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

(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

(ICRP 1977, AIEA 1973)

Tableau 3. Classification des laboratoires de manipulation de matières radioactives

 

(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 μ_m 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 I_i est l'intensité des photons ou le débit de dose absorbée à distance d_i 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 ; N_v est le nombre de vues par patient ou objet irradié ; N_p 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 U_n 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, N_{v, 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 (K_μx) avec des unités de mGy•m² (mA-min)^-1:

De P est le débit de dose maximale hebdomadaire absorbée (en mGy), d_scat est la distance entre la cible du tube à rayons X et l'objet (patient), d_s. 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 K_μx nécessitent des boucliers plus épais.

Le facteur d'atténuation des fuites B_LX 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 X_n 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 B_LX 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 E_β 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.

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

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

La gamme R_β 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 R_β est en mg/cm² et E_β est en MeV.

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

De R_β est en mg/cm² et E_β 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

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

De R_α est en cm, E_α en MeV.

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

De R_α est en cm, E_α en MeV.

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

R_α (dans un autre milieu; mg/cm²) » 0.56 A^1/3 R_α (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

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.

 

Retour