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Notes techniques Cirkus (articles)

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 d’ostéodensitométrie.

       · 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).

 

PUBLICATIONS ICRP

 

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

Radiological protection and safety in medicine - 1996

® 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

Prevention of accidental exposures to patients undergoing radiation therapy - 2000

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

 

 

PUBLICATIONS ICRU

 

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