Étude de poste gammadensimètre

N° chrono : DOC-NT-11_1

Auteurs : Bernard CARREZ - Marc AMMERICH

Résumé : Approche générale d'une étude de poste pour l'utilisation de gammagraphes industriels.

 

INTRODUCTION

Code du travail.

Article R. 4451-11

Dans le cadre de l'évaluation des risques, l'employeur, en collaboration, le cas échéant, avec le chef de l'entreprise extérieure ou le travailleur non salarié, procède à une analyse des postes de travail qui est renouvelée périodiquement et à l'occasion de toute modification des conditions pouvant affecter la santé et la sécurité des travailleurs.

Lors d'une opération se déroulant dans la zone contrôlée définie à l'article R. 4452-1, l'employeur :

1° Fait procéder à une évaluation prévisionnelle de la dose collective et des doses individuelles que les travailleurs sont susceptibles de recevoir lors de l'opération ;

2° Fait définir par la personne compétente en radioprotection, désignée en application de l'article R. 4456-1, des objectifs de dose collective et individuelle pour l'opération fixés au niveau le plus bas possible compte tenu de l'état des techniques et de la nature de l'opération à réaliser et, en tout état de cause, à un niveau ne dépassant pas les valeurs limites fixées aux articles D. 4152-5, D. 4153-34, R. 4451-12 et R. 4451-13. A cet effet, les responsables de l'opération apportent leur concours à la personne compétente en radioprotection ;

3° Fait mesurer et analyser les doses de rayonnement effectivement reçues au cours de l'opération pour prendre les mesures assurant le respect des principes de radioprotection énoncés à l'article L. 1333-1 du code de la santé publique. Lorsque la technique le permet, ces mesures sont effectuées de manière continue pour permettre une lecture immédiate de leurs résultats.

L’objectif d’une étude de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants est d’évaluer, dans des conditions normales de travail, les doses susceptibles d’être reçues par le personnel.

Dans un cadre général lié au risque radiologique il convient d’estimer l’exposition externe et l’exposition interne.

L’analyse permet d’identifier les sources d’exposition mais aussi les autres sources de danger pour estimer les risques afin de mettre en œuvre les actions de prévention adaptées et d’apporter des éléments pour la gestion d’incidents éventuels.

L’étude de poste va permettre également de fournir un certain nombre d’éléments au chef d’établissement et au médecin du travail pour :

- mettre en place les équipements de protection collective et les consignes de sécurité,

- renseigner la fiche d’exposition associée au poste de travail,

- le cas échéant, définir les équipements de protection individuelle,

Le médecin du travail sur la base de la fiche va proposer à l'employeur le classement des travailleurs exposés en catégorie A ou B.

L’étude de poste amène également des données concernant les mesures d’ambiances pour mettre en place le zonage. Les zones réglementées vont être définies en fonction des risques présentés par les sources de rayonnements. Mais les mesures qui vont être réalisées seront faites sur des points judicieusement choisis

La délimitation des zones réglementées permet de choisir les dosimètres d’ambiance et les dosimètres individuels adaptés et nécessaires pour accéder à ces zones et de déterminer les procédures d’optimisation en radioprotection

Une étude de poste se décline en 3 phases :

- la préparation de l’étude,

- l’évaluation des doses en n’oubliant pas les autres risques qui peuvent être présent et dans certains cas influer sur ce risque radiologique,

- l’exploitation des résultats obtenus.

Les recommandations en matière d’instruments de mesure en radioprotection sont données dans ce guide.

Rappel réglementaire :

Le code de la santé publique et le code du travail s’appliquent.

Code de la santé publique : articles R.1333-55 à 74

Code du travail : articles R. 4451-1 à 4457-14

 

1 ÉVALUATION DES RISQUES PROFESSIONNELS (EVRP) ET ÉTUDE DE POSTE

L’étude de poste s’inscrit dans une démarche consistant à l’évaluation des risques professionnels.

Cette évaluation des risques pour la sécurité et la santé des travailleurs s’inscrit dans un contexte réglementaire (Décret 2001-1016 du 05 novembre 2001).

Il est nécessaire de déterminer le périmètre de l’évaluation des risques (unité de travail), d’identifier les sources de danger, de quantifier et de hiérarchiser les risques. Il est enfin nécessaire d’identifier et, si besoin, programmer les actions de prévention et de protection nécessaires

La démarche consiste donc à analyser les points ci-dessous:

Éviter les risques

Évaluer les risques qui ne peuvent pas être évités

Combattre les risques à la source

Adapter le travail à l'homme

Conception des postes de travail, choix des équipements de travail et des méthodes de travail et de production

Réduire les effets de ceux-ci sur la santé

Remplacer ce qui est dangereux par ce qui ne l’est pas ou qui l’est moins.

Planifier la prévention en y intégrant l'organisation du travail, les conditions de travail, l'influence des facteurs ambiants

Prendre des mesures de protection collective puis éventuellement individuelle

Donner les instructions appropriées aux travailleurs

 

2 PRÉPARATION

La phase de préparation de l’étude de poste consiste à recueillir des informations relatives d’une part à l’installation qui comprend la ou les sources produisant des rayonnements ionisants et les dispositifs de protection associés, d’autre part aux tâches effectuées à ce poste par le personnel.

Afin de prendre en compte les pratiques professionnelles dont la fréquence et la nature sont susceptibles de varier dans le temps, une moyenne sur une période représentative peut être effectuée.

Il est également important de prendre en compte le niveau de formation des agents à ce poste de travail (est-ce un nouvel embauché ? Est-ce une personne en mutation qui a déjà travaillé sur ce genre d’équipements ?).

Les informations à recueillir lors d'une analyse d'un poste de travail, peuvent être organisées selon les rubriques figurant ci-dessous. Ce n’est pas exhaustif et le questionnaire peut être en fonction de points spécifiques.

Ces différentes informations doivent faire par la suite l'objet d'une réflexion, afin de dégager les éléments pertinents pour la sécurité classique et radiologique.

1 les objectifs à atteindre

2 l’organisation du travail

3 les équipements utilisés

4 les procédures et les modes opératoires

5 le poste et son environnement

a le risque radiologique

b les risques classiques

c l’architecture du poste

d les facteurs d’ambiance

e la signalisation

 

2.1 Les objectifs à atteindre

Quelles sont les principales caractéristiques des tâches confiées aux opérateurs ?

Faire la mesure de la densité des chaussées

Quels sont les objectifs de ce travail ?

Obtenir une valeur pour estimer de la densité des matériaux déposés

Quelle est la chronologie des tâches qui lui sont confiées ?

Transport de l’appareil

Définir la « zone d’opération »

Mise en place de l’appareil, en essayant de chronométrer les phases de mise en place.

Récupération de l’appareil à la fin des mesures

Quelle est la classification de ces tâches (tâches routinières, tâches aléatoires, tâches de récupération d'incidents) ?

Pour la plupart, ce sont des tâches routinières confiées aux opérateurs Ils peuvent être amené exceptionnellement à se trouver à côté de l’appareil.

Quelles sont les principales causes de fluctuation des tâches et quels sont les moments de fortes contraintes de temps ?

Le nombre de mesures à réaliser dans la journée peut se révéler être une forte contrainte de temps.

 

2.2 L’organisation du travail

Quelle est rapidement décrite l'organisation du travail dans laquelle se trouve inclus le poste ?

L’opération est sous la responsabilité du technicien en charge de la mesure. Celui-ci a reçu au préalable une formation à l’utilisation des appareils. Dans le cas d’un nouvel appareil, une session de formation est organisée pour sa « prise en main ». C’est le personnel de l’entreprise qui est présent et assure cette mission.

Il peut y avoir des stagiaires (étudiants) qui viennent voir comment se déroule ce type de mesures.

Quelle est la structure de l'équipe de travail (équipe constituée uniquement du personnel de l’entreprise, équipe constituée du personnel de l’entreprise et de sous-traitants...) ?

En principe l’ensemble de l’équipe qui réalise les mesures est en CDI.

Quels sont les horaires de travail pratiqués (journée normale, service continu comme les 3x8) au niveau du poste ?

Les mesures se font pendant des heures normales de travail.

Y a-t-il des opérateurs expérimentés qui pourraient être des personnes ressources notamment en matière de formation au poste de travail ou dans l’explicitation des procédures ?

Cela dépend entièrement de l’ancienneté des personnes présentes. Ce sont t souvent des techniciens expérimentés qui sont chargés de la formation pratique des « nouveaux »au poste de travail

Quel est l'état de la formation des membres de l'équipe à la sécurité classique et radiologique (formations suivies, dates de ces formations...) ?

Les techniciens suivent une formation à la radioprotection dispensée par la Personne Compétente en Radioprotection. De plus sur un chantier de type travaux publics il y a « cent dangers » autres que la « Radioactivité ». Cela nécessite quatre jours de formation à la radioprotection et à l’hygiène et sécurité, dispensés en salle de cours.

Y a-t-il des agents dévolus spécifiquement à des tâches de sécurité (PCR, Ingénieur de sécurité, Equipe de Première Intervention, etc) ?

Cela dépend entièrement de la taille de l’établissement.

Il y a au minimum la « Personne Compétente en Radioprotection » ;

Et un ou plusieurs opérateurs confirmés en manipulation d’appareils de mesure, en radioprotection, règles de sécurité inhérantes aux engins de chantier et aux règles de sécurité routière

Il peut y avoir également :

le ou la « Responsable Hygiène et Sécurité » du laboratoire utilisant l’appareil,

le « Coordonateur Sécurité » de l’entreprise responsable,

le « médecin du travail »,

une « autorité hiérarchique » pour éviter de prendre des décisions irréalistes ne serait-ce que financièrement,

Quelles sont les options possibles concernant l’optimisation en radioprotection ?

Avant même de parler d’optimisation, on peut envisager le principe de justification :

Exemple : pour les mesures de densité des chaussées d’autres moyens existent comme le carottage (c’est une mesure destructive, longue, coûteuse et qui pose des problèmes en couche de roulement. En plus l’information utile, « la densité », n’est pas obtenue instantanément pour une correction éventuelle du processus de mise en œuvre)

Depuis de nombreuses années, , A chaque sortie sur le marché d’ un appareil sans source radioactive, les différents laboratoires du CETE (centre d’étude technique de l’équipement) de Lyon testent, font des études comparatives avec ces nouveaux matériels et s’en équipent si les résultats sont satisfaisants.

Le principe de ces appareils est la mesure des propriétés électriques du matériau testé. Ces propriétés dépendent essentiellement de la constante diélectrique de l’enrobé. La méthode de mesure, dite capacitive permet d’associer un changement de la constante diélectrique à un changement de densité de l’enrobé. Le plus gros problème de ces mesures électriques est l’influence de la nature chimique des matériaux et surtout de l’influence de l’eau qui interagit sur les mesures d’une façon non gérable actuellement ; en effet, pour une même quantité d’eau les résultats peuvent être radicalement différents ; si elle est en surface, en percolation ou imprégnée dans le mélange. Actuellement ce problème ne semble pas maitrisé.

La prise en compte de l’optimisation peut être de vérifier que l’on utilise l’appareil le mieux adapté pour effectuer la mesure.

Exemple : le laboratoire dispose d’appareils contenant une source de césium 137 d’activité de 300 MBq pour mesurer les densités des chaussées d’épaisseur allant jusqu’à 20 à 25 cm d’épaisseur. Il est donc inutile d’utiliser des appareils contenant une source de 2.7 GBq, prévus pour mesurer des chaussées d’épaisseur allant de 25 à 40 cm. De même qu’il n’est pas envisageable d’utiliser un appareil (comme le Troxler 3450) contenant deux sources :

Quelle est la proportion de personnel féminin ?

En général minoritaire dans le milieu des travaux publics. Mais la profession se féminise. Une réglementation spécifique existe pour les femmes enceintes.

Y a-t-il des jeunes travailleurs (de 16 à 18 ans) sur le lieu de travail ?

En général minoritaire dans le milieu des travaux publics Une réglementation spécifique existe pour les jeunes travailleurs.

 

2.3 Les équipements utilisés

Établir une liste exhaustive des équipements utilisés.

Voici les questions qui peuvent être évoquées :

Quels sont les équipements qui sont utilisés de manière continue au poste de travail et ceux dont l'utilisation nécessite une habilitation ?

Appareils portatifs contenant des sources radioactives scellées

Quels sont les équipements qui sont utilisés de manière occasionnelle au poste de travail ?

Quels sont les équipements de protection collective qui sont implantés ?

Dans un véhicule léger ou le coffre est à peu près entre 0.50 m et 1 m du chauffeur, selon la position de l’appareil, la dose reçue par le chauffeur peut être divisée par quatre. Dans certains cas, il est rajouté une protection de plomb entre le siège chauffeur et la caisse de l’appareil.

Quels sont les équipements de protection individuelle qui sont mis à disposition sur le poste de travail ?

Il n’y a pas forcément nécessité d’avoir des équipements de protection individuelle. C’est sur la distance par rapport à l’appareil qu’il faut jouer pour obtenir le maximum de protection.

Il y a une obligation à définir la zone d’opération.

Cas idéal

Lorsque la délimitation matérielle de la zone n’est pas possible, notamment lorsque l’appareil est utilisé en mouvement (et c’est souvent le cas avec les gammadensimètres) le responsable de l’appareil, établit, un protocole spécifique à l’opération considérée. Ce protocole précise notamment les dispositions organisationnelles nécessaires au contrôle des accès à cette zone d’opération.

 

2.4 Les procédures et les modes opératoires

Précisez, les relations qui existent entre l'activité de travail et les procédures, les modes opératoires, les consignes particulières, la réglementation.

 

Quelles sont les procédures, les modes opératoires et les consignes particulières qui régissent l'activité au poste de travail ?

Étudier le mode opératoire et les protocoles d’utilisation de l’appareil pour appréhender les différentes possibilités de manipulation et choisir celle semblant la mieux adaptée à notre travail spécifique et surtout semblant la moins exposante pour le manipulateur.

Lorsque l’agent aura bien assimilé le mode opératoire et se sera approprié le protocole qui semble le plus judicieux en fonction des contraintes de sécurité dues à la radioprotection, mais aussi de celles dues aux chantiers on peut réaliser:

- une phase d’observation des pratiques,

- une mesure des « Doses et Débits de Dose » pour chaque opération,

- un chronométrage de chacune des actions pour chaque phase de travail,

Les aspects sécurité sont-ils pris en compte dans ces documents ?

L’ensemble du personnel doit respecter la procédure :

- sortir de la « Zone d’Opération » pendant le temps de la mesure,

- se tenir, de préférence, sur la droite de l’appareil (pour le Troxler), côté où le « Débit de Dose » est de très loin le plus faible

- utiliser des méthodes de transport diminuant les temps d’exposition et éloignant l’appareil de l’opérateur ; double bénéfice => « dos » et « Dose »,

Quelles sont les tâches et les opérations qui ne font pas l'objet d'un mode opératoire écrit (quelles sont les tâches faisant l'objet d'apprentissage par compagnonnage) ?

Est-ce que l'application de certains modes opératoires, de certaines procédures ou consignes particulières posent des problèmes dans la réalisation de certaines tâches ?

En fonction des postes de travail et des lieux où l’on réalise la mesure

Pour le personnel féminin, quelles sont les procédures et affectation en cas de grossesse?

En général affectation sans risque d’exposition,.

 

2.5 Le poste et son environnement

2.5.1 Les risques radiologiques

Établir un schéma du point de mesure, en indiquant l'emplacement des sources, les débits de doses (s’ils sont déjà connus. Sinon cela va faire partie de la deuxième partie « évaluation des doses »).

Indiquez la nature du ou des risques dans ce domaine et les moyens utilisés pour s'en protéger.

Quels sont les appareils qui émettent des rayonnements ?

Source scellées. Les opérateurs sont soumis au risque d’exposition externe

Quels sont les moyens de détection (appareils de radioprotection présents sur le poste de travail) ?

Débitmètres

Quels sont les moyens de prévention collectifs et individuels ?

Utilisé pendant le transport

Quelle signalisation est en place (si elle nécessaire) ?

(voir plus haut)

Quelles sont les tâches les plus critiques du point de vue du risque radiologique ?

Le cas où la présence auprès de l’appareil serait nécessaire correspond à la phase la plus critique d’un point de vue dose.

Quels sont les moyens permettant de les maîtriser (procédures, consignes - recours à une personne compétente - formation spécifique - mise en place de systèmes de détection) ?

Évaluation des connaissances concernant les consignes de sécurité.

Y a –t-il du matériel d’urgence prévu pour faire face à un incident ?

Une étude de poste doit, dans la mesure du possible, prendre en compte les situations incidentelles ou accidentelles. Il n’est pas évident de prévoir tous les incidents et accidents qui peuvent être induits par :

- les engins de chantier ou la circulation automobile ,

- les intempéries et la mauvaise visibilité dues à ces dernières,

- la mauvaise visibilité due au tracé ou au relief,

- les accidents dus à une défection de l’appareil contenant une ou plusieurs sources radioactives.

- les accidents dus au transport, à l’acheminement sur chantier de l’appareil contenant une ou plusieurs sources radioactives.

La logique n’est pas toujours celle que l’on attend ; en effet l’expérience démontre qu’il y a souvent plus d’accidents très graves sur des chantiers fermés à la circulation que sur des chantiers réalisé sous alternat de circulation ou sur voies rétrécies !! Les accidents sur chantiers fermés à la circulation sont effectivement moins nombreux mais par contre beaucoup plus graves, un sentiment de sécurité diminue l’attention et la vigilance

 

2.5.2 Les risques classiques

On ne peut ignorer cet article du code du travail :

Article R. 4452-23

L'employeur définit les mesures de protection collective adaptées à la nature de l'exposition susceptible d'être subie par les travailleurs exposés.

La définition de ces mesures prend en compte les autres facteurs de risques professionnels susceptibles d'apparaître sur le lieu de travail, notamment lorsque leurs effets conjugués sont de nature à aggraver les effets de l'exposition aux rayonnements ionisants.

Elle est faite après consultation de la personne compétente en radioprotection mentionnée à l'article R. 4456-1, du médecin du travail et du comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou, à défaut, des délégués du personnel.

Risques de heurt ou de chute de personnes ou d'objets.

Chute de plain pied

Chute de l’appareil

Les équipements de protection individuelle sont nécessaire (chaussures de sécurité, gants, casque)

Risques d'origine mécanique.

Quels sont les gestes critiques du point de vue de ces risques ?

Écrasement de l’appareil par des engins de chantier (voir photo précédente)

 

2.5.3 L’architecture du poste de travail

Voici les questions qui peuvent être évoquées :

Existe-t-il dans la conception et l'aménagement du poste de travail, des éléments qui conduisent l'opérateur à adopter des postures pénalisantes ou dangereuses ?

Quelles sont les positions correspondantes ?

Y a-t-il des différences entre les opérateurs pouvant obliger à des changements d’équipements ?

Points à examiner : mauvaise élaboration du plan de travail par rapport au travail à réaliser, mauvaise conception ou emplacement inadapté des commandes et des moyens de signalisation visuelle, difficultés à combiner action sur les commandes et prise d'information.

Opérateurs de taille franchement différente.

L'activité de travail sur le poste peut-elle entraîner des efforts pénalisants ou dangereux (port de charges, travail en tenue ventilée...) ?

Le port de l’appareil qui est lourd peut poser des problèmes. Il est nécessaire d’avoir des formations de type « gestes et postures ».

 

2.5.4 Les facteurs d'ambiance (éclairage, niveau sonore, ambiance thermique, ventilation).

Quels sont les facteurs d'ambiance susceptibles de compliquer la réalisation des tâches et de constituer de ce fait des facteurs de risque ? (l'éclairage, le niveau sonore, l’ambiance thermique, la ventilation et l'assainissement de l'air).

Les conditions climatiques (chaud, froid, pluie) sont des facteurs à prendre en compte dans l’étude de poste.

 

2.5.5 La signalisation

Voici les questions qui peuvent être évoquées :

Quels sont les panneaux de signalisation existants ?

Signalisation zone contrôlée et zone d’opération Ce point sera à valider avec les mesures.

Sont-ils adaptés aux risques ?

Sont-ils apposés sur tous les accès ?

3 ÉVALUATION DES DOSES

Sans aucune donnée il faut réaliser cette évaluation des doses.

Elle doit être effectuée dans des conditions réalistes du poste de travail, c'est-à-dire telles qu’elles se présentent lors du fonctionnement normal de l’installation.

Les données nécessaires à l’évaluation des doses peuvent être issues de mesures, de calculs, de données publiées dans la littérature, et de l’analyse du retour d’expérience du fonctionnement de l’installation (historique dosimétrique par exemple). Attention : d’un point de vue pratiqueles données issues de la littérature ne suffisent pas car les inspecteurs en radioprotection de l’ASN demandent toujours une validation par la mesure.

Deux étapes sont ici proposées, à savoir :

- établissement de la cartographie des équivalents de dose et, s’il y a lieu, détermination des niveaux de contamination associés,

- détermination de la dose pour chaque tâche.

 

3.1 Cartographie des équivalents de doses de l’installation

Les débits d’équivalent de dose doivent être calculés ou mesurés aux points représentatifs des positions occupées par les travailleurs, ainsi qu’en des points permettant d’établir la cartographie dosimétrique des locaux dans la zone d’évolution des travailleurs.

 

3.2 Dose associée à chaque tâche

L’évaluation de la dose au poste de travail doit correspondre à la somme des doses associées à chacune des tâches.

A titre d’illustration ces études de postes ont été réalisées par Bernard CARREZ du laboratoire des ponts et chaussées d’Autun.

4 EXPLOITATION DES RÉSULTATS ET RETOUR D’EXPÉRIENCE

L’évaluation des doses (externe) décrite précédemment permet de bien identifier les risques d’exposition aux rayonnements ionisants et sert de base à la classification du personnel et au processus d’optimisation de la radioprotection.

 

4.1 Dosimétrie et classification du personnel

Cette fiche de prévision d’exposition a une importance capitale.

D’une part elle permettra de réaliser la fiche de poste et d’appréhender si d’autres risques associés doivent imposer des mesures de sécurité supplémentaires (c’est très courant sur les chantiers de travaux public).

De surveiller avec la dosimétrie « opérationnelle » s’il n’y a pas de dérive en protection ou de relâchement dans les protocoles de sécurité

Dans le cas de l’exposition externe, les équipements de protection individuelle sont à prendre en compte. Les données collectées doivent permettre d’estimer les doses que les travailleurs sont susceptibles de recevoir au corps entier (dose efficace) ou sur une partie du corps (dose équivalente), sur les douze derniers mois. Pour chaque travailleur, il convient de considérer les tâches qu’il réalise en moyenne sur une période de référence. Les doses associées à chaque tâche sont pondérées par la fréquence de réalisation de la tâche, puis sommées, et le résultat est extrapolé sur une base annuelle.

Si cette extrapolation conduit à des valeurs supérieures aux trois dixièmes d’une des limites réglementaires Annuelles, le travailleur est classé en catégorie A.

Dans le cas contraire, si la dose efficace est plus grande que 1 mSv, ou si l’une des doses équivalentes au cristallin (yeux) et à la peau (en valeur moyenne pour toute surface de 1 cm²) est respectivement plus grande que 15 mSv et 50 mSv (article R. 1333-8 du code de la santé publique), le travailleur est classé en catégorie B.

Sinon il peut être considéré comme non exposé.

En tout état de cause, la définition des catégories du personnel relève in fine de la responsabilité du chef d’établissement, après avis du médecin du travail (notamment pour les catégories A).

Ce qui amène également à la rédaction d’une fiche de poste et d’exposition. Nous vous proposons ici le modèle du CETE du laboratoire régional d’Autun.

 

4.2 Optimisation de la radioprotection

Le principe d’optimisation de la radioprotection est défini à l’article L. 1333-1 du code de la santé publique :

« L'exposition des personnes aux rayonnements ionisants […] doit être maintenue au niveau le plus faible qu'il est raisonnablement possible d'atteindre, compte tenu de l'état des techniques, des facteurs économiques et sociaux et, le cas échéant, de l'objectif médical recherché. » et rappelé dans l’article R. 4451-11 du code du travail.

L’étude de poste de travail est un des éléments du processus d’optimisation car elle permet d’identifier les tâches contribuant à l’essentiel des doses reçues ; par suite elle permet donc d’améliorer les protocoles sur la base d’une analyse comparative des différentes solutions possibles, et de mettre en œuvre les protections adaptées. Parmi les actions le plus fréquemment envisagées, on relève :

- la réduction de la durée et/ou de la fréquence des tâches,

- l’augmentation de la distance à la source de rayonnements,

- l’utilisation d’équipements de protection collective et individuelle supplémentaires ou mieux adaptés,

- l’optimisation des paramètres des sources radioactives.

L’étude de poste et l’optimisation de la radioprotection doivent être menées conjointement en suivant une logique itérative.

En fonction des résultats obtenus vous devez alors vous posez la question de la mise en œuvre d’actions en matière d’optimisation.

Exemples : ajout d’une protection biologique, changement d’équipements de protection individuelle plus adaptés, formation aux postes de travail remaniée, répétition de la gestuelle sans présence de radioactivité,…

 

4.3 Anomalies et Incidents

Y a-t-il eu des anomalies et incidents sur ce poste de travail ?

- en respectant les procédures

- sans respect des procédures

Ces incidents ont-ils fait l’objet d’une déclaration :

- comme événement intéressant la radioprotection

- comme événement significatif en radioprotection auprès de l’ASN

Au même titre que les questions posées la répétition d’exercice peut être une source d’enseignements.

Le CETE a élaboré un certain nombre d’exercices de récupération de sources et d’appareil avec la collaboration des pompiers (SDIS et CMIR) et la participation de l’autorité de sûreté nucléaire (ASN).

« mise au point d’une méthode pour charger l’appareil en restant à distance,

à l’aide d’une bâche pour la récupération finale »

 

4.4 Les accidents du travail et les maladies professionnelles

Y a-t-il eu des précédents en termes de déclaration d’accident du travail ou de maladie professionnelle ?

En rappeler les circonstances.

 

4.5 Enregistrement de l’étude de poste de travail

Rappel réglementaire

Article R. 4454-1

Un travailleur ne peut être affecté à des travaux l'exposant à des rayonnements ionisants qu'après avoir fait l'objet d'un examen médical par le médecin du travail et sous réserve que la fiche médicale d'aptitude établie par ce dernier atteste qu'il ne présente pas de contre-indication médicale à ces travaux.

Cette fiche indique la date de l'étude du poste de travail et la date de la dernière mise à jour de la fiche d'entreprise.

La personne compétente en radioprotection devra transmettre la date à laquelle l’étude de poste a été réalisée au médecin du travail.

 

4.6 Conclusion

Outre l’aspect réglementaire et obligatoire, la réalisation d’une « étude de poste » est une tâche aux multiples avantages :

· Indispensable pour la réalisation de la fiche de prévision d’exposition,

· Très utile pour l’établissement de la fiche de poste,

· Outil indispensable pour établir les procédures les moins exposantes et compatibles avec les autres risques des chantiers de travaux publics,

· Prise de conscience, à l’autorité hiérarchique, des exigences qu’imposent, pour le transport et sur chantier :

o La radioprotection,

o La sécurité « traditionnelle »,

· Moyen indispensable pour détecter, avec l’aide de la « dosimétrie opérationnelle », une anomalie de protection d’une source de l’appareil, ou d’un relâchement des protocoles au niveau « radioprotection »,

· Formidable « terrain » pour la formation des agents manipulateur,

· Rencontre avec les services des « SDIS », en espérant, bien entendu, être dispensé de faire appel à eux,

· Moyen, non négligeable, de communication entre « Technicien Manipulateur », d’une part et « responsables Hygiène et Sécurité et P.C.R. », d’autre part.

Quel régime pour mon appareil ?

N° chrono : DOC-NT-13_1

Auteur : Niko

Résumé : Autorisation ? Déclaration ? Exemption ?

 

Procédure de réception d’une source non scellée

N° chrono : DOC-NT-12_1

Auteur : Marc Ammerich

Résumé : Lors de la réception d'une source radioactive non scellée, la PCR doit effectuer différentes actions.

 

1. Vérification du colis

Vérifier l’état général du colis (attention aux emballages apparemment détériorés) ainsi que la conformité des éléments figurant sur le certificat d'accompagnement de la source et ceux inscrits sur la commande correspondante.

Si l’emballage est détérioré, appelez sans retard le fournisseur.

Il faut apporter une vigilance particulière à la nature du radionucléide (conformité par rapport à la commande) et à son activité. Soyez en particulier vigilant aux unités.

Exemples pouvant être sources d’erreurs :

milli (m) au lieu de micro (µ). Certains logiciels informatiques ne reconnaissent pas forcément le caractère.

Utilisation des anciennes unités très fréquente dans le domaine médical (Ci, mCi, µCi).

 

2 .Vérification du débit d’équivalent de dose du colis

Mesurer le débit d’équivalent de dose au contact, et éventuellement, à 1 mètre de l'emballage : selon la réglementation des transports, le débit de dose équivalente ne doit pas excéder 0,1 mSv.h^-1 à 1 mètre du colis, et 2 mSv.h^-1 au contact.

Vérifier que l’indice de transport indiqué sur l’étiquette (s’il s’agit d’étiquettes 7B ou 7C) est inférieur à 10.

 

3 .Vérification de la non contamination surfacique du colis

Contrôler la non contamination du colis et de la boîte contenant la solution radioactive (souvent contenue dans un flacon type pénicilline), soit par mesure directe, soit par frottis sec ou légèrement humide, au moyen d’une sonde appropriée aux rayonnements émis par la source ; un emballage contaminé devra être repris par le fournisseur : il est donc souhaitable de réaliser ces actions de contrôle des sources(dans la mesure du possible) avant de signer le bon de livraison.

 

4. Mise à jour du registre (ou un système équivalent) des sources détenues

Dans ce registre ou ce fichier indiquer :

- les radionucléides commandés et le nom des fournisseurs,

- leur date de réception,

- leur activité initiale (activités massique, volumique et totale),

- le lieu de manipulation,

- les quantités prélevées et les dates des prélèvements,

- l’identification des sources « diluées », fabriquées à partir des sources mères, et l’identification des échantillons fabriqués en interne,

- le nom des utilisateurs,

- le milieu chimique qui peut avoir une importance,

- les activités mises aux déchets.

De plus, comme pour les sources scellées, chaque source non scellée doit avoir un dossier récapitulatif, constitué d’une fiche inventaire, une fiche de suivi et notamment le nombre d’échantillons qui ont été fabriqués, du formulaire de demande de radionucléides en sources non scellées (formulaire IRSN), du bon de commande, du bon de livraison et les certificats d’activité (voire d’étalonnage selon les besoins) établis par le fournisseur.

La fiche de réception de la source est donné ci-après.

 

Fiche de réception
Date :
Expéditeur :				Destinataire :         Entité utilisatrice :
Emballage utilisé	Type : excepté o A o B o
Nombre de colis
Radionucléide :		Activité :			Etat physique
Contrôle non radiologique
	Etiquetage colis		Indice de transport – IT =
			Etiquette du (des) colis : 7A o 7B o 7C o
	Véhicule		Plaque orange : OUI o NON o
			Etiquette 7D : OUI o NON o
Contrôle radiologique
Contamination non fixée			Alpha : ………….. Bq.cm-2			Bêta : ………….. Bq.cm-2
Débit d’équivalent de dose			Contact : ………….. mSv.h-1			A 1 m : ………….. mSv.h-1
Transporteur
Société :
Attestation chauffeur classe 7			OUI o NON o
Présence et connaissance des consignes de sécurité			OUI o NON o
			Visa

 

Publication ICRP et ICRU

N° chrono : DOC-NT-9_2

Auteur : Marc Ammerich

Éditeur : domino (avril 2015)

Résumé : Les publications de la commission internationale de protection radiologique (ICRP) et de la commission internationale des unités et mesures (ICRU).

 

PUBLICATIONS ICRP

 

N°	TITRE
1	Recommandations of the International Commission on Radiological Protection - 1958
2	Permissible dose for internal radiation + version française ( 3 ex. ) - 1959
3	La protection contre les rayons X d'énergie inférieure à 3 MeV et les rayons bêta et gamma provenant des sources scellées ( version française ) - 1960
4	Protection against electromagnetic radiation above 3 MeV and electrons, neutrons and protons - 1962
5	Handling and disposal of radioactive materials in hospitals and medical research establishments - 1964
6	recommendations of the international commission on radiological protection + version française - 1962
7	Principles of environmental monitoring related to the handling of radioactive materials + traduction française ( 2 ex. ) - 1965
8	The evaluation of risk from radiation - 1965
9	Recommendations of the international commission on radiological protection ( 2 ex. ) - 1965
10A	The assessment of internal contamination resulting recurrent or prolonged uptakes - 1969
11	A review of the radiosensitivity of the tissues in bone - 1967
12	General principles of monitoring for radiation protection of workers - 1968
13	Radioprotection in schools for pupils up to the age of 18 years - 1968
14	Radiosensitivity and spatial distribution of dose - 1969
15	Protection against ionizing radiation from external sources - 1969
16	Protection of the patient in X-ray diagnosis - 1969
17	Protection of the patient in radionuclide investigations - 1969
18	The RBE for high-LET radiations with respect to mutagenesis - 1972
19	The metabolism of compounds of plutonium and other actinides - 1972
20	Alkaline earth metabolism in adult man - 1972
21	Data for protection against ionizing radiation from external sources : supplement to ICPR publication 15 - 1971
22	Les implications des recommendations de la commission de maintenir les doses aux valeurs les plus faibles qu'il soit possible d'atteindre sans difficulté - 1973
23	Report of the task group on reference man - 1974
24	Radiation protection in uranium and other mines - 1976
25	The handling, storage, use and disposal of unsealed radionuclides in hospitals and medical research establishments - 1976
26	Recommendations of the international commission on radiological protection + version française - 1977
27	Problems involved in developing an index of harms - 1977
28	Statement from the 1978 Stockholm meeting of the ICRP. The principles and general procedures for handling emergency and accidental exposures of workers - 1977
29	Radionuclide release into the environment : assessment of dose to man - 1977
30-1	Limits for intakes of radionuclides by workers : part 1 - 1978
30-1s	supplement to part 1 - 1978
30-2	part 2 - 1978
30-2s	supplement to part 2 - 1978
30-3	part 3 - 1978
30-3sA	supplement A to part 3 - 1978
30-3sB	supplement B to part 3 - 1978
30-4	part 4 - 1987
30-I	index
31	Biological effects of inhaled radionuclides - 1979
32	Limits for inhalation of radon daughters by workers - 1981
33	Protection against ionizing radiation from external sources used in medecine - 1981
34	Protection of the patient in diagnostic radiology - 1982
35	General principles of monitoring for radiation protection of workers - 1982
36	Protection against ionizing radiation in the teaching of science - 1982
37	Cost-benefit analysis in the optimization of radiation protection - 1982
38	Radionuclide transformations energy and intensity of emissions - 1983
39	Principles for limiting exposure of the public to natural sources of radiation - 1983
40	Protection of the public in the event of major radiation accidents : principles for planning - 1984
41	Nonstochastic effects of ionizing radiation - 1984
42	A compilation of the major concepts and quantities in use by ICRP - 1984
43	Principles of monitoring for the radiation protection of the population - 1984
44	Protection of the patient in radiation therapy - 1984
45	Quantitative bases for developing a unified index of harm - 1985
46	Radiation protection principles for the disposal of solid radioactive waste - 1985
47	Radiation protection of workers in mines - 1985
48	The metabolism of plutonium and related elements - 1986
49	Developmental effects of irradiation on the brain of the embryo and fetus - 1986
50	Lung cancer risk from indoor exposures to radon daughters - 1986
51	Data for use in protection against external radiation - 1987
52	Protection of the patient in nuclear medicine - 1987
53	Radiation dose to patients from radiopharmaceuticals - 1987
54	Individual monitoring for intakes of radionuclides by workers : design and interpretation ( 2 ex. ) - 1987
55	Optimization and decision-making in radiological protection
56	Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 1 - 1989
57	Radiological protection of the worker in medicine and dentistry - 1989
58	RBE for deterministic effects - 1989
59	The biological basis for dose limitation in the skin - 1991
60	1990 recommendations of the international commission on radiological protection – 1990 ® base de la directive euratom 96/29
61	Annual limits on intake of radionuclides by workers based on the 1990 recommendations - 1990
62	Radiological protection in biomedical research
63	Principles for intervention for protection of the public in a radiological emergency - 1992
64	Protection from potential exposure : a conceptual framework
65	Protection against radon at home and at work - 1993
66	Human respiratory tract model for radiological protection - 1994
67	Age dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 2
68	Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers - 1994
69	Age dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 3 - 1995
70	Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection : the skeleton - 1995
71	Age dependent doses to the members of public from intake of radionuclides : part 4 inhalation dose coefficients - 1996
72	Age dependent doses to the members of public from intake of radionuclides : part 5 - 1996
73	Radiological protection and safety in medicine - 1996 ® base de la directive euratom 97/43
74	Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation - 1996
75	General principles for radiation protection of workers - 1997
76	Protection from potential exposure : application to selected radiation sources - 1997
77	radiological policy for the disposal of radioactive waste - 1998
78	Individual monitoring for internal exposure of workers - 1998
79	Genetic susceptibility to cancer - 1999
80	Radiation doses to patients from radiopharmaceuticals - 1999
81	Radiation protection recommendations as applied to disposal of long-lived solid radioactive waste - 2000
82	Protection of the public in situations of prolonged radiation exposure - 2000
83	Risk estimation for multifactorial diseases - 2000
84	Reference Data for the Validation of Doses from Cosmic Radiation Exposure of Aircraft Crew
85	Avoidance of radiation injuries from medical interventional procedures - 2000
86	Prevention of accidental exposures to patients undergoing radiation therapy - 2000
87
88	Doses to the Embryo and Foetus from Intakes of Radionuclides by the Mother - 2001
89	Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection: reference values - 2001
90	Biological effects after prenatal irradiation (embryo and foetus)- 2002
91	A Framework for Assessing the Impact of Ionising Radiation on Non-Human Species - 2003
92	Relative Biological Effectiveness (RBE), Quality Factor (Q), and Radiation Weighting Factor (wR) - 2003
93	Managing Patient Dose in Digital Radiology - 2003
94	Release of Patients after Therapy with Unsealed Radionuclides - 2005
95	Doses to Infants from Ingestion of Radionuclide in Mother's Milk - 2006
96	Protecting People Against Radiation Exposure in the Event of a Radiological attack - 2005
97	Prevention of High-dose-rate Brachytherapy Accidents - 2005
98	Radiation Aspects of Brachytherapy for Prostate Cancer -2006
99	Low - Dose Extrapolation of Radiation Related Cancer Risk - 2006
100	Human Alimentary Tract Model for Radiological Protection - 2007
101	Assessing Dose of the Representative Person for the Purpose of Radiation Protection of the Public and the Optimisation of Radiological Protection - 2007
102	Managing Patient Dose in Multi-Detector Computed Tomography (MDCT) - 2007
103	Recommendations of the ICRP – 2007
104	Publication 104: Scope of Radiological Protection Control Measures – 2008
105	Radiological Protection in Medicine – 2008
106	Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals: Addendum 3 to ICRP Publication 53,- 2008
107	Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations - 2008
108	Environmental Protection: the Concept and Use of Reference Animals and Plants - 2008.
109	Application of the Commission’s Recommendations’ for the Protection of People in Emergency Exposure Situations
110	Adult Reference Computational Phantoms
111	Application of the Commission’s Recommendations for the Protection of People Living in Long- term Contaminated Areas after a Nuclear Accident or a Radiation Emergency
112	Preventing Accidental Exposures from New External Beam Radiation Therapy Technologies
113	Education and Training in Radiological Protection for Diagnostic and Interventional Procedures
114	Environmental Protection: Transfer Parameters for Reference Animals and Plants
115	Lung Cancer Risk from Radon and Progeny and Statement on Radon
116	Conversion Coefficients for Radiological Protection from External Radiation Exposures
117	Radiological Protection in Fluoroscopically Guided Procedures outside of the Imaging Department
118	ICRP Statement on Tissue Reaction/ Early and Late Effects of Radiation in Normal Tissues and Organs- Threshold Doses for Tissue Reactions in Radiation Protection Context
119	Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60
	Proceedings of the First ICRP Symposium on the International System of Radiological Protection
120	Radiological Protection in Cardiology
121	Radiological Protection in Paediatric Diagnostic and Interventional Radiology
122	Radiological Protection in Geological Disposal of long-lived Solid Radiological Waste
123	Assessment of Radiation Exposure of Astronauts in Space
124	Protection of the Environment under Different Exposure Situation
125	Radiological Protection in Security Screening
126	Radiological Protection against Radon Exposure
127	Radiological Protection in Ion Beam Radiotherapy

 

 

PUBLICATIONS ICRU

 

N°	TITRE
1	Discussions on international units and standards for X-ray work ( révisée ) - 1927
2	International X-ray unit of intensity ( révisée ) - 1928
3	Report of committee on standardization of X-ray measurements ( révisée ) - 1934
4	Recommendations of the international committee for radiological units ( révisée ) - 1934
5	Recommendations of the international committee for radiological units ( révisée ) - 1937
6	Recommendations of the international commission on radiological protection and of the international commission on radiological units ( révisée ) - 1951
7	Recommendations of the international commission for radiological units ( révisée ) - 1954
8	Report of the international commission on radiological units and measurements ( révisée ) - 1956
9	Report of the international commission on radiological units and measurements ( révisée ) - 1959
10a	Radiation quantities and units ( révisée ) - 1962
10b	Physical aspects of irradiation - 1964
10c	Radioactivity - 1963
10d	Clinical dosimetry ( révisée ) - 1963
10e	Radiobiological dosimetry ( révisée ) - 1963
10f	Methods of evaluating radiological equipment and materials - 1963
11	Radiation quantities and units ( révisée ) - 1968
12	Certification of standardized radioactive sources - 1968
13	Neutron fluence, neutron spectra and kerma - 1969
14	Radiation dosimetry : X rays and gamma rays with maximum photon energies between 0,6 and 50 MeV - 1969
15	Cameras for image intensifier fluorography - 1969
16	Linear energy transfert - 1970
17	Radiation dosimetry : X rays generated at potentials of 5 to 150 kV - 1970
18	Specification of high activity gamma-ray sources - 1970
19	Radiation quantities and units ( révisée ) - 1971
19S	Dose equivalent - supplement to ICRU 19 ( révisée ) - 1973
20	Radiation protection instrumentation and its application - 1971
21	Radiation dosimetry : electrons with initial energies between 1 and 50 MeV ( révisée ) - 1972
22	Measurement of low-level radioactivity - 1972
23	Measurement of absorbed dose in a phantom irradiated by a single beam of X or gamma rays - 1973
24	Determination of absorbed dose in a patient irradiated by beams of X or gamma rays in radiotherapy procedures - 1976
25	Conceptual basis for the determination of dose equivalent - 1976
26	Neutron dosimetry for biology and medicine - 1977
27	An international neutron dosimetry intercomparaison - 1978
28	Basis aspects of high energy particle interactions and radiation dosimetry - 1978
29	Dose specification for reporting external beam therapy with photons and electrons ( révisée ) - 1978
30	Quantitative concepts and dosimetry in radiobiology - 1979
31	Average energy required to produce an ion pair - 1979
32	Methods of assessment of absorbed dose in clinical use of radionuclides - 1979
33	Radiation quantities and units - 1980
34	The dosimetry of pulsed radiation - 1982
35	Radiation dosimetry : electron beams with energies between 1 and 50 MeV - 1984
36	Microdosimetry - 1983
37	Stopping powers for electrons and positrons - 1984
38	Dose and volume specification for reporting intracavitary therapy in gynecology - 1985
39	Determination of dose equivalents resulting from external radiation sources - 1985
40	The quality factor in radiation protection - 1986
41	Modulation transfer function of screen-film systems - 1986
42	Use of computer in external beam radiotherapy procedures with high energy photons and electron - 1988
43	Determination of dose equivalent from external radiation sources-part 2 - 1988
44	Tissue substitutes in radiation dosimetry and measurement - 1989
45	Clinical neutron dosimetry-part 1 : determination of absorbed dose in a patient treated by external beams of fast neutrons - 1989
46	Photon, electron, proton and neutron interaction data for body tissues - 1992
47	Measurement of dose equivalents from external photon and electron radiations - 1992
48	Phantoms and computational models in therapy, diagnosis and protection - 1992
49	Stopping powers and ranges for protons and alpha particles - 1993
50	Prescribing, Recording and Reporting Photon Beam Therapy ( 1993 )
51	Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry ( 1993 )
52	Particle Counting in Radioactivity Measurements ( 1994 )
53	Gamma-Ray Spectrometry in the Environment ( 1995 )
54	Medical Imaging - The Assessment of Image Quality ( 1996 )
55	Secondary Electron Spectra from Charged Particle Interactions ( 1996 )
56	Dosimetry of External Beta Rays for Radiation Protection ( 1997 )
57	Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation ( 1998 )
58	Dose and Volume Specification for Reporting Interstitial Therapy ( 1997 )
59	Clinical Proton Dosimetry – Part I: Beam Production, Beam Delivery and Measurement of Absorbed Dose ( 1998 )
60	Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation ( 1998 )
61	Tissues Substitutes, Phantoms and Computation Modelling in Medical Ultrasound ( 1999 )
62	Prescribing, Recording and Reporting Photon Beam Therapy (Supplement to ICRU Report 50) ( 1999 )
63	Nuclear Data for Neutron and Proton Radiotherapy and for Radiation Protection with Data CD ( 2000 )
64	Dosimetry of High-Energy Photon Beams Based on Standards of Absorbed Dose to Water (2001), Journal of the ICRU, vol.1 no.1, available only from OUP
65	Quantities, Units and Terms in Radioecology ( 2001 ), Journal of the ICRU, vol.1 no.2, available only from OUP
66	Determination of Operational Dose Equivalent Quantities for Neutrons ( 2001 ), Journal of the ICRU, vol.1 no.3, available only from OUP
67	Absorbed-Dose Specification in Nuclear Medicine ( 2002 ), Journal of the ICRU, vol.2 no.1, available only from OUP
68	Retrospective Assessment of Exposure to Ionising Radiation(2002), Journal of the ICRU, vol.2 no.2, available only from OUP
69	Direct Determination of the Body Content of Radionuclides(2003), Journal of the ICRU, vol.3 no.1, available only from OUP,
70	Image Quality in Chest Radiography(2003), Journal of the ICRU, vol.3 no.2, available only from OUP
71	Prescribing, Recording, and Reporting Electron Beam Therapy(2004), Journal of the ICRU, vol.4 no.1, available only from OUP
72	Dosimetry of Beta Rays and Low-Energy Photons for Brachytherapy with Sealed Sources (2004), Journal of the ICRU, vol.4 no.2, available only from OUP
73	Stopping of Ions Heavier Than Helium (2005), Journal of the ICRU, vol.5 no.1, available only from OUP
74	Patient Dosimetry for X Rays used in Medical Imaging (2005), Journal of the ICRU, vol.5 no.2, available only from OUP
75	Sampling of Radionuclides in the Environment (2006), Journal of the ICRU, vol.6 no.1, available only from OUP
76	Measurement Quality Assurance for Ionizing Radiation Dosimetry (2006), Journal of the ICRU, vol.6 no.2, available only from OUP