosimétrie est requise pour un travailleur lorsqu'il a une probabilité raisonnable d'accumuler un certain pourcentage, généralement 5 ou 10 %, de l'équivalent de dose maximal admissible pour le corps entier ou certaines parties du corps.

        Un dosimètre corps entier doit être porté quelque part entre les épaules et la taille, à un point où l'exposition la plus élevée est anticipée. Lorsque les conditions d'exposition le justifient, d'autres dosimètres peuvent être portés aux doigts ou aux poignets, à l'abdomen, sur un bandeau ou un chapeau au niveau du front, ou sur un col, pour évaluer l'exposition localisée aux extrémités, un fœtus ou un embryon, la thyroïde ou le lentilles des yeux. Reportez-vous aux directives réglementaires appropriées pour savoir si les dosimètres doivent être portés à l'intérieur ou à l'extérieur des vêtements de protection tels que les tabliers, les gants et les colliers en plomb.

        Les dosimètres personnels indiquent uniquement le rayonnement auquel dosimètre a été exposé. L'attribution de l'équivalent de dose du dosimètre à la personne ou aux organes de la personne est acceptable pour les petites doses insignifiantes, mais les fortes doses de dosimètre, en particulier celles qui dépassent largement les normes réglementaires, doivent être analysées avec soin en ce qui concerne le placement du dosimètre et les champs de rayonnement réels auxquels le travailleur a été exposé lors de l'estimation de la dose travailleur effectivement reçu. Une déclaration doit être obtenue du travailleur dans le cadre de l'enquête et incluse dans le dossier. Cependant, bien plus souvent qu'autrement, de très fortes doses de dosimètre sont le résultat d'une exposition délibérée au rayonnement du dosimètre alors qu'il n'était pas porté.

        Essai biologique

        Essai biologique (aussi appelé radiobiologique) s'entend de la détermination des types, quantités ou concentrations et, dans certains cas, de l'emplacement des matières radioactives dans le corps humain, que ce soit par mesure directe (in vivo comptage) ou par analyse et évaluation des matières excrétées ou retirées du corps humain.

        L'essai biologique est généralement utilisé pour évaluer l'équivalent de dose d'un travailleur dû à la matière radioactive absorbée dans l'organisme. Il peut également fournir une indication de l'efficacité des mesures actives prises pour prévenir un tel apport. Plus rarement, il peut être utilisé pour estimer la dose reçue par un travailleur suite à une exposition massive à des rayonnements externes (par exemple, en comptant les globules blancs ou les défauts chromosomiques).

        Un essai biologique doit être effectué lorsqu'il existe une possibilité raisonnable qu'un travailleur absorbe ou ait absorbé dans son organisme plus d'un certain pourcentage (habituellement 5 ou 10 %) de la LAI pour un radionucléide. La forme chimique et physique du radionucléide recherché dans l'organisme détermine le type de dosage biologique nécessaire pour le détecter.

        Le dosage biologique peut consister à analyser des échantillons prélevés sur le corps (par exemple, urine, matières fécales, sang ou cheveux) pour les isotopes radioactifs. Dans ce cas, la quantité de radioactivité dans l'échantillon peut être liée à la radioactivité dans le corps de la personne et par la suite à la dose de rayonnement que le corps de la personne ou certains organes ont reçu ou s'engagent à recevoir. Le dosage biologique du tritium dans l'urine est un exemple de ce type de dosage biologique.

        Le balayage du corps entier ou partiel peut être utilisé pour détecter les radionucléides qui émettent des rayons x ou gamma d'énergie raisonnablement détectables à l'extérieur du corps. Test biologique de la thyroïde pour l'iode-131 (131I) est un exemple de ce type de dosage biologique.

        L'essai biologique peut être effectué en interne ou des échantillons ou du personnel peuvent être envoyés à une installation ou à une organisation spécialisée dans l'essai biologique à effectuer. Dans les deux cas, un étalonnage approprié de l'équipement et l'accréditation des procédures de laboratoire sont essentiels pour garantir des résultats d'essais biologiques exacts, précis et défendables.

        Vêtements de protection

        Les vêtements de protection sont fournis par l'employeur au travailleur pour réduire la possibilité de contamination radioactive du travailleur ou de ses vêtements ou pour protéger partiellement le travailleur des rayonnements bêta, x ou gamma. Des exemples des premiers sont les vêtements, les gants, les cagoules et les bottes anti-contamination. Des exemples de ces derniers sont les tabliers, les gants et les lunettes au plomb.

        Protection respiratoire

        Un appareil de protection respiratoire est un appareil, tel qu'un respirateur, utilisé pour réduire l'absorption par un travailleur de matières radioactives en suspension dans l'air.

        Les employeurs doivent utiliser, dans la mesure du possible, des processus ou d'autres contrôles techniques (par exemple, confinement ou ventilation) pour limiter les concentrations de matières radioactives dans l'air. Lorsque cela n'est pas possible pour contrôler les concentrations de matières radioactives dans l'air à des valeurs inférieures à celles qui définissent une zone de radioactivité aéroportée, l'employeur, conformément au maintien de l'équivalent de dose efficace total ALARA, doit augmenter la surveillance et limiter les apports d'un ou plusieurs des moyens suivants :

        • contrôle d'accès
        • limitation des temps d'exposition
        • utilisation d'équipements de protection respiratoire
        • autres contrôles.

         

        Les équipements de protection respiratoire remis aux travailleurs doivent être conformes aux normes nationales applicables à ces équipements.

        L'employeur doit mettre en place et maintenir un programme de protection respiratoire qui comprend :

        • échantillonnage de l'air suffisant pour identifier le danger potentiel, permettre une sélection appropriée de l'équipement et estimer les expositions
        • enquêtes et essais biologiques, le cas échéant, pour évaluer les apports réels
        • test des respirateurs pour vérifier leur fonctionnement immédiatement avant chaque utilisation
        • des procédures écrites concernant la sélection, l'ajustement, la délivrance, l'entretien et les tests des respirateurs, y compris les tests de fonctionnement immédiatement avant chaque utilisation ; supervision et formation du personnel; la surveillance, y compris l'échantillonnage de l'air et les essais biologiques ; et tenue de dossiers
        • détermination par un médecin avant l'ajustement initial des respirateurs, et périodiquement à une fréquence déterminée par un médecin, que l'utilisateur individuel est médicalement apte à utiliser l'équipement de protection respiratoire.

         

        L'employeur doit aviser chaque utilisateur de respirateur que l'utilisateur peut quitter la zone de travail à tout moment pour être soulagé de l'utilisation du respirateur en cas de dysfonctionnement de l'équipement, de détresse physique ou psychologique, de défaillance de procédure ou de communication, de détérioration importante des conditions de fonctionnement ou de toute autre condition. qui pourrait exiger un tel soulagement.

        Même si les circonstances ne nécessitent pas l'utilisation systématique de respirateurs, des conditions d'urgence crédibles peuvent exiger leur disponibilité. Dans de tels cas, les respirateurs doivent également être certifiés pour une telle utilisation par un organisme d'accréditation approprié et maintenus dans un état prêt à l'emploi.

        Surveillance de la santé au travail

        Les travailleurs exposés aux rayonnements ionisants devraient bénéficier des mêmes services de santé au travail que les travailleurs exposés à d'autres risques professionnels.

        Les examens généraux de préembauche évaluent l'état de santé général du futur employé et établissent des données de référence. Les antécédents médicaux et d'exposition doivent toujours être obtenus. Des examens spécialisés, tels que le cristallin de l'œil et la numération des cellules sanguines, peuvent être nécessaires selon la nature de l'exposition aux rayonnements prévue. Cela doit être laissé à l'appréciation du médecin traitant.

        Enquêtes sur la contamination

        Une étude de contamination est une évaluation des conditions radiologiques liées à la production, à l'utilisation, au rejet, à l'élimination ou à la présence de matières radioactives ou d'autres sources de rayonnement. Le cas échéant, une telle évaluation comprend une étude physique de l'emplacement des matières radioactives et des mesures ou des calculs des niveaux de rayonnement, ou des concentrations ou quantités de matières radioactives présentes.

        Des études de contamination sont effectuées pour démontrer la conformité aux réglementations nationales et pour évaluer l'étendue des niveaux de rayonnement, les concentrations ou les quantités de matières radioactives, ainsi que les risques radiologiques potentiels qui pourraient être présents.

        La fréquence des enquêtes de contamination est déterminée par le degré de danger potentiel présent. Des enquêtes hebdomadaires doivent être effectuées dans les zones de stockage des déchets radioactifs et dans les laboratoires et les cliniques où des quantités relativement importantes de sources radioactives non scellées sont utilisées. Des enquêtes mensuelles suffisent pour les laboratoires qui travaillent avec de petites quantités de sources radioactives, comme les laboratoires qui effectuent in vitro tests utilisant des isotopes tels que le tritium, le carbone 14 (14C), et l'iode-125 (125I) avec des activités inférieures à quelques kBq.

        L'équipement de radioprotection et les radiamètres doivent être adaptés aux types de matières radioactives et de rayonnements concernés, et doivent être correctement calibrés.

        Les études de contamination consistent en des mesures des niveaux de rayonnement ambiant avec un compteur Geiger-Mueller (GM), une chambre d'ionisation ou un compteur à scintillation ; mesures d'une éventuelle contamination de surface α ou βγ avec des compteurs à scintillation GM ou au sulfure de zinc (ZnS) à fenêtre mince appropriés ; et des tests d'essuyage des surfaces à compter ultérieurement dans un compteur à puits à scintillation (iodure de sodium (NaI)), un compteur au germanium (Ge) ou un compteur à scintillation liquide, selon le cas.

        Des seuils d'intervention appropriés doivent être établis pour les résultats de mesure du rayonnement ambiant et de la contamination. Lorsqu'un seuil d'intervention est dépassé, des mesures doivent être prises immédiatement pour atténuer les niveaux détectés, les rétablir dans des conditions acceptables et empêcher l'exposition inutile du personnel aux rayonnements ainsi que l'absorption et la propagation de matières radioactives.

        Surveillance de l'environnement

        La surveillance de l'environnement fait référence à la collecte et à la mesure d'échantillons environnementaux pour les matières radioactives et à la surveillance des zones à l'extérieur des environs du lieu de travail pour les niveaux de rayonnement. Les objectifs de la surveillance environnementale comprennent l'estimation des conséquences pour l'homme résultant du rejet de radionucléides dans la biosphère, la détection des rejets de matières radioactives dans l'environnement avant qu'ils ne deviennent graves et la démonstration de la conformité aux réglementations.

        Une description complète des techniques de surveillance environnementale dépasse le cadre de cet article. Cependant, des principes généraux seront discutés.

        Des échantillons environnementaux doivent être prélevés pour surveiller la voie la plus probable des radionucléides de l'environnement à l'homme. Par exemple, des échantillons de sol, d'eau, d'herbe et de lait dans les régions agricoles autour d'une centrale nucléaire doivent être prélevés régulièrement et analysés pour l'iode-131 (131I) et le strontium-90 (90Sr) contenu.

        La surveillance environnementale peut comprendre le prélèvement d'échantillons d'air, d'eau souterraine, d'eau de surface, de sol, de feuillage, de poisson, de lait, de gibier, etc. Le choix des échantillons à prélever et la fréquence à laquelle les prélever doivent être basés sur les objectifs de la surveillance, bien qu'un petit nombre d'échantillons aléatoires puisse parfois identifier un problème jusque-là inconnu.

        La première étape de la conception d'un programme de surveillance de l'environnement consiste à caractériser les radionucléides rejetés ou susceptibles d'être rejetés accidentellement, en fonction du type, de la quantité et de la forme physique et chimique.

        La possibilité de transport de ces radionucléides dans l'air, les eaux souterraines et les eaux de surface est la prochaine considération. L'objectif est de prédire les concentrations de radionucléides atteignant l'homme directement par l'air et l'eau ou indirectement par les aliments.

        La bioaccumulation des radionucléides résultant du dépôt dans les milieux aquatiques et terrestres est le prochain sujet de préoccupation. L'objectif est de prédire la concentration des radionucléides une fois qu'ils entrent dans la chaîne alimentaire.

        Enfin, le taux de consommation humaine de ces aliments potentiellement contaminés et la façon dont cette consommation contribue à la dose de rayonnement humaine et au risque pour la santé qui en résulte sont examinés. Les résultats de cette analyse sont utilisés pour déterminer la meilleure approche d'échantillonnage environnemental et pour s'assurer que les objectifs du programme de surveillance environnementale sont atteints.

        Tests d'étanchéité des sources scellées

        Une source scellée désigne une matière radioactive qui est enfermée dans une capsule conçue pour empêcher la fuite ou la fuite de la matière. Ces sources doivent être testées périodiquement pour vérifier que la source ne laisse pas échapper de matière radioactive.

        Chaque source scellée doit faire l'objet d'un test d'étanchéité avant sa première utilisation sauf si le fournisseur a fourni un certificat indiquant que la source a été testée dans les six mois (trois mois pour les émetteurs α) avant le transfert au propriétaire actuel. Chaque source scellée doit être testée pour détecter les fuites au moins une fois tous les six mois (trois mois pour les émetteurs α) ou à un intervalle spécifié par l'autorité de réglementation.

        Généralement, les tests de fuite sur les sources suivantes ne sont pas requis :

        • sources contenant uniquement des matières radioactives dont la période radioactive est inférieure à 30 jours
        • sources contenant uniquement des matières radioactives sous forme de gaz
        • sources contenant 4 MBq ou moins de matériau émetteur βγ ou 0.4 MBq ou moins de matériau émetteur α
        • sources stockées et non utilisées ; cependant, chacune de ces sources doit faire l'objet d'un test d'étanchéité avant toute utilisation ou transfert, à moins qu'elle n'ait fait l'objet d'un test d'étanchéité dans les six mois précédant la date d'utilisation ou de transfert
        • graines d'iridium-192 (192Ir) entouré d'un ruban de nylon.

         

        Un test d'étanchéité est effectué en prélevant un échantillon de lingette sur la source scellée ou sur les surfaces de l'appareil dans lequel la source scellée est montée ou stockée sur lesquelles on peut s'attendre à ce qu'une contamination radioactive s'accumule ou en lavant la source dans un petit volume de détergent solution et en traitant le volume entier comme l'échantillon.

        L'échantillon doit être mesuré de manière à ce que le test d'étanchéité puisse détecter la présence d'au moins 200 Bq de matière radioactive sur l'échantillon.

        Les sources de radium scellées nécessitent des procédures de test d'étanchéité spéciales pour détecter les fuites de gaz radon (Rn). Par exemple, une procédure consiste à conserver la source scellée dans un pot avec des fibres de coton pendant au moins 24 heures. A la fin de la période, les fibres de coton sont analysées pour la présence de descendance Rn.

        Une source scellée dont la fuite dépasse les limites autorisées doit être retirée du service. Si la source n'est pas réparable, elle doit être traitée comme un déchet radioactif. L'autorité de réglementation peut exiger que les sources de fuite soient signalées si la fuite résulte d'un défaut de fabrication méritant une enquête plus approfondie.

        Achat

        Le personnel de radioprotection doit tenir un inventaire à jour de toutes les matières radioactives et autres sources de rayonnements ionisants dont l'employeur est responsable. Les procédures de l'organisme doivent garantir que le personnel de radioprotection est au courant de la réception, de l'utilisation, du transfert et de l'élimination de toutes ces matières et sources afin que l'inventaire puisse être tenu à jour. Un inventaire physique de toutes les sources scellées doit être effectué au moins une fois tous les trois mois. L'inventaire complet des sources de rayonnements ionisants devrait être vérifié lors de l'audit annuel du programme de sûreté radiologique.

        Affichage des zones

        La figure 1 montre le symbole de rayonnement standard international. Cela doit apparaître bien en vue sur tous les panneaux indiquant les zones contrôlées aux fins de la radioprotection et sur les étiquettes des conteneurs indiquant la présence de matières radioactives.

        Figure 1. Symbole de rayonnement

        ION050F1

        Les zones contrôlées aux fins de la radioprotection sont souvent désignées en termes de niveaux de débit de dose croissants. Ces zones doivent être signalées bien en vue par un ou des panneaux portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION, ZONE DE RAYONNEMENT », « ATTENTION (or DANGER), ZONE DE RAYONNEMENT ÉLEVÉ » ou « DANGER GRAVE, ZONE DE RAYONNEMENT TRÈS ÉLEVÉ », selon le cas.

        1. Une zone de rayonnement est une zone, accessible au personnel, dans laquelle les niveaux de rayonnement pourraient faire en sorte qu'un individu reçoive un équivalent de dose supérieur à 0.05 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface pénétrée par le rayonnement.
        2. Une zone de rayonnement élevé est une zone, accessible au personnel, dans laquelle les niveaux de rayonnement pourraient faire en sorte qu'un individu reçoive un équivalent de dose supérieur à 1 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface pénétrée par le rayonnement.
        3. Une zone de rayonnement très élevé est une zone, accessible au personnel, dans laquelle les niveaux de rayonnement pourraient faire en sorte qu'un individu reçoive une dose absorbée supérieure à 5 Gy en 1 h à 1 m d'une source de rayonnement ou de toute surface pénétrée par le rayonnement.

        Si une zone ou une pièce contient une quantité importante de matières radioactives (telles que définies par l'organisme de réglementation), l'entrée de cette zone ou pièce doit être signalée bien en vue par un panneau portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION (or DANGER), MATIÈRES RADIOACTIVES ».

        Une zone de radioactivité aéroportée est une pièce ou une zone dans laquelle la radioactivité aéroportée dépasse certains niveaux définis par l'autorité de régulation. Chaque zone de radioactivité aéroportée doit être signalée par un ou plusieurs panneaux bien en vue portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION, ZONE DE RADIOACTIVITÉ AÉROPORTÉE » ou « DANGER, ZONE DE RADIOACTIVITÉ AÉROPORTÉE ».

        Des exceptions à ces exigences d'affichage peuvent être accordées pour les chambres de patients dans les hôpitaux où ces chambres sont par ailleurs sous contrôle adéquat. Il n'est pas nécessaire d'afficher les zones ou les pièces dans lesquelles les sources de rayonnements doivent se trouver pendant des périodes de huit heures ou moins et sont par ailleurs constamment surveillées sous contrôle adéquat par du personnel qualifié.

        Contrôle d'accès

        Le degré auquel l'accès à une zone doit être contrôlé est déterminé par le degré de danger radiologique potentiel dans la zone.

        Contrôle d'accès aux zones à haut rayonnement

        Chaque entrée ou point d'accès à une zone à rayonnement élevé doit avoir une ou plusieurs des caractéristiques suivantes :

        • un dispositif de contrôle qui, lors de l'entrée dans la zone, provoque la réduction du niveau de rayonnement en dessous du niveau auquel un individu pourrait recevoir une dose de 1 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface sur laquelle le rayonnement pénètre
        • un dispositif de contrôle qui alimente un signal d'alarme visible ou audible afin que la personne entrant dans la zone de rayonnement élevé et le superviseur de l'activité soient informés de l'entrée
        • les entrées verrouillées, sauf pendant les périodes où l'accès à la zone est nécessaire, avec un contrôle positif sur chaque entrée individuelle.

         

        Au lieu des contrôles requis pour une zone à fort rayonnement, une surveillance continue directe ou électronique capable d'empêcher l'entrée non autorisée peut être substituée.

        Les contrôles doivent être établis de manière à ne pas empêcher les personnes de quitter la zone à haut rayonnement.

        Contrôle d'accès aux zones à très haut rayonnement

        En plus des exigences pour une zone de rayonnement élevé, des mesures supplémentaires doivent être instituées pour s'assurer qu'un individu ne peut pas accéder sans autorisation ou par inadvertance à des zones dans lesquelles des niveaux de rayonnement pourraient être rencontrés à 5 Gy ou plus en 1 h à 1 m d'une source de rayonnement ou de toute surface à travers laquelle le rayonnement pénètre.

        Marquages ​​sur les conteneurs et l'équipement

        Chaque conteneur de matières radioactives au-delà d'une quantité déterminée par l'autorité de réglementation doit porter une étiquette durable et clairement visible portant le symbole de rayonnement et les mots « ATTENTION, MATIÈRES RADIOACTIVES » ou « DANGER, MATIÈRES RADIOACTIVES ». L'étiquette doit également fournir suffisamment d'informations - telles que le(s) radionucléide(s) présent(s), une estimation de la quantité de radioactivité, la date à laquelle l'activité est estimée, les niveaux de rayonnement, les types de matériaux et l'enrichissement en masse - pour permettre aux personnes manipulant ou utilisant conteneurs, ou travaillant à proximité des conteneurs, à prendre des précautions pour éviter ou minimiser les expositions.

        Avant le retrait ou l'élimination des conteneurs vides non contaminés dans des zones non réglementées, l'étiquette des matières radioactives doit être retirée ou effacée, ou il doit être clairement indiqué que le conteneur ne contient plus de matières radioactives.

        Les contenants n'ont pas besoin d'être étiquetés si :

        1. les conteneurs sont surveillés par une personne qui prend les précautions nécessaires pour éviter l'exposition des personnes au-delà des limites réglementaires
        2. les conteneurs, lorsqu'ils sont en cours de transport, sont emballés et étiquetés conformément aux réglementations de transport appropriées
        3. les conteneurs ne sont accessibles qu'aux personnes autorisées à les manipuler ou à les utiliser, ou à travailler à proximité des conteneurs, si le contenu est identifié à ces personnes par un enregistrement écrit facilement disponible (des exemples de conteneurs de ce type sont des conteneurs dans des endroits tels que canaux remplis d'eau, voûtes de stockage ou cellules chaudes) ; le dossier doit être conservé tant que les contenants sont utilisés aux fins indiquées sur le dossier; ou alors
        4. les conteneurs sont installés dans des équipements de fabrication ou de traitement, tels que des composants de réacteur, des tuyauteries et des réservoirs.

         

        Dispositifs d'avertissement et alarmes

        Les zones à rayonnement élevé et les zones à rayonnement très élevé doivent être équipées de dispositifs d'avertissement et d'alarmes, comme indiqué ci-dessus. Ces dispositifs et alarmes peuvent être visibles ou audibles ou les deux. Les dispositifs et les alarmes des systèmes tels que les accélérateurs de particules doivent être automatiquement activés dans le cadre de la procédure de démarrage afin que le personnel ait le temps de quitter la zone ou d'éteindre le système avec un bouton "scram" avant que le rayonnement ne soit produit. Les boutons « Scram » (boutons dans la zone contrôlée qui, lorsqu'ils sont enfoncés, font chuter immédiatement les niveaux de rayonnement à des niveaux sûrs) doivent être facilement accessibles et marqués et affichés de manière bien visible.

        Les dispositifs de surveillance, tels que les moniteurs d'air continus (CAM), peuvent être préréglés pour émettre des alarmes sonores et visuelles ou pour éteindre un système lorsque certains niveaux d'action sont dépassés.

        Instrumentation

        L'employeur doit mettre à disposition des instruments adaptés au degré et aux types de rayonnement et de matières radioactives présents sur le lieu de travail. Cette instrumentation peut être utilisée pour détecter, surveiller ou mesurer les niveaux de rayonnement ou de radioactivité.

        L'instrumentation doit être étalonnée à des intervalles appropriés à l'aide de méthodes et de sources d'étalonnage accréditées. Les sources d'étalonnage doivent être autant que possible semblables aux sources à détecter ou à mesurer.

        Les types d'instrumentation comprennent les instruments de surveillance portatifs, les moniteurs d'air continus, les moniteurs portiques mains-pieds, les compteurs à scintillation liquide, les détecteurs contenant des cristaux Ge ou NaI, etc.

        Transport de matières radioactives

        L'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) a établi des réglementations pour le transport des matières radioactives. La plupart des pays ont adopté des réglementations compatibles avec les réglementations de l'AIEA sur les expéditions radioactives.

        Figure 2. Catégorie I - Label BLANC

        ION050F2

        Les figures 2, 3 et 4 sont des exemples d'étiquettes d'expédition que les règlements de l'AIEA exigent à l'extérieur des colis présentés pour l'expédition qui contiennent des matières radioactives. L'indice de transport sur les étiquettes illustrées à la figure 3 et à la figure 4 fait référence au débit de dose efficace le plus élevé à 1 m de toute surface du colis en mSv/h multiplié par 100, puis arrondi au dixième supérieur. (Par exemple, si le débit de dose efficace le plus élevé à 1 m de toute surface d'un colis est de 0.0233 mSv/h, alors l'indice de transport est de 2.4.)

        Figure 3. Catégorie II - Étiquette JAUNE

        ION050F3
        Figure 4. Catégorie III - Étiquette JAUNE
        ION050F4

         

        La figure 5 montre un exemple de plaquette que les véhicules terrestres doivent afficher bien en vue lorsqu'ils transportent des colis contenant des matières radioactives au-delà de certaines quantités.

        Figure 5. Plaque du véhicule

        ION050F5

        Les emballages destinés à être utilisés pour l'expédition de matières radioactives doivent être conformes à des exigences strictes en matière d'essais et de documentation. Le type et la quantité de matières radioactives expédiées déterminent les spécifications auxquelles l'emballage doit répondre.

        La réglementation du transport des matières radioactives est compliquée. Les personnes qui n'expédient pas régulièrement des matières radioactives doivent toujours consulter des experts expérimentés dans ce type d'expéditions.

        Déchet radioactif

        Diverses méthodes d'élimination des déchets radioactifs sont disponibles, mais toutes sont contrôlées par les autorités réglementaires. Par conséquent, une organisation doit toujours consulter son autorité de réglementation pour s'assurer qu'une méthode d'élimination est autorisée. Les méthodes d'élimination des déchets radioactifs comprennent la conservation du matériau pour la désintégration radioactive et l'élimination ultérieure sans tenir compte de la radioactivité, l'incinération, l'élimination dans le système d'égouts sanitaires, l'enfouissement à terre et l'enfouissement en mer. L'inhumation en mer n'est souvent pas autorisée par la politique nationale ou un traité international et ne sera pas discutée plus avant.

        Les déchets radioactifs des cœurs de réacteurs (déchets hautement radioactifs) posent des problèmes particuliers en matière de stockage. La manipulation et l'élimination de ces déchets sont contrôlées par les autorités réglementaires nationales et internationales.

        Souvent, les déchets radioactifs peuvent avoir une propriété autre que la radioactivité qui, à elle seule, les rendrait dangereux. Ces déchets sont appelés déchets mixtes. Les exemples incluent les déchets radioactifs qui présentent également un risque biologique ou qui sont toxiques. Les déchets mixtes nécessitent une manipulation spéciale. Se référer aux autorités réglementaires pour l'élimination appropriée de ces déchets.

        Détention pour désintégration radioactive

        Si la demi-vie de la matière radioactive est courte (généralement moins de 65 jours) et si l'organisation dispose d'un espace de stockage suffisant, les déchets radioactifs peuvent être conservés pour désintégration avec élimination ultérieure sans tenir compte de leur radioactivité. Une période de maintien d'au moins dix demi-vies est généralement suffisante pour rendre les niveaux de rayonnement indiscernables du bruit de fond.

        Les déchets doivent être inspectés avant d'être éliminés. L'enquête doit utiliser des instruments appropriés pour le rayonnement à détecter et démontrer que les niveaux de rayonnement sont indiscernables du bruit de fond.

        Iincinération

        Si l'autorité de réglementation autorise l'incinération, il doit généralement être démontré que cette incinération n'entraîne pas une concentration de radionucléides dans l'air dépassant les niveaux admissibles. Les cendres doivent être inspectées périodiquement pour vérifier qu'elles ne sont pas radioactives. Dans certaines circonstances, il peut être nécessaire de surveiller la cheminée pour s'assurer que les concentrations atmosphériques admissibles ne sont pas dépassées.

        Élimination dans le réseau d'égouts sanitaires

        Si l'autorité de réglementation autorise une telle élimination, il doit généralement être démontré que cette élimination n'entraîne pas une concentration de radionucléides dans l'eau supérieure aux niveaux admissibles. Le matériau à éliminer doit être soluble ou autrement facilement dispersible dans l'eau. L'autorité de sûreté fixe souvent des limites annuelles spécifiques à une telle élimination par radionucléide.

        Enterrement terrestre

        Les déchets radioactifs non éliminables par d'autres moyens seront éliminés par enfouissement terrestre dans des sites agréés par les autorités réglementaires nationales ou locales. Les autorités réglementaires contrôlent étroitement cette élimination. Les producteurs de déchets ne sont généralement pas autorisés à éliminer des déchets radioactifs sur leur propre terrain. Les coûts associés à l'enfouissement terrestre comprennent les frais d'emballage, d'expédition et de stockage. Ces coûts s'ajoutent au coût de l'espace d'enfouissement lui-même et peuvent souvent être réduits en compactant les déchets. Les coûts d'enfouissement des terres pour l'élimination des déchets radioactifs augmentent rapidement.

        Audits de programme

        Les programmes de radioprotection doivent être audités périodiquement pour vérifier leur efficacité, leur exhaustivité et leur conformité avec les autorités réglementaires. L'audit doit être effectué au moins une fois par an et être complet. Les auto-audits sont généralement autorisés, mais des audits par des agences extérieures indépendantes sont souhaitables. Les audits des agences externes ont tendance à être plus objectifs et ont un point de vue plus global que les audits locaux. Une agence d'audit non associée aux opérations quotidiennes d'un programme de radioprotection peut souvent identifier des problèmes non vus par les opérateurs locaux, qui peuvent avoir pris l'habitude de les ignorer.

        Formation

        Les employeurs doivent fournir une formation en radioprotection à tous les travailleurs exposés ou potentiellement exposés à des rayonnements ionisants ou à des matières radioactives. Ils doivent fournir une formation initiale avant qu'un travailleur ne commence à travailler et une formation de recyclage annuelle. En outre, chaque travailleuse en âge de procréer doit recevoir une formation et des informations spéciales sur les effets des rayonnements ionisants sur l'enfant à naître et sur les précautions qu'elle doit prendre. Cette formation spéciale doit être donnée lors de son premier emploi, lors de la formation annuelle de remise à niveau et si elle avise son employeur qu'elle est enceinte.

        Toutes les personnes travaillant ou fréquentant toute partie d'une zone dont l'accès est restreint pour des raisons de radioprotection :

        • doit être tenu informé du stockage, du transfert ou de l'utilisation de matières radioactives ou de rayonnements dans ces parties de la zone réglementée
        • doivent être informés des problèmes de protection de la santé associés à l'exposition à ces matières radioactives ou à ces rayonnements, des précautions ou des procédures visant à minimiser l'exposition, ainsi que des objectifs et des fonctions des dispositifs de protection utilisés
        • doit être instruit et chargé de respecter, dans la mesure où le travailleur en a le contrôle, les dispositions applicables des réglementations nationales et de l'employeur pour la protection du personnel contre les expositions aux rayonnements ou aux matières radioactives se produisant dans ces zones
        • doivent être informés de leur responsabilité de signaler rapidement à l'employeur toute condition susceptible d'entraîner ou de provoquer une violation des réglementations nationales ou de l'employeur ou une exposition inutile à des rayonnements ou à des matières radioactives
        • doivent être informés de la réponse appropriée aux avertissements émis en cas d'événement ou de dysfonctionnement inhabituel pouvant impliquer une exposition à des rayonnements ou à des matières radioactives
        • doivent être informés des rapports d'exposition aux rayonnements que les travailleurs peuvent demander.

         

        L'étendue des consignes de radioprotection doit être proportionnée aux problèmes potentiels de radioprotection sanitaire dans la zone contrôlée. Les instructions doivent être étendues, le cas échéant, au personnel auxiliaire, comme les infirmières qui s'occupent des patients radioactifs dans les hôpitaux et les pompiers et les policiers qui pourraient répondre aux urgences.

        Qualifications des travailleurs

        Les employeurs doivent s'assurer que les travailleurs utilisant des rayonnements ionisants sont qualifiés pour effectuer le travail pour lequel ils sont employés. Les travailleurs doivent avoir les connaissances et l'expérience nécessaires pour effectuer leur travail en toute sécurité, notamment en ce qui concerne l'exposition et l'utilisation des rayonnements ionisants et des matières radioactives.

        Le personnel de radioprotection doit avoir les connaissances et les qualifications appropriées pour mettre en œuvre et faire fonctionner un bon programme de radioprotection. Leurs connaissances et leurs qualifications doivent être au moins en rapport avec les problèmes potentiels de protection radiologique de la santé qu'eux-mêmes et les travailleurs sont raisonnablement susceptibles de rencontrer.

        Planification d'urgence

        Toutes les opérations, sauf les plus petites, qui utilisent des rayonnements ionisants ou des matières radioactives doivent avoir des plans d'urgence en place. Ces plans doivent être tenus à jour et exercés périodiquement.

        Les plans d'urgence doivent traiter toutes les situations d'urgence crédibles. Les plans d'une grande centrale nucléaire seront beaucoup plus étendus et impliqueront une zone et un nombre de personnes beaucoup plus importants que les plans d'un petit laboratoire de radio-isotopes.

        Tous les hôpitaux, en particulier dans les grandes zones métropolitaines, devraient avoir des plans pour recevoir et soigner les patients contaminés par la radioactivité. Les services de police et de lutte contre les incendies devraient avoir des plans pour faire face aux accidents de transport mettant en cause des matières radioactives.

        Tenue de dossiers

        Les activités de radioprotection d'une organisation doivent être entièrement documentées et conservées de manière appropriée. Ces enregistrements sont essentiels si le besoin se fait sentir pour les expositions antérieures aux rayonnements ou les rejets de radioactivité et pour démontrer la conformité aux exigences des autorités réglementaires. Une tenue de dossiers cohérente, précise et complète doit recevoir une priorité élevée.

        Considérations organisationnelles

        Le poste de la personne principalement responsable de la radioprotection doit être placé dans l'organisation de manière à ce qu'elle ait un accès immédiat à tous les échelons des travailleurs et de la direction. Il ou elle doit avoir libre accès aux zones dont l'accès est restreint pour des raisons de radioprotection et le pouvoir de mettre fin immédiatement aux pratiques dangereuses ou illégales.

         

        Noir

        Cet article décrit plusieurs accidents radiologiques importants, leurs causes et les réponses à y apporter. Un examen des événements qui ont précédé, pendant et après ces accidents peut fournir aux planificateurs des informations leur permettant d'éviter de futurs accidents de ce type et d'améliorer une réponse appropriée et rapide au cas où un accident similaire se reproduirait.

        Mort par irradiation aiguë résultant d'une excursion nucléaire critique accidentelle le 30 décembre 1958

        Ce rapport est remarquable car il impliquait la plus grande dose accidentelle de rayonnement reçue par l'homme (à ce jour) et en raison de l'examen extrêmement professionnel et approfondi de l'affaire. Cela représente l'un des meilleurs, sinon le meilleur, documenté syndrome de rayonnement aigu descriptions qui existent (JOM 1961).

        Le 4 décembre 35 à 30 h 1958, une excursion critique accidentelle causant des lésions radiologiques mortelles à un employé (K) se produit dans l'usine de récupération de plutonium du Laboratoire national de Los Alamos (Nouveau-Mexique, États-Unis).

        L'heure de l'accident est importante car six autres ouvriers se trouvaient dans la même pièce que K trente minutes plus tôt. La date de l'accident est importante car le flux normal de matières fissiles dans le système a été interrompu pour l'inventaire physique de fin d'année. Cette interruption a rendu une procédure routinière non routinière et a conduit à une « criticité » accidentelle des solides riches en plutonium introduits accidentellement dans le système.

        Résumé des estimations de l'exposition au rayonnement de K

        La meilleure estimation de l'exposition corporelle totale moyenne de K se situait entre 39 et 49 Gy, dont environ 9 Gy étaient dus aux neutrons de fission. Une portion considérablement plus importante de la dose a été délivrée à la moitié supérieure du corps qu'à la moitié inférieure. Le tableau 1 montre une estimation de l'exposition au rayonnement de K.

        Tableau 1. Estimations de l'exposition au rayonnement de K

        Région et conditions

        Neutron rapide
        dose absorbée (Gy)

        La Gamme
        dose absorbée (Gy)

        Total
        dose absorbée (Gy)

        Tête (incident)

        26

        78

        104

        Abdomen supérieur
        (incident)

        30

        90

        124

        Corps total (moyenne)

        9

        30-40

        39-49

         

        Évolution clinique du patient

        Rétrospectivement, l'évolution clinique du patient K peut être divisée en quatre périodes distinctes. Ces périodes différaient en termes de durée, de symptômes et de réponse au traitement de soutien.

        La première période, d'une durée de 20 à 30 minutes, a été caractérisée par son effondrement physique immédiat et son incapacité mentale. Son état a évolué vers une semi-conscience et une grave prostration.

        La deuxième période a duré environ 1.5 heure et a commencé avec son arrivée sur une civière à la salle d'urgence de l'hôpital et s'est terminée par son transfert de la salle d'urgence à la salle pour une thérapie de soutien supplémentaire. Cet intervalle était caractérisé par un choc cardiovasculaire si grave que la mort semblait imminente pendant tout ce temps. Il semblait souffrir de fortes douleurs abdominales.

        La troisième période a duré environ 28 heures et a été caractérisée par une amélioration subjective suffisante pour encourager des tentatives continues pour soulager son anoxie, son hypotension et son insuffisance circulatoire.

        La quatrième période a commencé avec l'apparition non annoncée d'une irritabilité et d'un antagonisme augmentant rapidement, frisant la manie, suivis d'un coma et de la mort en environ 2 heures. L'ensemble de l'évolution clinique a duré 35 heures à partir du moment de l'exposition aux radiations jusqu'au décès.

        Les changements clinicopathologiques les plus spectaculaires ont été observés dans les systèmes hématopoïétique et urinaire. Les lymphocytes n'ont pas été trouvés dans le sang circulant après la huitième heure, et il y a eu un arrêt urinaire pratiquement complet malgré l'administration d'une grande quantité de liquides.

        La température rectale de K a varié entre 39.4 et 39.7°C pendant les 6 premières heures, puis est tombée précipitamment à la normale, où elle est restée toute sa vie. Cette température initiale élevée et son maintien pendant 6 heures ont été considérés comme étant en accord avec sa dose massive présumée de rayonnement. Son pronostic était grave.

        De toutes les diverses déterminations effectuées au cours de la maladie, les changements dans le nombre de globules blancs se sont révélés être l'indicateur pronostique le plus simple et le meilleur d'une irradiation sévère. La quasi-disparition des lymphocytes de la circulation périphérique dans les 6 heures suivant l'exposition était considérée comme un signe grave.

        Seize agents thérapeutiques différents ont été employés dans le traitement symptomatique de K sur une période d'environ 30 heures. Malgré cela et l'administration continue d'oxygène, ses tonalités cardiaques sont devenues très distantes, lentes et irrégulières environ 32 heures après l'irradiation. Son cœur s'affaiblit alors progressivement et s'arrête brusquement 34 heures 45 minutes après l'irradiation.

        Accident du réacteur n° 1 de Windscale du 9 au 12 octobre 1957

        Le réacteur n° 1 de Windscale était un réacteur de production de plutonium à uranium naturel, refroidi par air et modéré au graphite. Le cœur a été partiellement détruit par un incendie le 15 octobre 1957. Cet incendie a entraîné un rejet d'environ 0.74 PBq (10+15 Bq) d'iode-131 (131I) à l'environnement sous le vent.

        Selon un rapport d'information sur l'accident de la Commission américaine de l'énergie atomique sur l'incident de Windscale, l'accident a été causé par des erreurs de jugement de l'opérateur concernant les données de thermocouple et a été aggravé par une mauvaise manipulation du réacteur qui a permis à la température du graphite d'augmenter trop rapidement. Le fait que les thermocouples de température du combustible étaient situés dans la partie la plus chaude du réacteur (c'est-à-dire là où les débits de dose les plus élevés se produisaient) pendant les opérations normales, plutôt que dans les parties du réacteur qui étaient les plus chaudes lors d'un rejet anormal, a également contribué. Un deuxième défaut d'équipement était le wattmètre du réacteur, qui a été étalonné pour les opérations normales et lu bas pendant le recuit. Conséquence du deuxième cycle de chauffage, la température du graphite a augmenté le 9 octobre, en particulier dans la partie avant inférieure du réacteur où certaines gaines avaient cédé en raison de la montée rapide en température antérieure. Bien qu'il y ait eu un certain nombre de petits rejets d'iode le 9 octobre, les rejets n'ont été reconnus que le 10 octobre lorsque l'indicateur d'activité de la cheminée a montré une augmentation significative (qui n'a pas été considérée comme très significative). Enfin, dans l'après-midi du 10 octobre, d'autres surveillances (site de Calder) indiquent le dégagement de radioactivité. Les efforts pour refroidir le réacteur en y forçant de l'air ont non seulement échoué, mais ont en fait augmenté l'ampleur de la radioactivité libérée.

        Les rejets estimés de l'accident de Windscale étaient de 0.74 PBq de 131I, 0.22 PBq de césium-137 (137Cs), 3.0 TBq (1012Bq) de strontium-89 (89Sr), et 0.33 TBq de strontium-90
        (90Sr). Le débit de dose gamma absorbé hors site le plus élevé était d'environ 35 μGy/h en raison de l'activité aéroportée. Les relevés d'activité atmosphérique autour des usines de Windscale et de Calder étaient souvent de 5 à 10 fois les niveaux maximaux admissibles, avec des pics occasionnels de 150 fois les niveaux admissibles. Une interdiction du lait s'étendait sur un rayon d'environ 420 km.

        Lors des opérations de mise sous contrôle du réacteur, 14 travailleurs ont reçu des équivalents de dose supérieurs à 30 mSv par trimestre calendaire, l'équivalent de dose maximum étant de 46 mSv par trimestre calendaire.

        Les leçons apprises

        De nombreux enseignements ont été tirés concernant la conception et l'exploitation des réacteurs à uranium naturel. Les insuffisances concernant l'instrumentation du réacteur et la formation des opérateurs du réacteur soulèvent également des points analogues à l'accident de Three Mile Island (voir ci-dessous).

        Il n'existait aucune ligne directrice sur l'exposition admissible à court terme à l'iode radioactif dans les aliments. Le British Medical Research Council a effectué une enquête et une analyse rapides et approfondies. Beaucoup d'ingéniosité a été utilisée pour dériver rapidement les concentrations maximales admissibles pour 131moi dans la nourriture. L'étude Niveaux de référence d'urgence qui a résulté de cet accident sert de base aux guides de planification d'urgence maintenant utilisés dans le monde entier (Bryant 1969).

        Une corrélation utile a été dérivée pour prédire une contamination significative par l'iode radioactif dans le lait. Il a été constaté que les niveaux de rayonnement gamma dans les pâturages qui dépassaient 0.3 μGy/h produisaient du lait qui dépassait 3.7 MBq/m3.

        La dose absorbée par inhalation de l'exposition externe aux iodes radioactifs est négligeable par rapport à celle de la consommation de lait ou de produits laitiers. En cas d'urgence, la spectroscopie gamma rapide est préférable aux procédures de laboratoire plus lentes.

        Quinze équipes de deux personnes ont effectué des relevés de rayonnement et obtenu des échantillons. Vingt personnes ont été utilisées pour la coordination de l'échantillon et la communication des données. Environ 150 radiochimistes ont participé à l'analyse des échantillons.

        Les filtres à cheminée en laine de verre ne sont pas satisfaisants en conditions accidentelles.

        Accident de l'accélérateur pétrolier du Golfe du 4 octobre 1967

        Les techniciens de la Gulf Oil Company utilisaient un accélérateur Van de Graaff de 3 MeV pour l'activation d'échantillons de sol le 4 octobre 1967. La combinaison d'une panne de verrouillage sur la touche d'alimentation de la console de l'accélérateur et de l'enregistrement de plusieurs des verrouillages sur le tunnel de sécurité porte et la pièce cible à l'intérieur de la porte ont provoqué de graves expositions accidentelles à trois personnes. Un individu a reçu environ 1 Gy d'équivalent de dose au corps entier, le second a reçu près de 3 Gy d'équivalent de dose au corps entier et le troisième a reçu environ 6 Gy d'équivalent de dose au corps entier, en plus d'environ 60 Gy aux mains et 30 Gy aux mains. les pieds.

        Une des victimes de l'accident s'est présentée au service médical, se plaignant de nausées, de vomissements et de douleurs musculaires généralisées. Ses symptômes ont d'abord été diagnostiqués à tort comme des symptômes de grippe. Lorsque le deuxième patient est arrivé avec à peu près les mêmes symptômes, il a été décidé qu'il avait peut-être reçu des expositions importantes aux rayonnements. Les badges de film l'ont vérifié. Le Dr Niel Wald, Division de la santé radiologique de l'Université de Pittsburgh, a supervisé les tests de dosimétrie et a également agi en tant que médecin coordinateur dans le bilan et le traitement des patients.

        Le Dr Wald a très rapidement fait transporter par avion des unités de filtrage absolu à l'hôpital de l'ouest de la Pennsylvanie à Pittsburgh où les trois patients avaient été admis. Il a mis en place ces filtres absolus/filtres à flux laminaire pour nettoyer l'environnement des patients de tout contaminant biologique. Ces unités « d'isolement inversé » ont été utilisées sur le patient exposé à 1 Gy pendant environ 16 jours, et sur les patients exposés à 3 et 6 Gy pendant environ un mois et demi.

        Le Dr E. Donnal Thomas de l'Université de Washington est arrivé pour effectuer une greffe de moelle osseuse sur le patient de 6 Gy le huitième jour après l'exposition. Le frère jumeau du patient a servi de donneur de moelle osseuse. Bien que ce traitement médical héroïque ait sauvé la vie du patient de 6 Gy, rien n'a pu être fait pour sauver ses bras et ses jambes, qui ont chacun reçu une dose absorbée de dizaines de grays.

        Les leçons apprises

        Si la procédure opératoire simple consistant à toujours utiliser un mètre à l'entrée de la salle d'exposition avait été suivie, ce tragique accident aurait été évité.

        Au moins deux sas avaient été fermés avec du ruban adhésif pendant de longues périodes avant cet accident. Le contournement des verrouillages de protection est intolérable.

        Des vérifications d'entretien régulières doivent avoir été effectuées sur les verrouillages d'alimentation à clé de l'accélérateur.

        Une attention médicale opportune a sauvé la vie de la personne la plus exposée. La procédure héroïque d'une greffe complète de moelle osseuse ainsi que l'utilisation d'un isolement inversé et de soins médicaux de qualité ont tous été des facteurs majeurs pour sauver la vie de cette personne.

        Les filtres d'isolation inversés peuvent être obtenus en quelques heures et être installés dans n'importe quel hôpital pour soigner les patients fortement exposés.

        Rétrospectivement, les autorités médicales impliquées auprès de ces patients auraient recommandé une amputation plus tôt et à un niveau définitif dans les deux ou trois mois suivant l'exposition. Une amputation plus précoce diminue la probabilité d'infection, donne une période plus courte de douleur intense, réduit les analgésiques nécessaires pour le patient, réduit éventuellement le séjour à l'hôpital du patient et contribue éventuellement à une rééducation plus précoce. Une amputation plus précoce doit, bien sûr, être effectuée en corrélant les informations dosimétriques avec les observations cliniques.

        L'accident du réacteur prototype SL-1 (Idaho, États-Unis, 3 janvier 1961)

        Il s'agit du premier (et à ce jour le seul) accident mortel de l'histoire de l'exploitation des réacteurs américains. Le SL-1 est un prototype d'un petit réacteur de puissance de l'armée (APPR) conçu pour le transport aérien vers des régions éloignées pour la production d'énergie électrique. Ce réacteur a été utilisé pour les essais de combustible et pour la formation de l'équipage du réacteur. Il a été exploité dans le désert éloigné de la station d'essai du réacteur national à Idaho Falls, Idaho, par Combustion Engineering pour l'armée américaine. Le SL-1 était ne sauraient un réacteur de puissance commercial (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

        Au moment de l'accident, le SL-1 était chargé de 40 éléments combustibles et de 5 pales de barres de commande. Il pouvait produire une puissance de 3 MW (thermique) et était un réacteur refroidi et modéré à l'eau bouillante.

        L'accident a entraîné la mort de trois militaires. L'accident a été causé par le retrait d'une seule barre de commande sur une distance supérieure à 1 m. Cela a amené le réacteur à entrer dans une criticité rapide. La raison pour laquelle un opérateur de réacteur qualifié et agréé ayant une grande expérience des opérations de ravitaillement a retiré la barre de commande au-delà de son point d'arrêt normal est inconnue.

        L'une des trois victimes de l'accident était encore en vie lorsque le personnel d'intervention initial est arrivé sur les lieux de l'accident. Des produits de fission à haute activité recouvraient son corps et étaient incrustés dans sa peau. Des parties de la peau de la victime ont enregistré plus de 4.4 Gy/h à 15 cm et ont entravé les secours et les soins médicaux.

        Les leçons apprises

        Aucun réacteur conçu depuis l'accident du SL-1 ne peut être amené à l'état « prompt-critique » avec une seule barre de contrôle.

        Tous les réacteurs doivent avoir sur place des compteurs de mesure portables ayant des plages supérieures à 20 mGy/h. Des compteurs topographiques d'une portée maximale de 10 Gy/h sont recommandés.

        Remarque : L'accident de Three Mile Island a montré que 100 Gy/h est la plage requise pour les mesures gamma et bêta.

        Des installations de traitement sont nécessaires là où un patient hautement contaminé peut recevoir un traitement médical définitif avec des garanties raisonnables pour le personnel soignant. Étant donné que la plupart de ces installations seront dans des cliniques avec d'autres missions en cours, le contrôle des contaminants radioactifs en suspension dans l'air et dans l'eau peut nécessiter des dispositions particulières.

        Machines à rayons X, industrielles et analytiques

        Les expositions accidentelles aux systèmes à rayons X sont nombreuses et impliquent souvent des expositions extrêmement élevées à de petites parties du corps. Il n'est pas rare que les systèmes de diffraction des rayons X produisent des débits de dose absorbée de 5 Gy/s à 10 cm du foyer du tube. À des distances plus courtes, des débits de 100 Gy/s ont souvent été mesurés. Le faisceau est généralement étroit, mais même une exposition de quelques secondes peut entraîner des lésions locales graves (Lubenau et al. 1967 ; Lindell 1968 ; Haynie et Olsher 1981 ; ANSI 1977).

        Parce que ces systèmes sont souvent utilisés dans des circonstances « non routinières », ils se prêtent à la production d'expositions accidentelles. Les systèmes à rayons X couramment utilisés dans les opérations normales semblent raisonnablement sûrs. La défaillance de l'équipement n'a pas causé d'exposition grave.

        Leçons tirées des expositions accidentelles aux rayons X

        La plupart des expositions accidentelles se sont produites lors d'utilisations non routinières lorsque l'équipement a été partiellement démonté ou que les couvercles de protection ont été retirés.

        Dans les cas d'exposition les plus graves, il n'y avait pas eu d'instruction adéquate pour le personnel et le personnel d'entretien.

        Si des méthodes simples et sûres avaient été utilisées pour s'assurer que les tubes à rayons X étaient éteints pendant les réparations et l'entretien, de nombreuses expositions accidentelles auraient été évitées.

        Des dosimètres personnels au doigt ou au poignet doivent être utilisés pour les opérateurs et le personnel de maintenance travaillant avec ces machines.

        Si des verrouillages avaient été nécessaires, de nombreuses expositions accidentelles auraient été évitées.

        L'erreur de l'opérateur était une cause contributive dans la plupart des accidents. Le manque d'enceintes adéquates ou une mauvaise conception du blindage a souvent aggravé la situation.

        Inaccidents de radiographie industrielle

        Des années 1950 aux années 1970, le taux d'accidents radiologiques le plus élevé pour une seule activité a toujours été celui des opérations radiographiques industrielles (IAEA 1969, 1977). Les organismes nationaux de réglementation continuent de lutter pour réduire le taux en combinant des réglementations améliorées, des exigences de formation strictes et des politiques d'inspection et d'application toujours plus strictes (USCFR 1990). Ces efforts réglementaires ont généralement réussi, mais de nombreux accidents liés à la radiographie industrielle se produisent encore. Une législation autorisant d'énormes amendes monétaires peut être l'outil le plus efficace pour maintenir la sécurité radiologique dans l'esprit des responsables de la radiographie industrielle (et donc aussi, dans l'esprit des travailleurs).

        Causes des accidents de radiographie industrielle

        Formation des travailleurs. La radiographie industrielle a probablement des exigences d'éducation et de formation inférieures à celles de tout autre type d'emploi sous rayonnement. Par conséquent, les exigences de formation existantes doivent être strictement appliquées.

        Incitation à la production des travailleurs. Pendant des années, les radiographes industriels ont mis l'accent sur la quantité de radiographies réussies produites par jour. Cette pratique peut conduire à des actes dangereux ainsi qu'à la non-utilisation occasionnelle de la dosimétrie personnelle afin que le dépassement des limites d'équivalent de dose ne soit pas détecté.

        Manque d'enquêtes appropriées. Une étude approfondie des porcs sources (conteneurs de stockage) (figure 1) après chaque exposition est très importante. La non-réalisation de ces enquêtes est la cause la plus probable d'expositions inutiles, dont beaucoup ne sont pas enregistrées, car les radiographes industriels utilisent rarement des dosimètres pour les mains ou les doigts (figure 1).

        Figure 1. Caméra de radiographie industrielle

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        Problèmes d'équipement. En raison de l'utilisation intensive des caméras radiographiques industrielles, les mécanismes d'enroulement de la source peuvent se desserrer et empêcher la source de se rétracter complètement dans sa position de stockage sûre (point A sur la figure 1). Il existe également de nombreux cas de pannes de verrouillage de source de placard qui provoquent des expositions accidentelles du personnel.

        Conception de plans d'urgence

        Il existe de nombreuses excellentes lignes directrices, tant générales que spécifiques, pour la conception des plans d'urgence. Certaines références sont particulièrement utiles. Celles-ci sont données dans les lectures suggérées à la fin de ce chapitre.

        Rédaction initiale du plan et des procédures d'urgence

        Tout d'abord, il faut évaluer l'ensemble de l'inventaire des matières radioactives de l'installation en question. Ensuite, les accidents crédibles doivent être analysés afin de déterminer les termes maximaux probables de rejet à la source. Ensuite, le plan et ses procédures doivent permettre aux exploitants des installations de :

          1. reconnaître une situation accidentelle
          2. classer l'accident selon sa gravité
          3. prendre des mesures pour atténuer l'accident
          4. faire des notifications en temps opportun
          5. appeler à l'aide efficacement et rapidement
          6. quantifier les rejets
          7. suivre les expositions sur site et hors site, ainsi que les expositions d'urgence ALARA
          8. récupérer l'installation aussi rapidement que possible
          9. tenir des registres précis et détaillés.

                           

                          Types d'accidents associés aux réacteurs nucléaires

                          Une liste, du plus probable au moins probable, des types d'accidents associés aux réacteurs nucléaires suit. (L'accident de réacteur non nucléaire de type industriel général est de loin le plus probable.)

                            1. Libération inattendue de faible niveau de matières radioactives avec peu ou pas d'exposition du personnel aux radiations externes. Se produit généralement lors de révisions majeures ou lors de l'expédition de résine usée ou de combustible usé. Les fuites du système de refroidissement et les déversements dans les puits d'échantillons de liquide de refroidissement sont souvent des causes de propagation de la contamination radioactive.
                            2. Exposition externe inattendue du personnel. Cela se produit généralement lors de révisions majeures ou d'un entretien de routine.
                            3. Une combinaison de propagation de la contamination, de contamination du personnel et d'exposition externe à faible niveau de rayonnement du personnel est le deuxième accident le plus probable. Ces accidents se produisent dans les mêmes conditions que 1 et 2 ci-dessus.
                            4. Contamination brute de surface due à une fuite majeure du système de refroidissement du réacteur ou à une fuite de caloporteur de combustible usé.
                            5. Éclats ou grosses particules de CRUD activé (voir définition ci-dessous) dans ou sur la peau, les oreilles ou les yeux.
                            6. Exposition à des rayonnements de haut niveau du personnel de la centrale. Ceci est généralement causé par une négligence.
                            7. Rejet de quantités faibles mais supérieures aux quantités autorisées de déchets radioactifs à l'extérieur des limites de la centrale. Ceci est généralement associé à des échecs humains.
                            8. Fusion du réacteur. Une contamination grossière hors site et une forte exposition du personnel se produiraient probablement.
                            9. Excursion du réacteur (accident de type SL-1).

                                             

                                            Radionucléides attendus des accidents de réacteurs refroidis à l'eau :

                                              • produits de corrosion et d'érosion activés (communément appelés Cru) dans le liquide de refroidissement ; par exemple, cobalt-60 ou -58 (60Co, 58Co), fer-59 (59Fe), manganèse-58 (58Mn) et tantale-183 (183Ta)
                                              • produits de fission de faible activité habituellement présents dans le caloporteur ; par exemple, l'iode-131 (131I) et césium-137 (137cs)
                                              • dans les réacteurs à eau bouillante, 1 et 2 ci-dessus plus dégazage continu de faibles niveaux de tritium 
                                              • (3H) et des gaz radioactifs nobles tels que le xénon-133 et -135 (133Quoi, 135Xe), l'argon-41 (41Ar), et le krypton-85 (85Kr)
                                              • tritium (3H) fabriqué à l'intérieur du noyau à raison de 1.3 × 10-4 atomes de 3H par fission (seule une fraction de celui-ci quitte le combustible).

                                                    Figure 2. Exemple de plan d'urgence pour une centrale nucléaire, table des matières

                                                    ION060T2

                                                    Plan d'urgence typique d'une centrale nucléaire, table des matières

                                                    La figure 2 est un exemple de table des matières d'un plan d'urgence de centrale nucléaire. Un tel plan devrait inclure chaque chapitre illustré et être adapté pour répondre aux exigences locales. Une liste des procédures typiques de mise en œuvre des réacteurs de puissance est donnée à la figure 3.

                                                    Figure 3. Procédures typiques de mise en œuvre d'un réacteur de puissance

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                                                    Surveillance radiologique de l'environnement lors d'accidents

                                                    Cette tâche est souvent appelée EREMP (Programme de surveillance radiologique d'urgence de l'environnement) dans les grandes installations.

                                                    L'une des leçons les plus importantes tirées par la Commission de réglementation nucléaire des États-Unis et d'autres agences gouvernementales de l'accident de Three Mile Island est qu'on ne peut pas mettre en œuvre avec succès l'EREMP en un ou deux jours sans une planification préalable approfondie. Bien que le gouvernement américain ait dépensé plusieurs millions de dollars pour surveiller l'environnement autour de la centrale nucléaire de Three Mile Island pendant l'accident, moins de 5% des rejets totaux ont été mesurés. Cela était dû à une planification préalable médiocre et inadéquate.

                                                    Concevoir des programmes de surveillance radiologique d'urgence de l'environnement

                                                    L'expérience a montré que le seul EREMP réussi est celui qui est intégré au programme de surveillance radiologique de routine de l'environnement. Au cours des premiers jours de l'accident de Three Mile Island, on a appris qu'un EREMP efficace ne peut pas être établi avec succès en un jour ou deux, peu importe la quantité de main-d'œuvre et d'argent appliquée au programme.

                                                    Lieux d'échantillonnage

                                                    Tous les emplacements du programme de surveillance radiologique de routine de l'environnement seront utilisés lors de la surveillance à long terme des accidents. De plus, un certain nombre de nouveaux emplacements doivent être aménagés afin que les équipes de levés motorisés aient des emplacements prédéterminés dans chaque portion de chaque secteur de 22½° (voir figure 3). Généralement, les emplacements d'échantillonnage seront dans des zones avec des routes. Cependant, des exceptions doivent être faites pour les sites normalement inaccessibles mais potentiellement occupés tels que les terrains de camping et les sentiers de randonnée dans un rayon d'environ 16 km sous le vent de l'accident.

                                                    Figure 3. Désignations des secteurs et des zones pour les points d'échantillonnage et de surveillance radiologiques dans les zones de planification d'urgence

                                                    ION060F4

                                                    La figure 3 montre la désignation du secteur et de la zone pour les points de surveillance des rayonnements et de l'environnement. On peut désigner des secteurs de 22½° par des directions cardinales (par exemple, N, NEet NE) ou par des lettres simples (par exemple, A à travers R). Cependant, l'utilisation de lettres n'est pas recommandée car elles sont facilement confondues avec la notation directionnelle. Par exemple, il est moins déroutant d'utiliser la direction W en ouest plutôt que la lettre N.

                                                    Chaque emplacement d'échantillonnage désigné doit être visité lors d'un exercice d'entraînement afin que les personnes responsables de la surveillance et de l'échantillonnage soient familiarisées avec l'emplacement de chaque point et soient conscientes des "espaces morts" de la radio, des routes en mauvais état, des problèmes pour trouver les emplacements dans l'obscurité. etc. Étant donné qu'aucun exercice ne couvrira tous les emplacements pré-désignés dans la zone de protection d'urgence de 16 km, les exercices doivent être conçus de manière à ce que tous les points d'échantillonnage soient éventuellement visités. Il est souvent utile de prédéterminer la capacité des véhicules de l'équipe d'enquête à communiquer avec chaque point pré-désigné. Les emplacements réels des points d'échantillonnage sont choisis en utilisant les mêmes critères que dans le REMP (NRC 1980); par exemple, ligne de site, zone d'exclusion minimale, personne la plus proche, communauté la plus proche, école la plus proche, hôpital, maison de retraite, troupeau d'animaux laitiers, jardin, ferme, etc.

                                                    Equipe d'enquête de surveillance radiologique

                                                    Lors d'un accident entraînant des rejets importants de matières radioactives, les équipes de surveillance radiologique doivent assurer une surveillance continue sur le terrain. Ils doivent également surveiller en permanence sur place si les conditions le permettent. Normalement, ces équipes surveilleront les rayonnements gamma et bêta ambiants et échantillonneront l'air pour détecter la présence de particules radioactives et d'halogènes.

                                                    Ces équipes doivent être bien formées à toutes les procédures de surveillance, y compris la surveillance de leurs propres expositions, et être en mesure de transmettre avec précision ces données à la station de base. Les détails tels que le type de compteur, le numéro de série et l'état de la fenêtre ouverte ou fermée doivent être soigneusement consignés sur des feuilles de journal bien conçues.

                                                    Au début d'une urgence, une équipe de surveillance d'urgence peut avoir à surveiller pendant 12 heures sans interruption. Après la période initiale, cependant, le temps de terrain pour l'équipe d'enquête devrait être réduit à huit heures avec au moins une pause de 30 minutes.

                                                    Étant donné qu'une surveillance continue peut être nécessaire, des procédures doivent être en place pour fournir aux équipes d'enquête de la nourriture et des boissons, des instruments et des piles de remplacement, et pour le transfert aller-retour des filtres à air.

                                                    Même si les équipes d'enquête travailleront probablement 12 heures par équipe, trois équipes par jour sont nécessaires pour assurer une surveillance continue. Lors de l'accident de Three Mile Island, un minimum de cinq équipes de surveillance ont été déployées à tout moment pendant les deux premières semaines. La logistique pour soutenir un tel effort doit être soigneusement planifiée à l'avance.

                                                    Équipe de prélèvement environnemental radiologique

                                                    Les types d'échantillons environnementaux prélevés lors d'un accident dépendent du type de rejets (aéroportés ou aquatiques), de la direction du vent et de la période de l'année. Des échantillons de sol et d'eau potable doivent être prélevés même en hiver. Bien que les rejets de radio-halogènes puissent ne pas être détectés, des échantillons de lait doivent être prélevés en raison du facteur de bioaccumulation important.

                                                    De nombreux prélèvements alimentaires et environnementaux doivent être effectués pour rassurer le public même si des raisons techniques ne justifient pas l'effort. De plus, ces données peuvent être précieuses lors d'éventuelles procédures judiciaires ultérieures.

                                                    Des feuilles de journal pré-planifiées utilisant des procédures de données hors site soigneusement pensées sont essentielles pour les échantillons environnementaux. Toutes les personnes prélevant des échantillons environnementaux doivent avoir démontré une compréhension claire des procédures et avoir suivi une formation documentée sur le terrain.

                                                    Si possible, la collecte de données d'échantillons environnementaux hors site doit être effectuée par un groupe hors site indépendant. Il est également préférable que les échantillons environnementaux de routine soient prélevés par le même groupe hors site, afin que le précieux groupe sur site puisse être utilisé pour d'autres collectes de données lors d'un accident.

                                                    Il est à noter que lors de l'accident de Three Mile Island, chaque échantillon environnemental qui aurait dû être prélevé a été collecté, et aucun échantillon environnemental n'a été perdu. Cela s'est produit même si le taux d'échantillonnage a augmenté d'un facteur de plus de dix par rapport aux taux d'échantillonnage antérieurs à l'accident.

                                                    Équipement de surveillance d'urgence

                                                    L'inventaire de l'équipement de surveillance d'urgence doit être au moins le double de celui nécessaire à un moment donné. Des casiers devraient être placés autour des complexes nucléaires à divers endroits afin qu'aucun accident ne puisse empêcher l'accès à tous ces casiers. Pour assurer la préparation, l'équipement doit être inventorié et son calibrage vérifié au moins deux fois par an et après chaque exercice. Les camionnettes et les camions des grandes installations nucléaires doivent être entièrement équipés pour la surveillance d'urgence sur site et hors site.

                                                    Les laboratoires de comptage sur site peuvent être inutilisables en cas d'urgence. Par conséquent, des dispositions préalables doivent être prises pour un laboratoire de comptage alternatif ou mobile. C'est maintenant une exigence pour les centrales nucléaires américaines (USNRC 1983).

                                                    Le type et la sophistication de l'équipement de surveillance de l'environnement doivent répondre aux exigences d'assister au pire accident crédible de l'installation nucléaire. Voici une liste des équipements de surveillance environnementale typiques requis pour les centrales nucléaires :

                                                      1. L'équipement d'échantillonnage de l'air doit comprendre des unités fonctionnant sur batterie pour l'échantillonnage à court terme et fonctionnant sur courant alternatif avec des enregistreurs à bande et des capacités d'alarme pour une surveillance à plus long terme.
                                                      2. L'équipement d'échantillonnage de liquide doit contenir des échantillonneurs continus. Les échantillonneurs doivent pouvoir fonctionner dans l'environnement local, quelle que soit sa dureté.
                                                      3. Les gammamètres portables pour les travaux d'implantation doivent avoir une portée maximale de 100 Gy/h, et un équipement de mesure séparé doit pouvoir mesurer le rayonnement bêta jusqu'à 100 Gy/h.
                                                      4. Sur place, la dosimétrie du personnel doit inclure une capacité de mesure bêta, ainsi que des dosimètres thermoluminescents (TLD) (figure 4). Une autre dosimétrie des extrémités peut également être nécessaire. Des ensembles supplémentaires de dosimètres de contrôle sont toujours nécessaires en cas d'urgence. Un lecteur TLD portable peut être nécessaire pour établir une liaison avec l'ordinateur de la station via un modem téléphonique dans les lieux d'urgence. Les équipes d'enquête internes, telles que les équipes de sauvetage et de réparation, doivent disposer de dosimètres de poche à plage basse et haute ainsi que de dosimètres d'alarme préréglés. Une attention particulière doit être accordée aux niveaux de dose préétablis pour les équipes qui peuvent se trouver dans des zones à fort rayonnement.
                                                      5. Des fournitures de vêtements de protection doivent être fournies dans les lieux d'urgence et dans les véhicules d'urgence. Des vêtements de protection supplémentaires doivent être disponibles en cas d'accidents de longue durée.
                                                      6. Un équipement de protection respiratoire doit se trouver dans tous les casiers et véhicules d'urgence. Des listes à jour du personnel formé à la respiration doivent être conservées dans chacune des principales zones de stockage d'équipement d'urgence.
                                                      7. Les véhicules mobiles équipés de radios sont essentiels pour les équipes d'enquête de surveillance radiologique d'urgence. L'emplacement et la disponibilité des véhicules de secours doivent être connus.
                                                      8. L'équipement de l'équipe d'enquête environnementale doit être stocké dans un endroit pratique, de préférence hors site, afin qu'il soit toujours disponible.
                                                      9. Les trousses d'urgence doivent être placées dans le centre d'assistance technique et l'installation d'urgence hors site afin que les équipes d'enquête de remplacement n'aient pas besoin de se rendre sur place pour recevoir l'équipement et être déployées.
                                                      10. Pour un accident grave impliquant le rejet de matières radioactives dans l'air, des préparatifs doivent être en place pour l'utilisation d'hélicoptères et d'avions monomoteurs pour la surveillance aérienne.

                                                                       

                                                                      Figure 4. Un radiographe industriel portant un badge TLD et un dosimètre thermoluminescent annulaire (facultatif aux États-Unis)

                                                                      ION060F2

                                                                      L'analyse des données

                                                                      L'analyse des données environnementales lors d'un accident grave doit être transférée dès que possible vers un emplacement hors site tel que l'installation hors site d'urgence.

                                                                      Des lignes directrices prédéfinies sur le moment où les données d'échantillons environnementaux doivent être communiquées à la direction doivent être établies. La méthode et la fréquence de transfert des données d'échantillons environnementaux aux agences gouvernementales doivent être convenues dès le début de l'accident.

                                                                      Physique de la santé et radiochimie leçons tirées de l'accident de Three Mile Island

                                                                      Des consultants extérieurs ont été nécessaires pour effectuer les activités suivantes car les physiciens de la santé des végétaux étaient entièrement occupés par d'autres tâches pendant les premières heures de l'accident de Three Mile Island le 28 mars 1979 :

                                                                        • évaluation des rejets d'effluents radioactifs (gazeux et liquide), y compris la collecte d'échantillons, la coordination des laboratoires pour le comptage des échantillons, le contrôle de la qualité des laboratoires, la collecte des données, l'analyse des données, la génération de rapports, la distribution des données aux agences gouvernementales et au propriétaire de la centrale électrique
                                                                        • évaluation de la dose, y compris les enquêtes sur les surexpositions présumées et réelles, les enquêtes sur la contamination cutanée et les dépôts internes, les maquettes d'exposition significative et les calculs de dose
                                                                        • programme de surveillance radiologique de l'environnement, y compris la coordination complète du prélèvement d'échantillons, l'analyse des données, la génération et la distribution de rapports, les notifications de points d'action, l'expansion du programme pour la situation d'accident, puis la contraction du programme jusqu'à un an après l'accident
                                                                        • études spéciales de dosimétrie bêta, y compris des études sur l'état de l'art en matière de surveillance du personnel bêta, la modélisation de la dose bêta à la peau des contaminants radioactifs, des comparaisons entre tous les systèmes de dosimétrie du personnel TLD bêta-gamma disponibles dans le commerce.

                                                                               

                                                                              La liste ci-dessus comprend des exemples d'activités que le personnel typique de radioprotection des services publics ne peut pas accomplir de manière adéquate lors d'un accident grave. Le personnel de radioprotection de Three Mile Island était très expérimenté, bien informé et compétent. Ils ont travaillé 15 à 20 heures par jour pendant les deux premières semaines de l'accident sans interruption. Pourtant, les besoins supplémentaires causés par l'accident étaient si nombreux qu'ils étaient incapables d'effectuer de nombreuses tâches de routine importantes qui seraient normalement exécutées facilement.

                                                                              Les leçons tirées de l'accident de Three Mile Island comprennent:

                                                                              Entrée du bâtiment auxiliaire lors d'un accident

                                                                                1. Toutes les inscriptions doivent figurer sur un nouveau permis de travail sous rayonnement examiné par le physicien de la santé principal sur place et signé par le surintendant de l'unité ou son suppléant désigné.
                                                                                2. La salle de contrôle appropriée doit avoir un contrôle absolu sur toutes les entrées du bâtiment auxiliaire et du bâtiment de manutention du combustible. Aucune entrée ne doit être autorisée à moins qu'un physicien de la santé ne soit au point de contrôle lors de l'entrée.
                                                                                3. Aucune entrée sans un mètre d'arpentage fonctionnant correctement d'une gamme appropriée ne devrait être autorisée. Une vérification ponctuelle de la réponse du compteur doit être effectuée immédiatement avant l'entrée.
                                                                                4. L'historique d'exposition de toutes les personnes avant leur entrée dans une zone de rayonnement élevé doit être obtenu.
                                                                                5. Expositions admissibles lors de l'entrée, quelle que soit l'importance de la tâche à désigner.

                                                                                 

                                                                                Prélèvement de liquide de refroidissement primaire lors d'un accident

                                                                                  1. Tous les échantillons à prélever sur un nouveau permis de travail sous rayonnement doivent être examinés par le physicien de la santé principal sur place et signés par le surintendant de l'unité ou son suppléant.
                                                                                  2. Aucun échantillon de liquide de refroidissement ne doit être prélevé à moins qu'un dosimètre d'extrémité ne soit porté.
                                                                                  3. Aucun échantillon de liquide de refroidissement ne doit être prélevé sans la disponibilité de gants blindés et de pinces d'au moins 60 cm de long au cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
                                                                                  4. Aucun échantillon de liquide de refroidissement ne doit être prélevé sans un écran de protection en verre au plomb en place au cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
                                                                                  5. Le prélèvement d'échantillons doit être interrompu si l'exposition à une extrémité ou à l'ensemble du corps est susceptible de dépasser les niveaux prédéfinis indiqués sur le permis de travail sous rayonnement.
                                                                                  6. Les expositions significatives doivent être réparties sur un certain nombre de travailleurs si possible.
                                                                                  7. Tous les cas de contamination cutanée dépassant les seuils d'intervention dans les 24 heures doivent être examinés.

                                                                                               

                                                                                              Entrée salle des vannes d'appoint

                                                                                                1. Des levés de zone bêta et gamma à l'aide de détecteurs à distance avec une portée maximale appropriée doivent être effectués.
                                                                                                2. L'entrée initiale dans une zone où le débit de dose absorbée est supérieur à 20 mGy/h doit faire l'objet d'un examen préalable pour vérifier que l'exposition aux rayonnements sera maintenue aussi faible que raisonnablement possible.
                                                                                                3. Lorsque des fuites d'eau sont suspectées, une éventuelle contamination du sol doit être détectée.
                                                                                                4. Un programme cohérent pour le type et le placement de la dosimétrie du personnel doit être mis en place.
                                                                                                5. Avec des personnes entrant dans une zone avec un débit de dose absorbée de plus de 20 mGy/h, les TLD doivent être évalués immédiatement après la sortie.
                                                                                                6. Il convient de vérifier que toutes les exigences du permis de travail sous rayonnement sont respectées avant d'entrer dans une zone où le débit de dose absorbée est supérieur à 20 mGy/h.
                                                                                                7. Les entrées à temps contrôlé dans les zones dangereuses doivent être chronométrées par un physicien de la santé.

                                                                                                             

                                                                                                            Actions de protection et surveillance environnementale hors site du point de vue du gouvernement local

                                                                                                            1. Avant de commencer un protocole d'échantillonnage, il convient d'établir des critères pour l'arrêter.
                                                                                                            2. Les interférences extérieures ne doivent pas être autorisées.
                                                                                                            3. Plusieurs lignes téléphoniques confidentielles doivent être en place. Les chiffres doivent être modifiés après chaque crise.
                                                                                                            4. Les capacités des systèmes de mesure aérienne sont meilleures que la plupart des gens ne le pensent.
                                                                                                            5. Un magnétophone doit être à portée de main et les données enregistrées régulièrement.
                                                                                                            6. Pendant que l'épisode aigu est en cours, la lecture des journaux, la télévision et l'écoute de la radio doivent être abandonnées car ces activités ne font qu'ajouter aux tensions existantes.
                                                                                                            7. La livraison de nourriture et d'autres commodités telles que des installations de couchage doivent être prévues car il peut être impossible de rentrer chez soi pendant un certain temps.
                                                                                                            8. Des capacités analytiques alternatives doivent être prévues. Même un petit accident peut modifier considérablement les niveaux de rayonnement de fond du laboratoire.
                                                                                                            9. Il convient de noter que l'on consacrera plus d'énergie à éviter les mauvaises décisions qu'à traiter les vrais problèmes.
                                                                                                            10. Il faut comprendre que les urgences ne peuvent pas être gérées à distance.
                                                                                                            11. Il convient de noter que les recommandations d'actions de protection ne sont pas soumises au vote du comité.
                                                                                                            12. Tous les appels non essentiels doivent être mis en attente, les pertes de temps doivent être raccrochées.

                                                                                                                           

                                                                                                                          L'accident radiologique de Goiânia de 1985

                                                                                                                          Un 51 TBq 137L'unité de téléthérapie Cs a été volée dans une clinique abandonnée à Goiânia, au Brésil, le 13 septembre 1985 ou vers cette date. Deux personnes à la recherche de ferraille ont ramené chez elles l'assemblage source de l'unité de téléthérapie et ont tenté de démonter les pièces. Le débit de dose absorbée par l'ensemble source était d'environ 46 Gy/h à 1 m. Ils n'ont pas compris la signification du symbole de rayonnement à trois pales sur la capsule source.

                                                                                                                          La capsule source s'est rompue lors du démontage. Chlorure de césium 137 hautement soluble (137La poudre de CsCl) a été déversée dans une partie de cette ville de 1,000,000 XNUMX XNUMX d'habitants et a provoqué l'un des plus graves accidents de source scellée de l'histoire.

                                                                                                                          Après le démontage, les restes de l'assemblage de la source ont été vendus à un brocanteur. Il a découvert que le 137La poudre de CsCl brillait dans le noir avec une couleur bleue (vraisemblablement, c'était le rayonnement Cerenkov). Il pensait que la poudre pouvait être une pierre précieuse ou même surnaturelle. De nombreux amis et parents sont venus voir la "merveilleuse" lueur. Des parties de la source ont été données à un certain nombre de familles. Ce processus s'est poursuivi pendant environ cinq jours. À cette époque, un certain nombre de personnes avaient développé des symptômes de syndrome gastro-intestinal à la suite d'une exposition aux rayonnements.

                                                                                                                          Les patients qui se sont rendus à l'hôpital avec des troubles gastro-intestinaux graves ont été diagnostiqués à tort comme ayant des réactions allergiques à quelque chose qu'ils ont mangé. Un patient qui a eu des effets cutanés graves suite à la manipulation de la source a été suspecté d'avoir une maladie cutanée tropicale et a été envoyé à l'hôpital des maladies tropicales.

                                                                                                                          Cette séquence tragique d'événements s'est poursuivie sans être détectée par le personnel compétent pendant environ deux semaines. Beaucoup de gens se sont frottés 137Poudre de CsCl sur leur peau afin qu'ils puissent briller en bleu. La séquence aurait pu durer beaucoup plus longtemps sauf qu'une des personnes irradiées a finalement relié les maladies à la capsule source. Elle a emporté les restes du 137Source CsCl dans un bus pour le Département de la santé publique de Goiânia où elle l'a laissé. Un physicien médical en visite a inspecté la source le lendemain. Il a pris des mesures de sa propre initiative pour évacuer deux zones de dépotoir et informer les autorités. La rapidité et l'ampleur globale de la réponse du gouvernement brésilien, une fois qu'il a pris connaissance de l'accident, ont été impressionnantes.

                                                                                                                          Environ 249 personnes ont été contaminées. Cinquante-quatre ont été hospitalisés. Quatre personnes sont décédées, dont une fillette de six ans qui avait reçu une dose interne d'environ 4 Gy après avoir ingéré environ 1 GBq (109 Bq) de 137Cs.

                                                                                                                          Réponse à l'accident

                                                                                                                          Les objectifs de la phase de réponse initiale étaient de :

                                                                                                                            • identifier les principaux sites de contamination
                                                                                                                            • évacuer les résidences où les niveaux de radioactivité dépassent les niveaux d'intervention adoptés
                                                                                                                            • établir des contrôles de physique de la santé autour de ces zones, en empêchant l'accès si nécessaire
                                                                                                                            • identifier les personnes ayant subi des doses importantes ou ayant été contaminées.

                                                                                                                                   

                                                                                                                                  L'équipe médicale dans un premier temps :

                                                                                                                                    • à son arrivée à Goiânia, a pris des antécédents et trié en fonction des symptômes du syndrome d'irradiation aiguë
                                                                                                                                    • a envoyé tous les patients sous rayonnement aigu à l'hôpital de Goiânia (qui a été mis en place à l'avance pour le contrôle de la contamination et de l'exposition)
                                                                                                                                    • transféré par avion le lendemain les six patients les plus critiques au centre de soins tertiaires d'un hôpital naval de Rio de Janeiro (plus tard, huit autres patients ont été transférés dans cet hôpital)
                                                                                                                                    • pris des dispositions pour la dosimétrie des rayonnements cytogénétiques
                                                                                                                                    • prise en charge médicale basée sur chaque patient sur l'évolution clinique de ce patient
                                                                                                                                    • a donné des instructions informelles au personnel du laboratoire clinique pour diminuer leurs craintes (la communauté médicale de Goiânia était réticente à aider).

                                                                                                                                               

                                                                                                                                              Physiciens de la santé :

                                                                                                                                                • assisté les médecins dans la dosimétrie des rayonnements, les essais biologiques et la décontamination cutanée
                                                                                                                                                • analyse coordonnée et interprétée de 4,000 XNUMX échantillons d'urine et de matières fécales sur une période de quatre mois
                                                                                                                                                • corps entier comptait 600 individus
                                                                                                                                                • surveillance coordonnée de la radiocontamination de 112,000 249 personnes (XNUMX ont été contaminées)
                                                                                                                                                • relevé aérien de toute la ville et des banlieues à l'aide de détecteurs NaI assemblés à la hâte
                                                                                                                                                • effectué des relevés de détecteurs NaI montés automatiquement sur plus de 2,000 XNUMX km de routes
                                                                                                                                                • définir des niveaux d'action pour la décontamination des personnes, des bâtiments, des voitures, du sol, etc.
                                                                                                                                                • coordonné 550 travailleurs employés dans les efforts de décontamination
                                                                                                                                                • démolition coordonnée de sept maisons et décontamination de 85 maisons
                                                                                                                                                • transport coordonné de 275 camions de déchets contaminés
                                                                                                                                                • décontamination coordonnée de 50 véhicules
                                                                                                                                                • conditionnement coordonné de 3,500 XNUMX mètres cubes de déchets contaminés
                                                                                                                                                • utilisé 55 radiamètres, 23 moniteurs de contamination et 450 dosimètres à lecture automatique.

                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                        Résultats

                                                                                                                                                                        Patients atteints du syndrome d'irradiation aiguë

                                                                                                                                                                        Quatre patients sont décédés à la suite de doses absorbées allant de 4 à 6 Gy. Deux patients ont présenté une dépression médullaire sévère, mais ont survécu malgré des doses absorbées de 6.2 et 7.1 Gy (estimation cytogénétique). Quatre patients ont survécu avec des doses absorbées estimées de 2.5 à 4 Gy.

                                                                                                                                                                        Lésions cutanées radio-induites

                                                                                                                                                                        Dix-neuf des vingt patients hospitalisés avaient des lésions cutanées radio-induites, qui ont commencé par un gonflement et des cloques. Ces lésions se sont ensuite rompues et ont sécrété du liquide. Dix des dix-neuf lésions cutanées ont développé des lésions profondes environ quatre à cinq semaines après l'irradiation. Ces lésions profondes indiquaient une exposition gamma significative des tissus plus profonds.

                                                                                                                                                                        Toutes les lésions cutanées étaient contaminées par 137Cs, avec des débits de dose absorbée jusqu'à 15 mGy/h.

                                                                                                                                                                        La fillette de six ans qui a ingéré 1 TBq de 137Cs (et décédé un mois plus tard) avait une contamination cutanée généralisée de 3 mGy/h en moyenne.

                                                                                                                                                                        Un patient a dû être amputé environ un mois après l'exposition. L'imagerie du pool sanguin a été utile pour déterminer la démarcation entre les artérioles blessées et normales.

                                                                                                                                                                        Résultat de contamination interne

                                                                                                                                                                        Les tests statistiques n'ont montré aucune différence significative entre les charges corporelles déterminées par le comptage du corps entier et celles déterminées par les données d'excrétion urinaire.

                                                                                                                                                                        Des modèles reliant les données d'essais biologiques aux apports et à la charge corporelle ont été validés. Ces modèles étaient également applicables à différents groupes d'âge.

                                                                                                                                                                        Le bleu de Prusse a été utile pour promouvoir l'élimination de 137CsCl du corps (si la dose était supérieure à 3 Gy/j).

                                                                                                                                                                        Dix-sept patients ont reçu des diurétiques pour l'élimination des 137Charges corporelles en CsCl. Ces diurétiques étaient inefficaces pour dé-corporer 137Cs et leur utilisation a été arrêtée.

                                                                                                                                                                        Décontamination cutanée

                                                                                                                                                                        Décontamination de la peau à l'eau et au savon, à l'acide acétique et au dioxyde de titane (TiO2) a été réalisée chez tous les patients. Cette décontamination n'a été qu'en partie réussie. On a supposé que la transpiration entraînait une recontamination de la peau par 137Cs charge corporelle.

                                                                                                                                                                        Les lésions cutanées contaminées sont très difficiles à décontaminer. La desquamation de la peau nécrotique a considérablement réduit les niveaux de contamination.

                                                                                                                                                                        Étude de suivi sur l'évaluation de la dose d'analyse cytogénétique

                                                                                                                                                                        La fréquence des aberrations dans les lymphocytes à différents moments après l'accident a suivi trois schémas principaux :

                                                                                                                                                                        Dans deux cas, les fréquences d'incidence des aberrations sont restées constantes jusqu'à un mois après l'accident et ont diminué jusqu'à environ 30% de la fréquence initiale trois mois plus tard.

                                                                                                                                                                        Dans deux cas, une diminution progressive d'environ 20% tous les trois mois a été trouvé.

                                                                                                                                                                        Dans deux des cas de contamination interne la plus élevée, il y a eu des augmentations de la fréquence d'incidence des aberrations (d'environ 50% 100%) sur une période de trois mois.

                                                                                                                                                                        Des études de suivi sur 137Cs charges corporelles

                                                                                                                                                                          • Doses engagées réelles des patients suivies d'un essai biologique.
                                                                                                                                                                          • Les effets de l'administration du bleu de Prusse ont suivi.
                                                                                                                                                                          • in vivo mesures pour 20 personnes effectuées sur des échantillons de sang, des plaies et des organes pour rechercher une répartition non homogène de 137Cs et sa rétention dans les tissus corporels.
                                                                                                                                                                          • Une femme et son nouveau-né ont étudié pour rechercher la rétention et le transfert par l'allaitement.

                                                                                                                                                                                 

                                                                                                                                                                                Niveaux d'intervention pour l'intervention

                                                                                                                                                                                L'évacuation de l'habitation était recommandée pour les débits de dose absorbés supérieurs à 10 μGy/h à 1 m de hauteur à l'intérieur de l'habitation.

                                                                                                                                                                                La décontamination corrective des biens, des vêtements, du sol et des aliments était basée sur une personne ne dépassant pas 5 mGy par an. L'application de ce critère à différentes voies conduit à décontaminer l'intérieur d'une habitation si la dose absorbée peut dépasser 1 mGy en un an et à décontaminer le sol si le débit de dose absorbé peut dépasser 4 mGy en un an (3 mGy de rayonnement externe et 1 mGy de rayonnement interne).

                                                                                                                                                                                L'accident de l'unité 4 du réacteur nucléaire de Tchernobyl en 1986

                                                                                                                                                                                Description générale de l'accident

                                                                                                                                                                                Le pire accident de réacteur nucléaire au monde s'est produit le 26 avril 1986 lors d'un test de génie électrique à très faible puissance. Pour effectuer ce test, plusieurs systèmes de sécurité ont été éteints ou bloqués.

                                                                                                                                                                                Cette unité était un modèle RBMK-1000, le type de réacteur qui produisait environ 65% de toute l'énergie nucléaire produite en URSS. Il s'agissait d'un réacteur à eau bouillante modéré au graphite qui produisait 1,000 1000 MW d'électricité (MWe). Le RBMK-XNUMX n'a pas de bâtiment de confinement testé sous pression et n'est pas couramment construit dans la plupart des pays.

                                                                                                                                                                                Le réacteur est rapidement devenu critique et a produit une série d'explosions de vapeur. Les explosions ont soufflé tout le haut du réacteur, détruit la fine structure recouvrant le réacteur et déclenché une série d'incendies sur les épais toits d'asphalte des unités 3 et 4. Les rejets radioactifs ont duré dix jours et 31 personnes sont mortes. La délégation de l'URSS auprès de l'Agence internationale de l'énergie atomique a étudié l'accident. Ils ont déclaré que les expériences RBMK de l'unité 4 de Tchernobyl qui ont causé l'accident n'avaient pas reçu l'approbation requise et que les règles écrites sur les mesures de sécurité du réacteur étaient inadéquates. La délégation a en outre déclaré : "Le personnel impliqué n'était pas suffisamment préparé pour les tests et n'était pas conscient des dangers possibles". Cette série d'essais a créé les conditions de la situation d'urgence et a conduit à un accident de réacteur dont la plupart pensaient qu'il ne pourrait jamais se produire.

                                                                                                                                                                                Libération des produits de fission de l'accident de l'unité 4 de Tchernobyl

                                                                                                                                                                                Activité totale libérée

                                                                                                                                                                                Environ 1,900 XNUMX PBq de produits de fission et de combustible (qui ensemble étaient étiquetés corium par l'équipe de récupération de l'accident de Three Mile Island) ont été libérés au cours des dix jours qu'il a fallu pour éteindre tous les incendies et sceller l'unité 4 avec un matériau de protection absorbant les neutrons. L'unité 4 est maintenant un sarcophage en acier et en béton scellé de façon permanente qui contient correctement le corium résiduel dans et autour des restes du cœur du réacteur détruit.

                                                                                                                                                                                Vingt-cinq pour cent des 1,900 XNUMX PBq ont été rejetés le premier jour de l'accident. Le reste a été libéré au cours des neuf jours suivants.

                                                                                                                                                                                Les rejets les plus significatifs sur le plan radiologique étaient de 270 PBq de 131I, 8.1 PBq de 90Sr et 37 PBq of 137Cs. Cela peut être comparé à l'accident de Three Mile Island, qui a libéré 7.4 TBq of 131Je et non mesurable 90Sr ou 137Cs.

                                                                                                                                                                                Dispersion environnementale de matières radioactives

                                                                                                                                                                                Les premiers rejets se sont dirigés généralement vers le nord, mais les rejets suivants se sont dirigés vers l'ouest et le sud-ouest. Le premier panache est arrivé en Suède et en Finlande le 27 avril. Les programmes de surveillance radiologique de l'environnement des centrales nucléaires ont immédiatement découvert le rejet et alerté le monde sur l'accident. Une partie de ce premier panache a dérivé vers la Pologne et l'Allemagne de l'Est. Des panaches ultérieurs ont balayé l'Europe orientale et centrale les 29 et 30 avril. Après cela, le Royaume-Uni a vu les rejets de Tchernobyl le 2 mai, suivi du Japon et de la Chine le 4 mai, de l'Inde le 5 mai et du Canada et des États-Unis les 5 et 6 mai. L'hémisphère sud n'a pas signalé avoir détecté ce panache.

                                                                                                                                                                                Le dépôt du panache était régi principalement par les précipitations. Le schéma de retombées des principaux radionucléides (131I, 137Cs, 134Cs, et 90Sr) était très variable, même au sein de l'URSS. Le risque majeur provenait de l'irradiation externe due aux dépôts de surface, ainsi qu'à l'ingestion d'aliments contaminés.

                                                                                                                                                                                Conséquences radiologiques de l'accident de la tranche 4 de Tchernobyl

                                                                                                                                                                                Conséquences aiguës générales sur la santé

                                                                                                                                                                                Deux personnes sont décédées immédiatement, une lors de l'effondrement du bâtiment et une 5.5 heures plus tard des suites de brûlures thermiques. 28 autres membres du personnel du réacteur et de l'équipe de lutte contre l'incendie sont morts des suites de radiolésions. Les doses de rayonnement à la population hors site étaient inférieures aux niveaux pouvant entraîner des effets immédiats des rayonnements.

                                                                                                                                                                                L'accident de Tchernobyl a presque doublé le total mondial des décès dus aux accidents radiologiques jusqu'en 1986 (de 32 à 61). (Il est intéressant de noter que les trois morts de l'accident du réacteur SL-1 aux États-Unis sont répertoriés comme dus à une explosion de vapeur et que les deux premiers à mourir à Tchernobyl ne sont pas non plus répertoriés comme décès par accident radiologique.)

                                                                                                                                                                                Facteurs ayant influencé les conséquences de l'accident sur la santé sur place

                                                                                                                                                                                La dosimétrie du personnel pour les personnes sur place les plus à risque n'était pas disponible. L'absence de nausées ou de vomissements pendant les six premières heures suivant l'exposition indiquait de manière fiable les patients qui avaient reçu des doses absorbées inférieures aux doses potentiellement mortelles. C'était également une bonne indication des patients qui n'avaient pas besoin de soins médicaux immédiats en raison de l'exposition aux radiations. Ces informations ainsi que les données sanguines (diminution du nombre de lymphocytes) étaient plus utiles que les données de dosimétrie du personnel.

                                                                                                                                                                                Les lourds vêtements de protection des pompiers (toile poreuse) permettent aux produits de fission à haute activité spécifique d'entrer en contact avec la peau nue. Ces doses bêta ont causé de graves brûlures cutanées et ont été un facteur important dans de nombreux décès. Cinquante-six travailleurs ont subi de graves brûlures cutanées. Les brûlures étaient extrêmement difficiles à traiter et constituaient un sérieux élément de complication. Ils ont rendu impossible la décontamination des patients avant leur transport vers les hôpitaux.

                                                                                                                                                                                Il n'y avait pas de charges corporelles internes de matières radioactives cliniquement significatives à ce moment-là. Seules deux personnes présentaient des charges corporelles élevées (mais non cliniquement significatives).

                                                                                                                                                                                Sur environ 1,000 115 personnes dépistées, XNUMX ont été hospitalisées en raison d'un syndrome d'irradiation aiguë. Huit préposés médicaux travaillant sur place ont contracté le syndrome d'irradiation aiguë.

                                                                                                                                                                                Comme prévu, il n'y avait aucune preuve d'exposition aux neutrons. (Le test recherche le sodium-24 (24Na) dans le sang.)

                                                                                                                                                                                Facteurs ayant influencé les conséquences sanitaires hors site de l'accident

                                                                                                                                                                                Les actions de protection du public peuvent être divisées en quatre périodes distinctes.

                                                                                                                                                                                  1. Les premières 24h: Le public sous le vent est resté à l'intérieur, portes et fenêtres fermées. La distribution d'iodure de potassium (KI) a commencé afin de bloquer l'absorption thyroïdienne de 131I.
                                                                                                                                                                                  2. Un à sept jours: Pripyat a été évacué après la mise en place de voies d'évacuation sûres. Des stations de décontamination ont été mises en place. La région de Kiev a été évacuée. Le nombre total de personnes évacuées était de plus de 88,000 XNUMX.
                                                                                                                                                                                  3. Une à six semaines: Le nombre total de personnes évacuées est passé à 115,000 5.4. Tous ceux-ci ont été examinés médicalement et réinstallés. L'iodure de potassium a été administré à 1.7 millions de Russes, dont 80 million d'enfants. Les doses à la thyroïde ont été réduites d'environ 90 à XNUMX%. Des dizaines de milliers de bovins ont été retirés des zones contaminées. Le lait et les denrées locales ont été interdits sur une large zone (en fonction des niveaux d'intervention dérivés).
                                                                                                                                                                                  4. Après 6 semaines: Le cercle d'évacuation de 30 km de rayon a été divisé en trois sous-zones : (a) une zone de 4 à 5 km où aucune rentrée du public n'est prévue dans un avenir prévisible, (b) une zone de 5 à 10 km où la rentrée du public sera autorisée après une heure précise et (c) une zone de 10 à 30 km où le public sera éventuellement autorisé à revenir.

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Un grand effort a été déployé pour décontaminer les zones hors site.

                                                                                                                                                                                        La dose radiologique totale à la population de l'URSS a été signalée par le Comité scientifique des Nations Unies sur les effets des rayonnements atomiques (UNSCEAR) comme étant de 226,000 72,000 personnes-Sv (600,000 1988 personnes-Sv commises au cours de la première année). L'équivalent de dose collectif estimé dans le monde est de l'ordre de XNUMX XNUMX personnes-Sv. Le temps et une étude plus approfondie permettront d'affiner cette estimation (UNSCEAR XNUMX).


                                                                                                                                                                                        Organisations internationales

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        agence internationale de l'énergie atomique

                                                                                                                                                                                        Boîte postale 100

                                                                                                                                                                                        A-1400 Vienne

                                                                                                                                                                                        AUTRICHE

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Commission internationale des unités et mesures de rayonnement

                                                                                                                                                                                        7910, avenue Woodmont

                                                                                                                                                                                        Bethesda, Maryland 20814

                                                                                                                                                                                        U.S.A.

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Commission internationale de protection radiologique

                                                                                                                                                                                        Boîte postale n ° 35

                                                                                                                                                                                        Didcot, Oxfordshire

                                                                                                                                                                                        OX11 0RJ

                                                                                                                                                                                        Royaume-Uni

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Association internationale de radioprotection

                                                                                                                                                                                        Eindhoven University of Technology

                                                                                                                                                                                        Boîte postale 662

                                                                                                                                                                                        5600 AR Eindhoven

                                                                                                                                                                                        PAYS-BAS

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Comité des Nations Unies sur les effets des rayonnements ionisants

                                                                                                                                                                                        ASSOCIÉS BERNAM

                                                                                                                                                                                        Entraînement d'assemblage 4611-F

                                                                                                                                                                                        Lanham, Maryland 20706-4391

                                                                                                                                                                                        U.S.A.


                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Noir

                                                                                                                                                                                        " AVIS DE NON-RESPONSABILITÉ : L'OIT n'assume aucune responsabilité pour le contenu présenté sur ce portail Web qui est présenté dans une langue autre que l'anglais, qui est la langue utilisée pour la production initiale et l'examen par les pairs du contenu original. Certaines statistiques n'ont pas été mises à jour depuis la production de la 4ème édition de l'Encyclopédie (1998)."

                                                                                                                                                                                        Table des matières