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Étude de poste gammadensimètre
N° chrono : DOC-NT-11_1
Auteurs : Bernard CARREZ - Marc AMMERICH
Résumé : Approche générale d'une étude de poste pour l'utilisation de gammagraphes industriels.
INTRODUCTION
Code du travail.
Article R. 4451-11
Dans le cadre de l'évaluation des risques, l'employeur, en collaboration, le cas échéant, avec le chef de l'entreprise extérieure ou le travailleur non salarié, procède à une analyse des postes de travail qui est renouvelée périodiquement et à l'occasion de toute modification des conditions pouvant affecter la santé et la sécurité des travailleurs.
Lors d'une opération se déroulant dans la zone contrôlée définie à l'article R. 4452-1, l'employeur :
1° Fait procéder à une évaluation prévisionnelle de la dose collective et des doses individuelles que les travailleurs sont susceptibles de recevoir lors de l'opération ;
2° Fait définir par la personne compétente en radioprotection, désignée en application de l'article R. 4456-1, des objectifs de dose collective et individuelle pour l'opération fixés au niveau le plus bas possible compte tenu de l'état des techniques et de la nature de l'opération à réaliser et, en tout état de cause, à un niveau ne dépassant pas les valeurs limites fixées aux articles D. 4152-5, D. 4153-34, R. 4451-12 et R. 4451-13. A cet effet, les responsables de l'opération apportent leur concours à la personne compétente en radioprotection ;
3° Fait mesurer et analyser les doses de rayonnement effectivement reçues au cours de l'opération pour prendre les mesures assurant le respect des principes de radioprotection énoncés à l'article L. 1333-1 du code de la santé publique. Lorsque la technique le permet, ces mesures sont effectuées de manière continue pour permettre une lecture immédiate de leurs résultats.
L’objectif d’une étude de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants est d’évaluer, dans des conditions normales de travail, les doses susceptibles d’être reçues par le personnel.
Dans un cadre général lié au risque radiologique il convient d’estimer l’exposition externe et l’exposition interne.
L’analyse permet d’identifier les sources d’exposition mais aussi les autres sources de danger pour estimer les risques afin de mettre en œuvre les actions de prévention adaptées et d’apporter des éléments pour la gestion d’incidents éventuels.
L’étude de poste va permettre également de fournir un certain nombre d’éléments au chef d’établissement et au médecin du travail pour :
- mettre en place les équipements de protection collective et les consignes de sécurité,
- renseigner la fiche d’exposition associée au poste de travail,
- le cas échéant, définir les équipements de protection individuelle,
Le médecin du travail sur la base de la fiche va proposer à l'employeur le classement des travailleurs exposés en catégorie A ou B.
L’étude de poste amène également des données concernant les mesures d’ambiances pour mettre en place le zonage. Les zones réglementées vont être définies en fonction des risques présentés par les sources de rayonnements. Mais les mesures qui vont être réalisées seront faites sur des points judicieusement choisis
La délimitation des zones réglementées permet de choisir les dosimètres d’ambiance et les dosimètres individuels adaptés et nécessaires pour accéder à ces zones et de déterminer les procédures d’optimisation en radioprotection
Une étude de poste se décline en 3 phases :
- la préparation de l’étude,
- l’évaluation des doses en n’oubliant pas les autres risques qui peuvent être présent et dans certains cas influer sur ce risque radiologique,
- l’exploitation des résultats obtenus.
Les recommandations en matière d’instruments de mesure en radioprotection sont données dans ce guide.
Rappel réglementaire :
Le code de la santé publique et le code du travail s’appliquent.
Code de la santé publique : articles R.1333-55 à 74
Code du travail : articles R. 4451-1 à 4457-14
1 ÉVALUATION DES RISQUES PROFESSIONNELS (EVRP) ET ÉTUDE DE POSTE
L’étude de poste s’inscrit dans une démarche consistant à l’évaluation des risques professionnels.
Cette évaluation des risques pour la sécurité et la santé des travailleurs s’inscrit dans un contexte réglementaire (Décret 2001-1016 du 05 novembre 2001).
Il est nécessaire de déterminer le périmètre de l’évaluation des risques (unité de travail), d’identifier les sources de danger, de quantifier et de hiérarchiser les risques. Il est enfin nécessaire d’identifier et, si besoin, programmer les actions de prévention et de protection nécessaires
La démarche consiste donc à analyser les points ci-dessous:
Éviter les risques
Évaluer les risques qui ne peuvent pas être évités
Combattre les risques à la source
Adapter le travail à l'homme
Conception des postes de travail, choix des équipements de travail et des méthodes de travail et de production
Réduire les effets de ceux-ci sur la santé
Remplacer ce qui est dangereux par ce qui ne l’est pas ou qui l’est moins.
Planifier la prévention en y intégrant l'organisation du travail, les conditions de travail, l'influence des facteurs ambiants
Prendre des mesures de protection collective puis éventuellement individuelle
Donner les instructions appropriées aux travailleurs
2 PRÉPARATION
La phase de préparation de l’étude de poste consiste à recueillir des informations relatives d’une part à l’installation qui comprend la ou les sources produisant des rayonnements ionisants et les dispositifs de protection associés, d’autre part aux tâches effectuées à ce poste par le personnel.
Afin de prendre en compte les pratiques professionnelles dont la fréquence et la nature sont susceptibles de varier dans le temps, une moyenne sur une période représentative peut être effectuée.
Il est également important de prendre en compte le niveau de formation des agents à ce poste de travail (est-ce un nouvel embauché ? Est-ce une personne en mutation qui a déjà travaillé sur ce genre d’équipements ?).
Les informations à recueillir lors d'une analyse d'un poste de travail, peuvent être organisées selon les rubriques figurant ci-dessous. Ce n’est pas exhaustif et le questionnaire peut être en fonction de points spécifiques.
Ces différentes informations doivent faire par la suite l'objet d'une réflexion, afin de dégager les éléments pertinents pour la sécurité classique et radiologique.
1 les objectifs à atteindre
2 l’organisation du travail
3 les équipements utilisés
4 les procédures et les modes opératoires
5 le poste et son environnement
a le risque radiologique
b les risques classiques
c l’architecture du poste
d les facteurs d’ambiance
e la signalisation
2.1 Les objectifs à atteindre
Quelles sont les principales caractéristiques des tâches confiées aux opérateurs ?
Faire la mesure de la densité des chaussées
Quels sont les objectifs de ce travail ?
Obtenir une valeur pour estimer de la densité des matériaux déposés
Quelle est la chronologie des tâches qui lui sont confiées ?
Transport de l’appareil
Définir la « zone d’opération »
Mise en place de l’appareil, en essayant de chronométrer les phases de mise en place.
Récupération de l’appareil à la fin des mesures
Quelle est la classification de ces tâches (tâches routinières, tâches aléatoires, tâches de récupération d'incidents) ?
Pour la plupart, ce sont des tâches routinières confiées aux opérateurs Ils peuvent être amené exceptionnellement à se trouver à côté de l’appareil.
Quelles sont les principales causes de fluctuation des tâches et quels sont les moments de fortes contraintes de temps ?
Le nombre de mesures à réaliser dans la journée peut se révéler être une forte contrainte de temps.
2.2 L’organisation du travail
Quelle est rapidement décrite l'organisation du travail dans laquelle se trouve inclus le poste ?
L’opération est sous la responsabilité du technicien en charge de la mesure. Celui-ci a reçu au préalable une formation à l’utilisation des appareils. Dans le cas d’un nouvel appareil, une session de formation est organisée pour sa « prise en main ». C’est le personnel de l’entreprise qui est présent et assure cette mission.
Il peut y avoir des stagiaires (étudiants) qui viennent voir comment se déroule ce type de mesures.
Quelle est la structure de l'équipe de travail (équipe constituée uniquement du personnel de l’entreprise, équipe constituée du personnel de l’entreprise et de sous-traitants...) ?
En principe l’ensemble de l’équipe qui réalise les mesures est en CDI.
Quels sont les horaires de travail pratiqués (journée normale, service continu comme les 3x8) au niveau du poste ?
Les mesures se font pendant des heures normales de travail.
Y a-t-il des opérateurs expérimentés qui pourraient être des personnes ressources notamment en matière de formation au poste de travail ou dans l’explicitation des procédures ?
Cela dépend entièrement de l’ancienneté des personnes présentes. Ce sont t souvent des techniciens expérimentés qui sont chargés de la formation pratique des « nouveaux »au poste de travail
Quel est l'état de la formation des membres de l'équipe à la sécurité classique et radiologique (formations suivies, dates de ces formations...) ?
Les techniciens suivent une formation à la radioprotection dispensée par la Personne Compétente en Radioprotection. De plus sur un chantier de type travaux publics il y a « cent dangers » autres que la « Radioactivité ». Cela nécessite quatre jours de formation à la radioprotection et à l’hygiène et sécurité, dispensés en salle de cours.
Y a-t-il des agents dévolus spécifiquement à des tâches de sécurité (PCR, Ingénieur de sécurité, Equipe de Première Intervention, etc) ?
Cela dépend entièrement de la taille de l’établissement.
Il y a au minimum la « Personne Compétente en Radioprotection » ;
Et un ou plusieurs opérateurs confirmés en manipulation d’appareils de mesure, en radioprotection, règles de sécurité inhérantes aux engins de chantier et aux règles de sécurité routière
Il peut y avoir également :
le ou la « Responsable Hygiène et Sécurité » du laboratoire utilisant l’appareil,
le « Coordonateur Sécurité » de l’entreprise responsable,
le « médecin du travail »,
une « autorité hiérarchique » pour éviter de prendre des décisions irréalistes ne serait-ce que financièrement,
Quelles sont les options possibles concernant l’optimisation en radioprotection ?
Avant même de parler d’optimisation, on peut envisager le principe de justification :
Exemple : pour les mesures de densité des chaussées d’autres moyens existent comme le carottage (c’est une mesure destructive, longue, coûteuse et qui pose des problèmes en couche de roulement. En plus l’information utile, « la densité », n’est pas obtenue instantanément pour une correction éventuelle du processus de mise en œuvre)
Depuis de nombreuses années, , A chaque sortie sur le marché d’ un appareil sans source radioactive, les différents laboratoires du CETE (centre d’étude technique de l’équipement) de Lyon testent, font des études comparatives avec ces nouveaux matériels et s’en équipent si les résultats sont satisfaisants.
Le principe de ces appareils est la mesure des propriétés électriques du matériau testé. Ces propriétés dépendent essentiellement de la constante diélectrique de l’enrobé. La méthode de mesure, dite capacitive permet d’associer un changement de la constante diélectrique à un changement de densité de l’enrobé. Le plus gros problème de ces mesures électriques est l’influence de la nature chimique des matériaux et surtout de l’influence de l’eau qui interagit sur les mesures d’une façon non gérable actuellement ; en effet, pour une même quantité d’eau les résultats peuvent être radicalement différents ; si elle est en surface, en percolation ou imprégnée dans le mélange. Actuellement ce problème ne semble pas maitrisé.
La prise en compte de l’optimisation peut être de vérifier que l’on utilise l’appareil le mieux adapté pour effectuer la mesure.
Exemple : le laboratoire dispose d’appareils contenant une source de césium 137 d’activité de 300 MBq pour mesurer les densités des chaussées d’épaisseur allant jusqu’à 20 à 25 cm d’épaisseur. Il est donc inutile d’utiliser des appareils contenant une source de 2.7 GBq, prévus pour mesurer des chaussées d’épaisseur allant de 25 à 40 cm. De même qu’il n’est pas envisageable d’utiliser un appareil (comme le Troxler 3450) contenant deux sources :
Quelle est la proportion de personnel féminin ?
En général minoritaire dans le milieu des travaux publics. Mais la profession se féminise. Une réglementation spécifique existe pour les femmes enceintes.
Y a-t-il des jeunes travailleurs (de 16 à 18 ans) sur le lieu de travail ?
En général minoritaire dans le milieu des travaux publics Une réglementation spécifique existe pour les jeunes travailleurs.
2.3 Les équipements utilisés
Établir une liste exhaustive des équipements utilisés.
Voici les questions qui peuvent être évoquées :
Quels sont les équipements qui sont utilisés de manière continue au poste de travail et ceux dont l'utilisation nécessite une habilitation ?
Appareils portatifs contenant des sources radioactives scellées
Quels sont les équipements qui sont utilisés de manière occasionnelle au poste de travail ?
Quels sont les équipements de protection collective qui sont implantés ?
Dans un véhicule léger ou le coffre est à peu près entre 0.50 m et 1 m du chauffeur, selon la position de l’appareil, la dose reçue par le chauffeur peut être divisée par quatre. Dans certains cas, il est rajouté une protection de plomb entre le siège chauffeur et la caisse de l’appareil.
Quels sont les équipements de protection individuelle qui sont mis à disposition sur le poste de travail ?
Il n’y a pas forcément nécessité d’avoir des équipements de protection individuelle. C’est sur la distance par rapport à l’appareil qu’il faut jouer pour obtenir le maximum de protection.
Il y a une obligation à définir la zone d’opération.
Cas idéal
Lorsque la délimitation matérielle de la zone n’est pas possible, notamment lorsque l’appareil est utilisé en mouvement (et c’est souvent le cas avec les gammadensimètres) le responsable de l’appareil, établit, un protocole spécifique à l’opération considérée. Ce protocole précise notamment les dispositions organisationnelles nécessaires au contrôle des accès à cette zone d’opération.
2.4 Les procédures et les modes opératoires
Précisez, les relations qui existent entre l'activité de travail et les procédures, les modes opératoires, les consignes particulières, la réglementation.
Quelles sont les procédures, les modes opératoires et les consignes particulières qui régissent l'activité au poste de travail ?
Étudier le mode opératoire et les protocoles d’utilisation de l’appareil pour appréhender les différentes possibilités de manipulation et choisir celle semblant la mieux adaptée à notre travail spécifique et surtout semblant la moins exposante pour le manipulateur.
Lorsque l’agent aura bien assimilé le mode opératoire et se sera approprié le protocole qui semble le plus judicieux en fonction des contraintes de sécurité dues à la radioprotection, mais aussi de celles dues aux chantiers on peut réaliser:
- une phase d’observation des pratiques,
- une mesure des « Doses et Débits de Dose » pour chaque opération,
- un chronométrage de chacune des actions pour chaque phase de travail,
Les aspects sécurité sont-ils pris en compte dans ces documents ?
L’ensemble du personnel doit respecter la procédure :
- sortir de la « Zone d’Opération » pendant le temps de la mesure,
- se tenir, de préférence, sur la droite de l’appareil (pour le Troxler), côté où le « Débit de Dose » est de très loin le plus faible
- utiliser des méthodes de transport diminuant les temps d’exposition et éloignant l’appareil de l’opérateur ; double bénéfice => « dos » et « Dose »,
Quelles sont les tâches et les opérations qui ne font pas l'objet d'un mode opératoire écrit (quelles sont les tâches faisant l'objet d'apprentissage par compagnonnage) ?
Est-ce que l'application de certains modes opératoires, de certaines procédures ou consignes particulières posent des problèmes dans la réalisation de certaines tâches ?
En fonction des postes de travail et des lieux où l’on réalise la mesure
Pour le personnel féminin, quelles sont les procédures et affectation en cas de grossesse?
En général affectation sans risque d’exposition,.
2.5 Le poste et son environnement
2.5.1 Les risques radiologiques
Établir un schéma du point de mesure, en indiquant l'emplacement des sources, les débits de doses (s’ils sont déjà connus. Sinon cela va faire partie de la deuxième partie « évaluation des doses »).
Indiquez la nature du ou des risques dans ce domaine et les moyens utilisés pour s'en protéger.
Quels sont les appareils qui émettent des rayonnements ?
Source scellées. Les opérateurs sont soumis au risque d’exposition externe
Quels sont les moyens de détection (appareils de radioprotection présents sur le poste de travail) ?
Débitmètres
Quels sont les moyens de prévention collectifs et individuels ?
Utilisé pendant le transport
Quelle signalisation est en place (si elle nécessaire) ?
(voir plus haut)
Quelles sont les tâches les plus critiques du point de vue du risque radiologique ?
Le cas où la présence auprès de l’appareil serait nécessaire correspond à la phase la plus critique d’un point de vue dose.
Quels sont les moyens permettant de les maîtriser (procédures, consignes - recours à une personne compétente - formation spécifique - mise en place de systèmes de détection) ?
Évaluation des connaissances concernant les consignes de sécurité.
Y a –t-il du matériel d’urgence prévu pour faire face à un incident ?
Une étude de poste doit, dans la mesure du possible, prendre en compte les situations incidentelles ou accidentelles. Il n’est pas évident de prévoir tous les incidents et accidents qui peuvent être induits par :
- les engins de chantier ou la circulation automobile ,
- les intempéries et la mauvaise visibilité dues à ces dernières,
- la mauvaise visibilité due au tracé ou au relief,
- les accidents dus à une défection de l’appareil contenant une ou plusieurs sources radioactives.
- les accidents dus au transport, à l’acheminement sur chantier de l’appareil contenant une ou plusieurs sources radioactives.
La logique n’est pas toujours celle que l’on attend ; en effet l’expérience démontre qu’il y a souvent plus d’accidents très graves sur des chantiers fermés à la circulation que sur des chantiers réalisé sous alternat de circulation ou sur voies rétrécies !! Les accidents sur chantiers fermés à la circulation sont effectivement moins nombreux mais par contre beaucoup plus graves, un sentiment de sécurité diminue l’attention et la vigilance
2.5.2 Les risques classiques
On ne peut ignorer cet article du code du travail :
Article R. 4452-23
L'employeur définit les mesures de protection collective adaptées à la nature de l'exposition susceptible d'être subie par les travailleurs exposés.
La définition de ces mesures prend en compte les autres facteurs de risques professionnels susceptibles d'apparaître sur le lieu de travail, notamment lorsque leurs effets conjugués sont de nature à aggraver les effets de l'exposition aux rayonnements ionisants.
Elle est faite après consultation de la personne compétente en radioprotection mentionnée à l'article R. 4456-1, du médecin du travail et du comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou, à défaut, des délégués du personnel.
Risques de heurt ou de chute de personnes ou d'objets.
Chute de plain pied
Chute de l’appareil
Les équipements de protection individuelle sont nécessaire (chaussures de sécurité, gants, casque)
Risques d'origine mécanique.
Quels sont les gestes critiques du point de vue de ces risques ?
Écrasement de l’appareil par des engins de chantier (voir photo précédente)
2.5.3 L’architecture du poste de travail
Voici les questions qui peuvent être évoquées :
Existe-t-il dans la conception et l'aménagement du poste de travail, des éléments qui conduisent l'opérateur à adopter des postures pénalisantes ou dangereuses ?
Quelles sont les positions correspondantes ?
Y a-t-il des différences entre les opérateurs pouvant obliger à des changements d’équipements ?
Points à examiner : mauvaise élaboration du plan de travail par rapport au travail à réaliser, mauvaise conception ou emplacement inadapté des commandes et des moyens de signalisation visuelle, difficultés à combiner action sur les commandes et prise d'information.
Opérateurs de taille franchement différente.
L'activité de travail sur le poste peut-elle entraîner des efforts pénalisants ou dangereux (port de charges, travail en tenue ventilée...) ?
Le port de l’appareil qui est lourd peut poser des problèmes. Il est nécessaire d’avoir des formations de type « gestes et postures ».
2.5.4 Les facteurs d'ambiance (éclairage, niveau sonore, ambiance thermique, ventilation).
Quels sont les facteurs d'ambiance susceptibles de compliquer la réalisation des tâches et de constituer de ce fait des facteurs de risque ? (l'éclairage, le niveau sonore, l’ambiance thermique, la ventilation et l'assainissement de l'air).
Les conditions climatiques (chaud, froid, pluie) sont des facteurs à prendre en compte dans l’étude de poste.
2.5.5 La signalisation
Voici les questions qui peuvent être évoquées :
Quels sont les panneaux de signalisation existants ?
Signalisation zone contrôlée et zone d’opération Ce point sera à valider avec les mesures.
Sont-ils adaptés aux risques ?
Sont-ils apposés sur tous les accès ?
3 ÉVALUATION DES DOSES
Sans aucune donnée il faut réaliser cette évaluation des doses.
Elle doit être effectuée dans des conditions réalistes du poste de travail, c'est-à-dire telles qu’elles se présentent lors du fonctionnement normal de l’installation.
Les données nécessaires à l’évaluation des doses peuvent être issues de mesures, de calculs, de données publiées dans la littérature, et de l’analyse du retour d’expérience du fonctionnement de l’installation (historique dosimétrique par exemple). Attention : d’un point de vue pratiqueles données issues de la littérature ne suffisent pas car les inspecteurs en radioprotection de l’ASN demandent toujours une validation par la mesure.
Deux étapes sont ici proposées, à savoir :
- établissement de la cartographie des équivalents de dose et, s’il y a lieu, détermination des niveaux de contamination associés,
- détermination de la dose pour chaque tâche.
3.1 Cartographie des équivalents de doses de l’installation
Les débits d’équivalent de dose doivent être calculés ou mesurés aux points représentatifs des positions occupées par les travailleurs, ainsi qu’en des points permettant d’établir la cartographie dosimétrique des locaux dans la zone d’évolution des travailleurs.
Les évaluations visant à classer le personnel sont effectuées en tenant compte du port éventuel d’équipements de protection individuelle, comme par exemple derrière un tablier plombé. A l’inverse et il convient de le préciser une nouvelle fois, le zonage des locaux se fait uniquement en fonction des sources de rayonnements sans prendre en compte les équipements de protection individuelle.
3.2 Dose associée à chaque tâche
L’évaluation de la dose au poste de travail doit correspondre à la somme des doses associées à chacune des tâches.
A titre d’illustration ces études de postes ont été réalisées par Bernard CARREZ du laboratoire des ponts et chaussées d’Autun.
4 EXPLOITATION DES RÉSULTATS ET RETOUR D’EXPÉRIENCE
L’évaluation des doses (externe) décrite précédemment permet de bien identifier les risques d’exposition aux rayonnements ionisants et sert de base à la classification du personnel et au processus d’optimisation de la radioprotection.
4.1 Dosimétrie et classification du personnel
Cette fiche de prévision d’exposition a une importance capitale.
D’une part elle permettra de réaliser la fiche de poste et d’appréhender si d’autres risques associés doivent imposer des mesures de sécurité supplémentaires (c’est très courant sur les chantiers de travaux public).
De surveiller avec la dosimétrie « opérationnelle » s’il n’y a pas de dérive en protection ou de relâchement dans les protocoles de sécurité
Dans le cas de l’exposition externe, les équipements de protection individuelle sont à prendre en compte. Les données collectées doivent permettre d’estimer les doses que les travailleurs sont susceptibles de recevoir au corps entier (dose efficace) ou sur une partie du corps (dose équivalente), sur les douze derniers mois. Pour chaque travailleur, il convient de considérer les tâches qu’il réalise en moyenne sur une période de référence. Les doses associées à chaque tâche sont pondérées par la fréquence de réalisation de la tâche, puis sommées, et le résultat est extrapolé sur une base annuelle.
Si cette extrapolation conduit à des valeurs supérieures aux trois dixièmes d’une des limites réglementaires Annuelles, le travailleur est classé en catégorie A.
Dans le cas contraire, si la dose efficace est plus grande que 1 mSv, ou si l’une des doses équivalentes au cristallin (yeux) et à la peau (en valeur moyenne pour toute surface de 1 cm2) est respectivement plus grande que 15 mSv et 50 mSv (article R. 1333-8 du code de la santé publique), le travailleur est classé en catégorie B.
Sinon il peut être considéré comme non exposé.
En tout état de cause, la définition des catégories du personnel relève in fine de la responsabilité du chef d’établissement, après avis du médecin du travail (notamment pour les catégories A).
Dans le cas de la manipulation fréquente des sources, il est d’usage d’opérer un classement en catégorie B pour des raisons de surveillance du personnel même si les chiffres montrent à l’évidence que l’on a du personnel pouvant être considéré comme non exposé.
Ce qui amène également à la rédaction d’une fiche de poste et d’exposition. Nous vous proposons ici le modèle du CETE du laboratoire régional d’Autun.
4.2 Optimisation de la radioprotection
Le principe d’optimisation de la radioprotection est défini à l’article L. 1333-1 du code de la santé publique :
« L'exposition des personnes aux rayonnements ionisants […] doit être maintenue au niveau le plus faible qu'il est raisonnablement possible d'atteindre, compte tenu de l'état des techniques, des facteurs économiques et sociaux et, le cas échéant, de l'objectif médical recherché. » et rappelé dans l’article R. 4451-11 du code du travail.
L’étude de poste de travail est un des éléments du processus d’optimisation car elle permet d’identifier les tâches contribuant à l’essentiel des doses reçues ; par suite elle permet donc d’améliorer les protocoles sur la base d’une analyse comparative des différentes solutions possibles, et de mettre en œuvre les protections adaptées. Parmi les actions le plus fréquemment envisagées, on relève :
- la réduction de la durée et/ou de la fréquence des tâches,
- l’augmentation de la distance à la source de rayonnements,
- l’utilisation d’équipements de protection collective et individuelle supplémentaires ou mieux adaptés,
- l’optimisation des paramètres des sources radioactives.
L’étude de poste et l’optimisation de la radioprotection doivent être menées conjointement en suivant une logique itérative.
En fonction des résultats obtenus vous devez alors vous posez la question de la mise en œuvre d’actions en matière d’optimisation.
Exemples : ajout d’une protection biologique, changement d’équipements de protection individuelle plus adaptés, formation aux postes de travail remaniée, répétition de la gestuelle sans présence de radioactivité,…
4.3 Anomalies et Incidents
Y a-t-il eu des anomalies et incidents sur ce poste de travail ?
- en respectant les procédures
- sans respect des procédures
Ces incidents ont-ils fait l’objet d’une déclaration :
- comme événement intéressant la radioprotection
- comme événement significatif en radioprotection auprès de l’ASN
Au même titre que les questions posées la répétition d’exercice peut être une source d’enseignements.
Le CETE a élaboré un certain nombre d’exercices de récupération de sources et d’appareil avec la collaboration des pompiers (SDIS et CMIR) et la participation de l’autorité de sûreté nucléaire (ASN).
« mise au point d’une méthode pour charger l’appareil en restant à distance,
à l’aide d’une bâche pour la récupération finale »
4.4 Les accidents du travail et les maladies professionnelles
Y a-t-il eu des précédents en termes de déclaration d’accident du travail ou de maladie professionnelle ?
En rappeler les circonstances.
4.5 Enregistrement de l’étude de poste de travail
Rappel réglementaire
Article R. 4454-1
Un travailleur ne peut être affecté à des travaux l'exposant à des rayonnements ionisants qu'après avoir fait l'objet d'un examen médical par le médecin du travail et sous réserve que la fiche médicale d'aptitude établie par ce dernier atteste qu'il ne présente pas de contre-indication médicale à ces travaux.
Cette fiche indique la date de l'étude du poste de travail et la date de la dernière mise à jour de la fiche d'entreprise.
La personne compétente en radioprotection devra transmettre la date à laquelle l’étude de poste a été réalisée au médecin du travail.
4.6 Conclusion
Outre l’aspect réglementaire et obligatoire, la réalisation d’une « étude de poste » est une tâche aux multiples avantages :
· Indispensable pour la réalisation de la fiche de prévision d’exposition,
· Très utile pour l’établissement de la fiche de poste,
· Outil indispensable pour établir les procédures les moins exposantes et compatibles avec les autres risques des chantiers de travaux publics,
· Prise de conscience, à l’autorité hiérarchique, des exigences qu’imposent, pour le transport et sur chantier :
o La radioprotection,
o La sécurité « traditionnelle »,
· Moyen indispensable pour détecter, avec l’aide de la « dosimétrie opérationnelle », une anomalie de protection d’une source de l’appareil, ou d’un relâchement des protocoles au niveau « radioprotection »,
· Formidable « terrain » pour la formation des agents manipulateur,
· Rencontre avec les services des « SDIS », en espérant, bien entendu, être dispensé de faire appel à eux,
· Moyen, non négligeable, de communication entre « Technicien Manipulateur », d’une part et « responsables Hygiène et Sécurité et P.C.R. », d’autre part.
Quel régime pour mon appareil ?
N° chrono : DOC-NT-13_1
Auteur : Niko
Résumé : Autorisation ? Déclaration ? Exemption ?
Pour connaître le régime auquel vous êtes soumis vis-à-vis de l’ASN, il vous suffit de suivre le synoptique présenté ci-dessous. Les dossiers de demande d’autorisation et de déclaration sont à télécharger directement sur le site de l’ASN (accessible via ce lien). Vous y trouverez plusieurs formulaires dépendant de l’activité concernée et du type de source de rayonnement comme par exemple :
1.Domaine médical :
· Appareils de radiodiagnostic médical et dentaire.
· Installation de scanographie (radiodiagnostic).
· Détention et d'utilisation de radionucléides en curiethérapie.
· Installation de radiothérapie externe (accélérateur de particules, appareils de télégammagraphie).
· Détention et d'utilisation de radionucléides en médecine nucléaire et en recherche biomédicale.
· Irradiateurs de produits sanguins et chromatographes en phase gazeuse.
2.Industrie et recherche :
· Appareils électriques émettant des rayons x ou des accélérateurs de particules (à l'exclusion des utilisations sur l'homme ou de la recherche biomédicale).
· Fabrication, détention, utilisation ou manipulation de radionucléides ou de dispositifs ou de produits en contenant (à l'exclusion de l'utilisation sur l'homme ou de la recherche biomédicale).
· Fournisseurs de sources radioactives, importation/exportation de sources radioactives (à l'exclusion des utilisations sur l'homme ou de la recherche biomédicale).
· Détention et d'utilisation des appareils contenant des sources radioactives pour la détection du plomb dans les peintures.
· Détention et d'utilisation de sources radioactives non scellées et de sources radioactives scellées associées.
Il est fortement recommandé de conserver un double du dossier que vous envoyez à l’ASN. Après que votre dossier soit réputé complet et analysé (dans un délai maximum de 6 mois), l’ASN vous transmettra un récépissé à conserver également. Ce récépissé aura une date de validité dans le cadre des autorisations de détention et d’utilisation de radionucléides et/ou d’utilisation de générateurs de rayonnements X (ou accélérateurs); le dossier sera alors à renouveler et à renvoyer à l’ASN dans les six mois précédent la date d’échéance. D’autre part, la déclaration ou l’autorisation est à renouveler ou à modifier dans les cas suivants (les précisions sont détaillées dans les dossiers):
· Changement d’appareil et/ou adjonction d’appareil et/ou élimination d’appareil.
· Modifications techniques de l’installation.
· Changement de local ou modification du local.
· Changement d’activité, nouvelle activité, ou arrêt d’une activité.
· Changement du responsable de l’activité.
· Changement d’employeur.
· Changement de raison sociale de l’établissement.
· Changement d’adresse de l’établissement.
· Changement de PCR.
Si l’établissement a un caractère industriel ou commercial et qu’il s’y exerce une activité (autre que nucléaire) soumise à autorisation préfectorale, alors l’arrêté préfectoral vaut autorisation de détention au sens du code de la santé publique (votre autorité de tutelle devient la DREAL (Direction Régionale de l’Environnement, de l’Aménagement et du Logement).
En cas de doute ou problème sur la constitution du dossier de demande d’autorisation ou de déclaration, il est fortement conseillé de prendre contact avec la division de l’ASN territorialement compétente.
Annexe 1 : Seuil d’exemption par radionucléides
Nota : La concentration par unité de masse n’est utilisable pour le calcul du seuil Q, que si les quantités ne dépassent pas une tonne.
Tableau A extrait du CSP
JO n° 260 du 09/11/2007 texte numéro 30
Nucléide |
Concentration (kBq/kg) |
Quantité (Bq) |
Be 10 |
104 |
106 |
C 11 |
10 |
106 |
C 11 monoxyde |
10 |
109 |
C 11 dioxyde |
10 |
109 |
C14 monoxyde |
108 |
1011 |
C 14 dioxyde |
107 |
1011 |
N 13 |
102 |
109 |
Ne 19 |
102 |
109 |
Mg 28+ |
10 |
105 |
Al 26 |
10 |
105 |
Si 32 |
103 |
106 |
S 35 composé organique |
105 |
108 |
S 35 vapeur |
106 |
109 |
Cl 39 |
10 |
105 |
Ar 39 |
104 |
107 |
K 44 |
10 |
105 |
K 45 |
10 |
105 |
Ca 41 |
105 |
107 |
Sc 43 |
10 |
106 |
Sc 44 |
10 |
105 |
Sc 44m |
102 |
107 |
Sc 49 |
103 |
105 |
Ti 44+ |
10 |
105 |
Ti 45 |
10 |
106 |
V 47 |
10 |
105 |
V 49 |
104 |
107 |
Cr 48 |
102 |
106 |
Cr 49 |
10 |
106 |
Fe 60+ |
102 |
105 |
Ni 56 |
10 |
106 |
Ni 57 |
10 |
106 |
Ni 66 |
104 |
107 |
Cu 60 |
10 |
105 |
Cu 61 |
10 |
106 |
Cu 67 |
102 |
106 |
Zn 62 |
102 |
106 |
Zn 63 |
10 |
105 |
Zn 71m |
10 |
106 |
Zn 72 |
102 |
106 |
Ga 65 |
10 |
105 |
Ga 66 |
10 |
105 |
Ga 67 |
102 |
106 |
Ga 68 |
10 |
105 |
Ga 70 |
103 |
106 |
Ga 73 |
102 |
106 |
Ge 66 |
10 |
106 |
Ge 67 |
10 |
105 |
Ge 68+ |
10 |
105 |
Ge 69 |
10 |
106 |
Ge 75 |
103 |
106 |
Ge 77 |
10 |
105 |
Ge 78 |
102 |
106 |
As 69 |
10 |
105 |
As 70 |
10 |
105 |
As 71 |
10 |
106 |
As 72 |
10 |
105 |
As 78 |
10 |
105 |
Se 70 |
10 |
106 |
Se 73 |
10 |
106 |
Se 73m |
102 |
106 |
Se 79 |
104 |
107 |
Se 81 |
103 |
106 |
Se 81m |
103 |
107 |
Se 83 |
10 |
105 |
Br 74 |
10 |
105 |
Br 74m |
10 |
105 |
Br 75 |
10 |
106 |
Br 76 |
10 |
105 |
Br 77 |
102 |
106 |
Br 80 |
102 |
105 |
Br 80m |
103 |
107 |
Br 83 |
103 |
106 |
Br 84 |
10 |
105 |
Kr 81m |
103 |
1010 |
Rb 79 |
10 |
105 |
Rb 81 |
10 |
106 |
Rb 81m |
103 |
107 |
Rb 82m |
10 |
106 |
Rb 83+ |
102 |
106 |
Rb 84 |
10 |
106 |
Rb 87 |
104 |
107 |
Rb 88 |
10 |
105 |
Rb 89 |
10 |
105 |
Sr 80 |
103 |
107 |
Sr 81 |
10 |
105 |
Sr 82+ |
10 |
105 |
Sr 83 |
10 |
106 |
Y 86 |
10 |
105 |
Y 86m |
102 |
107 |
Y 87+ |
10 |
106 |
Y 88 |
10 |
106 |
Y 90m |
10 |
106 |
Y 94 |
10 |
105 |
Y 95 |
10 |
105 |
Zr 86 |
102 |
107 |
Zr 88 |
102 |
106 |
Zr 89 |
10 |
106 |
Nb 88 |
10 |
105 |
Nb 89 (période 2,03 h) |
10 |
105 |
Nb 89 (période 1,01 h) |
10 |
105 |
Nb 90 |
10 |
105 |
Nb 95m |
102 |
107 |
Nb 96 |
10 |
105 |
Mo 93m |
10 |
106 |
Tc 93 |
10 |
106 |
Tc 93m |
10 |
106 |
Tc 94 |
10 |
106 |
Tc 94m |
10 |
105 |
Tc 95 |
10 |
106 |
Tc 95m+ |
10 |
106 |
Tc 98 |
10 |
106 |
Tc 101 |
102 |
106 |
Tc 104 |
10 |
105 |
Ru 94 |
102 |
106 |
Rh 99 |
10 |
106 |
Rh 99m |
10 |
106 |
Rh 100 |
10 |
106 |
Rh 101 |
102 |
107 |
Rh 101m |
102 |
107 |
Rh 102 |
10 |
106 |
Rh 102m |
102 |
106 |
Rh 106m |
10 |
105 |
Rh 107 |
102 |
106 |
Pd 100 |
102 |
107 |
Pd 101 |
102 |
106 |
Pd 107 |
105 |
108 |
Ag 102 |
10 |
105 |
Ag 103 |
10 |
106 |
Ag 104 |
10 |
106 |
Ag 104m |
10 |
106 |
Ag 106 |
10 |
106 |
Ag 106m |
10 |
106 |
Ag 112 |
10 |
105 |
Ag 115 |
10 |
105 |
Cd 104 |
102 |
107 |
Cd 107 |
103 |
107 |
Cd 113 |
103 |
106 |
Cd 113m |
103 |
106 |
Cd 117 |
10 |
106 |
Cd 117m |
10 |
106 |
In 109 |
10 |
106 |
In 110 (période 4,9 h) |
10 |
106 |
In 110 (période 69,1 mn) |
10 |
105 |
In 112 |
102 |
106 |
In 114 |
103 |
105 |
In 115 |
103 |
105 |
In 116m |
10 |
105 |
In 117 |
10 |
106 |
In 117m |
102 |
106 |
In 119m |
102 |
105 |
Sn 110 |
102 |
107 |
Sn 111 |
102 |
106 |
Sn 117m |
102 |
106 |
Sn 119m |
103 |
107 |
Sn 121 |
105 |
107 |
Sb 121m+ |
103 |
107 |
Sn 123 |
103 |
106 |
Sn 123m |
102 |
106 |
Sn 126+ |
10 |
105 |
Sn 127 |
10 |
106 |
Sn 128 |
10 |
106 |
Sb 115 |
10 |
106 |
Sb 116 |
10 |
106 |
Sb 116m |
10 |
105 |
Sb 117 |
102 |
107 |
Sb 118m |
10 |
106 |
Sb 119 |
103 |
107 |
Sb 120 (période 5,76 jours) |
10 |
106 |
Sb 120 (période 15,89 mn) |
102 |
106 |
Sb 124m |
102 |
106 |
Sb 126 |
10 |
105 |
Sb 126m |
10 |
105 |
Sb 127 |
10 |
106 |
Sb 128 (période 9,01h) |
10 |
105 |
Sb 128 (période 10,4 mn) |
10 |
105 |
Sb 129 |
10 |
106 |
Sb 130 |
10 |
105 |
Sb 131 |
10 |
106 |
Te 116 |
102 |
107 |
Te 121 |
10 |
106 |
Te 121m |
102 |
106 |
Te 123 |
103 |
106 |
I 120 |
10 |
105 |
I 120m |
10 |
105 |
I 121 |
102 |
106 |
I 124 |
10 |
106 |
I 128 |
102 |
105 |
I 132m |
102 |
106 |
Xe 120 |
102 |
109 |
Xe 121 |
102 |
109 |
Xe 122+ |
102 |
109 |
Xe 123 |
102 |
109 |
Xe 125 |
103 |
109 |
Xe 127 |
103 |
105 |
Xe 129m |
103 |
104 |
Xe 133m |
103 |
104 |
Xe 135m |
102 |
109 |
Xe 138 |
102 |
109 |
Cs 125 |
10 |
104 |
Cs 127 |
102 |
105 |
Cs 130 |
102 |
106 |
Cs 135m |
10 |
106 |
Ba 126 |
102 |
107 |
Ba 128 |
102 |
107 |
Ba 131m |
102 |
107 |
Ba 133 |
102 |
106 |
Ba 133m |
102 |
106 |
Ba 135m |
102 |
106 |
Ba 137m |
10 |
106 |
Ba 139 |
102 |
105 |
Ba 141 |
10 |
105 |
Ba 142 |
10 |
106 |
La 131 |
10 |
106 |
La 132 |
10 |
106 |
La 135 |
103 |
107 |
La 137 |
103 |
107 |
La 138 |
10 |
106 |
La 141 |
102 |
105 |
La 142 |
10 |
105 |
La 143 |
102 |
105 |
Ce 134 |
103 |
107 |
Ce 135 |
10 |
106 |
Ce 137 |
103 |
107 |
Ce 137m |
103 |
106 |
Pr 136 |
10 |
105 |
Pr 137 |
102 |
106 |
Pr 138m |
10 |
106 |
Pr 139 |
102 |
107 |
Pr 142m |
107 |
109 |
Pr 144 |
102 |
105 |
Pr 145 |
103 |
105 |
Pr 147 |
10 |
105 |
Nd 136 |
102 |
106 |
Nd 138 |
103 |
107 |
Nd 139 |
102 |
106 |
Nd 139m |
10 |
106 |
Nd 141 |
102 |
107 |
Nd 151 |
10 |
105 |
Pm 141 |
10 |
105 |
Pm 143 |
102 |
106 |
Pm 144 |
10 |
106 |
Pm 145 |
103 |
107 |
Pm 146 |
10 |
106 |
Pm 148 |
10 |
105 |
Pm 148m+ |
10 |
106 |
Pm 150 |
10 |
105 |
Pm 151 |
102 |
106 |
Sm 141 |
10 |
105 |
Sm 141m |
10 |
106 |
Sm 142 |
102 |
107 |
Sm 145 |
102 |
107 |
Sm 146 |
10 |
105 |
Sm 147 |
10 |
104 |
Sm 155 |
102 |
106 |
Sm 156 |
102 |
106 |
Eu 145 |
10 |
106 |
Eu 146 |
10 |
106 |
Eu 147 |
102 |
106 |
Eu 148 |
10 |
106 |
Eu 149 |
102 |
107 |
Eu 150 (période 34,2 ans) |
10 |
106 |
Eu 150 (période 12,6 h) |
103 |
106 |
Eu 156 |
10 |
106 |
Eu 157 |
102 |
106 |
Eu 158 |
10 |
105 |
Gd 145 |
10 |
105 |
Gd 146+ |
10 |
106 |
Gd 147 |
10 |
106 |
Gd 148 |
10 |
104 |
Gd 149 |
102 |
106 |
Gd 151 |
102 |
107 |
Gd 152 |
10 |
104 |
Tb 147 |
10 |
106 |
Tb 149 |
10 |
106 |
Tb 150 |
10 |
106 |
Tb 151 |
10 |
106 |
Tb 153 |
102 |
107 |
Tb 154 |
10 |
106 |
Tb 155 |
102 |
107 |
Tb 156 |
10 |
106 |
Tb 156m (période 24,4 h) |
103 |
107 |
Tb 156m (période 5 h) |
104 |
107 |
Tb 157 |
104 |
107 |
Tb 158 |
10 |
106 |
Tb 161 |
103 |
106 |
Dy 155 |
10 |
106 |
Dy 157 |
102 |
106 |
Dy 159 |
103 |
107 |
Ho 155 |
102 |
106 |
Ho 157 |
102 |
106 |
Ho 159 |
102 |
106 |
Ho 161 |
102 |
107 |
Ho 162 |
102 |
107 |
Ho 162m |
10 |
106 |
Ho 164 |
103 |
106 |
Ho 164m |
103 |
107 |
Ho 166m |
10 |
106 |
Ho 167 |
102 |
106 |
Er 161 |
10 |
106 |
Er 165 |
103 |
107 |
Er 172 |
102 |
106 |
Tm 162 |
10 |
106 |
Tm 166 |
10 |
106 |
Tm 167 |
102 |
106 |
Tm 172 |
102 |
106 |
Tm 173 |
102 |
106 |
Tm 175 |
10 |
106 |
Yb 162 |
102 |
107 |
Yb 166 |
102 |
107 |
Yb 167 |
102 |
106 |
Yb 169 |
102 |
107 |
Yb 177 |
102 |
106 |
Yb 178 |
103 |
106 |
Lu 169 |
10 |
106 |
Lu 170 |
10 |
106 |
Lu 171 |
10 |
106 |
Lu 172 |
10 |
106 |
Lu 173 |
102 |
107 |
Lu 174 |
102 |
107 |
Lu 174m |
102 |
107 |
Lu 176 |
102 |
106 |
Lu 176m |
103 |
106 |
Lu 177m |
10 |
106 |
Lu 178 |
102 |
105 |
Lu 178m |
10 |
105 |
Lu 179 |
103 |
106 |
Hf 170 |
102 |
106 |
Hf 172+ |
10 |
106 |
Hf 173 |
102 |
106 |
Hf 175 |
102 |
106 |
Hf 177m |
10 |
105 |
Hf 178m |
10 |
106 |
Hf 179m |
10 |
106 |
Hf 180m |
10 |
106 |
Hf 182 |
102 |
106 |
Hf 182m |
10 |
106 |
Hf 183 |
10 |
106 |
Hf 184 |
102 |
106 |
Ta 172 |
10 |
106 |
Ta 173 |
10 |
106 |
Ta 174 |
10 |
106 |
Ta 175 |
10 |
106 |
Ta 176 |
10 |
106 |
Ta 177 |
102 |
107 |
Ta 178 |
10 |
106 |
Ta 179 |
103 |
107 |
Ta 180 |
10 |
106 |
Ta 180m |
103 |
107 |
Ta 182m |
102 |
106 |
Ta 183 |
102 |
106 |
Ta 184 |
10 |
106 |
Ta 185 |
102 |
105 |
Ta 186 |
10 |
105 |
W 176 |
102 |
106 |
W 177 |
10 |
106 |
W 178+ |
10 |
106 |
W 179 |
102 |
107 |
W 188+ |
102 |
105 |
Re 177 |
10 |
106 |
Re 178 |
10 |
106 |
Re 181 |
10 |
106 |
Re 182 (période 64 h) |
10 |
106 |
Re 182 (période 12,7 h) |
10 |
106 |
Re 184 |
10 |
106 |
Re 184m |
102 |
106 |
Re 186m |
103 |
107 |
Re 187 |
106 |
109 |
Re 188m |
102 |
107 |
Re 189+ |
102 |
106 |
Os 180 |
102 |
107 |
Os 181 |
10 |
106 |
Os 182 |
102 |
106 |
Os 189m |
104 |
107 |
Os 194+ |
102 |
105 |
Ir 182 |
10 |
105 |
Ir 184 |
10 |
106 |
Ir 185 |
10 |
106 |
Ir 186 (période 15,8 h) |
10 |
106 |
Ir 186 (période 1,75 h) |
10 |
106 |
Ir 187 |
102 |
106 |
Ir 188 |
10 |
106 |
Ir 189+ |
102 |
107 |
Ir 190m (période 3,1 h) |
10 |
106 |
Ir 190m (période 1,2 h) |
104 |
107 |
Ir 192m |
102 |
107 |
Ir 193m |
104 |
107 |
Ir 194m |
10 |
106 |
Ir 195 |
102 |
106 |
Ir 195m |
102 |
106 |
Pt 186 |
10 |
106 |
Pt 188+ |
10 |
106 |
Pt 189 |
102 |
106 |
Pt 193 |
104 |
107 |
Pt 195m |
102 |
106 |
Pt 199 |
102 |
106 |
Pt 200 |
102 |
106 |
Au 193 |
102 |
107 |
Au 194 |
10 |
106 |
Au 195 |
102 |
107 |
Au 198m |
10 |
106 |
Au 200 |
102 |
105 |
Au 200m |
10 |
106 |
Au 201 |
102 |
106 |
Hg 193 |
102 |
106 |
Hg 193m |
10 |
106 |
Hg 194+ |
10 |
106 |
Hg 195 |
102 |
106 |
Hg 195m+ (organique) |
102 |
106 |
Hg 195m+ (inorganique) |
102 |
106 |
Hg 199m |
102 |
106 |
Tl 194 |
10 |
106 |
Tl 194m |
10 |
106 |
Tl 195 |
10 |
106 |
Tl 197 |
102 |
106 |
Tl 198 |
10 |
106 |
Tl 198m |
10 |
106 |
Tl 199 |
102 |
106 |
Pb 195m |
10 |
106 |
Pb 198 |
102 |
106 |
Pb 199 |
10 |
106 |
Pb 200 |
102 |
106 |
Pb 201 |
10 |
106 |
Pb 202 |
103 |
106 |
Pb 202m |
10 |
106 |
Pb 205 |
104 |
107 |
Pb 209 |
105 |
106 |
Pb 211 |
102 |
106 |
Pb 214 |
102 |
106 |
Bi 200 |
10 |
106 |
Bi 201 |
10 |
106 |
Bi 202 |
10 |
106 |
Bi 203 |
10 |
106 |
Bi 205 |
10 |
106 |
Bi 210m+ |
10 |
105 |
Bi 213 |
102 |
106 |
Bi 214 |
10 |
105 |
Po 206 |
10 |
106 |
Po 208 |
10 |
104 |
Po 209 |
10 |
104 |
At 207 |
10 |
106 |
Fr 222 |
103 |
105 |
Fr 223 |
102 |
106 |
Ac 224 |
102 |
106 |
Ac 225+ |
10 |
104 |
Ac 226 |
102 |
105 |
Ac 227+ |
10-1 |
103 |
Th 232 |
10 |
104 |
Pa 227 |
103 |
106 |
Pa 228 |
10 |
106 |
Pa 232 |
10 |
106 |
Pa 234 |
10 |
106 |
Np 232 |
10 |
106 |
Np 233 |
102 |
107 |
Np 234 |
10 |
106 |
Np 235 |
103 |
107 |
Np 236 (période 115000 ans) |
102 |
105 |
Np 236 (période 22,5 h) |
103 |
107 |
Np 238 |
102 |
106 |
Pu 245 |
102 |
106 |
Pu 246 |
102 |
106 |
Am 237 |
102 |
106 |
Am 238 |
10 |
106 |
Am 239 |
102 |
106 |
Am 240 |
10 |
106 |
Am 244 |
10 |
106 |
Am 244m |
104 |
107 |
Am 245 |
103 |
106 |
Am 246 |
10 |
105 |
Am 246m |
10 |
106 |
Cm 238 |
102 |
107 |
Cm 240 |
102 |
105 |
Cm 241 |
102 |
106 |
Cm 249 |
103 |
106 |
Cm 250 |
10-1 |
103 |
Bk 245 |
102 |
106 |
Bk 246 |
10 |
106 |
Bk 247 |
1 |
104 |
Bk 250 |
10 |
106 |
Cf 244 |
104 |
107 |
Es 250 |
102 |
106 |
Es 251 |
102 |
107 |
Fm 252 |
103 |
106 |
Fm 253 |
102 |
106 |
Fm 257 |
10 |
105 |
Md 257 |
102 |
107 |
Md 258 |
102 |
105 |
Annexe 2 : Appareil de radiodiagnostic médical soumis à déclaration
Radiodiagnostic médical, médico-légal
et recherche biomédicale
· Appareils de mammographie.
· Appareils mobiles/transportables de radiologie (radiologie au lit du patient ou en bloc opératoire) à l’exclusion des appareils de radiologie interventionnelle.
· Appareils de radiologie à poste fixe (ensemble des actes de radiodiagnostic à l’exclusion des installations de scanographie).
· Appareils de tomographie volumique à faisceau conique (à l’exclusion des scanners).
· Appareils de radiologie interventionnelle, arceaux mobiles destinés à la radiologie interventionnelle.
Radiodiagnostic dentaire
· Appareils de radiographie endobuccale, appareils de radiographie panoramique avec ou sans dispositif de
· tomographie volumique à faisceau conique.
· Appareils de téléradiographie crânienne.
· Appareils de tomographie volumique à faisceau conique (à l’exclusion des scanners).
· Appareils mobiles/transportables et portatifs de radiologie dentaire.
Radiodiagnostic vétérinaire
Appareils de radiodiagnostic vétérinaire utilisés exclusivement à poste fixe et dont le faisceau d’émission de rayons X est directionnel et vertical, à l’exclusion de l’ensemble des appareils de tomographie.
Annexe 3
En attente de publication par l’ASN.
Annexe 4
En attente de publication par l’ASN.
Références réglementaires:
§ Code de la santé publique, Section 3 Articles R1333-17 à R1333-37.
§ Arrêté du 29 janvier 2010 ; N°NOR : SASP1003343A.
§ Arrêté du 29 janvier 2010 ; N°NOR : SASP1003347A.
§ Dossiers de déclarations et de demande d’autorisation ASN.
Procédure de réception d’une source non scellée
N° chrono : DOC-NT-12_1
Auteur : Marc Ammerich
Résumé : Lors de la réception d'une source radioactive non scellée, la PCR doit effectuer différentes actions.
1. Vérification du colis
Vérifier l’état général du colis (attention aux emballages apparemment détériorés) ainsi que la conformité des éléments figurant sur le certificat d'accompagnement de la source et ceux inscrits sur la commande correspondante.
Si l’emballage est détérioré, appelez sans retard le fournisseur.
Il faut apporter une vigilance particulière à la nature du radionucléide (conformité par rapport à la commande) et à son activité. Soyez en particulier vigilant aux unités.
Exemples pouvant être sources d’erreurs :
milli (m) au lieu de micro (µ). Certains logiciels informatiques ne reconnaissent pas forcément le caractère.
Utilisation des anciennes unités très fréquente dans le domaine médical (Ci, mCi, µCi).
2 .Vérification du débit d’équivalent de dose du colis
Mesurer le débit d’équivalent de dose au contact, et éventuellement, à 1 mètre de l'emballage : selon la réglementation des transports, le débit de dose équivalente ne doit pas excéder 0,1 mSv.h-1 à 1 mètre du colis, et 2 mSv.h-1 au contact.
Vérifier que l’indice de transport indiqué sur l’étiquette (s’il s’agit d’étiquettes 7B ou 7C) est inférieur à 10.
3 .Vérification de la non contamination surfacique du colis
Contrôler la non contamination du colis et de la boîte contenant la solution radioactive (souvent contenue dans un flacon type pénicilline), soit par mesure directe, soit par frottis sec ou légèrement humide, au moyen d’une sonde appropriée aux rayonnements émis par la source ; un emballage contaminé devra être repris par le fournisseur : il est donc souhaitable de réaliser ces actions de contrôle des sources(dans la mesure du possible) avant de signer le bon de livraison.
4. Mise à jour du registre (ou un système équivalent) des sources détenues
Dans ce registre ou ce fichier indiquer :
- les radionucléides commandés et le nom des fournisseurs,
- leur date de réception,
- leur activité initiale (activités massique, volumique et totale),
- le lieu de manipulation,
- les quantités prélevées et les dates des prélèvements,
- l’identification des sources « diluées », fabriquées à partir des sources mères, et l’identification des échantillons fabriqués en interne,
- le nom des utilisateurs,
- le milieu chimique qui peut avoir une importance,
- les activités mises aux déchets.
De plus, comme pour les sources scellées, chaque source non scellée doit avoir un dossier récapitulatif, constitué d’une fiche inventaire, une fiche de suivi et notamment le nombre d’échantillons qui ont été fabriqués, du formulaire de demande de radionucléides en sources non scellées (formulaire IRSN), du bon de commande, du bon de livraison et les certificats d’activité (voire d’étalonnage selon les besoins) établis par le fournisseur.
La fiche de réception de la source est donné ci-après.
Fiche de réception
|
||||||
Date : |
||||||
Expéditeur :
|
Destinataire :
Entité utilisatrice :
|
|||||
Emballage utilisé |
Type : excepté o A o B o |
|||||
Nombre de colis
|
||||||
Radionucléide :
|
Activité :
|
Etat physique
|
||||
Contrôle non radiologique |
||||||
Etiquetage colis |
Indice de transport – IT =
|
|||||
Etiquette du (des) colis : 7A o 7B o 7C o
|
||||||
Véhicule |
Plaque orange : OUI o NON o
|
|||||
Etiquette 7D : OUI o NON o
|
||||||
Contrôle radiologique |
||||||
Contamination non fixée
|
Alpha : ………….. Bq.cm-2
|
Bêta : ………….. Bq.cm-2
|
||||
Débit d’équivalent de dose |
Contact : ………….. mSv.h-1
|
A 1 m : ………….. mSv.h-1
|
||||
Transporteur |
||||||
Société :
|
||||||
Attestation chauffeur classe 7 |
OUI o NON o |
|||||
Présence et connaissance des consignes de sécurité |
OUI o NON o |
|||||
Visa
|
Publication ICRP et ICRU
N° chrono : DOC-NT-9_2
Auteur : Marc Ammerich
Éditeur : domino (avril 2015)
Résumé : Les publications de la commission internationale de protection radiologique (ICRP) et de la commission internationale des unités et mesures (ICRU).
N° |
TITRE |
1 |
Recommandations of the International Commission on Radiological Protection - 1958 |
2 |
Permissible dose for internal radiation + version française ( 3 ex. ) - 1959 |
3 |
La protection contre les rayons X d'énergie inférieure à 3 MeV et les rayons bêta et gamma provenant des sources scellées ( version française ) - 1960 |
4 |
Protection against electromagnetic radiation above 3 MeV and electrons, neutrons and protons - 1962 |
5 |
Handling and disposal of radioactive materials in hospitals and medical research establishments - 1964 |
6 |
recommendations of the international commission on radiological protection + version française - 1962 |
7 |
Principles of environmental monitoring related to the handling of radioactive materials + traduction française ( 2 ex. ) - 1965 |
8 |
The evaluation of risk from radiation - 1965 |
9 |
Recommendations of the international commission on radiological protection ( 2 ex. ) - 1965 |
10A |
The assessment of internal contamination resulting recurrent or prolonged uptakes - 1969 |
11 |
A review of the radiosensitivity of the tissues in bone - 1967 |
12 |
General principles of monitoring for radiation protection of workers - 1968 |
13 |
Radioprotection in schools for pupils up to the age of 18 years - 1968 |
14 |
Radiosensitivity and spatial distribution of dose - 1969 |
15 |
Protection against ionizing radiation from external sources - 1969 |
16 |
Protection of the patient in X-ray diagnosis - 1969 |
17 |
Protection of the patient in radionuclide investigations - 1969 |
18 |
The RBE for high-LET radiations with respect to mutagenesis - 1972 |
19 |
The metabolism of compounds of plutonium and other actinides - 1972 |
20 |
Alkaline earth metabolism in adult man - 1972 |
21 |
Data for protection against ionizing radiation from external sources : supplement to ICPR publication 15 - 1971 |
22 |
Les implications des recommendations de la commission de maintenir les doses aux valeurs les plus faibles qu'il soit possible d'atteindre sans difficulté - 1973 |
23 |
Report of the task group on reference man - 1974 |
24 |
Radiation protection in uranium and other mines - 1976 |
25 |
The handling, storage, use and disposal of unsealed radionuclides in hospitals and medical research establishments - 1976 |
26 |
Recommendations of the international commission on radiological protection + version française - 1977 |
27 |
Problems involved in developing an index of harms - 1977 |
28 |
Statement from the 1978 Stockholm meeting of the ICRP. The principles and general procedures for handling emergency and accidental exposures of workers - 1977 |
29 |
Radionuclide release into the environment : assessment of dose to man - 1977 |
30-1 |
Limits for intakes of radionuclides by workers : part 1 - 1978 |
30-1s |
supplement to part 1 - 1978 |
30-2 |
part 2 - 1978 |
30-2s |
supplement to part 2 - 1978 |
30-3 |
part 3 - 1978 |
30-3sA |
supplement A to part 3 - 1978 |
30-3sB |
supplement B to part 3 - 1978 |
30-4 |
part 4 - 1987 |
30-I |
index |
31 |
Biological effects of inhaled radionuclides - 1979 |
32 |
Limits for inhalation of radon daughters by workers - 1981 |
33 |
Protection against ionizing radiation from external sources used in medecine - 1981 |
34 |
Protection of the patient in diagnostic radiology - 1982 |
35 |
General principles of monitoring for radiation protection of workers - 1982 |
36 |
Protection against ionizing radiation in the teaching of science - 1982 |
37 |
Cost-benefit analysis in the optimization of radiation protection - 1982 |
38 |
Radionuclide transformations energy and intensity of emissions - 1983 |
39 |
Principles for limiting exposure of the public to natural sources of radiation - 1983 |
40 |
Protection of the public in the event of major radiation accidents : principles for planning - 1984 |
41 |
Nonstochastic effects of ionizing radiation - 1984 |
42 |
A compilation of the major concepts and quantities in use by ICRP - 1984 |
43 |
Principles of monitoring for the radiation protection of the population - 1984 |
44 |
Protection of the patient in radiation therapy - 1984 |
45 |
Quantitative bases for developing a unified index of harm - 1985 |
46 |
Radiation protection principles for the disposal of solid radioactive waste - 1985 |
47 |
Radiation protection of workers in mines - 1985 |
48 |
The metabolism of plutonium and related elements - 1986 |
49 |
Developmental effects of irradiation on the brain of the embryo and fetus - 1986 |
50 |
Lung cancer risk from indoor exposures to radon daughters - 1986 |
51 |
Data for use in protection against external radiation - 1987 |
52 |
Protection of the patient in nuclear medicine - 1987 |
53 |
Radiation dose to patients from radiopharmaceuticals - 1987 |
54 |
Individual monitoring for intakes of radionuclides by workers : design and interpretation ( 2 ex. ) - 1987 |
55 |
Optimization and decision-making in radiological protection |
56 |
Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 1 - 1989 |
57 |
Radiological protection of the worker in medicine and dentistry - 1989 |
58 |
RBE for deterministic effects - 1989 |
59 |
The biological basis for dose limitation in the skin - 1991 |
60 |
1990 recommendations of the international commission on radiological protection – 1990 ® base de la directive euratom 96/29 |
61 |
Annual limits on intake of radionuclides by workers based on the 1990 recommendations - 1990 |
62 |
Radiological protection in biomedical research |
63 |
Principles for intervention for protection of the public in a radiological emergency - 1992 |
64 |
Protection from potential exposure : a conceptual framework |
65 |
Protection against radon at home and at work - 1993 |
66 |
Human respiratory tract model for radiological protection - 1994 |
67 |
Age dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 2 |
68 |
Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers - 1994 |
69 |
Age dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 3 - 1995 |
70 |
Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection : the skeleton - 1995 |
71 |
Age dependent doses to the members of public from intake of radionuclides : part 4 inhalation dose coefficients - 1996 |
72 |
Age dependent doses to the members of public from intake of radionuclides : part 5 - 1996 |
73 |
® base de la directive euratom 97/43 |
74 |
Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation - 1996 |
75 |
General principles for radiation protection of workers - 1997 |
76 |
Protection from potential exposure : application to selected radiation sources - 1997 |
77 |
radiological policy for the disposal of radioactive waste - 1998 |
78 |
Individual monitoring for internal exposure of workers - 1998 |
79 |
Genetic susceptibility to cancer - 1999 |
80 |
Radiation doses to patients from radiopharmaceuticals - 1999 |
81 |
Radiation protection recommendations as applied to disposal of long-lived solid radioactive waste - 2000 |
82 |
Protection of the public in situations of prolonged radiation exposure - 2000 |
83 |
Risk estimation for multifactorial diseases - 2000 |
84 |
Reference Data for the Validation of Doses from Cosmic Radiation Exposure of Aircraft Crew |
|
|
85 |
Avoidance of radiation injuries from medical interventional procedures - 2000 |
86 |
|
87 |
|
88 |
Doses to the Embryo and Foetus from Intakes of Radionuclides by the Mother - 2001 |
89 |
Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection: reference values - 2001 |
90 |
Biological effects after prenatal irradiation (embryo and foetus)- 2002 |
91 |
A Framework for Assessing the Impact of Ionising Radiation on Non-Human Species - 2003 |
92 |
Relative Biological Effectiveness (RBE), Quality Factor (Q), and Radiation Weighting Factor (wR) - 2003 |
93 |
Managing Patient Dose in Digital Radiology - 2003 |
94 |
Release of Patients after Therapy with Unsealed Radionuclides - 2005 |
95 |
Doses to Infants from Ingestion of Radionuclide in Mother's Milk - 2006 |
96 |
Protecting People Against Radiation Exposure in the Event of a Radiological attack - 2005 |
97 |
Prevention of High-dose-rate Brachytherapy Accidents - 2005 |
98 |
Radiation Aspects of Brachytherapy for Prostate Cancer -2006 |
99 |
Low - Dose Extrapolation of Radiation Related Cancer Risk - 2006 |
100 |
Human Alimentary Tract Model for Radiological Protection - 2007 |
101 |
Assessing Dose of the Representative Person for the Purpose of Radiation Protection of the Public and the Optimisation of Radiological Protection - 2007 |
102 |
Managing Patient Dose in Multi-Detector Computed Tomography (MDCT) - 2007 |
103 |
Recommendations of the ICRP – 2007 |
104 |
Publication 104: Scope of Radiological Protection Control Measures – 2008 |
105 |
Radiological Protection in Medicine – 2008 |
106 |
Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals: Addendum 3 to ICRP Publication 53,- 2008 |
107 |
Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations - 2008 |
108 |
Environmental Protection: the Concept and Use of Reference Animals and Plants - 2008. |
109 |
Application of the Commission’s Recommendations’ for the Protection of People in Emergency Exposure Situations |
110 |
Adult Reference Computational Phantoms |
111 |
Application of the Commission’s Recommendations for the Protection of People Living in Long- term Contaminated Areas after a Nuclear Accident or a Radiation Emergency |
112 |
Preventing Accidental Exposures from New External Beam Radiation Therapy Technologies
|
113 |
Education and Training in Radiological Protection for Diagnostic and Interventional Procedures |
114 |
Environmental Protection: Transfer Parameters for Reference Animals and Plants |
115 |
Lung Cancer Risk from Radon and Progeny and Statement on Radon |
116 |
Conversion Coefficients for Radiological Protection from External Radiation Exposures |
117 |
Radiological Protection in Fluoroscopically Guided Procedures outside of the Imaging Department |
118 |
ICRP Statement on Tissue Reaction/ Early and Late Effects of Radiation in Normal Tissues and Organs- Threshold Doses for Tissue Reactions in Radiation Protection Context |
119 |
Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60 |
|
Proceedings of the First ICRP Symposium on the International System of Radiological Protection |
120 |
Radiological Protection in Cardiology |
121 |
Radiological Protection in Paediatric Diagnostic and Interventional Radiology |
122 |
Radiological Protection in Geological Disposal of long-lived Solid Radiological Waste |
123 |
Assessment of Radiation Exposure of Astronauts in Space |
124 |
Protection of the Environment under Different Exposure Situation |
125 |
Radiological Protection in Security Screening |
126 |
Radiological Protection against Radon Exposure |
127 |
Radiological Protection in Ion Beam Radiotherapy |
N° |
TITRE |
1 |
Discussions on international units and standards for X-ray work ( révisée ) - 1927 |
2 |
International X-ray unit of intensity ( révisée ) - 1928 |
3 |
Report of committee on standardization of X-ray measurements ( révisée ) - 1934 |
4 |
Recommendations of the international committee for radiological units ( révisée ) - 1934 |
5 |
Recommendations of the international committee for radiological units ( révisée ) - 1937 |
6 |
Recommendations of the international commission on radiological protection and of the international commission on radiological units ( révisée ) - 1951 |
7 |
Recommendations of the international commission for radiological units ( révisée ) - 1954 |
8 |
Report of the international commission on radiological units and measurements ( révisée ) - 1956 |
9 |
Report of the international commission on radiological units and measurements ( révisée ) - 1959 |
10a |
Radiation quantities and units ( révisée ) - 1962 |
10b |
Physical aspects of irradiation - 1964 |
10c |
Radioactivity - 1963 |
10d |
Clinical dosimetry ( révisée ) - 1963 |
10e |
Radiobiological dosimetry ( révisée ) - 1963 |
10f |
Methods of evaluating radiological equipment and materials - 1963 |
11 |
Radiation quantities and units ( révisée ) - 1968 |
12 |
Certification of standardized radioactive sources - 1968 |
13 |
Neutron fluence, neutron spectra and kerma - 1969 |
14 |
Radiation dosimetry : X rays and gamma rays with maximum photon energies between 0,6 and 50 MeV - 1969 |
15 |
Cameras for image intensifier fluorography - 1969 |
16 |
Linear energy transfert - 1970 |
17 |
Radiation dosimetry : X rays generated at potentials of 5 to 150 kV - 1970 |
18 |
Specification of high activity gamma-ray sources - 1970 |
19 |
Radiation quantities and units ( révisée ) - 1971 |
19S |
Dose equivalent - supplement to ICRU 19 ( révisée ) - 1973 |
20 |
Radiation protection instrumentation and its application - 1971 |
21 |
Radiation dosimetry : electrons with initial energies between 1 and 50 MeV ( révisée ) - 1972 |
22 |
Measurement of low-level radioactivity - 1972 |
23 |
Measurement of absorbed dose in a phantom irradiated by a single beam of X or gamma rays - 1973 |
24 |
Determination of absorbed dose in a patient irradiated by beams of X or gamma rays in radiotherapy procedures - 1976 |
25 |
Conceptual basis for the determination of dose equivalent - 1976 |
26 |
Neutron dosimetry for biology and medicine - 1977 |
27 |
An international neutron dosimetry intercomparaison - 1978 |
28 |
Basis aspects of high energy particle interactions and radiation dosimetry - 1978 |
29 |
Dose specification for reporting external beam therapy with photons and electrons ( révisée ) - 1978 |
30 |
Quantitative concepts and dosimetry in radiobiology - 1979 |
31 |
Average energy required to produce an ion pair - 1979 |
32 |
Methods of assessment of absorbed dose in clinical use of radionuclides - 1979 |
33 |
Radiation quantities and units - 1980 |
34 |
The dosimetry of pulsed radiation - 1982 |
35 |
Radiation dosimetry : electron beams with energies between 1 and 50 MeV - 1984 |
36 |
Microdosimetry - 1983 |
37 |
Stopping powers for electrons and positrons - 1984 |
38 |
Dose and volume specification for reporting intracavitary therapy in gynecology - 1985 |
39 |
Determination of dose equivalents resulting from external radiation sources - 1985 |
40 |
The quality factor in radiation protection - 1986 |
41 |
Modulation transfer function of screen-film systems - 1986 |
42 |
Use of computer in external beam radiotherapy procedures with high energy photons and electron - 1988 |
43 |
Determination of dose equivalent from external radiation sources-part 2 - 1988 |
44 |
Tissue substitutes in radiation dosimetry and measurement - 1989 |
45 |
Clinical neutron dosimetry-part 1 : determination of absorbed dose in a patient treated by external beams of fast neutrons - 1989 |
46 |
Photon, electron, proton and neutron interaction data for body tissues - 1992 |
47 |
Measurement of dose equivalents from external photon and electron radiations - 1992 |
48 |
Phantoms and computational models in therapy, diagnosis and protection - 1992 |
49 |
Stopping powers and ranges for protons and alpha particles - 1993 |
50 |
Prescribing, Recording and Reporting Photon Beam Therapy ( 1993 ) |
51 |
Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry ( 1993 ) |
52 |
Particle Counting in Radioactivity Measurements ( 1994 ) |
53 |
Gamma-Ray Spectrometry in the Environment ( 1995 ) |
54 |
Medical Imaging - The Assessment of Image Quality ( 1996 ) |
55 |
Secondary Electron Spectra from Charged Particle Interactions ( 1996 ) |
56 |
Dosimetry of External Beta Rays for Radiation Protection ( 1997 ) |
57 |
Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation ( 1998 ) |
58 |
Dose and Volume Specification for Reporting Interstitial Therapy ( 1997 ) |
59 |
Clinical Proton Dosimetry – Part I: Beam Production, Beam Delivery and Measurement of Absorbed Dose ( 1998 ) |
60 |
Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation ( 1998 ) |
61 |
Tissues Substitutes, Phantoms and Computation Modelling in Medical Ultrasound ( 1999 ) |
62 |
Prescribing, Recording and Reporting Photon Beam Therapy (Supplement to ICRU Report 50) ( 1999 ) |
63 |
Nuclear Data for Neutron and Proton Radiotherapy and for Radiation Protection with Data CD ( 2000 ) |
64 |
Dosimetry of High-Energy Photon Beams Based on Standards of Absorbed Dose to Water (2001), Journal of the ICRU, vol.1 no.1, available only from OUP |
65 |
Quantities, Units and Terms in Radioecology ( 2001 ), Journal of the ICRU, vol.1 no.2, available only from OUP |
66 |
Determination of Operational Dose Equivalent Quantities for Neutrons ( 2001 ), Journal of the ICRU, vol.1 no.3, available only from OUP |
67 |
Absorbed-Dose Specification in Nuclear Medicine ( 2002 ), Journal of the ICRU, vol.2 no.1, available only from OUP |
68 |
Retrospective Assessment of Exposure to Ionising Radiation(2002), Journal of the ICRU, vol.2 no.2, available only from OUP |
69 |
Direct Determination of the Body Content of Radionuclides(2003), Journal of the ICRU, vol.3 no.1, available only from OUP, |
70 |
Image Quality in Chest Radiography(2003), Journal of the ICRU, vol.3 no.2, available only from OUP |
71 |
Prescribing, Recording, and Reporting Electron Beam Therapy(2004), Journal of the ICRU, vol.4 no.1, available only from OUP |
72 |
Dosimetry of Beta Rays and Low-Energy Photons for Brachytherapy with Sealed Sources (2004), Journal of the ICRU, vol.4 no.2, available only from OUP |
73 |
Stopping of Ions Heavier Than Helium (2005), Journal of the ICRU, vol.5 no.1, available only from OUP |
74 |
Patient Dosimetry for X Rays used in Medical Imaging (2005), Journal of the ICRU, vol.5 no.2, available only from OUP |
75 |
Sampling of Radionuclides in the Environment (2006), Journal of the ICRU, vol.6 no.1, available only from OUP |
76 |
Measurement Quality Assurance for Ionizing Radiation Dosimetry (2006), Journal of the ICRU, vol.6 no.2, available only from OUP |
Normes radioprotection
N° chrono : DOC-NT-9_2
Auteur : Marc Ammerich
Éditeur : domino (avril 2015)
Résumé : Quelques normes françaises intéressant la radioprotection.
Avertissement :Les références des principales normes concernant la radioprotection se trouve dans la liste.
Il est difficile d’être exhaustif et à jour étant donné la quantité de normes.
Vous trouverez sur le site de l’AFNOR une moteur de recherche (gratuit) en fonction du domaine recherché.
Les normes sont quant à elles payantes et ne peuvent être mises sur le site.
Signification des abréviations :
NF : norme française - EN : norme européenne - ISO : norme internationale
HOM : norme homologuée - PR : projet de norme - FD : fascicule documentaire - ENR : norme enregistrée - EXP : norme expérimentale
INDICE |
DATE |
TYPE |
TITRE |
C 01-075 |
07/70 |
HOM |
Vocabulaire électrotechnique Groupe 75 Radiologie |
C 01-076 |
07/71 |
HOM |
Vocabulaire électrotechnique Groupe 76 Détection et mesure par voie électrique des rayonnements ionisants |
NF ISO 12-790 |
03/02 |
|
Radioprotection - Critères de performance pour l'analyse radiotoxicologique - Partie 1 : principes généraux |
NF ISO 12-794 |
10/00 |
|
Énergie nucléaire - Radioprotection - Dosimètres individuels thermoluminescents pour yeux et extrémités |
C 15-160 |
11/11 |
HOM |
Installations pour la production et l'utilisation de rayons X Exigences de radioprotection( A. du 23/08/2013 ) |
NF ISO 15-382 |
11/02 |
|
Énergie nucléaire - Radioprotection - Procédure de surveillance dosimétrique de radioprotection dans les installations nucléaires pour l'exposition externe aux rayonnements faiblement pénétrants, en particulier au rayonnement bêta |
NF ISO 15-690 |
08/13 |
|
Radioprotection - Recommandations relatives au traitement des écarts entre systèmes dosimétriques individuels utilisés en parallèle |
C 42-440 |
06/72 |
ENR |
Appareils de mesure Contaminamètres et moniteurs de contamination alpha, bêta, alpha-bêta |
C 42-450 |
05/73 |
ENR |
Débitmètres et moniteurs de débit d'exposition portatifs de rayonnement X ou gamma utilisés en radioprotection |
C 74-000 |
08/89 |
HOM |
Radiologie médicale Terminologie |
C 74-100 |
06/81 |
HOM |
Appareils de radiologie Appareils à rayons X Construction et essais Règles. Norme obligatoire ( A. du 12/11/73 & 2/9/91 ). |
C 74-100 |
06/84 |
HOM |
ADD 3 - Appareils de radiologie Appareils à rayons X Construction et essais Règles Norme obligatoire ( A. du 30/8/91 ) |
C 74-101 |
02/73 |
HOM |
Appareils de radiologie - appareils à rayons X Appareils de radiodiagnostic utilisés en traumatologie Appareils à poste fixe |
C 74-102 |
03/73 |
HOM |
Appareils de radiologie - appareils à rayons X Groupes radiogènes mobiles ou semi-fixes pour radiodiagnostic Règles particulières |
C 74-111 |
12/85 |
HOM |
Appareils d'électricité médicale Appareils de radiologie - équipements à rayonnement X - Gaines équipées pour radiodiagnostic Construction et essais - Règles |
C 74-111 |
06/87 |
HOM |
ADD.1 - Appareils d'électricité médicale Appareils de radiologie - équipements à rayonnement X - Gaines équipées pour radiodiagnostic Construction et essais - Règles |
C 74-111 |
10/87 |
HOM |
ADD.2 - Appareils d'électricité médicale Appareils de radiologie - équipements à rayonnement X - Gaines équipées pour radiodiagnostic Construction et essais - Règles |