Chapitre 48 - Les rayonnements ionisants

Figure 48.1 Importance relative des trois principales formes d'interaction des
photons avec la matière

Les interactions les plus courantes des neutrons sont les chocs inélastiques, la capture de neutrons (ou activation) et la fission. Il s’agit dans tous les cas d’interactions avec des noyaux. A la suite d’un choc inélastique avec un neutron, un noyau passe à un niveau supérieur d’énergie. Il peut libérer cette énergie en émettant un rayonnement gamma, une particule bêta ou les deux. En cas de capture du neutron, le noyau touché peut absorber le neutron incident et libérer de l’énergie sous forme de rayons X ou gamma, de particules bêta ou les deux. Les particules secondaires provoquent ensuite l’ionisation, comme on l’a expliqué plus haut. Dans le cas de la fission, un noyau lourd absorbe le neutron incident puis se divise en deux noyaux plus légers qui sont presque toujours radioactifs.

Les quantités, les unités et les définitions correspondantes

La Commission internationale des unités et mesures radiologiques (International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU)) élabore des définitions officielles acceptées à l’échelle internationale des quantités et unités de rayonnement et de radioactivité. La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) formule également les normes de définition et d’utilisation des diverses quantités et unités employées en radioprotection. Nous présentons dans ce qui suit une description de quelques-unes des quantités, unités et définitions d’utilisation courante dans ce domaine.

Activité . Cette quantité représente le nombre de transformations radioactives par unité de temps à partir d’un niveau d’énergie donné, selon la formule:

A étant l’activité et dN le nombre probable de transformations radioactives spontanées à partir du niveau d’énergie donné dans l’intervalle de temps dτ. L’activité est liée au nombre N de noyaux radioactifs par la formule:

dans laquelle λ est la constante de désintégration. L’activité s’exprime en secondes inverses (s^–1), l’unité spécifique étant le becquerel (Bq).

Constante de désintégration (λ). Pour un radionucléide donné, la constante de désintégration (également dite constante radioactive ) est la probabilité par unité de temps qu’une transformation radioactive se produise. La constante de désintégration s’exprime en secondes inverses (s^–1). Elle est liée à la période radioactive t_½ d’un radionucléide par la formule:

La constante de désintégration λ est liée à la vie moyenne τ d’un radionucléide par la formule:

L’activité A(t) et le nombre de noyaux radioactifs N(t) peuvent être exprimés en fonction du temps par les formules Α(0)e^–λt et N(0)e^–λt, respectivement.

Dose absorbée . C’est la quantité fondamentale de la dosimétrie des rayonnements ionisants. Il s’agit essentiellement de l’énergie que les rayonnements ionisants cèdent à la matière par unité de masse. La formule de la dose absorbée est la suivante:

D étant la dose absorbée et dε l’énergie moyenne cédée à la matière de masse dm. La dose absorbée s’exprime en joules par kilogramme (J kg^–1), l’unité spécifique étant le gray (Gy).

Effet biologique déterministe . C’est l’effet biologique des rayonnements ionisants dont la probabilité est nulle lorsque la dose absorbée est petite, mais passe très rapidement à l’unité (100%) au-delà d’un certain niveau de dose absorbée (seuil). L’induction d’une cataracte est un exemple d’effet biologique déterministe.

Effet biologique stochastique ou probabiliste . C’est un effet biologique des rayonnements ionisants, dont la probabilité augmente avec la dose absorbée, vraisemblablement sans qu’il existe un seuil, mais dont la gravité est indépendante de cette dose. Le cancer est un exemple d’effet biologique stochastique.

Efficacité biologique relative (EBR) . L’EBR d’un rayonnement par rapport à un autre est le rapport inverse des doses absorbées produisant le même degré d’un résultat biologique défini.

Equivalent de dose . L’équivalent de dose H_T est la dose absorbée en moyenne pour tout un tissu ou organe (par opposition à la dose absorbée en un point) et pondérée en fonction du facteur de qualité du rayonnement considéré. C’est une quantité relevant de la radioprotection, qu’il ne convient donc pas d’utiliser dans le cas des doses absorbées élevées reçues en un laps de temps relativement court. L’équivalent de dose est exprimé par la formule:

D_T,R étant la dose absorbée moyenne pour tout tissu ou organe T attribuable au rayonnement R, et w_R le facteur de pondération du rayonnement. L’équivalent de dose est exprimé en joules par kilogramme (J kg^–1), l’unité spécifique étant le sievert (Sv).

Equivalent de dose efficace . L’équivalent de dose efficace E est la somme des équivalents pondérés de dose dans tous les tissus ou organes du corps. C’est une quantité relevant de la radioprotection, qu’il ne convient donc pas d’utiliser dans le cas de doses absorbées élevées reçues en un laps de temps relativement court. Elle est exprimée par la formule:

w_T étant le facteur de pondération pour le tissu et H_T, l’équivalent de dose pour le tissu T. La dose efficace s’exprime en joules par kilogramme (J kg^–1), l’unité spécifique étant le sievert (Sv).

Tableau 48.1 Facteurs de pondération des rayonnements w_R¹

¹ Toutes les valeurs se rapportent au rayonnement incident sur le corps ou, dans le cas des sources internes, au rayonnement émis à partir de la source.² A l’exception des électrons Auger émis par des noyaux liés à l’ADN.

Figure 48.2 Facteurs de pondération des rayonnements pour les neutrons (la courbe
pointillée doit être considérée comme une approximation)

Tableau 48.2 Facteurs de pondération des tissus w_T¹

¹ Ces valeurs ont été calculées pour une population de référence composée d’un nombre égal d’hommes et de femmes dans une large fourchette d’âge. Dans la définition de la dose efficace, les valeurs s’appliquent aux travailleurs, à l’ensemble de la population et aux deux sexes.² Pour fins de calcul, la catégorie «Autres tissus et organes» comprend ce qui suit: surrénales, cerveau, côlon ascendant supérieur, intestin grêle, reins, muscles, pancréas, rate, thymus et utérus. Cette liste inclut les organes qui peuvent être sélectivement irradiés. Certains de ces organes sont connus comme susceptibles d’induction de cancer.³ Dans les cas exceptionnels où un seul des tissus ou organes de la catégorie «Autres tissus et organes» reçoit un équivalent de dose supérieur à la plus haute dose dans l’un quelconque des douze organes dont le facteur de pondération est défini, on lui attribuera un facteur de pondération de 0,025 et on attribuera un facteur de pondération de 0,025 à la dose moyenne des autres tissus et organes de cette même catégorie.

Période radioactive . La période radioactive (parfois appelée demi-vie ) est le temps nécessaire pour que l’activité d’un radionucléide donné diminue de moitié. On peut également dire que la période radioactive est égale au temps nécessaire pour que le nombre de noyaux, dans un système radioactif donné, diminue de moitié. L’unité fondamentale est la seconde (s), mais la période est aussi couramment exprimée en heures, en jours et en années. Pour un radionucléide donné, la période t_½ est liée à la constante de désintégration λ par la formule:

Transfert linéique d’énergie. C’est l’énergie qu’une particule chargée transmet à la matière qu’elle traverse par unité de longueur de la trajectoire suivie. Elle est exprimée par la formule:

L étant le transfert linéique d’énergie et dε, l’énergie moyenne cédée par la particule après avoir franchi la distance dl. Le transfert linéique d’énergie (TLE ou TEL) s’exprime en joules par mètre (J m^–1).

Vie moyenne . La vie moyenne ou durée moyenne de vie est égale au temps moyen pendant lequel un état nucléaire peut survivre avant de subir une transformation qui l’amènera à un niveau d’énergie inférieur avec émission d’un rayonnement ionisant. L’unité fondamentale est la seconde (s), mais la vie moyenne est aussi couramment exprimée en heures, en jours et en années. Elle est liée à la constante de désintégration par la formule:

τ étant la vie moyenne et λ, la constante de désintégration pour un nucléide donné à un niveau d’énergie donné.

Réglementation sur la radioprotection en Europe

Figure 48.3 Pouvoir de pénétration dans les tissus de différents rayonnements ionisants

Effets sur l’ADN . Le rayonnement peut altérer toute molécule de la cellule, mais l’ADN est la cible biologique la plus critique à cause de la redondance limitée de l’information génétique qu’il contient. Une dose absorbée assez importante pour tuer une cellule moyenne en voie de division — 2 grays (Gy) — suffit pour causer des centaines de lésions dans ses molécules d’ADN (Ward, 1988). La plupart de ces lésions sont réparables, mais celles qui résultent d’un rayonnement ionisant dense (proton ou particule alpha, par exemple) sont en général moins susceptibles de réparation que celles d’un rayonnement moins ionisant (rayons X ou gamma, par exemple) (Goodhead, 1988). Par conséquent, les rayonnements à forte densité d’ionisation (c’est-à-dire à transfert linéique d’énergie (TLE) élevé) ont ordinairement une efficacité biologique relative (EBR) supérieure à celle des rayonnements à faible densité d’ionisation (à TLE peu élevé) pour la plupart des lésions (CIPR, 1991).

Effets sur les gènes . Les dommages non réparables ou mal réparés subis par l’ADN peuvent donner lieu à des mutations dont la fréquence semble croître de façon linéaire avec la dose, à environ 10^–5 à 10^–6 par locus et par Gy, sans qu’il existe apparemment de seuil (Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiations (BEIR V), 1990). Pour certains experts, cette proportionnalité apparente entre le taux de mutation et la dose signifierait que le passage d’une seule particule ionisante à travers l’ADN suffit en principe pour causer une mutation (BEIR V, 1990). Chez les victimes de la catastrophe de Tchernobyl, la relation dose-effet observée pour les mutations de la glycophorine dans les cellules de moelle osseuse ressemble étroitement à celle que l’on a mise en évidence chez les survivants des bombardements atomiques (Jensen et coll., 1995).

Figure 48.4 Fréquence des aberrations chromosomiques dicentriques des lymphocytes
humains en fonction de la dose, du débit de dose et de la qualité du rayonnements (in vitro)

Figure 48.5 Inhibition mitotique, induite par rayons X, des cellules épithéliales de la cornée du rat

Figure 48.6 Courbes caractéristiques dose-survie de cellules de mammifères exposées à des
rayons X et à des neutrons rapides

Figure 48.7 Succession caractéristique de événements dans la pathogenèse des effets
non stochastiques des rayonnements ionisants

Les manifestations cliniques des lésions

Types d’effets . Les effets des rayonnements ionisants englobent une vaste gamme de réactions très différentes les unes des autres dans leur relation dose-effet, leurs manifestations cliniques, leur succession dans le temps et les pronostics correspondants (Mettler et Upton, 1995). Par commodité, on subdivise souvent les effets en deux grandes catégories: 1) effets héréditaires , ou effets génétiques qui se manifestent chez les descendants des personnes exposées; et 2) effets somatiques , qui se manifestent chez les personnes exposées elles-mêmes. Ces derniers comprennent les effets aigus, qui apparaissent peu après l’irradiation, et les effets à long terme (ou différés), qui peuvent se manifester des mois, des années ou même des décennies plus tard.

Tableau 48.3 Dose seuil approximative d'irradiation X fractionnée à visée thérapeutique pouvant
causer des détriments non stochastiques cliniquement observables dans différents tissus

* Dose provoquant des effets chez 1 à 5% des personnes exposées.

Source: Rubin et Casarett, 1972.

Les lésions aiguës, qui étaient courantes chez les premiers travailleurs exposés aux rayonnements ionisants et les premiers malades soumis à des traitements de radiothérapie, ont pratiquement disparu par suite de l’amélioration des mesures de sécurité et des méthodes de traitement. Néanmoins, la plupart des malades traités par irradiation de nos jours subissent encore certaines lésions dans des tissus sains. De plus, des accidents graves continuent à se produire. En effet, les quelque 285 accidents déclarés (Tchernobyl non compris) survenus dans les centrales nucléaires de différents pays entre 1945 et 1987 ont provoqué l’irradiation de plus de 1 350 personnes, dont 33 ont été mortellement atteintes (Lushbaugh, Fry et Ricks, 1987). A lui seul, l’accident de Tchernobyl a libéré suffisamment de substances radioactives pour nécessiter l’évacuation de dizaines de milliers de personnes et d’animaux de la région environnante. En outre, plus de 200 sapeurs-pompiers et membres d’équipes d’urgence ont été atteints du mal des rayons et 31 en sont morts (Comité scientifique des Nations Unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR), 1988). On ne peut prédire avec certitude les effets à long terme des substances radioactives libérées, mais l’estimation des risques d’effets cancérogènes basée sur des modèles de relation dose-effet sans seuil (que nous examinons plus loin) donne à penser que la population de l’hémisphère septentrional pourrait enregistrer, par suite de l’accident, 30 000 décès supplémentaires par cancer au cours des 70 prochaines années, quoique le nombre de cancers supplémentaires enregistré dans chaque pays sera vraisemblablement trop petit pour être décelable sur une base épidémiologique (United States Department of Energy (USDOE), 1987).

Nettement moins catastrophiques, mais beaucoup plus nombreux que les défaillances de centrales nucléaires, les accidents causés par des sources médicales et industrielles de rayons gamma ont également fait des morts et des blessés. C’est ainsi qu’en 1987 la mise à la ferraille non contrôlée d’une source de radiothérapie au césium 137 à Goiânia, au Brésil, a entraîné l’irradiation de dizaines de personnes non informées, dont quatre sont mortes (UNSCEAR, 1993).

Un examen complet des lésions causées par les rayonnements ionisants dépasserait le cadre du présent article. Toutefois, compte tenu de l’intérêt général d’informations sur les réactions aiguës des tissus les plus radiosensibles, nous croyons utile d’en présenter une brève description dans les paragraphes suivants.

Peau . Les cellules de la couche basale de l’épiderme sont particulièrement radiosensibles. Par conséquent, une exposition rapide de la peau à une dose de 6 Sv ou plus provoque un érythème (rougeur) de la zone affectée, qui apparaît en général dans la journée qui suit, dure ordinairement quelques heures, puis est suivi, deux à quatre semaines plus tard, par une ou plusieurs vagues d’un érythème plus profond et plus prolongé, ainsi que par une dépilation (perte de poils ou de cheveux). Si la dose dépasse 10 à 20 Sv, phlyctène, nécrose et ulcération se manifestent dans les deux à quatre semaines, puis sont suivies par une fibrose du derme et du système vasculaire sous-jacent, qui peut mener à l’atrophie et à une deuxième vague d’ulcérations quelques mois ou quelques années plus tard (CIPR, 1984).

Tableau 48.4 Principales formes et caractéristiques du syndrome d'irradiation aiguë

Source: UNSCEAR, 1988.

Tableau 48.5 Estimation du risque vie entière de cancer attribuable à une
irradiation aiguë de 0,1 Sv

* Pourcentage d’augmentation par rapport au taux de mortalité «naturel» d’une population non irradiée.

Source: CIPR, 1991.

Il y a également lieu de noter que les tableaux présentés reposent sur les moyennes d’une population et ne s’appliquent donc pas nécessairement à un individu donné. Autrement dit, la prédisposition à certains types de cancer (comme ceux de la thyroïde et du sein) est sensiblement plus élevée chez les enfants que chez les adultes. De plus, elle augmente chez les personnes atteintes de certains troubles héréditaires, comme le rétinoblastome et la carcinome nævoïde basocellulaire (UNSCEAR, 1988, 1994; BEIR V, 1990). En dépit de ces différences de susceptibilité, certains experts ont proposé d’utiliser ces estimations fondées sur les moyennes dans des affaires d’indemnisation, comme base de calcul de la probabilité qu’un cancer chez une personne irradiée ait été causé par l’irradiation en question (NIH, 1985).

Tableau 48.6 Estimations de la fréquence des effets héréditaires attribuables aux
rayonnements ionisants naturels

¹ Equivalent de ~1mSv par an, ou ~30 mSv par génération (30 ans). ² Valeurs arrondies. ³ Après des centaines de générations, l’addition de mutations radio-induites défavorables est, en définitive, compensée par leur perte dans la population, ce qui aboutit à une forme d’«équilibre» génétique. ⁴ On ne dispose pas d’estimations quantitatives des risques à cause de l’incertitude liée à la composante mutationnelle des maladies en cause.

Source: d’après Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiations (BEIR V), 1990.

Comme nous l’avons mentionné plus haut, les résultats d’une étude cas-témoins (Gardner et coll., 1990) avaient permis d’avancer l’hypothèse selon laquelle le surcroît de fréquence des leucémies et des lymphomes non hodgkiniens chez les jeunes du village de Seascale résultait des effets oncogènes héréditaires de l’exposition professionnelle aux rayonnements des pères de ces enfants qui avaient travaillé à l’installation nucléaire de Sellafield. Toutefois, cette hypothèse s’est heurtée à de nombreux arguments contraires, notamment:

1. l’absence de tout excès comparable parmi les nombreux enfants nés ailleurs qu’à Seascale de pères ayant reçu à Sellafield des doses professionnelles semblables sinon supérieures (Wakeford et coll., 1994a);
2. l’absence d’excès semblables parmi les enfants français (Hill et Laplanche, 1990), canadiens (McLaughlin et coll., 1993) et écossais (Kinlen, Clarke et Balkwill, 1993) nés de pères ayant subi des expositions professionnelles comparables;
3. l’absence d’excès parmi les enfants de survivants des bombardements atomiques (Yoshimoto et coll., 1990);
4. l’absence d’excès dans les comtés des Etats-Unis où se trouvent des centrales nucléaires (Jablon, Hrubec et Boice, 1991);
5. le fait que la fréquence des mutations radio-induites qu’implique cette hypothèse est de loin plus élevée que les taux reconnus (Wakeford et coll., 1994b).

On peut donc dire, dans l’ensemble, que les données disponibles ne confirment pas l’hypothèse de l’irradiation des gonades paternelles (Doll, Evans et Darby, 1994; Little, Charles et Wakeford, 1995).

Les effets de l’irradiation prénatale

Tableau 48.7 Principales anomalies de croissance causées par l'irradiation in utero

* Ces anomalies ont été observées chez des humains exposés avant la naissance à d’importantes doses de rayonnement et ont, par conséquent, été provisoirement attribuées à l’irradiation.

Source: Brill et Forgotson, 1964.

Figure 48.8 Fréquence des déficiences mentales graves en fonction de la dose de rayonnement
reçue chez les survivants des bombardements atomiques, irradiés avant la naissance

La sensibilité aux effets cancérogènes des rayonnements semble aussi assez élevée pendant toute la période prénatale, si l’on en juge d’après l’association entre les cancers infantiles (y compris la leucémie) et l’exposition prénatale aux rayons X utilisés à des fins diagnostiques dans des études cas-témoins (BEIR V, 1990). Les résultats de ces études impliquent que l’irradiation prénatale pourrait multiplier le risque de leucémie et d’autres cancers infantiles par un facteur de 40 par Sv (UNSCEAR, 1986; BEIR V, 1990), ce qui est bien plus important que l’accroissement imputable à l’exposition postnatale (UNSCEAR, 1986; BEIR V, 1990). Si, paradoxalement, on n’a noté aucun excès de cancer infantile chez les survivants des bombardements atomiques qui avaient été irradiés avant leur naissance (Yoshimoto et coll., 1990), le nombre de ces survivants était trop faible pour que l’on puisse exclure un tel effet.

Résumé et conclusions

Les effets nocifs des rayonnements ionisants sur la santé humaine varient considérablement; ils vont de lésions évoluant vers un décès rapide à des effets non immédiats tels que cancers, malformations congénitales et troubles héréditaires qui pourront apparaître des mois, des années, voire des décennies plus tard. La nature, la fréquence et la gravité de ces effets dépendent de la qualité du rayonnement en cause ainsi que de la dose et des conditions d’exposition. La plupart de ces effets apparaissent après une irradiation d’un niveau assez élevé et ne se manifestent donc que chez des victimes d’accidents, des malades ayant subi des traitements de radiothérapie et d’autres personnes fortement irradiées. Par contre, on considère que la fréquence des effets génotoxiques et cancérogènes des rayonnements ionisants augmente en proportion directe de la dose sans qu’il semble exister de seuil. Par conséquent, même si l’on ne peut pas totalement exclure la possibilité qu’un tel seuil existe, on part de l’hypothèse que la fréquence des effets croît avec la dose pour tous les niveaux d’exposition. Pour la plupart des effets des rayonnements, la sensibilité des cellules exposées varie en fonction directe de leur taux de prolifération et en fonction inverse de leur degré de différenciation, l’embryon et les enfants en cours de développement étant particulièrement vulnérables.

Figure 48.9 Parcours, en fonction de leur énergie, de particules alpha lentes se déplaçant
dans l'air à 15 °C sous une pression de 760 mm Hg

Les particules bêta

Une particule bêta consiste en un électron ou un positon très énergétique (le positon est l’antiparticule de l’électron. Il a la même masse et la plupart des autres propriétés de l’électron, mais sa charge, exactement égale à celle de l’électron, est cependant de polarité opposée, c’est-à-dire positive). Les radionucléides émetteurs bêta peuvent avoir un numéro atomique faible ou élevé.

Les radionucléides ayant un excédent de protons par rapport à des nucléides stables ayant à peu près le même nombre de masse peuvent se désintégrer si un proton du noyau se transforme en neutron. Lorsque cela se produit, le noyau émet un positon ainsi qu’une particule extrêmement légère et à très faible interaction appelée neutrino (le neutrino et son antiparticule ne présentent pas d’intérêt dans le domaine de la radioprotection). Une fois qu’il a perdu la plus grande partie de son énergie cinétique, le positon finit par heurter un électron, provoquant l’annihilation des deux particules. Le rayonnement d’annihilation consiste presque toujours en deux photons de 0,511 MeV émis dans des directions opposées à 180 degrés. La formule suivante illustre une désintégration caractéristique par émission de positons:

le positon étant représenté par β⁺ et le neutrino par ν. Il convient de noter que le nucléide résultant a le même nombre de masse atomique que le nucléide père, un numéro atomique (nombre de protons) inférieur d’une unité et un nombre de neutrons supérieur d’une unité.

La capture d’électrons est un phénomène concurrent. Dans la désintégration par capture d’électrons, le noyau absorbe un électron orbital et émet un neutrino. La formule suivante illustre une désintégration caractéristique de ce genre:

La capture d’électrons est toujours possible quand le noyau résultant a une énergie totale inférieure à celle du noyau initial. Par contre, la désintégration par émission de positons ne peut se produire que si l’énergie totale de l’atome initial dépasse celle de l’atome résultant de plus de 1,02 MeV (deux fois l’énergie correspondant à la masse au repos du positon).

Comme les deux formes précédentes, la désintégration par émission de négaton (β^–) se produit dans le cas de noyaux ayant un excédent de neutrons par rapport à des noyaux stables d’environ le même nombre de masse. Dans ce cas, le noyau émet un négaton (électron énergétique) et un antineutrino. La formule suivante illustre une désintégration de ce genre:

le négaton étant représenté par β^– et l’antineutrino par . Dans ce cas, le noyau résultant acquiert un neutron en perdant un proton, une fois de plus sans changer de nombre de masse.

Figure 48.10 Districution énergétique des électrons négatifs émis par le phosphore 32

Les énergies maximales bêta caractéristiques se situent entre 18,6 keV dans le cas du tritium (³H) et 1,71 MeV dans le cas du phosphore 32 (³²P).

Dans l’air, les particules bêta ont un parcours d’environ 3,65 m par MeV d’énergie cinétique. Elles doivent avoir une énergie minimale de 70 keV pour pénétrer l’épiderme. Les particules bêta ont un faible TLE.

Le rayonnement gamma

Le rayonnement gamma est une onde électromagnétique émise par un noyau, siège d’une transition d’un niveau d’énergie supérieur à un niveau d’énergie inférieur. La transition ne modifie pas le nombre de protons et de neutrons du noyau. Ce dernier peut se retrouver à un niveau d’énergie supérieur par suite d’une désintégration alpha ou bêta antérieure. Autrement dit, les rayons gamma sont souvent émis immédiatement après des désintégrations alpha ou bêta. Le rayonnement gamma peut également résulter de la capture de neutrons ou de la diffusion inélastique de particules subatomiques par un noyau. C’est dans le rayonnement cosmique que l’on a pu déceler les rayons gamma les plus énergétiques.

Figure 48.11 Schéma de désintégration radioactive du cobalt 60

Figure 48.12 Schéma de désintégration radioactive du molybdène 99

Figure 48.13 Schéma de désintégration radioactive de l'arsenic 74, illustrant les
processus concurrents d'émission d'électrons négatifs, d'émission de positons et de
capture d'électrons (m₀ est la masse au repos de l'électron)

Tandis que les particules alpha et bêta ont un parcours défini dans la matière, le rayonnement gamma subit une atténuation exponentielle en traversant la matière (compte non tenu de l’accumulation due à la diffusion). Si on peut négliger cette dernière, l’atténuation du rayonnement gamma est donnée par la formule:

Figure 48.14 Atténuation de rayons gamma de 667 keV dans l'aluminium et le plomb dans
de bonnes conditions géométriques (la ligne pointillée représente l'atténuation
d'un faisceau de photons polychromatique)

L’accumulation se produit lorsqu’un large faisceau de rayons gamma interagit avec la matière. L’intensité du rayonnement mesurée à certains points est supérieure à la valeur attendue d’une «bonne géométrie» (faisceau étroit) parce que des rayons diffusés des côtés du faisceau direct atteignent l’appareil de mesure. Le degré d’accumulation dépend de la géométrie du faisceau, de la matière traversée et de l’énergie des rayons gamma.

La conversion interne entre en concurrence avec l’émission gamma lorsqu’un noyau passe d’un certain niveau d’énergie à un niveau plus bas. En cas de conversion interne, l’émission par le noyau d’un rayonnement gamma est remplacée par l’éjection d’un électron des orbites internes. Cet électron est directement ionisant. Tandis que les électrons des orbites externes passent à des niveaux d’énergie inférieurs pour remplir le vide laissé par l’électron éjecté, l’atome émet des rayons X. La probabilité de la conversion interne par rapport à celle de l’émission d’un rayonnement gamma augmente avec le numéro atomique.

Les rayons X

Les rayons X sont des ondes électromagnétiques. A ce titre, ils ressemblent aux rayons gamma, la différence entre les deux résidant dans l’origine du rayonnement. Les rayons gamma partent du noyau de l’atome, tandis que les rayons X résultent de l’interaction des électrons. Même si les rayons X possèdent souvent moins d’énergie que les rayons gamma, ce critère ne permet pas vraiment de les différencier. Il est en effet possible de produire des rayons X d’énergie bien plus élevée que les rayons gamma qui résultent d’une désintégration radioactive.

La conversion interne, abordée plus haut, est l’un des moyens de produire des rayons X. Dans ce cas, ces rayons ont une énergie de valeur déterminée correspondant à la différence entre les niveaux d’énergie entre lesquels passent les électrons orbitaux.

Les particules chargées émettent un rayonnement électromagnétique chaque fois qu’elles sont accélérées ou décélérées, l’intensité du rayonnement émis étant inversement proportionnelle à la quatrième puissance de la masse de la particule. Par conséquent, toutes choses égales, les électrons émettent beaucoup plus de rayons X que les particules plus lourdes, comme les protons. On produit donc les rayons X en accélérant des électrons au moyen d’une différence de potentiel électrique de plusieurs milliers ou même millions de volts. Les électrons sont ensuite rapidement décélérés dans un matériau dense pouvant résister à des températures élevées, comme le tungstène (W).

Figure 48.15 Spectre de rayons X illustrant l'émission de rayons X caractéristiques lorsque
les électrons comblent les vides de la couche K de la cible en tungstène (la longueur
d'onde des rayons X est inversement proportionnelle à leur énergie)

Figure 48.16 Schéma simplifié d'un tube à rayons X à anode fixe et filament chauffé

Tableau 48.8 Classification des neutrons selon l'énergie cinétique

Il existe plusieurs modes d’interaction des neutrons avec la matière, mais les deux principaux qui nous intéressent, à des fins de radioprotection, sont la diffusion élastique et la capture de neutrons.

La diffusion élastique ramène les neutrons à haute énergie à leur niveau thermique. Interagissant principalement par diffusion élastique, ces neutrons ne causent généralement ni fission ni radioactivité par capture neutronique. Ces interactions sont plutôt produites par les neutrons dits thermiques.

La diffusion élastique résulte de l’interaction d’un neutron avec un noyau, le premier étant dévié de sa trajectoire après avoir cédé une partie de son énergie cinétique au second. Ainsi excité, le noyau libère peu après cette énergie sous forme d’un rayonnement gamma.

Lorsque le neutron atteint finalement son niveau d’énergie thermique (ainsi appelé parce que le neutron se trouve alors en équilibre thermique avec son environnement), il est facilement capturé par la plupart des noyaux. Etant électriquement neutre, le neutron n’est pas repoussé par un noyau positif, comme le serait un proton. Lorsqu’un neutron thermique s’approche assez d’un noyau pour subir l’interaction forte, c’est-à-dire à quelques femtomètres (1 fm = 10^–15 mètre), il est capturé par le noyau. Il en résulte un noyau radioactif qui émet un photon ou une autre particule ou, dans le cas d’un noyau fissile comme l’uranium²³⁵U ou le plutonium²³⁹Pu, se subdivise en deux noyaux plus petits en libérant plus de neutrons.

Conformément aux lois de la cinématique, les neutrons atteignent plus rapidement leur niveau d’énergie thermique si le milieu de diffusion élastique comprend un grand nombre de noyaux légers. Un neutron qui rebondit sur un noyau léger cède une bien plus grande part de son énergie cinétique que s’il rebondissait sur un noyau lourd. C’est pour cette raison que l’eau et les autres substances hydrogénées sont les plus efficaces pour ralentir les neutrons.

Un faisceau monoénergétique de neutrons subit une atténuation exponentielle en traversant la matière, selon une équation semblable à celle que nous avons donnée plus haut pour les photons. La probabilité d’interaction entre un neutron et un noyau donné est exprimée par une grandeur appelée section efficace . La section efficace se mesure en unités de surface, l’unité spéciale adoptée en radioprotection étant le barn (b), ainsi défini:

Il est extrêmement difficile de produire des neutrons sans qu’ils soient accompagnés de rayons X et gamma. On peut en fait supposer, d’une manière générale, que la présence de neutrons implique la présence de photons à haute énergie.

Les sources de rayonnements ionisants

Les radionucléides naturels

Tableau 48.9 Radionucléides naturels

Figure 48.17 Familles radioactives (Z = numéro atomique; N = nombre de masse)

Il y a lieu de noter que les isotopes du radon sont présents dans les quatre chaînes (²¹⁹Rn,²²⁰Rn et²²²Rn). Comme le radon est un gaz, il a la possibilité, une fois produit, de se libérer de la matrice dans laquelle il s’est formé pour rejoindre l’atmosphère. Cependant, la période du radon 219 est beaucoup trop courte pour que des quantités importantes puissent s’accumuler dans des endroits habités. De même, la période relativement courte du radon 220 fait que l’on s’en préoccupe moins que du radon 222 comme risque pour la santé.

Tableau 48.10 Estimations des doses efficaces individuelles liées à des matériaux et à
des produits de consommation technologiquement évalués

Source: National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP), 1987.

Tableau 48.11 Classification de radionucléides selon la radiotoxicité relative par unité d'activité

Source: AIEA, 1973.

On peut définir trois types principaux de laboratoires en se basant sur les considérations de radiotoxicité, les quantités de matières radioactives devant être manipulées dans les lieux de travail et le genre d’opérations en cause.

Tableau 48.12 Classification des lieux de travail

Sources: CIPR, 1977; AIEA, 1973.

Tableau 48.13 Classification des laboratoires manipulant des matières radioactives

Sources: CIPR, 1977; AIEA, 1973.

Le danger qu’il y a à travailler sur des matières radioactives dépend non seulement du niveau de radiotoxicité, de toxicité chimique et d’activité des radionucléides, mais aussi des caractéristiques physiques et chimiques des matières ainsi que de la nature et de la complexité de l’opération ou du processus à exécuter.

L’emplacement d’une installation radiologique dans un bâtiment

Lorsqu’une installation radiologique doit faire partie d’un grand bâtiment, il importe de tenir compte des principes ci-après au moment de son implantation.

• L’installation radiologique devrait se trouver dans une zone relativement peu fréquentée du bâtiment, afin de faciliter le contrôle de l’accès.
• Le risque d’incendie dans la zone choisie devrait être minimal.
• L’emplacement ainsi que les moyens de chauffage et de ventilation devraient être choisis de façon à minimiser les possibilités de propagation de la contamination radioactive tant en surface qu’en suspension dans l’air.
• Il faudrait choisir judicieusement l’emplacement afin de parvenir, sans dépenses excessives en matière d’écrans, à maintenir les niveaux de rayonnement dans les limites prescrites au voisinage immédiat de l’installation.

La planification des installations radiologiques

Si l’on envisage une gradation des niveaux d’activité, le laboratoire devrait être aménagé de façon que l’accès aux zones à haut rayonnement ou à forte contamination radioactive soit graduel; on entrerait d’abord dans une zone sans rayonnement, puis on passerait successivement dans les zones à faible activité, à activité moyenne et ainsi de suite.

On peut éviter les systèmes de ventilation complexes dans les petits laboratoires en recourant à des hottes et à des boîtes à gants pour manipuler des sources non scellées de substances radioactives. Toutefois, le système de ventilation devrait être conçu de façon que la circulation de l’air emporte toute matière radioactive en suspension loin des travailleurs. L’air devrait toujours circuler des zones non contaminées vers les zones qui sont ou peuvent être contaminées.

Pour la manipulation de sources non scellées de faible ou de moyenne activité, la vitesse moyenne de l’air passant par l’orifice de la hotte doit être maintenue à environ 0,5 m/s. Dans le cas de sources hautement radiotoxiques ou à haute activité, la vitesse moyenne de l’air devrait être portée à 0,6 à 1,0 m/s. Il ne faut cependant pas perdre de vue que si l’air circule à des vitesses élevées, il risque d’aspirer des matières radioactives se trouvant dans des récipients ouverts et de contaminer ainsi toute la zone de la hotte.

L’emplacement de la hotte dans le laboratoire est important par rapport aux courants d’air. En général, elle devrait être placée bien à l’écart des prises d’air extérieur ou d’air d’appoint. Une soufflerie à deux vitesses permet d’augmenter la circulation d’air pendant qu’on utilise la hotte, puis de passer à la petite vitesse lorsqu’elle est fermée.

L’objet de tout système de ventilation devrait être:

• d’assurer des conditions de travail confortables;
• de renouveler continuellement l’air (trois à cinq fois par heure) afin d’extraire et de diluer les aérocontaminants;
• de minimiser la contamination des autres zones du bâtiment et de l’environnement.

Lors de la conception des installations radiologiques, on peut réduire les besoins de blindages épais en adoptant certaines mesures simples. Par exemple, dans le cas des installations de radiothérapie, des accélérateurs, des générateurs de neutrons ou des sources de rayonnement panoramiques, un labyrinthe peut souvent remplacer une lourde porte doublée de plomb. En diminuant l’épaisseur de l’écran primaire de radioprotection dans les zones qui ne se trouvent pas directement dans le faisceau utile ou en plaçant l’installation partiellement ou complètement sous terre, on peut réduire sensiblement les besoins de blindage.

Il convient de porter une attention particulière au positionnement des hublots d’observation, des câbles passant dans des canalisations souterraines et des chicanes du système de ventilation. Le hublot d’observation ne devrait intercepter que le rayonnement diffusé. Il vaut d’ailleurs mieux recourir à la télévision en circuit fermé, qui est en même temps plus efficace.

Les matériaux de finition

Toutes les surfaces rugueuses — plâtre, béton, bois, etc. — devraient recevoir un revêtement lisse permanent d’un matériau approprié. Le choix de ce matériau doit tenir compte des considérations suivantes:

• la surface doit être lisse et chimiquement inerte;
• le matériau doit pouvoir supporter les conditions ambiantes de température, d’humidité et d’usure mécanique auxquelles la surface peut être exposée;
• il doit être compatible avec les champs de rayonnement auxquels la surface est exposée;
• il doit permettre des réparations rapides en cas de dommages.

Les peintures, vernis et enduits ordinaires ne sont pas recommandés pour les surfaces d’usure. Il pourrait être utile d’envisager un matériau de revêtement pouvant être facilement enlevé en cas de contamination. Il ne faudrait cependant pas perdre de vue que l’enlèvement de tels matériaux peut lui-même s’avérer difficile et être une source de contamination.

La plomberie

Eviers, lavabos et drains de sol devraient porter des indications adéquates. Les lavabos à utiliser pour se laver les mains en cas de contamination devraient être équipés de commandes au genou ou au pied. Il pourrait être économique de réduire la maintenance en se servant d’une tuyauterie pouvant être facilement décontaminée ou remplacée, au besoin. Il est préférable, dans certains cas, d’installer des réservoirs souterrains de reprise ou de stockage pour contrôler l’élimination des liquides radioactifs.

La conception des écrans de protection

Les écrans sont importants pour réduire l’exposition des travailleurs et du public. Les besoins de protection dépendent de nombreux facteurs, notamment la durée de l’exposition aux sources de rayonnement ainsi que le type et l’énergie des sources et des champs de rayonnement.

Au moment de la conception des écrans de protection, il faudrait s’efforcer autant que possible de placer le matériau écran à proximité de la source. Il importe en outre d’examiner séparément les besoins de protection correspondant à chaque type de rayonnement en cause.

La conception des écrans peut être une tâche complexe. On recourt par exemple à la modélisation informatique pour étudier la protection des accélérateurs, des réacteurs et d’autres sources de rayonnements à haute énergie, mais ce sont là des questions qui débordent le cadre du présent article. Il faudrait toujours faire appel à des experts pour régler les problèmes complexes de protection par écrans.

La protection contre les sources de rayons gamma

L’atténuation des rayons gamma est qualitativement différente de celle des rayonnements alpha ou bêta. En effet, ces deux derniers types de rayonnement ont un parcours de longueur déterminée dans la matière et sont complètement absorbés. Il n’en est pas de même des rayons gamma dont l’intensité baisse lorsqu’ils traversent des épaisseurs croissantes d’absorbant, mais qui ne sont jamais complètement absorbés. Si l’atténuation de rayons gamma monoénergétiques est mesurée dans de bonnes conditions de géométrie (c’est-à-dire quand le rayonnement est bien collimaté dans un faisceau étroit), le tracé, sur échelle semi-logarithmique, des données d’intensité en fonction de l’épaisseur de l’absorbant est une ligne droite ayant pour pente le coefficient d’atténuation µ.

L’intensité, ou le débit de dose absorbée transmis à travers un absorbant, peut être exprimée par la formule:

où I_t est l’intensité des rayons gamma ou le débit de dose absorbée transmis à travers un absorbant d’épaisseur t.

Les unités de µ et t sont des inverses si l’épaisseur de l’absorbant t est mesurée en cm, le coefficient d’atténuation linéaire µ est mesuré en cm^–1. De même, si t est exprimé en unités de masse par unité de surface (g/cm²), µ est alors le coefficient d’atténuation massique désigné µ_m et mesuré en cm²/g.

On peut dire, comme approximation de premier ordre, qu’à masse surfacique égale tous les matériaux ont les mêmes propriétés d’absorption de photons, tant que l’énergie de ces derniers se situe entre environ 0,75 et 5 MeV (mégaélectronvolts). Dans cet intervalle, la protection contre les rayons gamma est à peu près proportionnelle à la masse surfacique du matériau de l’écran. Dans le cas des photons ayant moins ou plus d’énergie, les absorbants à numéro atomique élevé assurent une protection plus efficace que les absorbants à numéro atomique bas, pour une masse surfacique donnée.

Dans des conditions défavorables de géométrie (par exemple, si le faisceau est large ou l’écran épais), l’équation précédente sous-estimera sensiblement l’épaisseur nécessaire de l’écran parce qu’elle se fonde sur l’hypothèse que chaque photon qui interagit avec l’écran est intercepté et n’est donc pas détecté. En réalité, l’écran peut transmettre au détecteur de nombreux photons diffusés; de plus, des photons diffusés hors du faisceau peuvent y être renvoyés après une deuxième interaction.

Dans des conditions défavorables de géométrie, on peut estimer l’épaisseur nécessaire de l’écran en tenant compte du facteur d’accumulation B, qui est calculé comme suit:

Le facteur d’accumulation est toujours supérieur à l’unité. Par définition, c’est le rapport de l’intensité du rayonnement électromagnétique primaire et diffusé en un point quelconque du faisceau à l’intensité du seul faisceau primaire au même point. Le facteur d’accumulation s’applique tant au flux de rayonnement qu’au débit de dose absorbée.

On a calculé les facteurs d’accumulation correspondant à différentes énergies de rayonnement et à différents absorbants. De nombreux graphiques et tableaux produits à cet égard donnent l’épaisseur de l’écran en longueurs de relaxation. Cette dernière grandeur représente l’épaisseur d’un écran capable d’atténuer un faisceau étroit d’un facteur égal à 1/e (environ 37%). Par conséquent, la longueur de relaxation est numériquement égale à l’inverse du coefficient d’atténuation linéaire (c’est-à-dire à 1/µ).

L’épaisseur d’un absorbant qui, introduit dans un faisceau de (photons) primaire, réduit le débit de dose absorbée de moitié est dite couche de demi-atténuation (CDA, ou HVL (Half-value Layer)) ou épaisseur de demi-atténuation (HVT, ou Half-value Thickness). La CDA est calculée comme suit:

On peut commencer par estimer l’épaisseur de l’écran antiphotons en supposant des conditions de faisceau étroit ou de bonne géométrie, puis en majorant la valeur obtenue d’une CDA pour tenir compte de l’accumulation.

L’épaisseur d’un absorbant qui, introduit dans un faisceau (de photons) primaire, réduit le débit de dose absorbée à un dixième de sa valeur est dite couche de décitransmission (CDT, ou TVL (Tenth-value Layer)). La CDT est égale à environ 3,32 fois la CDA puisque:

On peut trouver des tableaux de la CDA et de la CDT pour différentes énergies de rayonnements photoniques et différents matériaux courants de blindage, comme le plomb, l’acier et le béton (Schaeffer, 1973).

Pour une source ponctuelle, l’intensité ou le débit de dose absorbée est conforme à la loi de l’inverse des carrés et peut se calculer comme suit:

I1 étant l’intensité du rayonnement ou le débit de dose absorbée à une distance d₁ de la source.

L’équipement médical et non médical à rayons X

L’équipement à rayons X est considéré sous deux aspects: blindage de la source et protection des locaux. Le blindage de la source est ordinairement fourni par le constructeur de la gaine du tube à rayons X.

Les règlements de sécurité prescrivent un type de gaine protectrice pour les installations médicales de radiodiagnostic et un autre pour les installations médicales de radiothérapie aux rayons X. Dans le cas de l’équipement non médical, l’enveloppe du tube et d’autres parties de l’appareil à rayons X, comme le transformateur, doivent être blindées pour réduire le rayonnement de fuite X à des niveaux acceptables.

Tous les appareils à rayons X, qu’ils soient médicaux ou non, ont des gaines protectrices conçues pour limiter le rayonnement de fuite. Dans les spécifications des gaines, le rayonnement de fuite désigne tout rayonnement autre que le rayonnement utile qui traverse la gaine.

Le blindage des locaux abritant l’équipement à rayons X a pour but de protéger les personnes présentes contre le rayonnement utile ou primaire, le rayonnement de fuite et le rayonnement diffusé. Il entoure tant l’équipement que les personnes ou les objets à irradier.

L’intensité du rayonnement diffusé dépend de l’étendue du champ d’irradiation, de l’énergie du faisceau utile, du numéro atomique effectif du milieu diffusant et de l’angle formé par le faisceau utile incident et la direction de la diffusion.

La charge de travail W de l’installation constitue un important paramètre de conception:

W étant la charge de travail hebdomadaire, ordinairement exprimée en mA·min par semaine, E l’intensité du courant dans le tube multiplié par le temps d’exposition par cliché, ordinairement exprimé en mAs, N_v le nombre de clichés par patient ou par objet irradié, N_p le nombre de patients ou d’objets par semaine et k un facteur de conversion (1 min divisée par 60 s).

Le facteur d’utilisation U_n d’un mur (ou d’un sol ou d’un plafond) n est un autre paramètre de conception important. Le mur peut servir à protéger n’importe quel local occupé comme une salle de commande, un bureau ou une salle d’attente. Le facteur d’utilisation est donné par la formule:

où N_v,n est le nombre de clichés pris pendant que le faisceau primaire de rayons X est orienté en direction du mur n.

Les exigences de protection des locaux pour une installation donnée de rayons X sont déterminées par les facteurs suivants:

• la tension maximale, en kV (crête), à laquelle fonctionne le tube à rayons X;
• l’intensité maximale, en mA, à laquelle fonctionne le tube à rayons X;
• la charge de travail W, qui mesure, en unités appropriées (ordinairement en mA·min par semaine), le degré d’utilisation de l’installation à rayons X;
• le facteur d’utilisation U, qui représente la fraction de la charge de travail durant laquelle le faisceau utile est pointé dans la direction considérée;
• le facteur d’occupation T, par lequel la charge de travail devrait être multipliée pour tenir compte du degré ou du type d’occupation des locaux à protéger;
• le débit d’équivalent de dose maximale admissible P pour un individu en zone contrôlée et non contrôlée (les limites habituelles de dose absorbée sont de 1 mGy par semaine en zone contrôlée et de 0,1 mGy par semaine en zone non contrôlée);
• le matériau de blindage (par exemple, plomb ou béton);
• la distance d entre la source et le local à protéger.

Une fois toutes ces considérations prises en compte, la valeur du rapport ou facteur de transmission K du faisceau primaire, en mGy par mA·min à 1 m, est donnée par la formule:

Le blindage de l’installation doit être construit de façon que la protection ne soit réduite ni par les joints et les ouvertures ménagées pour les conduits, tuyaux, etc. devant passer à travers les cloisons, ni par les canalisations ou les coffrets de branchement qui y sont encastrés. Le blindage devrait couvrir non seulement l’arrière des coffrets de branchement, mais aussi leurs côtés, ou s’étendre suffisamment pour assurer une protection équivalente. Les canalisations traversant les cloisons devraient comporter suffisamment de coudes pour atténuer le rayonnement au niveau requis. Les hublots d’observation doivent avoir un blindage équivalent à celui de la cloison (écran) ou de la porte dans laquelle ils sont placés.

Les installations de radiothérapie peuvent nécessiter des dispositifs d’interverrouillage de portes, des voyants lumineux, un système de télévision en circuit fermé ou un moyen de communication acoustique (en phonie ou par sonnette) et visuel entre la personne traitée et l’opérateur.

Les écrans de radioprotection sont de deux types:

1. écrans primaires pour atténuer le faisceau primaire (utile) au niveau requis;
2. écrans secondaires pour atténuer le rayonnement de fuite, le rayonnement diffusé et tout autre rayonnement résiduel au niveau requis.

Pour concevoir l’écran secondaire, on doit calculer séparément l’épaisseur nécessaire pour assurer la protection requise contre chacune des composantes. Si ces épaisseurs sont à peu près les mêmes, il suffit d’ajouter une CDA à la plus grande des épaisseurs calculées. Si le plus grand écart entre les épaisseurs calculées atteint ou dépasse une CDA, la plus grande épaisseur calculée devrait suffire.

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

Lors de la conception des écrans secondaires de radioprotection, on peut, par souci de simplification, poser les hypothèses prudentes qui suivent:

1. pour les rayons X produits à 500 kV ou moins, l’énergie du rayonnement diffusé est égale à celle du faisceau utile;
2. après diffusion, le spectre énergétique des rayons X produits à des tensions supérieures à 500 kV se dégrade, devenant alors équivalent à celui d’un faisceau de 500 kV. Le débit de dose absorbée à 1 m et à 90 degrés du diffuseur est de 0,1% de celui du faisceau utile au point de diffusion.

La relation de transmission du rayonnement diffusé s’exprime en fonction du facteur de transmission par diffusion K_µx en mGy·m² (mA·min)^–1:

P étant le débit hebdomadaire maximal de dose absorbée (en mGy), d_diff la distance entre la cible du tube à rayons X et l’objet (patient), d_sec la distance entre le diffuseur (objet) et le point considéré (que les écrans secondaires sont censés protéger), a le rapport du rayonnement diffusé au rayonnement incident, f l’étendue effective du champ de diffusion (en cm²), et F un facteur destiné à tenir compte du fait que l’intensité des rayons X produits augmente avec la tension. Plus K_µx est petit, plus les écrans doivent être épais.

Pour les systèmes de radiodiagnostic, le facteur d’atténuation du rayonnement de fuite B_LX est ainsi calculé:

d étant la distance entre la cible du tube et le point considéré et I l’intensité du courant dans le tube en mA.

Dans le cas des systèmes de radiothérapie à rayons X fonctionnant à 500 kV ou moins, le facteur d’atténuation requis est donné par la formule:

Dans le cas des systèmes de radiothérapie fonctionnant à plus de 500 kV, le rayonnement de fuite se limite en général à 0,1% de l’intensité du faisceau utile à 1 m. Dans ce cas, le facteur d’atténuation requis est donné par:

où X_n est le débit de dose absorbée (en mGy/h) à 1 m d’un tube de radiothérapie à rayons X fonctionnant à 1 mA.

Le nombre n de CDA nécessaire pour obtenir l’atténuation requise B_LX est donné par la formule:

ou

La protection contre les particules bêta

Il faut tenir compte de deux facteurs dans la conception d’un écran de protection contre un émetteur bêta: les particules bêta elles-mêmes et le rayonnement de freinage (d’après le terme allemand Bremsstrahlung) produit par l’absorption des particules bêta dans la source et dans l’écran. Le rayonnement de freinage consiste en photons X émis lorsque des particules chargées se déplaçant à grande vitesse subissent une décélération rapide.

Par conséquent, l’écran bêta a souvent deux couches: une substance de faible numéro atomique (afin de réduire le rayonnement de freinage produit) d’une épaisseur suffisante pour arrêter toutes les particules bêta, suivie d’une substance de numéro atomique élevé assez épaisse pour atténuer suffisamment le rayonnement de freinage résiduel (en inversant l’ordre des deux couches, on intensifierait à tel point le rayonnement de freinage produit sur la première couche que la seconde pourrait ne pas assurer une protection suffisante).

On peut se servir de la formule suivante pour estimer le danger du rayonnement de freinage:

f étant la fraction de l’énergie bêta incidente convertie en photons, Z le numéro atomique de l’absorbant et E_β l’énergie maximale du spectre bêta en MeV. Pour assurer une protection adéquate, on suppose d’habitude que tous les photons du rayonnement de freinage ont l’énergie maximale.

Le flux du rayonnement de freinage (Bremsstrahlung) Φ à la distance d de la source bêta peut être estimé par la formule suivante:

est l’énergie moyenne des particules bêta, que l’on peut estimer ainsi:

Le parcours R_β des particules bêta en unités de masse surfacique (mg/cm²) peut être estimé à l’aide de la formule suivante pour les particules de 0,01 à 2,5 MeV:

R_β étant exprimé en mg/cm² et E_β en MeV.

Si E_β dépasse 2,5 MeV, le parcours R_β des particules bêta peut être estimé ainsi:

R_β étant exprimé en mg/cm² et E_β en MeV.

La protection contre les particules alpha

Figure 48.18 Distribution caractéristique du parcours des particules alpha

L’air est le milieu absorbant dont on se sert le plus couramment pour définir la relation parcours-énergie des particules alpha. Pour une énergie alpha E_α inférieure autour de 4 MeV, le parcours dans l’air R_α est donné approximativement par:

R_α étant exprimé en cm et E_α en MeV.

Pour une énergie E_α comprise entre 4 et 8 MeV, le parcours dans l’air R_α est donné approximativement par:

R_α étant exprimé en cm et E_α en MeV.

Le parcours des particules alpha dans des milieux autres que l’air peut être déduit de la relation suivante:

R_α (milieu autre que l’air, mg/cm²) ~ 0,56 A^1/3 R_α (dans l’air, cm)

A étant le numéro atomique de l’autre milieu.

La protection contre les neutrons

On peut considérer, en gros, pour le calcul des écrans, que les neutrons atteignent un état d’équilibre énergétique ou thermodynamique et s’y maintiennent après avoir franchi une ou deux longueurs de relaxation dans le matériau d’un écran. Par conséquent, pour un écran de béton ou d’acier d’une épaisseur supérieure à quelques longueurs de relaxation, l’équivalent de dose sera atténué par des longueurs de relaxation de 120 g/cm² (béton) ou de 145 g/cm² (acier).

Pour absorber l’énergie des neutrons par diffusion élastique, il faut recourir à un écran hydrogéné afin de favoriser au maximum le transfert d’énergie pendant que les neutrons sont modérés (ralentis). Aux énergies supérieures à 10 MeV, les processus inélastiques atténuent efficacement les neutrons.

Comme les réacteurs nucléaires, les accélérateurs à haute énergie doivent avoir un épais blindage pour protéger les travailleurs. La plus grande partie de l’équivalent de dose qu’ils reçoivent est due à l’exposition à des matières activées au cours des travaux de maintenance. Les produits d’activation sont engendrés dans les constituants et le matériel auxiliaire de l’accélérateur.

Le contrôle de l’environnement des lieux de travail

Il importe de distinguer les programmes de contrôle périodique des programmes de contrôle opérationnel de l’environnement des lieux de travail. Chaque programme est conçu pour atteindre des objectifs particuliers. Il n’est donc pas recommandé de concevoir des programmes en fonction de critères généraux.

Le contrôle périodique des rayonnements extérieurs

Il importe, dans le cadre d’un programme de contrôle périodique des rayonnements extérieurs en milieu de travail, de réaliser une enquête approfondie chaque fois qu’une nouvelle source de rayonnement ou une nouvelle installation est mise en service ou que des changements importants sont apportés ou pourraient avoir été apportés à une installation existante.

La fréquence du contrôle périodique est déterminée par les changements attendus de l’environnement soumis aux rayonnements. Si les changements apportés à l’équipement protecteur ou aux opérations exécutées dans les lieux de travail sont minimes ou sans conséquence, il est rarement nécessaire de procéder au contrôle périodique des rayonnements pour fins d’examen. Si les champs de rayonnement sont susceptibles d’augmenter rapidement et de façon imprévisible jusqu’à des niveaux dangereux, il est nécessaire d’installer un système de surveillance radiologique et de signalisation de zone.

Le contrôle opérationnel des rayonnements extérieurs

La conception d’un programme de contrôle opérationnel dépend dans une large mesure de l’influence que les opérations à exécuter ont sur les champs de rayonnement: s’attend-on à ce que ces champs varient ou demeurent pratiquement constants en fonctionnement normal? La conception détaillée d’un tel programme dépend de façon déterminante de la nature des opérations et des conditions dans lesquelles elles sont exécutées.

Le contrôle périodique de la contamination de surface

La méthode classique de contrôle périodique de la contamination de surface consiste à surveiller une fraction représentative des surfaces d’une zone, à une fréquence déterminée en fonction de l’expérience. Si les opérations sont de nature à produire une importante contamination de surface et sont telles que les travailleurs risquent d’emporter sur eux en quittant les lieux de travail des quantités appréciables de matières radioactives en une fois, il faudrait, en sus du contrôle périodique, installer des détecteurs de contamination à la sortie des locaux.

Le contrôle opérationnel de la contamination de surface

L’une des formes de contrôle opérationnel consiste à vérifier la contamination de tout ce qui sort d’une zone radiologique contrôlée. Le contrôle doit porter en particulier sur les mains et les pieds des travailleurs.

Les principaux objectifs d’un programme de contrôle de la contamination de surface sont les suivants:

• contribuer à prévenir la propagation de contaminants radioactifs;
• déceler les défaillances du confinement et les entorses aux consignes d’exploitation;
• limiter la contamination de surface à un degré tel que des normes générales d’entretien et d’administration interne suffisent pour maintenir l’exposition aux niveaux les plus bas que l’on puisse raisonnablement atteindre (principe ALARA («As Low As Reasonably Achievable») et pour éviter une exposition excessive due à la contamination des vêtements et de la peau;
• donner des renseignements permettant d’établir des programmes optimisés pour les individus, de contrôler la qualité de l’air et de définir les procédures d’exploitation.

Le contrôle des contaminants en suspension dans l’air (aérosols)

Le contrôle des contaminants radioactifs en suspension dans l’air est important parce que l’inhalation est ordinairement la plus importante source d’absorption de matières radioactives pour les travailleurs sous rayonnement. Il est nécessaire de procéder à un contrôle périodique de ces contaminants sur les lieux de travail dans les circonstances suivantes:

• manipulation d’importantes quantités de produits gazeux ou volatils;
• contamination appréciable et fréquente des lieux de travail par suite de la manipulation de substances radioactives;
• traitement de substances radioactives hautement ou modérément toxiques;
• manipulation de radionucléides à usage médical non scellés dans les hôpitaux;
• fonctionnement de cellules chaudes, de réacteurs ou d’assemblages critiques.

Si l’on juge nécessaire d’établir un programme de contrôle de l’air ambiant, il doit permettre:

• d’évaluer la limite maximale probable d’inhalation de matières radioactives par les travailleurs exposés;
• d’attirer l’attention sur des niveaux imprévus de contaminants en suspension de sorte que les travailleurs exposés puissent être protégés et que des mesures correctrices soient prises.
• de réunir des renseignements suffisants pour planifier des programmes de contrôle individuel de la contamination interne.

Le moyen le plus courant de contrôle des contaminants aériens en suspension consiste à placer des appareils à prélèvement d’air à un certain nombre d’endroits choisis de façon à donner un échantillon représentatif de l’air inspiré par les travailleurs exposés. Il peut s’avérer nécessaire d’obtenir des échantillons plus représentatifs en recourant à des appareils à prélèvement d’air individuels ou pouvant même être portés en boutonnière.

La détection et le mesurage des rayonnements et de la contamination radioactive

Le contrôle par frottis et l’inspection à l’aide d’appareils de mesure des surfaces de travail, des sols, de la peau et d’autres surfaces ne sont au mieux que des moyens qualitatifs pouvant difficilement donner des résultats quantitatifs précis, les appareils utilisés étant en général plus aptes à la détection qu’au mesurage. Comme les quantités de radioactivité en jeu sont souvent petites, la sensibilité des appareils devrait être élevée.

Le besoin de détecteurs de contamination portables dépend de l’utilisation que l’on veut en faire. Si l’appareil doit servir à un contrôle général des surfaces de travail, il est commode de disposer d’un modèle portable. Par contre, s’il s’agit d’un appareil spécialisé et qu’il est possible de déplacer l’objet à contrôler, un modèle fixe suffit. Les détecteurs servant à contrôler les vêtements, les mains et les chaussures ne sont pas en général portables.

Tableau 48.14 Appareils de détection de la contamination radioactive

¹ i/min = impulsions par minute.² Les moniteurs de surface peuvent rarement détecter le tritium (³H). On recourt plutôt aux frottis et aux compteurs à scintillation liquide.³ G-M = compteur de Geiger-Müller.

Les détecteurs de contamination alpha

La sensibilité d’un détecteur alpha dépend de la surface et de l’épaisseur de sa fenêtre. Celle-ci a généralement une surface de 50 cm² ou plus et une masse surfacique de 1 mg/cm² ou moins. Les détecteurs de contamination alpha devraient être insensibles au rayonnement bêta et gamma de façon à minimiser l’effet du rayonnement de fond. On leur donne en général cette caractéristique en intégrant un discriminateur d’amplitude d’impulsion dans leur circuit de comptage.

Les appareils alpha portables sont soit des compteurs proportionnels à gaz, soit des compteurs à scintillations au sulfure de zinc.

Les détecteurs de contamination bêta

Divers appareils portables peuvent servir à la détection de la contamination bêta. Les compteurs de Geiger-Müller (G-M) ont ordinairement une fenêtre mince (masse surfacique comprise entre 1 et 40 mg/cm²). Les compteurs à scintillations (à anthracène ou à scintillateurs plastiques) sont très sensibles aux particules bêta et relativement insensibles aux photons. Les détecteurs bêta portables ne permettent généralement pas de détecter la contamination au tritium (³H) parce que, dans ce cas, les particules bêta émises sont à très faible énergie.

Tous les appareils utilisés pour détecter la contamination bêta réagissent également au rayonnement de fond. Il faut en tenir compte lorsqu’on interprète les lectures obtenues.

En présence de niveaux élevés de rayonnement de fond, les appareils portables sont d’une valeur limitée parce qu’ils ne peuvent pas indiquer de petites augmentations sur des taux de comptage élevés au départ. Il est recommandé dans ces cas de recourir aux contrôles par frottis.

Les détecteurs de contamination gamma

Comme les émetteurs gamma émettent aussi des particules bêta, la plupart des détecteurs de contamination mesurent à la fois les rayons bêta et gamma. On se sert ordinairement d’appareils sensibles aux deux types de rayonnements ionisants afin d’obtenir une sensibilité accrue, car la détection des particules bêta est souvent plus efficace que celle des rayons gamma. Les scintillateurs plastiques et les cristaux d’iodure de sodium sont plus sensibles aux photons que les compteurs G-M et sont donc recommandés pour la détection des rayons gamma.

Les appareils de prélèvement et de contrôle de l’air

Le contrôle des aérosols contaminants de l’air se fait par prise d’échantillons qui sont ensuite soumis à l’une des méthodes suivantes: sédimentation, filtrage, impact et précipitation électrostatique ou thermique. Le filtrage est cependant la méthode la plus courante (l’air est pompé à travers un filtre dont on mesure ensuite la radioactivité). Les débits d’échantillonnage sont habituellement supérieurs à 0,03 m³/min; par contre, dans la plupart des laboratoires, ils ne dépassent pas 0,3 m³/min. Les échantillonneurs peuvent être de type intermittent ou continu. Les appareils à prélèvement d’air en continu sont équipés d’un papier filtre fixe ou mobile. Ils devraient comprendre une alarme, étant donné que leur principale fonction est de donner un avertissement en cas de changement sensible de la contamination de l’air ambiant.

Comme les particules alpha ont un parcours extrêmement court, des filtres de surface (comme les filtres à membrane) doivent être utilisés pour mesurer la contamination alpha. L’échantillon recueilli doit également être mince. Il faut tenir compte du laps de temps qui s’écoule entre la collecte et la mesure à cause de la désintégration des descendants du radon.

Les radio-isotopes de l’iode (¹²³I,¹²⁵I,¹³¹I) peuvent être détectés sur papier filtre (surtout si le papier est chargé de charbon de bois ou de nitrate d’argent), car une partie de l’iode se dépose sur le filtre. Toutefois, pour effectuer des mesures quantitatives, il est nécessaire de recourir à des filtres ou à des cartouches au charbon actif ou au zéolithe d’argent pour assurer une absorption efficace.

L’eau tritiée et le tritium gazeux sont les formes primaires de contamination au tritium. Même si l’eau tritiée a une certaine affinité avec la plupart des papiers filtres, ces derniers se prêtent mal à l’échantillonnage de l’eau tritiée. Les méthodes de mesure les plus sensibles et les plus précises se basent sur l’absorption d’un condensat de vapeur d’eau tritiée. Le tritium dans l’air (par exemple, sous forme d’hydrogène, d’hydrocarbure ou de vapeur d’eau) peut être mesuré efficacement à l’aide d’une chambre de Kanne (chambre d’ionisation en flux continu). L’absorption de la vapeur d’eau tritiée présente dans un échantillon d’air peut être réalisée en filtrant celui-ci sur un tamis moléculaire au gel de silice ou en le faisant barboter dans de l’eau distillée.

Selon l’opération ou le processus exécuté, il peut être nécessaire de contrôler les gaz radioactifs. Cela peut se faire au moyen de chambres de Kanne. Les dispositifs les plus couramment utilisés pour l’échantillonnage par absorption sont les laveurs de gaz et les impacteurs. Il est également possible de recueillir de nombreux gaz en abaissant la température de l’air au-dessous du point de congélation du gaz en question et en recueillant le condensat. Cette méthode est le plus souvent utilisée dans le cas de l’oxyde de tritium et des gaz rares.

Il existe plusieurs méthodes pour obtenir des échantillons ponctuels. La méthode choisie devrait être adaptée au gaz à détecter ainsi qu’à la méthode requise d’analyse ou de mesure.

Le contrôle des effluents

Le contrôle des effluents consiste à en mesurer la radioactivité au point où ils sont rejetés dans l’environnement. Il est relativement facile à réaliser à cause de la nature contrôlée du point d’échantillonnage, habituellement situé dans un courant d’effluents rejetés par une cheminée ou une conduite.

Un contrôle continu de la radioactivité de l’air peut être nécessaire. En sus du dispositif de collecte, qui est ordinairement un filtre, on se sert en général d’un système de prélèvement de particules composé d’une pompe, d’un débitmètre et des conduites nécessaires. La pompe est placée en aval du dispositif de prélèvement pour que l’air passe d’abord par le filtre avant d’arriver dans le reste du système d’échantillonnage. Les conduites, surtout en amont du dispositif de prélèvement, devraient être aussi courtes que possible et exemptes de coudes et de zones de turbulence ou de résistance à l’écoulement de l’air. Le prélèvement de l’air devrait se faire à volume constant sur une plage suffisante de chute de pression. L’échantillonnage en continu destiné à détecter les radio-isotopes du xénon (Xe) ou du krypton (Kr) est réalisé par adsorption sur du charbon actif ou par cryogénie. Les ballons à scintillation (cellules de Lucas), qui représentent l’une des techniques les plus anciennes, demeurent le moyen le plus courant de mesurage des concentrations de radon. Ils sont maintenant remplacés par des détecteurs solides optiques de traces dans les mines.

Il est parfois nécessaire de contrôler en continu les liquides et les conduites d’évacuation pour détecter les matières radioactives. C’est le cas, par exemple, des conduites d’évacuation des laboratoires chauds et des laboratoires de médecine nucléaire, ainsi que des conduites du système caloporteur des réacteurs. Toutefois, le contrôle continu peut consister en une analyse périodique en laboratoire d’un petit échantillon proportionnel au débit d’effluents. Il existe des appareils pouvant prélever des parties aliquotes périodiques ou extraire en continu de petites quantités de liquide. Ils sont maintenant remplacés par des détecteurs solides optiques de traces dans les mines.

L’échantillonnage ponctuel est le plus courant lorsqu’il s’agit de déterminer la concentration de matières radioactives dans des réservoirs de rétention. L’échantillon doit être prélevé après recirculation pour qu’il soit possible de comparer le résultat aux taux de rejet admissibles.

Théoriquement, les résultats du contrôle des effluents devraient être en harmonie avec ceux du contrôle de l’environnement, les seconds devant pouvoir être déduits des premiers à l’aide de différents modèles. Toutefois, il faut reconnaître que le contrôle des effluents, si efficace et complet qu’il soit, ne peut pas se substituer à des mesures réelles de radioactivité de l’environnement.

Tableau 48.15 Limites de dose recommandées par la Commission internationale de
protection radiologique (CIPR)¹

¹ Les limites s’appliquent à la somme des doses applicables provenant de sources externes durant la période indiquée, et de la dose engagée sur 50 ans (jusqu’à 70 ans pour les enfants) incorporée pendant la même période.² En outre, la dose efficace ne doit pas dépasser 50 mSv pour une année donnée. D’autres restrictions s’appliquent à l’exposition professionnelle des femmes enceintes. ³ Dans des circonstances particulières, on peut admettre une dose efficace supérieure pour une année donnée, pourvu que la moyenne sur 5 ans ne dépasse pas 1 mSv par an.⁴ La limite de la dose efficace suffit pour protéger la peau contre les effets stochastiques. Une limite supplémentaire est nécessaire pour les expositions localisées afin de prévenir les effets déterministes.

La dosimétrie

La dosimétrie permet de déterminer les équivalents de dose que les travailleurs reçoivent par suite de l’exposition subie dans des zones d’irradiation externe . Les dosimètres se distinguent par le type du dispositif, le genre de rayonnement qu’il est conçu pour mesurer et la partie du corps pour laquelle la dose absorbée doit être indiquée.

Trois principaux types d’appareils sont d’un usage courant: les dosimètres thermoluminescents, les dosimètres à film et les chambres d’ionisation. Parmi les autres types (que nous n’examinons pas ici), il y a lieu de signaler les détecteurs solides de trace à fission («fission foil»), de traces («track-etch») et à bulle plastique («plastic bubble») d’Apfel (dosimètre individuel).

Les dosimètres thermoluminescents sont les plus courants des dosimètres individuels. Ils tirent parti du fait que certaines substances ayant absorbé l’énergie de rayonnements ionisants peuvent la conserver pour la restituer plus tard sous forme de lumière lorsqu’elles sont chauffées. La quantité de lumière émise est, dans une grande mesure, directement proportionnelle à l’énergie absorbée provenant du rayonnement ionisant et, par conséquent, à la dose absorbée par la substance. Cette proportionnalité se maintient sur une très large plage d’énergie et de débit de dose absorbée.

Un équipement spécial est nécessaire pour traiter les dosimètres thermoluminescents parce que la lecture détruit l’information qu’ils contiennent. Par contre, un traitement approprié permet de s’en servir à nouveau.

Les substances utilisées dans ces dosimètres doivent être transparentes à la lumière qu’elles émettent. Les plus courantes sont le fluorure de lithium (Fli) et le fluorure de calcium (F₂Ca), qui sont parfois dopés ou dotés d’une composition isotopique précise pour servir à des fins particulières, comme la dosimétrie des neutrons.

Beaucoup de dosimètres comportent plusieurs pastilles thermoluminescentes associées chacune à un filtre différent permettant de distinguer divers types de rayonnement et valeurs d’énergie.

Les dosimètres à film étaient les plus courants parmi les appareils destinés au personnel avant l’arrivée des dosimètres thermoluminescents. Le degré de noircissement de la pellicule dépend de l’énergie ionisante absorbée, mais la relation n’est pas linéaire. La réaction de la pellicule dépend davantage de la dose totale absorbée, du débit de dose absorbée et de l’énergie de rayonnement que dans le cas des dosimètres thermoluminescents, ce qui en limite le champ d’application. Cependant, le dosimètre à film a l’avantage de produire une preuve permanente de la dose absorbée à laquelle il a été exposé.

On peut recourir à diverses émulsions photographiques et à différentes gammes de filtres à des fins particulières, telles que la dosimétrie des neutrons. Comme dans le cas des dosimètres thermoluminescents, un équipement spécial est nécessaire pour effectuer correctement les analyses.

La pellicule photographique est en général beaucoup plus sensible à l’humidité et à la température ambiantes que les substances thermoluminescentes et peut donc donner des lectures faussement élevées dans des conditions défavorables. D’un autre côté, les équivalents de dose indiqués par les dosimètres thermoluminescents peuvent être faussés par un choc, par exemple si on les laisse tomber sur une surface dure.

Seuls les plus grands établissements ont leurs propres services de dosimétrie. La plupart des autres obtiennent ces services en s’adressant à des entreprises spécialisées. Il importe alors de s’assurer que ces entreprises sont autorisées ou accréditées par une autorité indépendante d’une compétence reconnue.

Des petites chambres d’ionisation à lecture directe, appelées «chambres de poche», servent à obtenir une information dosimétrique immédiate, notamment lorsque des travailleurs doivent entrer dans des zones hautement ou très hautement radioactives où ils peuvent recevoir d’importantes doses absorbées en un court laps de temps. Les chambres de poche sont souvent étalonnées sur place. Comme elles sont très sensibles aux chocs, il faudrait toujours les utiliser en sus de dosimètres thermoluminescents ou à film, qui sont plus précis et sûrs, mais ne donnent pas d’indications immédiates.

La dosimétrie est nécessaire lorsqu’un travailleur a une probabilité raisonnable d’accumuler un certain pourcentage, d’ordinaire 5 à 10%, de l’équivalent de dose maximale admissible pour le corps entier ou certaines parties du corps.

Un dosimètre pour le corps entier doit être porté entre les épaules et la taille, au point que l’on pense être le plus fortement exposé. Si les conditions d’exposition le justifient, le travailleur peut être équipé d’autres dosimètres aux doigts ou au poignet, au niveau de l’abdomen, sur une coiffe ou un bandeau porté au front ou encore sur un collier, afin d’évaluer l’exposition localisée des extrémités, celle d’un fœtus ou d’un embryon, ou celle de la thyroïde ou du cristallin. La réglementation applicable précise s’il faut porter les dosimètres du côté intérieur ou extérieur de vêtements protecteurs tels que tabliers, gants et protège-thyroïde au plomb.

Les dosimètres destinés au personnel ne mesurent que le rayonnement auquel les appareils eux-mêmes sont soumis. Il n’est acceptable d’assimiler l’équivalent de dose du dosimètre à celui d’une personne ou d’un organe que si les doses en cause sont petites ou négligeables. Des lectures élevées, surtout si elles dépassent largement les normes réglementaires, doivent être soigneusement analysées, en tenant compte de la position du dosimètre et des champs de rayonnement réels auxquels le travailleur a été exposé, pour estimer la dose réelle que celui-ci a reçue. Il importe dans ces cas d’obtenir une déclaration du travailleur et de la porter au dossier dans le cadre de l’enquête. Toutefois, les valeurs indiquées très élevées sont le plus souvent dues à une exposition délibérée du dosimètre sans que la personne ne le porte à ce moment.

Les analyses biologiques

Les analyses biologiques ou radiobiologiques consistent à déterminer le genre, la quantité ou la concentration et, parfois, l’emplacement de substances radioactives dans l’organisme soit par mesure directe (comptage in vivo), soit par analyse et évaluation de matériaux d’excreta ou d’échantillons prélevés sur le sujet.

Les analyses biologiques visent en général à évaluer l’équivalent de dose reçu par un travailleur par suite de l’ingestion ou de l’inhalation d’une matière radioactive. Elles permettent également de juger l’efficacité de mesures concrètes prises pour prévenir l’incorporation de telles matières. On y recourt aussi à l’occasion pour estimer la dose qu’un travailleur a reçue par suite d’une irradiation externe massive (par exemple, par numération des globules blancs ou examen des anomalies chromosomiques).

Des examens biologiques sont nécessaires si un travailleur a des chances raisonnables d’avoir reçu ou de retenir dans son organisme plus qu’un certain pourcentage (d’ordinaire 5 ou 10%) de la LAI d’un radionucléide. La forme physique et chimique du radionucléide recherché détermine la nature du test nécessaire pour le déceler.

Le dosage radiobiologique peut consister à analyser des échantillons (urines, fèces, sang ou cheveux) pour y rechercher des radio-isotopes. Dans ce cas, sur la base de la radioactivité du prélèvement, on peut évaluer la radioactivité présente dans l’organisme de la personne et, par conséquent, la dose de rayonnement reçue ou engagée pour le corps ou pour certains organes. Un biodosage du tritium dans l’urine est un exemple d’analyse de ce genre.

Diverses techniques d’imagerie médicale appliquées à tout le corps ou à certains organes peuvent servir à déceler les radionucléides émetteurs de rayons X ou gamma d’une énergie mesurable à l’extérieur du corps. La détection de l’iode 131 (¹³¹I) dans la glande thyroïde est un exemple d’analyse de ce genre.

On peut effectuer les analyses sur place ou envoyer les échantillons ou le personnel en cause dans un laboratoire spécialisé. Dans les deux cas, un étalonnage adéquat de l’équipement et l’agrément des méthodes utilisées sont essentiels pour garantir l’obtention de résultats exacts, précis et non contestables (au sens médico-légal).

Les équipements de protection

L’employeur fournit des équipements de protection pour réduire la possibilité de contamination radioactive des travailleurs et de leurs vêtements (vêtements, gants, capuchons et bottes anticontamination) et pour atténuer l’intensité des rayonnements bêta, X et gamma auxquels ils sont exposés (tabliers, gants et lunettes plombés).

La protection respiratoire

Un dispositif de protection respiratoire est un appareil servant à réduire l’inhalation de poussières radioactives en aérosols dans l’air.

Dans la mesure du possible, les employeurs doivent recourir à des procédés industriels appropriés ou à d’autres moyens de prévention technique (par exemple, confinement ou ventilation) pour limiter la teneur de l’air en poussières radioactives. S’il est impossible de ramener par ces moyens la concentration des matières radioactives dans l’air en deçà de la valeur à laquelle une zone est dite radioactive, l’employeur doit, conformément à son obligation de maintenir l’équivalent total de dose efficace au niveau le plus bas (principe ALARA) que l’on puisse raisonnablement atteindre, renforcer la surveillance de l’air ambiant et limiter l’inhalation des matières radioactives en appliquant un ou plusieurs des moyens suivants:

• contrôle de l’accès;
• limitation des temps d’exposition;
• utilisation d’équipements de protection respiratoire;
• autres systèmes de contrôle.

L’équipement de protection respiratoire fourni aux travailleurs doit être conforme aux normes nationales applicables à ce genre d’appareils.

L’employeur doit établir et mettre en œuvre un programme de protection respiratoire comprenant les éléments suivants:

• prélèvement de l’air ambiant à une fréquence suffisante pour identifier les dangers possibles, choisir les équipements appropriés et estimer l’exposition;
• relevés et examens radiobiologiques, au besoin, pour évaluer les quantités réelles de substances radioactives incorporées;
• essais préalables du fonctionnement des appareils respiratoires avant chaque utilisation;
• procédures écrites portant sur le choix, le port, la distribution, l’entretien et l’essai des appareils respiratoires, y compris les essais de fonctionnement avant chaque utilisation, la surveillance et la formation du personnel, le contrôle, incluant l’échantillonnage de l’air et les examens radiobiologiques, ainsi que la tenue des dossiers;
• détermination de l’aptitude par un médecin, avant la première utilisation des appareils et vérification périodique par la suite, suivant une fréquence établie par le médecin, que chaque utilisateur est toujours physiquement apte à employer l’appareil de protection respiratoire.

L’employeur doit avertir chaque utilisateur d’appareil respiratoire qu’il est autorisé à quitter les lieux de travail à tout moment pour enlever son masque, en cas de défaillance technique, de détresse physique ou psychologique, de manquement aux procédures ou de rupture des communications, de dégradation sensible des conditions de fonctionnement ou d’autre situation pouvant nécessiter l’enlèvement du masque.

Même si les circonstances n’imposent pas le port régulier d’appareils de protection respiratoire, le risque d’urgences raisonnablement prévisibles peut imposer de les avoir sur place. Dans de tels cas, ceux-ci doivent également être agréés pour l’utilisation prévue par un organisme d’agrément compétent et être constamment maintenus en état de servir.

La surveillance de la santé au travail

Les travailleurs exposés à des rayonnements ionisants devraient disposer de services de santé similaires à ceux des travailleurs exposés à d’autres types de risques professionnels.

Des examens généraux préalables à l’embauche permettent d’évaluer l’état de santé du candidat et d’établir des données de base. Il importe de toujours obtenir les antécédents médicaux et les antécédents d’exposition. Des examens spécialisés (par exemple, examen du cristallin et numération globulaire) peuvent être nécessaires selon la nature de l’exposition prévue. La décision à cet égard devrait être laissée au médecin traitant.

Les contrôles de l’exposition interne et de la contamination

Un contrôle de contamination est une évaluation des conditions radiologiques qui entourent la production, l’utilisation, le rejet, l’élimination ou la présence de substances radioactives ou d’autres sources de rayonnement. Il peut comprendre, s’il y a lieu, un contrôle physique du lieu où sont conservées des sources radioactives ainsi que la mesure ou le calcul des niveaux de rayonnement ou des concentrations ou quantités de matières radioactives présentes.

Les contrôles de contamination permettent de prouver la conformité aux règlements nationaux et d’évaluer les niveaux de rayonnement, les concentrations ou les quantités de matières radioactives et les risques radiologiques qui peuvent exister.

Leur fréquence est dictée par l’importance du risque d’irradiation. Les zones d’entreposage de déchets radioactifs devraient faire l’objet de contrôles hebdomadaires, de même que les laboratoires et les cliniques où sont couramment manipulées des sources radioactives non scellées. Des contrôles mensuels devraient suffire dans les établissements qui ne travaillent que sur de petites quantités de matières radioactives, comme ceux qui effectuent des essais in vitro à l’aide de radio-isotopes tels que le tritium (³H), le carbone 14 (¹⁴C) et l’iode 125 (¹²⁵I), dont l’activité est inférieure à quelques kBq.

L’équipement de radioprotection et les appareils de contrôle radiologique doivent convenir aux types de substances radioactives et de rayonnements en cause et doivent être correctement étalonnés.

Les contrôles de contamination comprennent des mesures des niveaux de rayonnement ambiants à l’aide de compteurs Geiger-Müller (G-M), de chambres d’ionisation ou de compteurs à scintillation; des mesures de la contamination superficielle de type α ou βγ à l’aide de compteurs G-M à fenêtre mince ou de compteurs à scintillation au sulfure de zinc (ZnS); des contrôles des surfaces par frottis analysés par la suite à l’aide de compteurs à scintillation multicanaux à l’iodure de sodium (NaI), de compteurs au germanium (Ge) ou de compteurs à scintillation liquide, selon le cas.

Des niveaux appropriés d’intervention doivent être établis pour les rayonnements ambiants et la contamination. Dès qu’un niveau d’intervention est dépassé, des mesures doivent immédiatement être prises pour ramener les niveaux détectés à des valeurs acceptables et prévenir toute exposition inutile du personnel ainsi que toute absorption ou propagation de matières radioactives.

Le contrôle de l’environnement

Le contrôle environnemental comprend la collecte d’échantillons ambiants pour en mesurer la concentration en matières radioactives et le contrôle des niveaux de rayonnement à l’extérieur des lieux de travail et aux alentours. Il a pour objet d’estimer les conséquences pour les humains du rejet de radionucléides dans la biosphère, de déceler les fuites de matières radioactives dans l’environnement avant qu’elles ne deviennent graves et de prouver la conformité à la réglementation.

Une description complète des techniques de contrôle de l’environnement déborde le cadre de cet article. Nous en examinerons cependant les principes généraux.

Des échantillons ambiants doivent être prélevés pour contrôler les voies les plus probables par lesquelles les radionucléides peuvent passer de l’environnement à l’organisme humain. Il faudrait, par exemple, prélever périodiquement des échantillons de terre, d’eau, d’herbe et de lait dans les régions agricoles entourant une centrale nucléaire pour déterminer leur concentration en iode 131 (¹³¹I) et en strontium 90 (⁹⁰Sr).

Le contrôle de l’environnement peut comprendre le prélèvement d’échantillons d’air, d’eaux souterraines, d’eaux de surface, de sol, de feuillage, de poisson, de lait, d’animaux sauvages, etc. Le choix des échantillons et de la fréquence de prélèvement devrait se baser sur les objectifs du contrôle, quoique le prélèvement au hasard d’un petit nombre d’échantillons puisse parfois révéler des problèmes jusqu’alors non perçus.

La première étape de l’élaboration d’un programme de contrôle de l’environnement consiste à déterminer le type, la quantité et les caractéristiques physiques et chimiques des radionucléides rejetés ou pouvant être accidentellement rejetés.

Il faut ensuite évaluer les possibilités de propagation de ces radionucléides par voie aérienne ou par les eaux souterraines ou de surface, afin de prédire les concentrations pouvant atteindre les êtres humains directement par l’air et l’eau, ou indirectement par la chaîne alimentaire.

L’étape suivante porte sur la bioaccumulation de radionucléides résultant des rejets dans l’environnement aquatique et terrestre. Il s’agit dans ce cas de prédire la concentration des radionucléides une fois qu’ils sont passés dans la chaîne alimentaire.

Finalement, on examine le taux de consommation des produits alimentaires susceptibles d’être contaminés, la contribution de cette consommation à la dose de rayonnement absorbée et les risques correspondants pour la santé. Les résultats de cette analyse permettent de déterminer la meilleure démarche à adopter quant au prélèvement d’échantillons environnementaux et de s’assurer que ce programme de contrôle atteint ses objectifs.

Le contrôle de l’étanchéité des sources scellées

Une source scellée est constituée d’une substance radioactive enfermée dans une capsule conçue pour empêcher toute fuite. Les sources scellées doivent périodiquement faire l’objet d’un contrôle d’étanchéité.

Chaque source scellée doit être soumise à un contrôle d’étanchéité avant d’être utilisée pour la première fois, à moins que le fournisseur n’ait produit un certificat attestant qu’elle a été testée dans les six mois (trois mois dans le cas des émetteurs α), avant remise au destinataire. Chaque source scellée doit ensuite faire l’objet d’un contrôle d’étanchéité au moins une fois tous les six mois (trois mois dans le cas des émetteurs α), ou à la fréquence prescrite par règlement.

D’une façon générale, les sources qui suivent n’ont pas à être soumises à des essais d’étanchéité:

• sources ne contenant qu’une substance ayant une période radioactive inférieure à trente jours;
• sources ne contenant que des substances radioactives à l’état gazeux;
• sources contenant au plus 4 MBq d’émetteurs bg ou au plus 0,4 MBq d’émetteurs α;
• sources entreposées, mais non utilisées. Toutefois, chacune de ces sources doit faire l’objet d’un contrôle d’étanchéité avant utilisation ou remise au destinataire, à moins qu’elle n’ait déjà été contrôlée dans les six mois précédents;
• grains ou pastilles d’iridium 192 (¹⁹²Ir) maintenus dans un ruban de nylon.

La tenue d’un inventaire

Le personnel de radioprotection doit tenir un inventaire à jour des matières radioactives et des autres sources de rayonnements ionisants dont l’établissement est responsable (en France par exemple, c’est le Service de protection contre les rayonnements (SPR) ou la personne compétente pour un petit établissement). Les procédures internes doivent garantir que ce personnel est tenu au courant de la réception, de l’utilisation, du transfert et de l’élimination de toutes ces matières et sources pour que l’inventaire puisse être tenu à jour. Un inventaire physique de toutes les sources scellées devrait être établi au moins une fois tous les trois mois. Les stocks de sources de rayonnements ionisants devraient être contrôlés dans le cadre de la vérification annuelle du programme de sécurité radiologique.

La signalisation

Figure 48.19 Symbole des rayonnements ionisants («trèfle»)

Les zones contrôlées pour fins de radioprotection sont souvent classées en fonction de niveaux croissants de débits de dose. Elles doivent être signalées par un ou plusieurs panneaux ou affiches bien en vue portant le symbole des rayonnements et l’avertissement «ATTENTION, ZONE DE RAYONNEMENT», «ATTENTION [ou DANGER], ZONE DE HAUT RAYONNEMENT» ou «GRAVE DANGER, ZONE DE TRÈS HAUT RAYONNEMENT», selon le cas. Dans la réglementation de l’Union européenne, les titres et définitions peuvent différer très légèrement, tout en étant conformes dans l’esprit.

1. Une zone de rayonnement est une zone accessible au personnel dans laquelle les niveaux de rayonnement sont tels qu’un individu peut recevoir un équivalent de dose dépassant 0,05 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface que le rayonnement traverse.
2. Une zone de haut rayonnement est une zone accessible au personnel dans laquelle les niveaux de rayonnement sont tels qu’un individu peut recevoir un équivalent de dose dépassant 1 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface que le rayonnement traverse.
3. Une zone de très haut rayonnement est une zone accessible au personnel dans laquelle les niveaux de rayonnement sont tels qu’un individu peut recevoir une dose absorbée dépassant 5 Gy en 1 h à 1 m de la source de rayonnement ou de toute surface que le rayonnement traverse.

Si une zone ou un local contiennent une quantité appréciable de matières radioactives (selon la définition de l’autorité de réglementation), un panneau portant le symbole des rayonnements et le message «ATTENTION [ou DANGER], MATIÈRES RADIOACTIVES» doit être placé bien en vue à l’entrée de la zone ou du local.

Une zone de radioactivité ambiante est une zone ou un local où la radioactivité des contaminants en suspension dans l’air dépasse certains niveaux définis par l’autorité de réglementation. Une telle zone doit être signalée par un ou plusieurs panneaux bien en vue portant le symbole des rayonnements et le message «ATTENTION [ou DANGER], ZONE DE RADIOACTIVITÉ AMBIANTE».

On peut exempter de ces exigences de signalisation les chambres de malades dans les hôpitaux, pourvu qu’elles soient par ailleurs soumises à un contrôle adéquat. Peuvent être également exemptés les zones ou locaux où les sources de rayonnement ne seront présentes que pendant des périodes de huit heures ou moins, sous la surveillance et le contrôle constants de membres compétents du personnel.

Le contrôle de l’accès

Le degré de contrôle de l’accès auquel une zone est soumise dépend du risque d’exposition à des rayonnements ionisants.

Le contrôle de l’accès des zones de haut rayonnement

Chaque entrée ou point d’accès d’une zone de haut rayonnement doit avoir une ou plusieurs des caractéristiques suivantes:

• dispositif de commande qui, à l’entrée d’une personne dans la zone, ramène le niveau de rayonnement au-dessous de la valeur à laquelle un individu pourrait recevoir une dose de 1 mSv en 1 h à 30 cm de la source de rayonnement ou de toute surface que le rayonnement traverse;
• dispositif de commande qui actionne un signal d’alarme visuel ou sonore facilement perceptible pour avertir tant la personne entrant dans la zone de haut rayonnement que le surveillant de l’activité;
• entrées qui restent verrouillées, sauf pendant les périodes où l’accès à la zone est nécessaire, avec contrôle intégral de chaque personne entrante.

Une surveillance directe ou électronique constante permettant de prévenir l’entrée de personnes non autorisées peut être substituée aux dispositifs de contrôle exigés pour les zones de haut rayonnement.

Les systèmes de contrôle doivent être conçus de façon à ne pas empêcher de ressortir d’une zone de haut rayonnement une personne qui y est entrée.

Le contrôle de l’accès des zones de très haut rayonnement

En sus des exigences applicables aux zones de haut rayonnement, d’autres mesures doivent être prises pour interdire l’entrée sans autorisation ou par inadvertance dans des zones où il est possible de recevoir une dose absorbée de 5 Gy ou plus en 1 h à 1 m d’une source de rayonnement ou d’une surface que le rayonnement traverse.

Les inscriptions sur les conteneurs et les équipements

Tout conteneur renfermant une quantité de matières radioactives dépassant la valeur définie par l’autorité de réglementation doit porter bien en évidence une étiquette durable mentionnant le symbole de rayonnement et le message «ATTENTION, MATIÈRES RADIOACTIVES» ou «DANGER, MATIÈRES RADIOACTIVES». L’étiquette doit également contenir suffisamment de renseignements — radionucléides présents, estimation de la quantité de radioactivité, date à laquelle l’activité a été estimée, niveau de rayonnement, type de substances et enrichissement — pour permettre à des personnes devant manipuler ou utiliser les conteneurs ou travailler à proximité de prendre les précautions nécessaires afin d’éviter ou de minimiser l’exposition.

Avant d’enlever ou de mettre au rebut des conteneurs vides non contaminés dans des zones non contrôlées, on doit enlever ou invalider les étiquettes signalant la présence de matières radioactives ou indiquer clairement d’une autre façon que les conteneurs ne renferment plus de matières radioactives.

Les étiquettes ne sont pas nécessaires:

1. si les conteneurs sont sous la garde d’une personne qui prend les précautions nécessaires pour empêcher toute exposition de personnes dépassant les limites réglementaires;
2. si, en cours de transport, les conteneurs sont emballés et étiquetés conformément aux règlements de transport applicables;
3. si les conteneurs ne sont accessibles qu’aux personnes autorisées à les manipuler, à les utiliser ou à travailler à proximité, et à condition que ces personnes puissent trouver des renseignements sur le contenu dans des documents faciles d’accès (on peut citer en exemple les conteneurs stockés dans des endroits tels qu’une piscine, une cave de stockage ou un laboratoire chaud). Dans ce cas, les documents doivent être gardés aussi longtemps que les conteneurs servent aux fins qui y sont définies;
4. si les conteneurs sont installés dans des équipements de fabrication ou de production, comme des composants, des canalisations ou des cuves de réacteur.

Les dispositifs avertisseurs et les alarmes

Les zones de haut rayonnement et de très haut rayonnement doivent être équipées de dispositifs avertisseurs et d’alarmes, comme nous l’avons mentionné plus haut. Ces dispositifs peuvent émettre un signal visuel, sonore ou les deux. Dans le cas des installations telles que les accélérateurs de particules, ils devraient être automatiquement mis sous tension dans le cadre de la procédure de mise en marche, de façon que le personnel ait le temps d’évacuer les lieux ou d’interrompre le fonctionnement de l’installation à l’aide d’un bouton d’arrêt d’urgence avant que des rayonnements ne soient émis. Les boutons d’arrêt d’urgence (ces boutons, placés dans la zone contrôlée, lorsqu’ils sont actionnés, font immédiatement baisser le niveau de rayonnement à une valeur non dangereuse) doivent être faciles d’accès, être bien en vue et porter des marques qui attirent l’attention.

Les dispositifs de contrôle tels que les appareils à prélèvement d’air en continu peuvent être préréglés pour émettre un signal sonore et visuel ou pour arrêter l’installation dès qu’un niveau d’intervention donné est dépassé.

Les appareils de mesure

L’employeur doit mettre à la disposition des travailleurs des appareils de mesure adéquats convenant aux niveaux et aux types de rayonnement et de matières radioactives présents sur les lieux de travail. Ces moniteurs peuvent servir à détecter, à contrôler ou à mesurer les niveaux de rayonnement ou de radioactivité.

Les appareils de mesure doivent être étalonnés à intervalles appropriés par des méthodes et avec des sources d’étalonnage agréées. Les sources d’étalonnage devraient être aussi semblables que possible aux sources à détecter ou à mesurer.

Les appareils en question comprennent les compteurs portables, les moniteurs d’air en continu, les moniteurs pour les mains et les pieds installés à l’entrée des zones contrôlées, les compteurs à scintillation liquide, les détecteurs à cristaux de germanium (Ge) ou d’iodure de sodium (Nal), etc.

Le transport des matières radioactives

L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a publié un règlement régissant le transport des matières radioactives, dont la plupart des pays se sont inspirés pour établir leurs propres règlements.

Figure 48.20 Catégorie I – Etiquette BLANCHE

Figure 48.21 Catégorie II – Etiquette JAUNE

Figure 48.22 Catégorie III – Etiquette JAUNE

Figure 48.23 Plaque de véhicule

Les emballages devant servir à l’expédition de matières radioactives doivent être conformes à des exigences strictes d’épreuve et de documentation. Le type et la quantité de matières radioactives expédiées déterminent les spécifications auxquelles doit satisfaire l’emballage.

La réglementation du transport des matières radioactives est complexe. Les personnes qui ne s’en occupent pas régulièrement devraient toujours consulter des spécialistes de ce domaine.

Les déchets radioactifs

Il y a différentes méthodes d’élimination des déchets radioactifs, mais elles sont toutes soumises au contrôle des autorités de réglementation. Par conséquent, les établissements doivent toujours consulter l’autorité de réglementation dont ils relèvent pour vérifier si une méthode d’élimination est admissible. Ces méthodes comprennent le stockage pour élimination ultérieure après décroissance radioactive en tant que déchet banal, l’incinération, le rejet dans le réseau d’égouts, l’enfouissement souterrain et l’immersion à grande profondeur. Nous n’examinerons pas cette dernière méthode, souvent interdite par les lois nationales et les traités internationaux.

Les déchets radioactifs provenant du cœur des réacteurs (déchets à haute activité) posent des problèmes particuliers. Leur manipulation et leur élimination sont contrôlées par les organismes de réglementation nationaux et internationaux.

Souvent, les déchets radioactifs peuvent avoir des caractéristiques autres que la radioactivité qui les rendent par elles-mêmes dangereux. Ce sont les déchets mixtes (par exemple, déchets radioactifs qui sont en même temps toxiques ou comportent des risques biologiques). Les déchets mixtes nécessitent une manipulation spéciale. Il est donc essentiel de consulter les autorités de réglementation avant de les éliminer.

Le stockage des déchets aux fins de décroissance radioactive

Si la période d’une substance radioactive est courte (en général, moins de 65 jours) et que l’établissement dispose de locaux de stockage assez vastes, les déchets contenant cette substance peuvent être entreposés jusqu’à ce que leur radioactivité soit suffisamment atténuée pour que l’on puisse les éliminer sans tenir compte de leur radioactivité. Une période de conservation correspondant au moins à dix périodes radioactives est jugée suffisante pour abaisser le niveau d’activité des déchets à une valeur qui n’est pas supérieure au niveau naturel de radioactivité.

Avant élimination, les déchets doivent être contrôlés à l’aide d’appareils de mesure convenant au rayonnement à détecter. Le contrôle doit établir que le niveau de rayonnement des déchets ne dépasse pas le niveau de rayonnement naturel.

L’incinération

Si l’autorité de réglementation autorise l’incinération, il faut ordinairement démontrer qu’elle ne fait pas monter la concentration atmosphérique de radionucléides au-delà des niveaux admissibles. On doit contrôler périodiquement les cendres pour s’assurer qu’elles ne sont pas radioactives. Il peut être nécessaire, dans certaines circonstances, de contrôler les gaz rejetés par la cheminée pour vérifier que les concentrations admissibles dans l’air ne sont pas dépassées.

Le rejet dans le réseau d’égouts

Si l’autorité de réglementation permet ce rejet, il faut ordinairement démontrer qu’il n’élève pas la concentration de radionucléides dans l’eau au-delà des niveaux admissibles. Les matières à éliminer doivent être solubles ou pouvoir facilement se disperser dans l’eau. L’autorité de réglementation fixe souvent des limites annuelles précises de rejet par radionucléide.

L’enfouissement souterrain

Les déchets radioactifs qu’il est impossible d’éliminer par d’autres moyens sont enfouis dans des sites autorisés par les autorités de réglementation locales ou nationales. Ces autorités exercent en général un contrôle étroit sur cette forme d’élimination. Les producteurs de déchets ne sont pas ordinairement autorisés à enfouir des déchets radioactifs sur leurs propres terrains. Aux frais d’enfouissement proprement dits s’ajoutent donc des frais d’emballage, d’expédition et d’entreposage. Comme ils sont basés sur l’espace occupé, les frais d’enfouissement peuvent souvent être réduits par compactage des déchets. Le coût de l’enfouissement des déchets radioactifs est en train d’augmenter rapidement.

La vérification des programmes et consignes

Les programmes et consignes de sécurité radiologique devraient faire l’objet de vérifications périodiques destinées à s’assurer qu’ils restent efficaces, complets et conformes aux règles de l’autorité de réglementation. La vérification devrait se faire au moins une fois par an et être complète. Les autovérifications sont en principe acceptées, mais il est préférable de s’adresser à des organismes extérieurs indépendants. Les vérifications externes sont généralement plus objectives et reflètent un point de vue plus global que les vérifications locales. Un organisme de vérification qui n’a rien à voir avec les opérations quotidiennes reliées à un programme de sécurité radiologique peut souvent mettre en lumière des problèmes non perçus par les exploitants locaux, parce qu’ils se sont habitués à les négliger.

La formation

Les employeurs doivent donner une formation en radioprotection à tous les travailleurs exposés ou pouvant être exposés à des rayonnements ionisants ou à des matières radioactives. Ils doivent offrir une formation initiale avant que les travailleurs ne commencent à exercer leurs fonctions, puis des cours de recyclage annuels. De plus, les femmes en âge de procréer doivent recevoir une formation spéciale et être informées au sujet des effets des rayonnements ionisants sur l’embryon et le fœtus et des précautions à prendre à cet égard. Cette formation spéciale doit leur être dispensée à leur entrée en fonctions, lors des cours de recyclage annuels, ainsi que dès qu’elles informent leur employeur qu’elles sont enceintes.

Toute personne qui travaille ou séjourne fréquemment dans une partie quelconque d’une zone dont l’accès est contrôlé aux fins de la radioprotection doit:

• être tenue informée de l’entreposage, du transfert ou de l’utilisation de matières radioactives ou de sources de rayonnement dans les parties en cause de la zone contrôlée;
• avoir reçu une formation sur les problèmes de santé liés à l’exposition aux matières radioactives ou aux sources de rayonnement, les précautions à prendre ou les procédures à appliquer pour minimiser l’exposition et connaître l’objet et les fonctions des dispositifs de protection employés;
• avoir reçu une formation sur les dispositions applicables des règlements nationaux et des règles de l’employeur concernant la protection du personnel contre les rayonnements ionisants et les matières radioactives se trouvant dans la zone contrôlée, et avoir reçu l’ordre de s’y conformer dans toute la mesure du possible;
• avoir été informée qu’elle a pour responsabilité de signaler rapidement à l’employeur toute condition pouvant causer directement ou indirectement une violation des règlements nationaux ou des règles de l’employeur ou une exposition injustifiée à des rayonnements ou des matières radioactives;
• avoir reçu une formation lui permettant de réagir adéquatement à des avertissements donnés en cas de circonstances inhabituelles ou de défaillances pouvant entraîner une exposition à des rayonnements ou des matières radioactives;
• être informée du droit qu’ont les travailleurs de demander des rapports d’exposition au rayonnement.

L’importance de la formation et des instructions en radioprotection doit correspondre aux risques que la présence dans la zone contrôlée fait courir aux travailleurs. Formation et instructions devraient, au besoin, s’étendre au personnel auxiliaire (par exemple, infirmières chargées de soigner les patients exposés à la radioactivité dans les hôpitaux ainsi que sapeurs-pompiers et agents de police pouvant être appelés à intervenir en cas d’urgence).

Les qualifications des travailleurs

Les employeurs doivent s’assurer que les travailleurs exposés à des rayonnements ionisants ont la compétence nécessaire pour exercer leurs fonctions. Ils doivent avoir les antécédents et l’expérience voulus pour faire leur travail en toute sécurité, particulièrement en ce qui a trait à l’exposition aux rayonnements ionisants et aux substances radioactives et à leur utilisation.

Le personnel de radioprotection doit avoir les connaissances et les qualifications nécessaires pour mettre en œuvre et exploiter un programme efficace de sécurité radiologique. Connaissances et qualifications doivent au moins correspondre à la gravité des problèmes de radioprotection que les membres du personnel sont raisonnablement susceptibles de rencontrer.

Les plans d’urgence

Tous les organismes qui utilisent des rayonnements ionisants ou des matières radioactives, sauf les plus petits, doivent avoir des plans d’urgence, qu’ils doivent tenir à jour et tester périodiquement au cours d’exercices.

Les plans d’urgence devraient prévoir toutes les situations d’urgence vraisemblables. Bien sûr, ceux d’une grande centrale nucléaire devront être plus importants, porter sur une plus grande zone et faire intervenir un plus grand nombre de personnes que ceux d’un petit laboratoire de radio-isotopes.

Tous les hôpitaux, surtout dans les grandes agglomérations urbaines, devraient avoir des plans d’admission et de traitement de patients victimes de contamination radioactive. La police et les services d’incendie devraient également avoir des plans pour faire face aux accidents pouvant survenir au cours du transport de matières radioactives.

La tenue de dossiers

Les activités de radioprotection d’un organisme doivent faire l’objet d’une documentation complète qu’il conviendrait de conserver pendant une période appropriée. Une telle documentation est essentielle pour établir des antécédents d’exposition ou de rejet de matières radioactives et pour démontrer la conformité aux exigences de l’autorité de réglementation. La tenue de dossiers cohérents, exacts et complets devrait être considérée comme hautement prioritaire.

Les considérations organisationnelles

Le premier responsable de la radioprotection doit occuper dans l’établissement un poste lui donnant un accès immédiat à tous les échelons de travailleurs et de cadres. Il doit pouvoir entrer librement dans les zones contrôlées aux fins de la radioprotection et avoir l’autorité nécessaire pour faire cesser immédiatement toute pratique qu’il juge dangereuse ou illégale.

Tableau 48.16 Estimations de l'exposition de K au rayonnement

L’évolution clinique

Il est possible, rétrospectivement, de subdiviser l’évolution clinique de K en quatre périodes distinctes, différentes les unes des autres par leur durée, les symptômes et la réaction de K à la thérapeutique.

La première période, qui a duré 20 à 30 minutes, s’est caractérisée par un effondrement physique et une incapacité mentale immédiats. La situation de K a évolué vers un état de semi-conscience et une grave prostration.

La deuxième période a duré près de 90 minutes. Elle a commencé avec l’arrivée de K sur une civière, dans la salle des urgences de l’hôpital et s’est terminée par son transfert dans une chambre. Cet intervalle a été marqué par un tel état de choc cardio-vasculaire que la mort a semblé imminente pendant toute la période. K semblait également souffrir de graves douleurs abdominales.

La troisième période a duré environ 28 heures. Elle s’est caractérisée par une amélioration subjective suffisante de l’état du patient pour encourager le personnel médical à poursuivre les tentatives destinées à combattre l’anoxie, l’hypotension et l’insuffisance circulatoire.

La quatrième période a commencé par un changement d’humeur rapide et imprévu, caractérisé par une irritabilité et une agressivité frisant l’état maniaque, après quoi le patient est tombé dans le coma puis est décédé dans un intervalle de 2 heures. L’évolution clinique complète avait duré 35 heures depuis l’exposition jusqu’à la mort.

Les changements cliniques et pathologiques les plus marqués ont été observés au niveau des systèmes hématopoïétique et urinaire. Le sang circulant ne contenait plus de lymphocytes après la huitième heure et il y a eu un arrêt quasi complet de l’excrétion urinaire malgré l’administration d’importantes quantités de liquides.

La température rectale de K a varié entre 39,4 et 39,7 °C pendant les six premières heures, puis est retombée d’un seul coup à la normale, où elle s’est maintenue jusqu’à sa mort. Il a été considéré que la montée initiale de la température et son maintien à une valeur élevée pendant six heures cadraient avec une irradiation massive suspectée. Son pronostic avait été jugé très sérieux.

Parmi tous les résultats d’analyse obtenus durant l’évolution de la maladie, c’est la chute du nombre de globules blancs qui a été considérée comme un indicateur simple et fidèle d’une grave irradiation. La quasi-disparition des lymphocytes de la circulation périphérique six heures après l’exposition a été considérée comme un symptôme grave.

Seize agents thérapeutiques différents ont été utilisés pour le traitement symptomatique de K pendant une période de 30 heures. Malgré ces soins et l’administration constante d’oxygène, les battements de son cœur sont devenus faibles, lents et irréguliers près de 32 heures après l’irradiation; ils ont continué de s’affaiblir progressivement puis ont cessé 34 heures et 45 minutes après l’irradiation.

L’accident du réacteur n^o 1 de Windscale (Etats-Unis), 9-12 octobre 1957

La tranche n^o 1 de Windscale correspondait à un réacteur à uranium naturel refroidi à l’air et modéré au graphite destiné à la production de plutonium. Le cœur a été partiellement détruit par un incendie le 15 octobre 1957. L’incendie a entraîné le rejet d’environ 0,74 PBq (10⁺¹⁵ Bq) d’iode ¹³¹I dans l’atmosphère, et sous le vent.

D’après le rapport d’information publié par la Commission de l’énergie atomique des Etats-Unis (US Atomic Energy Commission), l’accident a été causé par des erreurs de jugement des opérateurs au sujet des données fournies par des thermocouples, fautes qu’ont aggravées des erreurs de commande du réacteur qui ont permis que la température du graphite monte trop rapidement. Un facteur aggravant a été que les thermocouples devant mesurer la température du combustible avaient été placés dans la partie du réacteur qui s’échauffait le plus en fonctionnement normal (c’est-à-dire là où les débits de dose étaient les plus élevés) plutôt qu’aux endroits susceptibles d’être les plus chauds en cas d’anomalie. De plus, l’indicateur de puissance du réacteur, qui était étalonné pour un fonctionnement normal, a donné une lecture trop basse lors de la remontée de température. Par suite du deuxième cycle de chauffage, la température du graphite a monté le 9 octobre, surtout dans le bas de la partie frontale du réacteur, où des éléments de la gaine avaient cédé à cause de la hausse de température antérieure. De petites quantités d’iode ont été libérées le 9 octobre, mais qui n’ont été détectées que le 10 octobre lorsque l’indicateur d’activité de la cheminée a révélé une hausse sensible (laquelle n’a cependant pas été jugée importante). Enfin, dans l’après-midi du 10 octobre, un autre centre de contrôle (site de Calder) a signalé des fuites de radioactivité. Les efforts déployés pour refroidir le réacteur au moyen d’un courant d’air ont non seulement échoué, mais en fait accru l’importance de la radioactivité libérée dans l’atmosphère.

Les rejets produits par l’accident de Windscale sont estimés à 0,74 PBq d’iode (¹³¹I), 0,22 PBq de césium (¹³⁷Cs), 3 TBq (10¹² Bq) de strontium (⁸⁹Sr) et 0,33 TBq de strontium (⁹⁰Sr). A l’extérieur du site, le plus haut débit de dose absorbée de rayons gamma résultant de la radioactivité dans l’atmosphère était d’environ 35 µGy/h. Les mesures d’activité dans l’air autour des centrales de Windscale et de Calder ont souvent atteint cinq à dix fois la valeur maximale admissible, avec des pics occasionnels de 150. La consommation du lait produit dans un rayon d’environ 420 km a été interdite.

Au cours des opérations destinées à maîtriser le réacteur, 14 travailleurs ont reçu des équivalents de dose supérieurs à 30 mSv par trimestre civil, le maximum admissible étant de 46 mSv.

Les leçons tirées de l’accident

L’accident de Windscale a permis de tirer de nombreux enseignements sur la conception et l’exploitation des réacteurs à uranium naturel. Les lacunes notées dans l’instrumentation du réacteur et la formation des opérateurs ont également abouti à des constatations semblables à celles faites lors de l’accident de Three Mile Island (voir ci-après).

Il n’existait pas, avant l’accident, de lignes directrices concernant les normes à court terme de l’iode radioactif dans les aliments. Le Conseil de recherche médicale britannique (British Medical Research Council (BMRC)) a alors procédé à une étude aussi rapide que complète de la question et a fait preuve de beaucoup d’ingéniosité pour établir rapidement les concentrations admissibles d’iode¹³¹I dans les aliments. Le rapport intitulé Emergency Reference Levels , publié après l’accident, sert encore de base aujourd’hui, dans le monde entier, pour la rédaction de guides de planification d’urgence (Bryant, 1969).

Une relation utile a été établie pour prédire la contamination du lait par l’iode radioactif. On a découvert en effet que pour des niveaux de rayonnement gamma dépassant 0,3 µGy/h dans les pâturages, l’activité dans le lait produit dépassait 3,7 MBq/m³.

La dose absorbée par inhalation d’air contaminé à l’iode radioactif est négligeable par rapport à celle qui découle de l’ingestion de lait ou de laitages. En situation d’urgence, il vaut mieux recourir à la spectroscopie gamma, beaucoup plus rapide que l’analyse en laboratoire.

Après l’incident, 15 équipes de deux personnes ont procédé à des contrôles de rayonnement et prélevé des échantillons. Au total, 20 personnes se sont occupées de la coordination des échantillons et de la transmission des données. Près de 150 radiochimistes ont participé à l’analyse des échantillons.

Enfin, il est apparu que les filtres en laine de verre utilisés dans les cheminées ne sont pas satisfaisants en cas d’accident.

L’accident du 4 octobre 1967 de l’accélérateur de la Gulf Oil Company

Les techniciens de la Gulf Oil Company se servaient d’un accélérateur Van de Graaff pour activer des échantillons de sol le 4 octobre 1967. La défaillance d’un dispositif d’interverrouillage de la commande de mise en marche de l’accélérateur, alors que plusieurs contacts d’interverrouillage de la porte du tunnel de sécurité et de la porte intérieure de la salle des cibles avaient été mis hors fonction à l’aide de ruban adhésif, a été à l’origine d’une grave irradiation accidentelle de trois personnes. La première a reçu environ 1 Gy d’équivalent de dose au corps entier, la deuxième près de 3 Gy et la troisième approximativement 6 Gy au corps entier, en sus d’environ 60 Gy aux mains et 30 Gy aux pieds.

L’une des victimes s’est présentée au service médical de l’établissement, se plaignant de nausées, de vomissements et de douleurs musculaires généralisées. Ces symptômes ont initialement été pris pour ceux de la grippe. Lorsque la deuxième victime s’est présentée au service médical avec plus ou moins les mêmes symptômes, on a soupçonné une importante irradiation, qu’ont confirmée les dosimètres personnels à film. Le docteur Niel Wald, de la division d’hygiène radiologique de l’Université de Pittsburgh, a supervisé la reconstitution dosimétrique et a aussi joué le rôle de médecin coordonnateur lors de l’examen et du traitement des patients.

Le docteur Wald a très rapidement fait venir par avion des unités de filtrage absolu au Western Pennsylvania Hospital de Pittsburgh où les trois victimes avaient été admises. Il a fait installer les filtres absolus à flux laminaire de façon à débarrasser l’environnement des patients de tout contaminant biologique. Le patient qui avait reçu 1 Gy est resté 16 jours en chambre stérile, tandis que les deux autres y ont séjourné près d’un mois et demi.

Le docteur E. Donnal Thomas, de l’Université de Washington, est venu huit jours après l’exposition pour pratiquer une greffe de moelle osseuse sur le patient qui avait reçu 6 Gy. La moelle avait été prélevée sur son frère jumeau. Si ces efforts remarquables ont permis de sauver la vie de la victime, ils n’ont pas suffi pour sauver ses bras et ses jambes, qui avaient reçu chacun une dose absorbée de plusieurs dizaines de grays.

Les leçons tirées de l’accident

Si la procédure d’exploitation très simple imposant l’usage d’un appareil de contrôle lorsqu’on entre dans un local exposé à des rayonnements avait été suivie, ce tragique accident aurait pu être évité. Au moins deux contacts d’interverrouillage avaient été bloqués au moyen de ruban adhésif longtemps avant l’accident. La mise hors fonction des dispositifs de protection, comme le prouve l’accident, est une pratique qui devrait être formellement interdite.

Les dispositifs d’interverrouillage de la commande de mise en marche de l’accélérateur auraient dû faire l’objet de contrôles réguliers dans le cadre de la maintenance.

Des soins rapides et judicieux ont permis de sauver la vie de la victime la plus exposée. La greffe totale de moelle osseuse, l’isolation en chambre stérile et des soins exceptionnels y ont largement contribué.

Des filtres absolus peuvent être obtenus en quelques heures pour être installés dans tout hôpital devant traiter des victimes d’irradiation.

Rétrospectivement, les médecins ont jugé qu’il aurait peut-être mieux valu recommander l’amputation plus tôt et, en tous cas, dans les deux à trois mois ayant suivi l’exposition. En effet, si l’amputation est effectuée plus tôt, les risques d’infection sont moindres, la période de grandes douleurs est raccourcie, ce qui réduit la quantité de médicaments à administrer pour combattre la douleur. Cela aurait permis d’écourter le séjour à l’hôpital de la victime et peut-être d’accélérer sa réadaptation. La décision d’amputer plus tôt doit bien sûr être prise après corrélation de l’information de dosimétrie et des observations cliniques.

L’accident du prototype de réacteur SL-1 (Idaho, Etats-Unis, 3 janvier 1961)

Cet accident est le premier (et le seul) cas d’irradiation dans l’histoire de l’exploitation de réacteurs nucléaires aux Etats-Unis ayant entraîné la mort de personnes. Le SL-1 était un prototype d’un petit réacteur APPR (Army Package Power Reactor) conçu pour être transporté par avion à destination de zones isolées afin de produire du courant électrique. Le réacteur en cause servait à des essais de combustibles ainsi qu’à la formation des équipes chargées de faire fonctionner les réacteurs. Il était exploité dans un site désertique isolé de la station d’essais de réacteurs nucléaires d’Idaho Falls, dans l’Idaho, par la société Combustion Engineering, pour le compte de l’armée américaine. Le SL-1 n’était pas un réacteur nucléaire commercial (United States Atomic Energy Commission (USAEC), 1961; ANS, 1961).

Au moment de l’accident, le SL-1 était muni de 40 éléments combustibles et de 5 barres de commande. Il pouvait générer 3 MW de puissance thermique. Il s’agissait d’un réacteur refroidi et modéré à l’eau bouillante.

L’accident a occasionné la mort de trois militaires. Il a été causé par un retrait de plus de 1 m d’une seule barre de commande. Ce retrait a provoqué un état de criticité instantanée dans le réacteur. On ne sait pas pourquoi un opérateur agréé et compétent ayant une assez longue expérience des opérations de chargement du combustible a retiré une barre de commande au-delà de son point d’arrêt.

L’un des trois militaires était encore vivant lorsque les premiers secours sont arrivés sur les lieux. Des produits de fission à haute activité couvraient son corps et étaient incrustés dans sa peau. Certaines zones de celle-ci donnaient des lectures dépassant 4,4 Gy/h à 15 cm, ce qui a retardé le sauvetage et les premiers soins.

Les leçons tirées de l’accident

Aucun réacteur construit depuis l’accident du SL-1 ne peut atteindre un état de criticité instantanée par suite du retrait d’une seule barre de commande.

Sur les sites de tous les réacteurs, il doit y avoir des appareils de contrôle portables ayant un intervalle de mesure supérieur à 20 mGy/h. En fait, des appareils ayant une gamme supérieure allant jusqu’à 10 Gy/h sont recommandés.

Note: l’accident de Three Mile Island a montré que la gamme de mesure requise pour les rayonnements bêta et gamma est de 100 Gy/h.

Il est nécessaire de disposer d’installations de traitement où un patient fortement contaminé peut recevoir un traitement médical non provisoire sans que le personnel soignant soit exposé à des risques inutiles. Comme la plupart de ces installations se trouveront nécessairement dans des établissements hospitaliers ayant à assurer d’autres services, il faudra sans doute prendre des mesures spéciales pour garantir une protection adéquate contre les contaminants radioactifs présents dans l’air et dans l’eau.

Les machines à rayons X industrielles et d’analyse

Les expositions accidentelles aux rayons X sont nombreuses et consistent souvent en irradiations extrêmement fortes sur de petites parties du corps. Il n’est pas rare que des systèmes à diffraction de rayons X produisent des débits de dose absorbée de 5 Gy/s à 10 cm du foyer du tube. A de plus petites distances, on a souvent mesuré des débits de 100 Gy/s. Le faisceau est ordinairement étroit, mais une exposition de quelques secondes suffit pour causer de graves lésions locales (Lubenau et coll., 1967; Lindell, 1968; Haynie et Olsher, 1981; ANSI, 1988).

C’est lorsque ces systèmes sont employés dans des circonstances «inhabituelles» qu’ils risquent de causer des expositions accidentelles. Les installations de radiographie utilisées dans des conditions normales de fonctionnement semblent raisonnablement sûres et les défaillances du matériel ont rarement causé de graves irradiations.

Les leçons tirées des expositions accidentelles aux rayons X

La plupart des expositions accidentelles aux rayons X se sont produites dans des conditions inhabituelles, le plus souvent à un moment où l’appareil était partiellement démonté ou dépourvu de sa gaine de protection.

Dans la plupart des cas d’exposition grave, le personnel d’exploitation et d’entretien n’avait pas reçu une formation suffisante.

Si l’on avait eu recours à des méthodes simples, mais fiables, pour garantir que l’alimentation du tube à rayons X est bien coupée lors de travaux de réparation ou de maintenance, bien des expositions accidentelles auraient pu être évitées.

Les opérateurs et le personnel d’entretien travaillant sur ces appareils devraient porter des dosimètres personnels au doigt ou au poignet.

Si des sécurités avaient été prescrites de manière obligatoire, de nombreux accidents ne se seraient pas produits.

Une erreur de l’opérateur a été l’un des facteurs de la plupart des accidents. L’absence d’enveloppe adéquate ou une mauvaise conception de la gaine protectrice ont souvent aggravé la situation.

Les accidents de radiographie industrielle

Entre les années cinquante et les années soixante-dix, ce sont les opérations de radiographie industrielle qui ont causé le taux le plus élevé d’accidents par irradiation pour une activité unique (AIEA, 1969, 1977). Les organismes de réglementation nationaux poursuivent leurs efforts pour réduire ce taux en améliorant les règlements, en imposant des exigences plus strictes de formation et en appliquant des politiques d’inspection et de surveillance encore plus sévères (United States Code of Federal Regulations (USCFR), 1990). Ces efforts ont généralement réussi, mais le nombre d’accidents de radiographie industrielle demeure élevé. Des dispositions législatives permettant d’imposer d’énormes amendes pourraient constituer le moyen le plus efficace d’attirer l’attention des cadres du secteur de la radiographie industrielle (et, du même coup, celle des travailleurs) sur la radioprotection.

Les causes des accidents de radiographie industrielle

Formation des travailleurs . C’est dans le domaine de la radiographie industrielle que les exigences en matière d’études et de formation concernant les rayonnements ionisants sont les moins rigoureuses. Il est donc d’autant plus important d’exiger une application stricte des règles de formation existantes.

Rémunération au rendement . Depuis des années, on donne une grande importance dans le secteur de la radiographie industrielle au nombre de clichés réussis produits par jour. Cette pratique peut entraîner des manquements sérieux aux règles de sécurité et, occasionnellement, inciter certains radiographes à ne pas porter leur dosimètre si bien que les dépassements des limites admissibles d’équivalents de dose ne sont pas détectés.

Figure 48.24 Projecteur de radiographie industrielle

Figure 48.25 Table des matières d'un modèle de plan d'urgence de centrale nucléaire

Figure 48.26 Liste typique des procédures d'intervention d'urgence pour un réacteur de puissance

La surveillance radiologique de l’environnement en cas d’accident

Dans les grandes installations, il existe ordinairement des plans d’urgence de surveillance radiologique de l’environnement (souvent désignés aux Etats-Unis par le sigle EREMP (Emergency Radiological Environmental Monitoring Programme)).

L’une des plus importantes leçons que la Commission américaine de réglementation nucléaire (Nuclear Regulatory Commission (NRC)) et d’autres organismes officiels des Etats-Unis aient tirées de l’accident de Three Mile Island est qu’il est impossible d’appliquer un programme de surveillance environnementale en un ou deux jours s’il n’y a pas eu de planification préalable de grande ampleur. Malgré les millions de dollars consacrés par le gouvernement américain à la surveillance de l’environnement aux alentours de la centrale nucléaire de Three Mile Island après l’accident, moins de 5% des rejets totaux ont été mesurés. Ce résultat témoigne d’une planification préalable insuffisante et inadaptée.

La conception des programmes d’urgence de surveillance radiologique de l’environnement

L’expérience a prouvé que, pour être efficace, un tel programme doit faire partie de l’effort régulier de surveillance radiologique de l’environnement. Durant les premiers jours de l’accident de Three Mile Island, les responsables de la centrale se sont rapidement rendu compte qu’il est impossible de mettre sur pied en un ou deux jours un programme efficace de surveillance d’urgence, quelle que soit l’importance des effectifs et des fonds qui y sont consacrés.

Les lieux de prélèvement

Figure 48.27 Désignation des secteurs et des segments d'échantillonnage et de surveillance
radiologique dans les zones couvertes par le plan d'urgence

Figure 48.28 Radiographe industriel portant un dosimètre thermoluminescent sur la poitrine
et un autre au doigt (facultatif aux Etats-Unis)

L’analyse des données

En cas d’accident grave, l’analyse des données environnementales devrait être transférée le plus tôt possible à l’extérieur des lieux, par exemple au centre extérieur pour les opérations d’urgence.

Des lignes directrices devraient être établies d’avance pour préciser quand les données tirées des échantillons autour du site doivent être transmises à la direction. Il faudrait également convenir, dans les premières heures suivant un accident, de la méthode et de la fréquence de transmission de ces données aux organismes gouvernementaux compétents.

Les leçons tirées de l’accident de Three Mile Island

Il a fallu recourir à des consultants extérieurs pour assumer les tâches suivantes, parce que les spécialistes internes en radioprotection étaient trop occupés par d’autres fonctions durant les premières heures de l’accident survenu le 28 mars 1979 à Three Mile Island:

• évaluation des rejets d’effluents radioactifs (gazeux et liquides) , y compris la collecte d’échantillons, la coordination de l’activité des laboratoires pour le comptage des échantillons, le contrôle qualitatif des laboratoires, la collecte et l’analyse de données, la production de rapports, la transmission des données aux organismes gouvernementaux compétents et au propriétaire de la centrale;
• évaluation des doses , y compris les enquêtes sur les surexpositions réelles et soupçonnées, les enquêtes sur la contamination de la peau et la contamination interne, les simulations d’exposition et le calcul des doses.
• exécution du programme de surveillance radiologique de l’environnement , y compris la coordination complète du prélèvement d’échantillons, de l’analyse des données, de la production et de la diffusion des rapports, la notification des centres de décision, l’expansion du programme pour l’adapter à la situation d’urgence, puis sa contraction progressive pendant l’année qui a suivi l’accident;
• réalisation d’études spéciales de dosimétrie bêta , y compris des études sur les progrès les plus récents des techniques de surveillance de l’irradiation bêta du personnel, la modélisation des doses de rayonnement bêta transmises à la peau par des contaminants radioactifs et la comparaison de tous les systèmes de dosimétrie DTL bêta-gamma du personnel vendus dans le commerce.

Le contrôle des entrées dans les bâtiments des auxiliaires

1. Toutes les entrées doivent être consignées sur un nouveau permis de travail sous rayonnement signé par le chef du service ou son suppléant officiel et examiné régulièrement par le médecin chef du service de radioprotection.
2. La salle de commande des locaux devrait avoir un contrôle absolu sur toutes les entrées dans les bâtiments des auxiliaires et de manutention du combustible. Aucune entrée ne doit être permise à moins qu’un spécialiste en radioprotection ne soit présent au point de contrôle durant l’entrée.
3. Aucune entrée ne devrait être permise si la personne n’est pas munie d’un appareil de mesure en bon état ayant l’échelle appropriée. Une vérification ponctuelle de l’appareil doit être effectuée immédiatement avant l’entrée.
4. On doit obtenir au préalable les antécédents d’exposition de toute personne devant pénétrer dans une zone de haut rayonnement.
5. On devrait fixer un maximum admissible d’exposition pendant la période passée à l’intérieur, quelle que soit l’importance de la tâche à accomplir.

Le prélèvement du fluide primaire de refroidissement

1. Toutes les opérations de prélèvement effectuées en vertu d’un nouveau permis de travail sous rayonnement devraient être approuvées par le chef du service ou son suppléant officiel et être soumises au contrôle du médecin-chef de la radioprotection.
2. Aucun travailleur ne doit prélever d’échantillons de fluide de refroidissement sans porter un dosimètre d’extrémité.
3. Aucun travailleur ne doit prélever d’échantillons de fluide de refroidissement sans disposer de gants plombés et de pinces d’au moins 60 cm de longueur pour le cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
4. Aucun travailleur ne doit prélever d’échantillons de fluide de refroidissement sans qu’un écran à vitre plombée n’ait été mis en place pour le cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
5. Le prélèvement d’échantillons devrait être interrompu si l’exposition d’une extrémité ou du corps entier est susceptible de dépasser les niveaux fixés sur le permis de travail sous rayonnement.
6. Les expositions appréciables devraient, si possible, être réparties entre un certain nombre de travailleurs.
7. Tous les cas de contamination de la peau dépassant les niveaux d’intervention en 24 heures devraient faire l’objet d’un examen.

Le contrôle des entrées de la salle des vannes du circuit d’appoint

1. Des contrôles d’ambiance bêta et gamma devraient être réalisés à l’aide de télédétecteurs ayant une échelle de mesure appropriée.
2. L’entrée initiale dans une zone où le débit de dose absorbée dépasse 20 mGy/h doit faire l’objet d’un examen préalable destiné à confirmer que l’exposition aux rayonnements est maintenue au niveau le plus bas que l’on puisse raisonnablement atteindre.
3. Si l’on soupçonne l’existence de fuites d’eau, on devrait chercher à déterminer si le sol est contaminé.
4. Il importe de mettre en place un programme cohérent de dosimétrie du personnel précisant le type et l’emplacement des dosimètres.
5. Si des personnes entrent dans une zone où le débit de dose absorbée dépasse 20 mGy/h, leurs DTL devraient être analysés dès leur sortie.
6. On devrait vérifier que toutes les conditions figurant sur les permis de travail sous rayonnement sont respectées avant l’entrée dans une zone où le débit de dose absorbée dépasse 20 mGy/h.
7. Lorsque les travailleurs sont autorisés à entrer dans une zone dangereuse pendant une durée limitée, seul un spécialiste en radioprotection doit minuter la durée de séjour.

Les mesures de protection et de surveillance de l’environnement à l’extérieur du site du point de vue des autorités locales

1. Il importe, avant de commencer à exécuter un protocole d’échantillonnage, d’établir les conditions dans lesquelles les travaux peuvent devoir être interrompus.
2. Aucune ingérence extérieure ne doit être admise.
3. Il est nécessaire de faire installer plusieurs lignes téléphoniques confidentielles dont les numéros devraient être changés après chaque crise.
4. Les systèmes de mesure aériens sont plus performants que ce que l’on croit communément.
5. On devrait disposer d’un magnétophone pour enregistrer régulièrement les données.
6. Au cours de la phase aiguë de la crise, il est conseillé de renoncer à lire les journaux ou à écouter les émissions de radio et de télévision, ce qui tend à aggraver les tensions qui existent déjà.
7. On devrait prévoir la livraison de repas et certains aménagements de confort, notamment pour permettre de dormir sur place parce qu’il peut être impossible de rentrer chez soi pendant quelque temps.
8. On devrait prévoir le recours à des laboratoires d’analyses de remplacement. Un incident, même petit, peut modifier sensiblement le niveau de fond de rayonnement d’un laboratoire.
9. Se faire d’avance à l’idée que l’on consacrera plus d’énergie à empêcher l’adoption de mauvaises décisions qu’à s’occuper des problèmes eux-mêmes.
10. On doit être conscient qu’il n’est pas possible de gérer à distance les situations d’urgence.
11. Les recommandations concernant des mesures de protection ne se prêtent pas à des votes en comité.
12. Il convient de remettre à plus tard la réponse aux appels téléphoniques non essentiels et de refuser tout simplement de parler aux importuns.

L’accident d’irradiation de 1985 à Goiânia

Aux alentours du 13 septembre 1985, un appareil de téléthérapie comportant une source de césium ¹³⁷Cs de 51 TBq est volé dans une clinique abandonnée de Goiânia, au Brésil. Deux personnes cherchant de la ferraille ramènent chez elles la tête de l’appareil et tentent d’en démonter les pièces, sans connaître le sens du symbole «trèfle» figurant sur l’enveloppe de la source. Le débit de dose absorbée provenant de la tête d’irradiation est d’environ 46 Gy/h à 1 m.

L’enveloppe de la source se casse au cours du démontage, libérant une importante quantité de poudre hautement soluble de chlorure de césium 137 (¹³⁷CsCl), qui est disséminée dans une partie de cette ville de 1 million d’habitants, causant l’un des plus graves accidents liés aux sources scellées de l’histoire.

Après le démontage, ce qui reste de la tête de la source est vendu à un marchand de ferraille, qui découvre que la poudre de ¹³⁷CsCl émet une lueur bleuâtre dans l’obscurité (probablement par suite du rayonnement Mallet-Cerenkov). Celui-ci croit alors que la poudre provient d’une pierre précieuse ou même qu’elle a des propriétés surnaturelles. De nombreux amis et parents viennent voir la poudre «magique». Des parties de la source sont distribuées à un certain nombre de familles, le processus se poursuivant pendant environ cinq jours. A l’issue de cette période, un certain nombre de personnes présentent des symptômes du syndrome gastro-intestinal par suite de l’exposition au rayonnement.

Les victimes qui se rendent à l’hôpital à cause de leurs graves troubles gastro-intestinaux se font dire au départ qu’il s’agit de réactions allergiques d’origine alimentaire. Les médecins croient même que l’une d’elles, qui présente des effets cutanés sévères parce qu’elle a manipulé la source, souffre d’une maladie de peau et l’envoient à l’hôpital des maladies tropicales.

Cette succession tragique d’événements se poursuit sans qu’aucun spécialiste ne soupçonne la vérité pendant près de deux semaines. De nombreuses personnes s’amusent à se frotter avec la poudre de ¹³⁷CsCl pour que leur peau émette de la lumière bleue dans l’obscurité. La tragédie aurait pu se poursuivre longtemps si l’une des personnes irradiées n’avait pas finalement fait le lien entre ces symptômes et la source d’irradiation. Elle prend donc les restes de la source de ¹³⁷CsCl et va en autobus la remettre au service d’hygiène publique de Goiânia. Le lendemain, un biophysicien en visite examine la source et, de sa propre initiative, décide de faire évacuer deux parcs à ferraille contaminés et d’avertir les autorités. Il convient de souligner qu’une fois mis au courant de l’accident, le gouvernement brésilien a agi avec célérité et de manière très organisée.

Au total, 249 personnes ont été contaminées et 54 ont été hospitalisées à cause de cet accident. Celui-ci a fait 4 morts dont une fillette de six ans qui avait reçu une dose interne d’environ 4 Gy après avoir ingéré près de 1 GBq (10⁹ Bq) de ¹³⁷CsCl.

Les mesures d’intervention après l’accident

Dans sa phase initiale, l’intervention visait les objectifs suivants:

• localiser les principaux sites de contamination;
• évacuer les logements dont la radioactivité dépassait les niveaux d’intervention fixés;
• établir des contrôles de radioprotection autour des zones touchées en en interdisant l’accès au besoin;
• identifier les personnes qui avaient reçu des doses importantes ou qui étaient contaminées.

Les premières mesures prises par l’équipe médicale ont été:

• dès son arrivée à Goiânia, d’examiner l’historique individuel et de procéder à un tri des personnes selon la gravité des symptômes du syndrome d’irradiation aiguë;
• de transférer toutes les victimes d’irradiation aiguë à l’hôpital de Goiânia (où l’on avait pris d’avance les mesures nécessaires pour le contrôle de la contamination et de l’exposition);
• de transférer par avion dès le lendemain les 6 victimes les plus gravement atteintes au centre de soins tertiaires d’un hôpital de la marine de Rio de Janeiro (plus tard, 8 autres victimes y seront transportées);
• d’organiser des analyses de dosimétrie biologique;
• de prendre en charge chaque patient sur la base de son évolution clinique;
• de donner une formation informelle au personnel du service de soins pour apaiser leurs craintes (la collectivité médicale de Goiânia n’avait accordé son aide qu’avec réticence).

L’action des spécialistes en radioprotection a consisté:

• à aider les médecins en matière de dosimétrie des rayonnements, de tests biologiques et de décontamination de la peau;
• à coordonner et à interpréter l’analyse de 4 000 échantillons d’urine et de fèces au cours d’une période de quatre mois;
• à soumettre 600 individus à des mesures d’anthropogammamétrie;
• à coordonner des contrôles de contamination radioactive sur 112 000 personnes (dont 249 étaient effectivement contaminées);
• à procéder à un contrôle aérien de toute la ville et de ses banlieues à l’aide de détecteurs de fortune au NaI;
• à procéder au contrôle radiologique de plus de 2 000 km de routes à l’aide de détecteurs au NaI montés sur des véhicules;
• à fixer des niveaux d’intervention pour la décontamination des personnes, des bâtiments, des véhicules, du sol, etc.;
• à coordonner les efforts de 550 travailleurs affectés aux opérations de décontamination;
• à coordonner la démolition de 7 maisons et la décontamination de 85 autres;
• à coordonner le transport en camion de 275 charges de déchets contaminés;
• à coordonner la décontamination de 50 véhicules;
• à coordonner le conditionnement de 3 500 m³ de déchets contaminés;
• à utiliser 55 appareils de contrôle radiologique, 23 détecteurs de contamination et 450 dosimètres de poche à lecture directe.

Les résultats

Les personnes atteintes du syndrome d’exposition aiguë

Quatre victimes sont mortes après avoir reçu des doses allant de 4 à 6 Gy. Deux autres, qui manifestaient de graves symptômes d’aplasie médullaire ont survécu en dépit du fait qu’elles avaient reçu des doses absorbées de 6,2 et 7,1 Gy (estimation obtenue par dosimétrie biologique). Quatre autres patients ont survécu à des doses absorbées estimées entre 2,5 et 4 Gy.

Les lésions cutanées radio-induites

Dix-neuf des 20 patients hospitalisés présentaient des lésions cutanées radio-induites, qui avaient commencé sous forme d’œdème et de phlyctène; ces lésions ont évolué en épidermite sèche, puis exsudative. Dix des 19 personnes atteintes avaient des lésions profondes quatre à cinq semaines après l’irradiation. Ces lésions témoignent d’une importante exposition gamma des tissus profonds.

Toutes les lésions cutanées étaient contaminées au ¹³⁷Cs, avec des débits de dose absorbée atteignant 15 mGy/h.

La fillette de six ans qui avait ingéré 1 TBq de ¹³⁷Cs (et qui en est morte un mois plus tard) présentait une contamination générale de la peau avec une moyenne de 3 mGy/h.

L’un des patients a dû être amputé un mois après l’irradiation. Dans ce cas, une artériographie a été utile pour faire la démarcation entre les artérioles saines et celles qui étaient atteintes.

L’exposition interne

Les analyses statistiques n’ont révélé aucune différence significative entre les charges corporelles déterminées par anthropogammamétrie et celles qui étaient basées sur les analyses d’urine.

Il a été possible de valider des modèles établissant des relations entre les données d’analyse, d’une part, et l’incorporation et les charges corporelles, de l’autre. Ces modèles s’appliquaient aussi à des groupes d’âge différents.

L’administration de bleu de Prusse a permis de favoriser l’élimination du ¹³⁷CsCl (quand le débit de dose dépassait 3 Gy/jour).

Dix-sept patients ont reçu des diurétiques pour favoriser l’élimination de leur charge corporelle de ¹³⁷CsCl. Ce traitement a été interrompu parce qu’il s’est révélé inefficace.

La décontamination de la peau

Tous les patients ont été soumis à une décontamination de la peau à l’aide d’eau savonneuse, d’acide acétique et de bioxyde de titane (TiO₂). L’opération n’a que partiellement réussi. On a soupçonné la transpiration de recontaminer la peau par exsudation d’une partie de la charge corporelle de ¹³⁷Cs.

Les lésions cutanées contaminées sont très difficiles à nettoyer. La perte des tissus cutanés nécrosés a, cependant, sensiblement réduit le niveau de contamination.

L’étude de suivi sur l’évaluation de la dose par analyse cytogénétique

La fréquence des aberrations chromosomiques lymphocytaires mesurée à différents moments après l’accident a évolué selon trois schémas différents:

Dans deux cas, la fréquence des aberrations est restée constante jusqu’à un mois après l’accident, puis est tombée à 30% de la fréquence initiale trois mois plus tard.

Dans deux autres cas, on a observé une diminution progressive d’environ 20% tous les trois mois.

Dans deux des cas de contamination interne particulièrement grave, on a noté des augmentations de la fréquence des aberrations (d’environ 50 et 100%) au cours d’une période de trois mois.

Les études de suivi sur les charges corporelles de ¹³⁷Cs

• Suivi des doses efficaces engagées par analyse radiobiologique.
• Suivi des effets de l’administration de bleu de Prusse.
• Mesures in vivo sur 20 personnes, par analyse d’échantillons sanguins, et sur des plaies et des organes pour détecter une répartition sélective du ¹³⁷Cs et déterminer sa rétention dans différents tissus.
• Etude portant sur une femme et son nouveau-né pour établir la rétention et le transfert par le lait maternel.

Les niveaux d’intervention

L’évacuation des logements a été recommandée si les taux de dose absorbée dépassaient 10 µGy/h à 1 m de hauteur à l’intérieur du logement.

Pour la décontamination des locaux, des vêtements, du sol et des aliments, le critère était que la dose absorbée par une personne ne devait pas dépasser 5 mGy en un an. L’application de ce critère à différentes voies d’exposition a abouti aux résultats suivants: on décontaminait l’intérieur d’une maison si la dose absorbée pouvait dépasser 1 mGy en un an et on décontaminait le sol si la dose absorbée pouvait dépasser 4 mGy en un an (3 mGy d’irradiation externe et 1 mGy d’exposition interne).

L’accident de 1986 sur le réacteur 4 de la centrale nucléaire de Tchernobyl

Description générale de l’accident

Le pire accident nucléaire au monde s’est produit le 26 avril 1986 pendant l’exécution d’un essai technique à très faible puissance électrique. Pour effectuer l’essai, on avait arrêté ou bloqué plusieurs systèmes de sécurité.

Le réacteur en cause était un RBMK-1000, modèle qui servait à produire près de 65% de toute l’énergie électrique d’origine nucléaire générée en Union soviétique. Il s’agissait d’un réacteur à eau bouillante modéré au graphite d’une puissance de 1 000 MWe. Le RBMK-1000, qui n’a pas d’enceinte de confinement résistant à la pression, diffère des types couramment construits dans la plupart des autres pays.

Le réacteur est passé instantanément à un état de criticité et il en est résulté une série d’explosions dans le circuit vapeur. Ces explosions ont fait sauter tout le sommet du réacteur, détruisant la mince enveloppe qui le recouvrait et déclenchant une série d’incendies sur le toit en asphalte épais des réacteurs 3 et 4. Les rejets radioactifs ont duré dix jours. Au total l’accident a tué 31 personnes. La délégation soviétique à l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a présenté un rapport sur l’accident. Il a été déclaré que les expériences qui avaient provoqué l’accident du réacteur 4 de Tchernobyl n’avaient pas reçu l’autorisation requise et que les règles écrites concernant les mesures de sécurité dans l’exploitation du réacteur étaient insuffisantes. On a ajouté que «le personnel en cause n’avait pas été préparé de manière satisfaisante pour effectuer les essais en question et n’était pas conscient des risques qu’ils comportaient». La série d’essais effectuée a créé des conditions dangereuses qui ont abouti à un accident, dont presque personne ne croyait à la possibilité.

Le rejet de produits de fission de la tranche 4 de Tchernobyl

La radioactivité totale libérée

En gros, près de 1 900 PBq de produits de fission et de combustible (collectivement désignés sous le terme corium par l’équipe qui était chargée de la remise en état de Three Mile Island) ont été libérés pendant les dix jours qu’il a fallu aux autorités pour éteindre tous les incendies et sceller la tranche 4 à l’aide d’un écran protecteur absorbant les neutrons. La tranche 4 est aujourd’hui murée dans un sarcophage d’acier et de béton, qui contient le corium résiduel entourant les restes du cœur détruit.

Vingt-cinq pour cent des 1 900 PBq ont été libérés dans la journée qui a suivi l’accident et le reste pendant les neuf jours suivants.

Les rejets les plus significatifs du point de vue radiologique comprenaient 270 PBq de ¹³¹I, 8,1 PBq de ⁹⁰Sr et 37 PBq de ¹³⁷Cs. Signalons, aux fins de comparaison, que l’accident de Three Mile Island avait libéré 7,4 TBq de ¹³¹I et des quantités indécelables de ⁹⁰Sr et de ¹³⁷Cs.

La dispersion des substances radioactives dans l’environnement

Les premiers rejets ont été emportés par le vent dans une direction généralement orientée vers le nord, mais par la suite, le vent a tourné et soufflé les rejets vers l’ouest et le sud-ouest. Le premier panache radioactif a atteint la Suède et la Finlande le 27 avril. Les programmes de surveillance radiologique de l’environnement des centrales nucléaires ont immédiatement permis de détecter les rejets et d’alerter le monde au sujet de l’accident. Une partie du premier panache a dérivé vers la Pologne et l’Allemagne de l’Est. Les panaches suivants sont arrivés sur l’Europe de l’Est et l’Europe centrale les 29 et 30 avril. Par la suite, le Royaume-Uni a pu détecter les rejets de Tchernobyl le 2 mai, suivi par le Japon et la Chine le 4 mai, l’Inde le 5 mai, puis le Canada et les Etats-Unis les 5 et 6 mai. Le panache n’a pas été signalé dans l’hémisphère sud.

Les retombées dues aux panaches dépendaient surtout des précipitations. Les schémas de retombée des principaux radionucléides (¹³¹I, ¹³⁷Cs,¹³⁴Cs et ⁹⁰Sr) étaient très variables, même à l’intérieur de l’Union soviétique. Les plus grands risques découlaient de l’irradiation externe due à la contamination de surface et de l’irradiation interne par ingestion d’aliments contaminés.

Les conséquences radiologiques de l’accident de Tchernobyl

Les effets généraux aigus sur la santé

Deux personnes sont décédées immédiatement, une dans l’effondrement du bâtiment et l’autre, 5 heures et demie plus tard, de brûlures thermiques. Par la suite, 28 autres membres du personnel du réacteur et de l’équipe de sapeurs-pompiers sont morts de lésions dues à l’irradiation. Quant aux doses reçues par la population des alentours, elles étaient inférieures aux niveaux pouvant causer des effets d’irradiation immédiats.

L’accident de Tchernobyl a presque doublé (de 32 à 61) le nombre total de décès survenus dans le monde jusqu’en 1986 par suite d’accidents dus aux rayonnements (il est intéressant de noter que les trois morts de l’accident du réacteur SL-1 aux Etats-Unis sont officiellement imputés à l’explosion de canalisations de vapeur et que les deux premiers décès à Tchernobyl ne sont pas non plus attribués aux rayonnements).

Les facteurs ayant influé sur les effets locaux de l’accident

Les membres du personnel qui se trouvaient sur place et qui couraient les plus grands risques ne disposaient pas de dosimètres individuels. L’absence de nausées et de vomissements dans les six premières heures qui ont suivi l’irradiation était un signe fiable indiquant que la dose absorbée n’était probablement pas fatale. C’est ainsi que l’on a pu reconnaître les patients qui n’avaient pas besoin d’un traitement immédiat pour leur irradiation. Cette information, ainsi que les résultats des analyses sanguines (diminution de la numération lymphocytaire) ont été plus utiles que les données de dosimétrie du personnel.

Les tenues de protection des sapeurs-pompiers (en toile épaisse, mais poreuse) ont permis aux produits de fission à haute activité spécifique d’attaquer l’épiderme. Ces doses de rayonnement bêta ont causé des brûlures graves qui ont joué un rôle important dans beaucoup des décès survenus. Cinquante-six travailleurs ont ainsi été gravement brûlés. Ces brûlures étaient extrêmement difficiles à traiter et constituaient une grave complication parce qu’elles empêchaient les sauveteurs de décontaminer les patients avant de les transporter à l’hôpital.

Il n’y avait pas à ce moment de charges corporelles cliniquement significatives. Seules deux personnes avaient des charges corporelles élevées (mais non cliniquement significatives).

Sur le millier de personnes examinées, 115 ont été hospitalisées pour syndrome d’exposition aiguë. Huit membres du personnel médical qui travaillait sur place ont souffert du syndrome.

Comme on pouvait s’y attendre, les analyses n’ont pas révélé d’exposition aux neutrons (ces analyses se basent sur la recherche de sodium ²⁴Na dans le sang).

Les facteurs ayant influé sur les effets extérieurs de l’accident

Les mesures prises pour protéger le public se répartissent entre quatre périodes distinctes.

1. Les 24 premières heures: les autorités ont demandé aux gens vivant dans la zone sous le vent de Tchernobyl de rester chez eux et de fermer les portes et les fenêtres. Elles ont également commencé à distribuer de l’iodure de potassium (KI) pour bloquer la fixation de l’iode ¹³¹I dans la thyroïde.
2. De la première à la septième journée: Pripyat a été évacué aussitôt que des voies d’évacuation sûres ont été établies. Des stations de décontamination ont été mises en place. La région de Kiev a également été évacuée. Au total, plus de 88 000 personnes ont été déplacées.
3. De la première à la sixième semaine: le nombre total de personnes évacuées est passé à 115 000. Toutes ont subi un examen médical puis ont été réinstallées ailleurs. Au total, 5,4 millions de Russes, dont 1,7 million d’enfants, ont reçu de l’iodure de potassium, ce qui a permis de réduire de 80 à 90% les doses absorbées par la thyroïde. Des dizaines de milliers de têtes de bétail ont été transportées hors des zones contaminées. La consommation de lait et d’aliments produits localement a été interdite sur une large superficie (sur la base de niveaux d’intervention calculés).
4. Après six semaines: la zone évacuée située dans un rayon de 30 km de Tchernobyl a été subdivisée en trois zones secondaires: a) une première zone, ayant un rayon de 4 à 5 km, dans laquelle le public ne sera pas admis dans un avenir prévisible; b) une deuxième, située entre 5 et 10 km, à laquelle un accès limité du public sera autorisé dans quelque temps; et c) une troisième, comprise entre 10 et 30 km, où le public sera à un moment donné autorisé à revenir.

Enfin, de grands efforts ont été déployés pour décontaminer les régions environnantes.

D’après le Comité scientifique des Nations Unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR), la dose radiologique totale reçue par la population de l’Union soviétique s’élève à 226 000 personnes-Sv (72 000 personnes-Sv engagées durant la première année). Pour le monde entier, on estime l’équivalent de dose collectif à environ 600 000 personnes-Sv. Avec le temps et de nouvelles études, il sera possible de préciser ce chiffre (UNSCEAR, 1988).

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