base de la radioprotection

RP opérationnelle

Nicolas CherbuinGRP - Institut de RadiophysiqueRue du Grand Pré 1 CH-1007 Lausanne

Notions de dose: Rappel

Dose Absorbée dans un tissuDT,R = J / kg Unité: Gray [Gy] Grandeur physique, dépot

d’énergie

Dose EquivalenteHT = Σ wR * DR Unité: Sievert [Sv]

Dose efficace E = Σ wT * HT Unité: Sievert [Sv] Grandeur synthétique du risque

de développer un cancer

Tissu ou organe WTICRP 103

Gonades 0,08

Moelle osseuse 0,12

Colon 0,12

Poumons 0,12

Estomac 0,12

Vessie 0,04

Seins 0,12

Foie 0,04

Œsophage 0,04

Thyroïde 0,04

Peau 0,01

Surface des os 0,01

Glande salivaire 0,01

Cerveau 0,01

Reste 0,12

Total 1,00

wR

wT

Dose effective vs limite de dose

Limite de dose efficace pour une personne professionnellement exposée:

Lim E = 20 mSv

Limite de dose équivalente pour un tissu particulier

Lim Hpeau = 500 mSv

E = Σ wT * HT

HT = Σ wR * DR

?

Le problème du rôti…

Comment régler la cuisson de la viande ?Réglage du four (30 minutes à 180°)

Coupe en tranche pour voir si la viande est cuite au centre

Utilisation d’un thermomètre à viande

Lien avec la radioprotection

Comment maîtriser l’exposition d’un individu ?Choix de la source, réglage des paramètres kV et mAs par exemple…

= Radioprotection lié à la source, NRD !

Utilisation de fantôme anthropomorphique = Evaluation directe de la grandeur limitée, dose effective !

Utilisation d’un dosimètre = Utilisation d’une grandeur opérationnelle ou grandeur de mesure pour estimer la grandeur limitée !

Définitions, au secours…

Voir aussi ORaP 2018, annexe 4…

7

Exposition externeUn homme qui séjourne à proximité d'unesource de rayonnements est soumis à uneexposition externe. L'exposition externe est dueessentiellement aux rayons gamma qui ne sontarrêtés ni par les vêtements ni par la peau.

Exposition interneSi l'homme inhale de l'air contaminé, s'il ingèredes aliments ou de l'eau contaminés, on dit qu'ily a une incorporation de la radioactivité et doncune exposition (ou contamination) interne deson organisme. L'exposition interne concernetous les types de rayonnements car il n'y a plusd'écran pour arrêter les alpha et les bêta.

Contamination externeSi la source est en contact direct avec la peau,on parle de contamination externe. Lacontamination externe est une sourced’irradiation externe et peut évoluer vers unecontamination interne si elle n’est pas traitée.

Types d’expositions

Grandeurs opérationnelles pour l’irradiation externe

Grandeur Opérationnelle Unité Grandeur de protection estimée

Type de surveillance

H*(10) Sv E de zoneHp(10) (abrégé Hp) Sv E Individuelle

H’(0.07) Sv Hpeau de zone

Hp(0.07) (abrégé Hs) Sv Hpeau individuelle

Hp(3) Sv Hcristallin individuelle

« de zone »=

Sphère ICRU

« individuelle »=

Fantôme anthropomorphique

Hp(d)

Etalonnage des instruments de mesures sur des fantômes anthropomorphiques

Equivalent de dose individuel(Personal Dose Equivalent)

d = profondeur (en mm)

Cha

mp

de r

adia

tion

Hp(10) et Hp(0.07) – surveillance dosimétrique

Hp(10) (ou Hp)Equivalent de dose individuel en Profondeur

Hp(0.07) (ou Hs)Equivalent de dose

individuel en Surface

Rayonnement pénétrant ! Rayonnement peu pénétrant !

peau

Dosimétrie opérationnelle

Mesure Hp(10) (+/- Hp(0.07))Pas d’obligation légale d’en porter…

11

MGP DMC3000

Mesure de Hp(d)

RADOS RAD60S MGP DMC3000

avec module de mesure béta

Bagues porteuses de dosimètres passifs

Mesurent Hp(0.07)Doivent être portées à l’endroit où la dose la plus haute est attendue.

IRA IRSN Landauer

Mesure de Hp(0.07) aux extrémités - Hextr

Dosimétrie passive

Mesurent Hp(3) pour la dosimétrie du cristallinPeu utilisé pour le moment, Hcristallin estimée à partir de Hp(0.07)…

Mesure de Hp(3) - Hcristallin

Dosimètre EYE-D™

RADCARD

Dosimètre cristallin

IRSN

Dosimètre cristallin Landauer

Dosimètre cristallin Dosilab

H*(d)

Modélisation simple d’un humain

Sphère ICRU

76.2% O11.1% C10.1% H2.6% N

30 cm

Equivalent de dose ambiante

Cha

mp

de r

adia

tion

H*(10)

Equivalent de dose directionnelle

H’(0.07)

Le débitmètre d’ambiance

Mesurent H*(10) (+/- H’(0.07))

Automess 6150 AD6

Mini SmartIon

Sour

ce:

http

://w

ww

.sout

hern

scie

ntifi

c.co

.uk/

cata

log/

prod

ucts

/aut

omes

s-61

50ad

-b

Automess 6150 avec sonde AD/b

Mesure de H*(d)

Valeurs directrices de débit de dose ambiante

Valeur qui est déduite d’une limite et dont le dépassement implique certainesmesures à prendre ou dont le respect garantit celui de la limite concernée.

Des valeurs directrices du débit de dose ambiante ont été établies à partir deslimites de dose et des scénarios d’occupation des locaux concernés.

Valeurs directrices hebdomadairesH*(10) max = 0.02 mSv/semaine (public) ou 0.1mSv/semaine (prof. ou public si séjour non-durable; Rx, Linac)

Valeurs directrices horairesH*(10) max = entre 0.1 et 25 µSv/h (sources radioactives)

Exemple d’utilisation des valeurs directrices de débit de dose ambiante – simulation Monte Carlo

Citernes de 15’000 litrescontenant des activitésvariables jusqu’à 20 GBq de I-131

Mur en béton de 25 cm

Zone accessible au public, sansséjour durable – valeurdirectrice H*(10) 2.5 µSv/h

Grandeurs d’appréciation de l’irradiation externe

Coefficient de dose équivalenteen profondeur

mSv/h à 1m d’une source radioactive de 1 GBq

Coefficient de dose équivalenteen surface

mSv/h à 10cm d’une source radioactive de 1 GBq

Coefficient de dose équivalente en surface due à une contaminationmSv/h pour 1 kBq/cm2 (moyenne sur 100 cm2)

h10

h0.07

hc0.07

+

10 mm pour h(10)0,07 mm pour h(0,07)

Sphère ICRU

Point de mesure

Source radioactive

1 m pour h(10)10 cm pour h(0,07)


Simple à utiliser…Donne des ordres de grandeurs…

Grandeurs d’appréciation de l’irradiation externe – exemple

Coefficient de dose équivalenteen profondeur

mSv/h à 1m d’une source radioactive de 1 GBqh10

• Gamma-knife (192 sources de haute activité)• 1 Source = 1.27 TBq (= 1270 GBq) de Co-60• Débit de dose ambiante à 3 m sans blindage ?

(1270 * 0.366)/(32) = 51.7 mSv/h !

Exemple d’utilisation des valeurs directrices de débit de dose ambiante et des grandeurs d’appréciation – calcul de

blindage

d = 3 m

= 4000 MBq de F-18

Estimation H*(10) au niveau du lit du patient:(A * h10) /d2 =(4 * 0.160) / 9 =0.071 mSv/h =71 µSv/h

Valeur directrice pour une chambre de patient (directive OFSP L-07-04):

Facteur d’atténuation du blindagenécessaire:F = 71/0.1 = 710

Pour le F-18, il faut 4 cm de plombpour obtenir cette atténuation !


( ) ( ) ⋅= ⋅

2

A tH* 10 h 10r

( ) ( )( )

⋅′= ⋅×

2

A tH' 0.07 h 0.0710 r

( ) ( )= ⋅ C SH' 0.07 h 0.07 A

Ordonnance sur la radioprotection ORaP (annexe3)

r [m]

E50 = Dose efficace engagée durant 50 anssuite à une incorporation, calculée àl’aide de modèles standards dumétabolisme

Grandeurs opérationnelles pour l’irradiation interne

E70 = Dose effective engagée durant 70 ans suite à une incorporation, calculée àl’aide de modèles standards du métabolisme pour les enfants.

Grandeurs d’appréciation de l’irradiation interne

coefficient de dose effectiveengagée due à l’inhalationDose maximum (Sv) /Bq inhalé

coefficient de dose effectiveengagée due à l’ingestion Dose maximum (Sv) /Bq ingéré

einh

eing

Grandeurs d’appréciation de l’irradiation interne

coefficient de dose effectiveengagée due à l’inhalation

= ⋅50 inh inhE A e = ⋅50 ing ingE A e

einh

Limites secondaires

Des limites secondaires d’activité ont été établies à partirdes grandeurs d’appréciation de l’irradiation interne:

Limites de libération LLLimites d’autorisation LALimites d’immission dans l’air LIair Limites d’immissiondans les eaux Lieaux

Limites de Libération (LL)

Valeur correspondant à la limite de l’activité spécifique (i.e.en Bq/g) d’une matière en dessous de laquelle samanipulation n’est plus soumise à autorisation et parconséquent à la surveillance.

La LL (usage international, développée par l’AIEA) remplace la notion deLimite d’exemption LE (particularité suisse…) utilisée actuellement…

ORaP 2018, annexe 3

Limites de Libération (LL)

Les limites de libération sont les concentrations d’activité minimum choisiessur la base de scénarios impliquant:

L’utilisation de paramètres réalistes, en appliquant une contrainte de doseeffective de 10 µSv/an; L’utilisation de paramètres très peu probables, en appliquant une contraintede dose effective de 1 mSv/année et de dose équivalente à la peau de 50mSv/an.

Exemple d’intérêt ?

Limites d’Autorisation (LA)

Valeur correspondant à la limite de l’activité absolue (i.e. en Bq) d’unematière au-dessus de laquelle sa manipulation est soumise àautorisation. Elles ne sont pas applicables aux NORM.

Dans un scénario de contamination interne par inhalation, l’inhalationd’une activité correspondant à la LA donne une dose de 5 mSv.

ORaP 2018, annexe 3

Limites d’Autorisation (LA)

LA I-131 = 0.5 MBq…LA Tc-99m = 20 MBq…Quels sont les éléments qui influence la LA ?A quoi sert-elle ?

Activité

Approche graduée en fonction du risque !

Limites d’Immission dans l’air (LIair) (dès 01.01.2018)

Les limites d’immission dans l’air sont déterminées de sorteque le séjour en continu (8766 heures par an = NH) à unendroit où la concentration radioactive de l’air correspond à lalimite d’immission du nucléide en question conduirait, parinhalation et immersion, à une dose annuelle de 0,3 mSv pourla personne critique .

ORaP 2018, annexe 7

Limites d’Immission dans les eaux (LIeaux) (dès 01.01.2018)

Les limites d’immission dans les eaux accessibles au publicsont déterminées de sorte que la personne critique, quicouvre son besoin total en eau potable avec une eau dont lacontamination correspond à la limite d’immission, recevraitune dose annuelle par ingestion de 0,3 mSv.

ORaP 2018, annexe 7

Consommation d’eau annuelleAdulte et enfant de 10 ans: 650 litresEnfant en bas âge (1 an) : 250 litres

Valeurs directrices

Valeur qui est déduite d’une limite et dont le dépassementimplique certaines mesures à prendre ou dont le respect garantitcelui de la limite concernée.

Des valeurs directrices ont été établies à partir des grandeursd’appréciation de l’irradiation interne:

Valeur directrice de contamination de l’air CA Valeur directrice de contamination de surface CS

Valeurs directrices CA

Valeur directrice pour l’activité durable dans l’air applicable auxpersonnes professionnellement exposées aux radiations (CA).L’inhalation d’air à une concentration d’activité CA pendant 40 heurespar semaine et 50 semaines par année provoque une dose efficaceengagée de 20 mSv.

Pour l’inhalation, on a:CA [Bq/m3] = 0,02 Sv / (einh * 2400 m3/année).

Les coefficients de dose d’immersion proviennent en général de la publicationCIPR119. Dans la plupart des cas, la valeur CA se rapporte au nucléide mère.

Valeurs directrices CS

Valeur directrice pour la contamination surfacique en dehors de secteurscontrôlés, moyenne sur 100 cm2 (CS). La valeur de CS se base sur lesscénarios suivants, le plus défavorable étant retenu:

une irradiation continue durant toute l’année (8760 heures) par lacontamination de la peau conduit à une dose équivalente de 50 mSv parannée (1/10 de la limite de la dose à la peau); une ingestion quotidienne de l’activité se trouvant sur une surface de10 cm2 conduit à une dose effective de 0,5 mSv par année; une inhalation unique de 10 % de l’activité se trouvant sur 100 cm2

conduit à une dose effective de 0,5 mSv (1/10 de la limite d’autorisation); une valeur maximale de 1000 Bq/cm2.

App de l’OFSPNuklidCalc… (pour IPhone et Smartphone Android)

Méthodes de protection contrel’irradiation externe

Quels sont les moyens de protection?


= ⋅ ⋅ ⋅ ⋅2

1H A h T tr

H : grandeur représentative de la dose reçue par la personne (H*(10), H’(0,07 , HT, E…)

A : grandeur représentative de l’intensité de la source (activité pour les sources radioactives, nombre de neutrons émis par seconde, charge dans un tube RX, …)

h : grandeur représentative du risque d’irradiation externe du type de source : « dose reçue à 1 m par unité de « A »

r : « distance » moyenne à la source (distance exacte dans le cas d’une source ponctuelle)

T : transmission à travers la matière (écran) placée entre la source et la personne

t : durée de l’exposition

« temps » , « distance » , « écran »


Règles de radioprotection

Augmentation de la distanceRéduction du temps d’expositionInterposition d’un écranChoix de la source

= ⋅ ⋅ ⋅2

1"H" "A" "h" "T" t"r "

« temps » , « distance » , « écran »

Réduction de la dose par le choix de la source

Choix de la source agit surle type de radiations (→ action sur h)l’intensité de la source (→ action sur A)

Choix de la source ayant le rayonnement le moins pénétrant possible compatible avec l’objectif de son utilisation.ex: I–125 (g 35keV) plutôt que I–131 (g 360 keV) pour les marquages biologiques.

Réduction de l’intensité de la sourcei.e. rangement de la solution mère après dilution lors d’une application en chimie ou biologie


Ecrans


• rayonnement α : couche morte de l’épiderme• rayonnement β : 1cm d’eau ou de plexiglas• rayonnement X ou γ : atténuation exponentielle

dépend de l’énergie de la radiationdépend du matériau de l’écran

µ−= xT e

Réduction de la dose par un blindage


Isotope H-3 C-14 S-35 Ca-45 P-32 P-33 Sr-90

Période 12.3 a 5730 a 88 j 165 j 14.2 j 25.3 j 28.1 a

E max (MeV) 0.018 0.154 0.167 0.254 1.71 0.249 2.24

Air (cm) 0.6 30 30 60 600 58 870

Eau (cm) 0.00052 0.029 0.032 0.060 0.80 0.058 1.1

Caractéristiques des émetteurs β couramment utilisés


α

Ecrans:=> Selon le type de rayonnement:β- => Plexiglas et/ou plomb, tungstèneγ => Plomb, tungstène


Tc-99m Y-90

I-131 F-18


Réduction de la dose par la distance

Loi de l’inverse du carré du rapport des distances

1 2

2 1

2H d=H d

Très important aux petites distances:ex. gain d’un facteur 10000 entre 1 mm et 10 cm⇒ Utilisation de pincettes dès que c’est possible!⇒ Favoriser la télémanipulation


Réduction de la dose par la durée d’exposition

La durée d’exposition est tout simplement proportionnelle au temps d’utilisation de la source⇒ requiert une bonne planification du travail:

réduction des temps mortsrépétition à blanc

⇒ éviter les présences inopportunes



L’effet du temps sur l’activité d’une source


Règles de protection contre l’ irradiation externe

distance la plus grande possibletemps d’exposition le plus petit possibleutiliser des écrans adéquatsactivité la plus faible possible (compatible avec l’utilisation)choix de la source, rayonnement le moins pénétrant possible

52

Exposition interneSi l'homme inhale de l'air contaminé, s'il ingèredes aliments ou de l'eau contaminés, on dit qu'ily a une incorporation de la radioactivité et doncune exposition (ou contamination) interne deson organisme. L'exposition interne concernetous les types de rayonnements car il n'y a plusd'écran pour arrêter les alpha et les bêta.

Contamination externeSi la source est en contact direct avec la peau,on parle de contamination externe. Lacontamination externe est une sourced’irradiation externe et peut évoluer vers unecontamination interne si elle n’est pas traitée.

Méthodes de protection contre la contamination externe et interne

Quels sont les moyens de protection?

Estimation de dose à la peau par contamination

Contamination d’ 1 cm2 de peau avec 10 MBq de phosphore-32 (P-32);Grandeur d’appréciation selon ORaP:

hc0.07 = 1.6 (mSv/h)/(kBq/cm2) (ici: 1 Sv = 1 Gy)H’ (0.07) = 16 Sv/hSeuil des effets tissulaire atteint en 8 minutes…

Contamination interne (incorporation) après contamination de la peau ou des surfaces de

travail

Comment s’en protéger ?

Règles de bases de la radioprotection opérationnelle contre l’irradiation externe:

Comment s’en protéger ?

Règles supplémentaires de la radioprotection opérationnelles avec les sources non-scellées:Confinement des sourcesMéthodes de travail

Confinement des sources – secteur surveillé

Confinement des sources – secteur contrôlé

Confinement des sources – secteurs de travail A, B et C

Radioprotection structurelle, équipement A B CRésistance au feuSol, paroi, plafond Portes, fenêtres intérieures Passage à travers les sols, parois, plafonds Clapets coupe-feu Décontamination des surfacesParois Transitions sols-parois Sols, surfaces de travail Ancrage du mobilier au sol AccèsEmplacement pour se changer Vestiaire Douche de décontamination Décontamination des personnesPoste de décontamination à proximité (lavabo) Robinet, distributeur de savon Essuie-mains à usage unique Ventilation / filtrationVentilation naturelle (Fenêtre) Ventilation artificielle Renouvellement d’air (5x par heure) Dépression Dépression garantie en cas de coupure de courant Filtration de l’air vicié des hottes d’aspiration Filtration de l’air évacué Eaux uséesInstallation de contrôle et de rétention des eaux usées radioactive

Confinement des sources – secteurs de travail A, B et C

Méthodes de travail applicables dans les secteurs de travail (cf. Ordonnance sur l’utilisation des matières radioactives).Habillement: Port de gants, sur-blouse, charlotte, babouches…Contrôles de contamination fréquents !

Méthodes de travail

Equipement de protection individuelle

Tout travail avec des sources radioactives non-scellées doit se faire avec des gants à usageunique et des habits adaptés.Lorsque le travail ne peut pas être fait derrièreune vitre de protection intégrale (boîte à gantsou cellule blindée), le port de lunettes deprotection, d’un masque jetable contre lesprojections et d’une charlotte peut être indiqué.Toute personne pénétrant dans un secteurpotentiellement contaminé s’équipera auminimum de gants, de sur-chaussures et d’unvêtement de protection adapté (type blouseverte jetable). Lorsqu’il existe des risquesd’éclaboussures, le port de lunette deprotection d’un masque jetable contre lesprojections et d’une charlotte est indiqué.

Moniteurs de contamination

A part le tritium, les isotopes courants sont facilement repérables à l’aide d’un moniteur de contamination adapté et vérifié !Le contrôle de la contamination des mains et des surfaces pendant et à la fin d’une manipulation de source radioactive non-scellée est très important !

64

Surveillance de l’exposition interne en MN

Autorités de surveillance

Médecine et recherche: Office fédérale de la santé publique - OFSPIndustrie: Caisse nationale d’assurance-accident - SUVA

Energie nucléaire: Inspection fédérale de la sécurité nucléaire - IFSN

Incorporation – modèles compartimentaux

65


E50 = A * einhE50 = A * eing

Présentateur

Commentaires de présentation

Not speaking about accident or patient dose: Because of a lack of education Because protection devices are seen as constraints Specially in NM, because

Limites et grandeurs d’appréciation

66


h10 Grandeur d’appréciation du débit de dose ambiante à 1m d’ 1 GBq , en mSv/h.

LA Limite d’autorisation en Bq. L’inhalation du activité correspondant à LA délivre une dose effective engagée de 5 mSv.

CS Valeur directrice de la contamination de surface, en Bq/cm2

Ordonnance sur la radioprotection, Annexe 3

Présentateur



Surveillance de l’incorporation – exigences légales

67

Surveillance de l’exposition interne en MNO

RaP

ODo

sim

L-06

-01

• Les mesures de l’incorporation, in-vivo ou in-vitro, sont complexes et peu adaptées aux isotopes utilisés en médecine nucléaire, qui ont le plus souvent des demi-vies relativement courtes…• Besoin d’une mesure simplifiée et économique exécutée directement dans le service de MN:

68


Mesure de tri•Simple, rapide, économique, fréquente !

• En cas de tri positif, la mesure d’incorporation ne peut être effectuée que par un service de dosimétrie agréé.

Mesure de tri (screening) – Seuil de mesure

69


s50 m(T /2)S=

( ) e⋅ creening

screening inh

EN T

S = seuil de la mesure de tri

E50 en général < 1 mSv

Tscreening = Intervalle de temps entre deux mesures de tri

N(Tscreening) = nombre de mesure par année

m(Tscreening/2) = fraction d’activité résiduelle dans le corps ou un organe à un temps Tscreening/2

selon CIPR 78

Généralement basé sur une incorporation par inhalation en considérant des scénarios conservatifs

Présentateur



Mesure de tri – Tc-99m et émetteurs de positrons

70


Approximations:• L’essentiel de l’activité se situe dans l’abdomen quelques heures après une incorporation•La distance entre le détecteur et l’abdomen est de 7 cm

•Un facteur k=0.5 est assumé pour corriger la différence entre h10 (source ponctuelle) et la réalité (distribution dans le corps)

•N = nombre de jours travaillés par année = 200

⋅ ⋅⋅

2 2inh

h(10) E(50) h(10)H = A = N er r

Mesure de triMesure du débit de dose ambiante avec unradiamètre au niveau de l’abdomen. Le seuil de triest déduis de h10. OBLIGATOIRE pour le Tc-99m etle F-18.

Présentateur



Mesure de tri – Tc-99m et émetteurs de positrons

71


Mesure de triMesure du débit de dose ambiante avec unradiamètre au niveau de l’abdomen. Le seuil de triest déduis de h10. OBLIGATOIRE pour le Tc-99m etle F-18.

Nucléides Intervalle de mesure

Seuil (µSv/h) E50 (mSv)

Tc-99m 12 h 1 5.3

C-11 4 h 1 5.0

F-18 4 h 1 4.8

NBSeuil arrondi pour diminuer les faux positifs (seuil de détection des instruments)

0-15: Surveillance de la contamination de l’air à la place de travail

Présentateur


Tc-99m 0.19 micrSv/h pour 1 mSv F-18 0.21 microSv/h pour 1 mSv

Mesure de tri – iode radioactif

72


Mesure de triMesure du seuil d’activité à l’aide d’un moniteur decontamination étalonné pour cet usage, au niveau dela thyroïde. OBLIGATOIRE !


Seuil (Bq) E50 max (mSv)

I-123 1 jour 1400 1.0

I-124 7 jours 3000 11.5

I-125 30 jours 1400 1.0

I-131 7 jours 2000 10.5

NBPour 1 mSv: seuil(I-124) = 260 Bq; seuil(I-131) = 190 Bq

En dessous des limites de détection des moniteurs de contamination habituels

Présentateur


Pour 1 mSv: I-124: 260 Bq I-131: 190 Bq En dessous des limite de détection des moniteurs de contamination habituel

Mesure de tri – émetteur β- pur ou avec γ de faible intensité, Ra-223

73


Mesure de triMesure de la contamination desmains après le retrait des gantsaprès une manipulation.


Seuil (Bq/cm2) E50 (mSv)

Y-90 Après chaque usage 3000 1.0

Sm-153 Après chaque usage 3000 11.5

Lu-177 Après chaque usage 3000 1.0

NB. Seuil mesuré en moyenne sur 100 cm2.. Le scénario d’ingestion est utilisé.L’ingestion du seuil entraîne une dose efficace engagée d’environ 0.5 mSv. Un usage quotidien (200

jours/an) avec une ingestion d’ 1% du seuil entraîne une dose efficace engagée d’environ 1 mSv.

Présentateur



Exemple 1 – fiche dosimétrique pour l’I-131

74


rdon

nanc

e su

r la

dosim

étrie

indi

vidu

elle

Présentateur



Exemple 2 – fiche dosimétrique pour l’Y-90

75


rdon

nanc

e su

r la

dosim

étrie

indi

vidu

elle

Présentateur



Instruments de mesure

• Adaptation des moniteurs decontamination pieds-mains pour laSuisse

• Disponible avec sonde(s)supplémentaire(s) au niveau de lathyroïde et/ou de l’estomac.• Lecteur de carte pour identification dela personne qui se mesure.

• Vérification et étalonnage fixé par lalégislation pour les instruments utiliséspour les mesures de tri

• Uniquement par un laboratoire agréé.

76


Présentateur



Compliances

77


0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

Nombre de mesures de tri dans un service de médecine nucléaire – bilan d’un semestre

Toutes

Médecins Manipulateurs Personnel administratif

Présentateur



Analyse des résultats – faux positif

78


Heure Opérateur Main gauche Main droite Thyroïde Estomac Pied gauche Pied droit

16:57:06 524502 2.52 cps 2.799 cps 391.9 cps 0.009 uSv/h 0.469 cps 1.911 cps




Extrait de résultats mémorisés par le moniteur pieds-mains

• Mesures de 10 secondes• Dépassement du seuil de mesure mise en évidence au niveau

de la thyroïde…• Après suppression des sources à proximité, changement de

vêtements de travail et décontamination de la peau au niveau du coup retour de la mesure en dessous du seuil de tri

Présentateur



Anthropogammamétrie du personnel de MN

79


Poste Détecteur utilisé

but de la mesure

seuil pour mesure de tri Bq

mesure estomac pos /neg

Isotopes mesurés

activité mesurée (kBq) einh (µSv) eing (µSv) Contamination

externe

Labo MN NaI tri 0.1 uSv/h neg Tc 99m 258 7.482 5.676


Labo MN NaI tri 0.1 uSv/h neg Tc 99m 45 1.305 0.99 x





Labo MN NaI tri 0.1 uSv/h neg Tc 99m 4.5 0.1305 0.099

Mesure de tri et anthropogammamétrie correspondante sur du personnel de médecine nucléaire après une semaine de travail

au laboratoire de médecine nucléaire• Toutes les mesures de tri sont négatives.

• L’anthropogammamétrie fait apparaître des faibles niveaux de contamination au Tc-99m. Certains sont des faux positifs

dus à la présence de contamination externe.

Présentateur



Conclusion I

• Le système suisse de surveillance de l’incorporation est basé sur un processus en deux étapes dont la première est la mesure de tri, suivie par la mesure d’incorporation en cas de tri positif.

• La mesure de tri est prévue pour être simple, économique, effectuée fréquemment avec le matériel de mesure présent dans les service de médecine nucléaire.

• Les incertitudes liées à la mesure sont compensées par le choix de scénarios conservateurs lors de la définition des seuils de tri afin de ne pas rater une incorporation significative.

• Les seuils sont parfois adaptés pour se conformer aux performances des instruments de mesure et éviter des faux positifs, donc des mesures d’incorporation inutiles.

80


Présentateur



Conclusion II

• La compliance dans les services de MN est relativement bonne et peut être facilement améliorée par des mesures très pratiques et l’utilisation d’appareils de mesure adaptés.

• Les mesures de tri en apparence positives sont le plus souvent la conséquence d’une contamination externe ou d’une sources à proximité de l’instrument de mesure. Le personnel doit être formé pour réagir en conséquence.

• Le principe de la mesure de tri doit s’adapter aux nouveautés en médecine nucléaire, tel que l’utilisation d’émetteurs α (Ra-223) ou la nature du contaminant ne suivant pas la biodistribution habituelle (Y-90 microsphères).

81


Présentateur



Transport de sources et déchets

Définitions

Champ d’application de la législation

Surveillance / contrôle des substances

radioactives/installations

Entrée dans le champ

d’application

Sortie du champ

d’application

LLLimite de libération

LELimite d’exemption

Limites d'application de l'ORaP 1994• solides / liquides

< LE (relatif ou absolu sans autorisation)Ou

< 100 x LE / mois (par autorisation)ET < 0.1 µSv/h à 10 cmET Contamination de surface plus petite que CS• Eaux usées

< 100 x LE / mois< 1/50 * LE/litre, valeur absolue /semaine selon

autorisation (si installation de contrôle)


Limites d'application de l'ORaP 2018• solides / liquides

< LL (sans autorisation)Ou

< 1 Kg * LL (en valeur absolue, sans autorisation)Ou

< 10 Kg * LL / semaine (par autorisation)ET < 0.1 µSv/h à 10 cmET Contamination de surface plus petite que CS• Eaux usées

< LL (sans autorisation)Ou

< 10 Kg * LL /semaine (en valeur absolue, sans autorisation)Ou

< LIeaux selon autorisation (si installation de contrôle)


Décroissance

Dilution dans l’environnement


Période physique et décroissance

• T < 100 jours– Entreposage pour décroissance– Elimination normale

• T > 100 jours– Elimination normale si < LL– Campagne de ramassage annuelle organisée par l’OFSP → PSI– Zwilag

Le recyclage des sources non (ou plus) utiliséesest favorisé.

http://images.google.fr/imgres?imgurl=http://www.casa-bio.com/images/sigle-recyclage.jpg&imgrefurl=http://www.casa-bio.com/index.php?page=pages/point-collecte-recyclage&usg=__RnXk4Jc4vanSXqbpGIGJ_e3gK-E=&h=600&w=600&sz=25&hl=fr&start=1&um=1&itbs=1&tbnid=qfE5DiE4y7p7fM:&tbnh=135&tbnw=135&prev=/images?q=recyclage&um=1&hl=fr&sa=N&tbs=isch:1


Chaque récipient de déchets plein est fermé et muni d'un étiquetage comprenant au moinsles indications suivantes :

nom et adresse du producteur du déchet radionucléide(s) présent(s) dans le récipient activité(s) approximative(s) présente(s) date de fermeture du récipient nature physique et chimique du déchet

Les locaux de stockage de déchets radioactifs répondent à des exigences

similaires à celles des secteurs de travail


déchets solides non agressifs de faible activité (gants, frottis dedécontamination, papier de protection souillé, etc)

déchets solides agressifs (aiguilles, bris de verre, scies à ampoules, etc).

déchets solides de forte activité (sources scellées en fin d'usage, flaconsd'origine ayant contenu la substance radioactive, etc);

déchets liquides aqueux de faible activité (résidus de dilutions, surnageant,etc).

déchets liquides de forte activité (soldes de solution-mère, produits périmés,etc).

déchets liquides en solutions organiques (liquides de scintillation).

déchets biologiquement instables (excrétions, déchets carnés, déchetsvégétaux, etc


Campagne de ramassage OFSP/PSI

Transport de sources radioactives


a) Irradiation externe γb) Irradiation externe β

c) Inhalationd) Contamination externe et

ingestione) Submersion

Activité transportable limitée en fonction du nuclide, A limite = A1 =

min(QA,QB,QC,QD,QE) Augmentation possible si la source

résiste aux accidents, A limite = A2 = min(QA,QB)


Transport dans l'enceinte de l'entreprise

Dans le cadre de l'entreprise, l'ORaP fixe les conditions de transport des substancesradioactives. Les exigences suivantes doivent être remplies : emballage des substances radioactives empêchant toute fuite surveillance continue des sources radioactives transportées signalisation de la substance radioactive par le signe de danger débit de dose ambiante inférieur à 0,1 mSv/h à 1 m de la surface de

l'emballage et inférieur à 2 mSv/h à la surface contamination de la surface extérieure de l'emballage inférieure aux limites

ADR récipient incassable pour les sources sous forme liquide, gazeuse ou

pulvérulente pour les liquides, présence dans l'emballage de matériau absorbant pour

éviter la dispersion en cas de fuite éviter le stationnement des sources dans les zones non contrôlées (secrétariat,

corridor, bureaux, etc).

Le transport de sources radioactives non emballées peut s'envisager, maisuniquement sous la surveillance directe d'un expert en radioprotection.


1 : explosifs2 : gaz comprimés, liquéfiés ou dissous sous pression3 : liquides inflammables4.1 : solides inflammables4.2 : matières sujettes à l'inflammation spontanée4.3 : matières qui, avec l'eau, dégagent des gaz inflammables5.1 : matières comburantes5.2 : peroxydes organiques6.1 : toxiques6.2 : matières répugnantes ou infectieuses7 : matières radioactives8 : matières corrosives9 : matières et objets dangereux divers

Indice de transport pour les matières dangereuses:


http://www.unece.org/trans/danger/publi/adr/adr_f.html

• ONU• Accord européen relatif au

transport international de marchandises dangereuses par

route (ADR)• Edition 2011

Transport par la route


• OTIF (OCTI)• Règlement concernant le transport international ferroviaire de

marchandises dangereuses (RID)• Edition 2001

Transport par train


• ICAO– Technical Instructions

• IATA– Dangerous goods regulation

(DGR)– Edition annuelle

Transport par avion


Transport par voie maritime Transport par voie fluviale


http://www.ccr-zkr.org/Fr/

• CCNR• Règlement pour le transport de matières

dangereuses sur le Rhin(ADNR)

• Edition 2009

Transport sur le Rhin


Réglementation suisse


• A1/A2 ValuesUnder the current IAEA regulations, A1/A2 values are the activity

limits for each radioisotope. A1 is the maximum activity of special form* radioactive

material permitted in a Type A package.A2 is the maximum activity of normal form radioactive

material permitted in a Type A package.

– * Special Form Radioactive Material can be either an indispersible solid radioactive material or a sealed capsule containing radioactive material.

non susceptible de dispersion, normes de résistance, certificat

Accord européen relatif au transport international de marchandises dangereuses par route (ADR)


Colis excepté Colis industriels (IP1, IP2, IP3)

Colis de type A Colis de type B(U) Colis de type B(M) Colis de type C

Type de colis


colis excepté : le colis doit être solide, facilement manipulable et empêcher toute dispersion de la substance radioactive, dans les conditions normales de transport. Le

colis excepté peut recevoir une fraction (10-2 à 10-4) de l’activité limite A1 ou A2.

colis de type A : outre les conditions fixées pour les colis industriels, le colis de type A doit comprendre une enveloppe de confinement et résister à une série d'épreuves

mécaniques correspondant à de mauvaises conditions de transport. Le colis de type A est le colis habituellement utilisé pour le transport de sources radioactives. Il peut

contenir jusqu’à des activités A1 ou A2.


colis de type B : les exigences de résistance sont plus sévères que celles du colis detype A. On distingue les colis de type B(U) satisfaisant à toutes les prescriptionsapplicables aux colis de type B, des colis de type B(M) ne remplissant pas toutes lesprescriptions fixées. Il est nécessaire d'obtenir des autorisations particulières lors del'utilisation d'un colis de type B(M). Le colis de type B résiste aux énergies mises enœuvre lors des accidents terrestres. Il permet de transporter des activités comprisesentre A1 ou A2 et 3000x A1 ou A2 par voie terrestre ou maritime.

colis de type C : les exigences de résistance sont encore plus sévères que celles ducolis de type B. Le colis de type C est destiné à résister aux énergies mises en œuvrelors d'accidents aériens. Ce colis est destiné au transport par avion d’activitéssupérieures à A1 ou A2, ou au transport terrestre ou maritime d’activités supérieures à3000x A1 ou A2.


RADIOACTIVEInhaltContenu

AktivitätActivitéAttività............................

7

Contenuto..................................................

1 m

Débit de dose en mSv/h x 100

Arrondi à la 1ère décimale

Indice de transport


Marquage du colis:• expéditeur et/ou destinataire• numéro ONU précédé de l'indication "UN"• désignation officielle du transport• masse du colis (si elle dépasse 50 kg)• type de colis A, B(U), B(M), C• identification et numéro de série de l'emballage (pour les colis de type B

et C)• signe de danger "Radiations" résistant au feu et à l'eau (pour les colis de

type B ou C)• étiquette de danger


• débit de dose maximum à la surface du colis : 5 µSv/h• indice de transport : 0 (< 0.05)

RADIOACTIVE

Inhalt Contenu

Aktivität Activité Attività............................

7

Contenuto..................................................

• débit de dose maximum à la surface du colis : 0,5 mSv/h• indice de transport max: 1,0

RADIOACTIVE

Inhalt Contenu


7

Contenuto..................................................

• débit de dose maximum à la surface du colis : 2,0 mSv/h• indice de transport max : 10,0

RADIOACTIVE

Inhalt Contenu


7

Contenuto..................................................


Document de transport:• mention :

"La nature de la marchandise et l'emballage sont conformes auxprescriptions de l'ADR"

• numéro d'identification ONU et désignation de la matière• nom ou symbole de chaque radioisotope ou de l'isotope le plus important• forme physique et chimique de la matière• activité en Bq ou en multiples du Bq

De plus, pour les colis de type A, B ou C :• catégorie du colis : I / II / III• indice de transport• identification des certificats d'agrément (forme spéciale, colis de type B ou C,

etc.)• "Matières fissiles" le cas échéant• "Expédition sous utilisation exclusive" le cas échéant


Type de matières No ONU

Matières radioactives, emballages vides comme colis exceptés 2908

Matières radioactives, objets manufacturés en thorium naturel, en uranium naturel ou en uranium appauvris, comme colis exceptés

2909

Matières radioactives, quantités limitées en colis exceptés 2910

Matières radioactives, appareil ou objets en colis exceptés 2911

Matières radioactives en colis de type A, qui ne sont pas sous forme spéciale, non fissiles ou fissiles exceptées

2915

Matières radioactives en colis de type A, sous forme spéciale, non fissiles ou fissiles exceptées

3332


Véhicule

RADIOACTIVE

7 A l’avant et l’arrière

RADIOACTIVE

7

RADIOACTIVE

7

Les conducteurs de véhicule transportant des marchandises dangereuses sont instruits des particularités de ces transports. Ceux qui font fréquemment de tels transports reçoivent une

formation adéquate attestée par un certificat. Le certificat de formation est valable 5 ans et doit être renouvelé avant son échéance par le suivi d'un cours de répétition.

Aucune formation particulière n’est demandée si le chauffeur ne transporte que des colis exceptés.

SDR: Cours pour le transport de classe 7 (IRA, PSI, SUVA, 2 jours) A renouveler tous les 5 ans(IRA, PSI, SUVA, 1 jour)

Cours pour le transport des mat. Dangereuses (ASTAG, 3 jours)

Specialisation pour le transport de matirères radioactive Class 7 (IRA, PSI, SUVA, 2 jours)

A renouveler tous les 5 ans(ASTAG, 1 day + IRA, PSI, SUVA, 1 jour)

http://images.google.fr/imgres?imgurl=http://www.eurodebat.info/images/drapeau%20europe%20et%20carte.jpg&imgrefurl=http://www.eurodebat.info/sommaire.html&h=152&w=212&sz=8&hl=fr&start=31&tbnid=3KTZ0p6TKwGz5M:&tbnh=76&tbnw=106&prev=/images?q=europe+drapeau&start=18&gbv=2&ndsp=18&svnum=10&hl=fr&sa=N

http://images.google.fr/imgres?imgurl=http://www.pac.ch/pic/drapeau%20suisse.gif&imgrefurl=http://www.pac.ch/&h=210&w=350&sz=113&hl=fr&start=1&tbnid=NPgdbNtwBS70yM:&tbnh=72&tbnw=120&prev=/images?q=suisse+drapeau&gbv=2&ndsp=18&svnum=10&hl=fr&sa=N


• Only excepted package can be sent• A max = 1/5 A max (domestic shipment)

• A max = 1/10 A max (international shipment)• UN …., + Proper shipping name

• No further document

http://www.poste.ch/fr/index.htm

base de la radioprotection

Documents