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Timestamp: 2020-01-24 04:12:01+00:00
Document Index: 165467344

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Radioprotection Cirkus - Notes techniques Cirkus (articles)
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Notes techniques Cirkus (articles)
Etude de poste gammadensimètre
Publication : mercredi 23 décembre 2015 14:19
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.
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.
- le cas échéant, définir les équipements de protection individuelle,
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.
Code de la santé publique : articles R.1333-55 à 74
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).
La démarche consiste donc à analyser les points ci-dessous:
Conception des postes de travail, choix des équipements de travail et des méthodes de travail et de production
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
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
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
Quelles sont les principales caractéristiques des tâches confiées aux opérateurs ?
Faire la mesure de la densité des chaussées
Obtenir une valeur pour estimer de la densité des matériaux déposés
Quelle est la chronologie des tâches qui lui sont confiées ?
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.
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
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.
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) ?
Quels sont les moyens de prévention collectifs et individuels ?
Utilisé pendant le transport
Quelle signalisation est en place (si elle nécessaire) ?
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 :
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.
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
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
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.
Cette fiche de prévision d’exposition a une importance capitale.
D’une part elle permettra de réaliser la fiche de poste et d’appréhender si d’autres risques associés doivent imposer des mesures de sécurité supplémentaires (c’est très courant sur les chantiers de travaux public).
De surveiller avec la dosimétrie « opérationnelle » s’il n’y a pas de dérive en protection ou de relâchement dans les protocoles de sécurité
Dans le cas de l’exposition externe, les équipements de protection individuelle sont à prendre en compte. Les données collectées doivent permettre d’estimer les doses que les travailleurs sont susceptibles de recevoir au corps entier (dose efficace) ou sur une partie du corps (dose équivalente), sur les douze derniers mois. Pour chaque travailleur, il convient de considérer les tâches qu’il réalise en moyenne sur une période de référence. Les doses associées à chaque tâche sont pondérées par la fréquence de réalisation de la tâche, puis sommées, et le résultat est extrapolé sur une base annuelle.
Si cette extrapolation conduit à des valeurs supérieures aux trois dixièmes d’une des limites réglementaires Annuelles, le travailleur est classé en catégorie A.
Dans le cas contraire, si la dose efficace est plus grande que 1 mSv, ou si l’une des doses équivalentes au cristallin (yeux) et à la peau (en valeur moyenne pour toute surface de 1 cm2) est respectivement plus grande que 15 mSv et 50 mSv (article R. 1333-8 du code de la santé publique), le travailleur est classé en catégorie B.
Sinon il peut être considéré comme non exposé.
En tout état de cause, la définition des catégories du personnel relève in fine de la responsabilité du chef d’établissement, après avis du médecin du travail (notamment pour les catégories A).
Dans le cas de la manipulation fréquente des sources, il est d’usage d’opérer un classement en catégorie B pour des raisons de surveillance du personnel même si les chiffres montrent à l’évidence que l’on a du personnel pouvant être considéré comme non exposé.
Ce qui amène également à la rédaction d’une fiche de poste et d’exposition. Nous vous proposons ici le modèle du CETE du laboratoire régional d’Autun.
4.2 Optimisation de la radioprotection
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
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.
Catégorie : Notes techniques Cirkus (articles)
Quel régime pour mon appareil ?
Publication : mercredi 23 décembre 2015 13:37
N° chrono : DOC-NT-13_1
Résumé : Autorisation ? Déclaration ? Exemption ?
Pour connaître le régime auquel vous êtes soumis vis-à-vis de l’ASN, il vous suffit de suivre le synoptique présenté ci-dessous. Les dossiers de demande d’autorisation et de déclaration sont à télécharger directement sur le site de l’ASN (accessible via ce lien). Vous y trouverez plusieurs formulaires dépendant de l’activité concernée et du type de source de rayonnement comme par exemple :
1.Domaine médical :
· Appareils de radiodiagnostic médical et dentaire.
· Installation de scanographie (radiodiagnostic).
· Détention et d'utilisation de radionucléides en curiethérapie.
· Installation de radiothérapie externe (accélérateur de particules, appareils de télégammagraphie).
· Détention et d'utilisation de radionucléides en médecine nucléaire et en recherche biomédicale.
· Irradiateurs de produits sanguins et chromatographes en phase gazeuse.
2.Industrie et recherche :
· Appareils électriques émettant des rayons x ou des accélérateurs de particules (à l'exclusion des utilisations sur l'homme ou de la recherche biomédicale).
· Fabrication, détention, utilisation ou manipulation de radionucléides ou de dispositifs ou de produits en contenant (à l'exclusion de l'utilisation sur l'homme ou de la recherche biomédicale).
· Fournisseurs de sources radioactives, importation/exportation de sources radioactives (à l'exclusion des utilisations sur l'homme ou de la recherche biomédicale).
· Détention et d'utilisation des appareils contenant des sources radioactives pour la détection du plomb dans les peintures.
· Détention et d'utilisation de sources radioactives non scellées et de sources radioactives scellées associées.
Il est fortement recommandé de conserver un double du dossier que vous envoyez à l’ASN. Après que votre dossier soit réputé complet et analysé (dans un délai maximum de 6 mois), l’ASN vous transmettra un récépissé à conserver également. Ce récépissé aura une date de validité dans le cadre des autorisations de détention et d’utilisation de radionucléides et/ou d’utilisation de générateurs de rayonnements X (ou accélérateurs); le dossier sera alors à renouveler et à renvoyer à l’ASN dans les six mois précédent la date d’échéance. D’autre part, la déclaration ou l’autorisation est à renouveler ou à modifier dans les cas suivants (les précisions sont détaillées dans les dossiers):
· Changement d’appareil et/ou adjonction d’appareil et/ou élimination d’appareil.
· Modifications techniques de l’installation.
· Changement de local ou modification du local.
· Changement d’activité, nouvelle activité, ou arrêt d’une activité.
· Changement du responsable de l’activité.
· Changement d’employeur.
· Changement de raison sociale de l’établissement.
· Changement d’adresse de l’établissement.
· Changement de PCR.
Si l’établissement a un caractère industriel ou commercial et qu’il s’y exerce une activité (autre que nucléaire) soumise à autorisation préfectorale, alors l’arrêté préfectoral vaut autorisation de détention au sens du code de la santé publique (votre autorité de tutelle devient la DREAL (Direction Régionale de l’Environnement, de l’Aménagement et du Logement).
En cas de doute ou problème sur la constitution du dossier de demande d’autorisation ou de déclaration, il est fortement conseillé de prendre contact avec la division de l’ASN territorialement compétente.
Annexe 1 : Seuil d’exemption par radionucléides
Nota : La concentration par unité de masse n’est utilisable pour le calcul du seuil Q, que si les quantités ne dépassent pas une tonne.
Tableau A extrait du CSP
JO n° 260 du 09/11/2007 texte numéro 30
C14 monoxyde
Mg 28+
Ti 44+
Fe 60+
Ge 68+
Rb 83+
Sr 82+
Y 87+
Tc 95m+
Sb 121m+
Sn 126+
Sb 120 (période 5,76 jours)
Sb 120 (période 15,89 mn)
Sb 128 (période 10,4 mn)
Xe 122+
Pm 148m+
Gd 146+
Hf 172+
W 178+
W 188+
Re 189+
Os 194+
Ir 189+
Pt 188+
Hg 194+
Hg 195m+ (organique)
Hg 195m+ (inorganique)
Bi 210m+
Ac 225+
Ac 227+
Annexe 2 : Appareil de radiodiagnostic médical soumis à déclaration
· Appareils d’ostéodensitométrie.
· Appareils de mammographie.
· Appareils mobiles/transportables de radiologie (radiologie au lit du patient ou en bloc opératoire) à l’exclusion des appareils de radiologie interventionnelle.
· Appareils de radiologie à poste fixe (ensemble des actes de radiodiagnostic à l’exclusion des installations de scanographie).
· Appareils de tomographie volumique à faisceau conique (à l’exclusion des scanners).
· Appareils de radiologie interventionnelle, arceaux mobiles destinés à la radiologie interventionnelle.
· Appareils de radiographie endobuccale, appareils de radiographie panoramique avec ou sans dispositif de
· tomographie volumique à faisceau conique.
· Appareils de téléradiographie crânienne.
· Appareils mobiles/transportables et portatifs de radiologie dentaire.
Appareils de radiodiagnostic vétérinaire utilisés exclusivement à poste fixe et dont le faisceau d’émission de rayons X est directionnel et vertical, à l’exclusion de l’ensemble des appareils de tomographie.
En attente de publication par l’ASN.
§ Code de la santé publique, Section 3 Articles R1333-17 à R1333-37.
§ Arrêté du 29 janvier 2010 ; N°NOR : SASP1003343A.
§ Arrêté du 29 janvier 2010 ; N°NOR : SASP1003347A.
§ Dossiers de déclarations et de demande d’autorisation ASN.
Publications ICRP et ICRU
Publication : mercredi 23 décembre 2015 12:55
Publication ICRP et ICRU
Résumé : Les publications de la commission internationale de protection radiologique (ICRP) et de la commission internationale des unités et mesures (ICRU).
PUBLICATIONS ICRP
Recommandations of the International Commission on Radiological Protection - 1958
Permissible dose for internal radiation + version française ( 3 ex. ) - 1959
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
Protection against electromagnetic radiation above 3 MeV and electrons, neutrons and protons - 1962
Handling and disposal of radioactive materials in hospitals and medical research establishments - 1964
recommendations of the international commission on radiological protection + version française - 1962
Principles of environmental monitoring related to the handling of radioactive materials + traduction française ( 2 ex. ) - 1965
The evaluation of risk from radiation - 1965
Recommendations of the international commission on radiological protection ( 2 ex. ) - 1965
The assessment of internal contamination resulting recurrent or prolonged uptakes - 1969
A review of the radiosensitivity of the tissues in bone - 1967
General principles of monitoring for radiation protection of workers - 1968
Radioprotection in schools for pupils up to the age of 18 years - 1968
Radiosensitivity and spatial distribution of dose - 1969
Protection against ionizing radiation from external sources - 1969
Protection of the patient in X-ray diagnosis - 1969
Protection of the patient in radionuclide investigations - 1969
The RBE for high-LET radiations with respect to mutagenesis - 1972
The metabolism of compounds of plutonium and other actinides - 1972
Alkaline earth metabolism in adult man - 1972
Data for protection against ionizing radiation from external sources : supplement to ICPR publication 15 - 1971
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
Report of the task group on reference man - 1974
Radiation protection in uranium and other mines - 1976
The handling, storage, use and disposal of unsealed radionuclides in hospitals and medical research establishments - 1976
Recommendations of the international commission on radiological protection + version française - 1977
Problems involved in developing an index of harms - 1977
Statement from the 1978 Stockholm meeting of the ICRP. The principles and general procedures for handling emergency and accidental exposures of workers - 1977
Radionuclide release into the environment : assessment of dose to man - 1977
Limits for intakes of radionuclides by workers : part 1 - 1978
supplement to part 1 - 1978
part 2 - 1978
supplement to part 2 - 1978
part 3 - 1978
30-3sA
supplement A to part 3 - 1978
30-3sB
supplement B to part 3 - 1978
part 4 - 1987
Biological effects of inhaled radionuclides - 1979
Limits for inhalation of radon daughters by workers - 1981
Protection against ionizing radiation from external sources used in medecine - 1981
Protection of the patient in diagnostic radiology - 1982
General principles of monitoring for radiation protection of workers - 1982
Protection against ionizing radiation in the teaching of science - 1982
Cost-benefit analysis in the optimization of radiation protection - 1982
Radionuclide transformations energy and intensity of emissions - 1983
Principles for limiting exposure of the public to natural sources of radiation - 1983
Protection of the public in the event of major radiation accidents : principles for planning - 1984
Nonstochastic effects of ionizing radiation - 1984
A compilation of the major concepts and quantities in use by ICRP - 1984
Principles of monitoring for the radiation protection of the population - 1984
Protection of the patient in radiation therapy - 1984
Quantitative bases for developing a unified index of harm - 1985
Radiation protection principles for the disposal of solid radioactive waste - 1985
Radiation protection of workers in mines - 1985
The metabolism of plutonium and related elements - 1986
Developmental effects of irradiation on the brain of the embryo and fetus - 1986
Lung cancer risk from indoor exposures to radon daughters - 1986
Data for use in protection against external radiation - 1987
Protection of the patient in nuclear medicine - 1987
Radiation dose to patients from radiopharmaceuticals - 1987
Individual monitoring for intakes of radionuclides by workers : design and interpretation ( 2 ex. ) - 1987
Optimization and decision-making in radiological protection
Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 1 - 1989
Radiological protection of the worker in medicine and dentistry - 1989
RBE for deterministic effects - 1989
The biological basis for dose limitation in the skin - 1991
1990 recommendations of the international commission on radiological protection – 1990 ® base de la directive euratom 96/29
Annual limits on intake of radionuclides by workers based on the 1990 recommendations - 1990
Principles for intervention for protection of the public in a radiological emergency - 1992
Protection from potential exposure : a conceptual framework
Protection against radon at home and at work - 1993
Human respiratory tract model for radiological protection - 1994
Age dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 2
Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers - 1994
Age dependent doses to members of the public from intake of radionuclides : part 3 - 1995
Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection : the skeleton - 1995
Age dependent doses to the members of public from intake of radionuclides : part 4 inhalation dose coefficients - 1996
Age dependent doses to the members of public from intake of radionuclides : part 5 - 1996
Radiological protection and safety in medicine - 1996
® base de la directive euratom 97/43
Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation - 1996
General principles for radiation protection of workers - 1997
Protection from potential exposure : application to selected radiation sources
radiological policy for the disposal of radioactive waste - 1998
Individual monitoring for internal exposure of workers - 1998
Genetic susceptibility to cancer - 1999
Radiation doses to patients from radiopharmaceuticals - 1999
Radiation protection recommendations as applied to disposal of long-lived solid radioactive waste - 2000
Protection of the public in situations of prolonged radiation exposure - 2000
Risk estimation for multifactorial diseases - 2000
Reference Data for the Validation of Doses from Cosmic Radiation Exposure of Aircraft Crew
Avoidance of radiation injuries from medical interventional procedures - 2000
Prevention of accidental exposures to patients undergoing radiation therapy - 2000
Doses to the Embryo and Foetus from Intakes of Radionuclides by the Mother - 2001
Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection: reference values - 2001
Biological effects after prenatal irradiation (embryo and foetus)- 2002
A Framework for Assessing the Impact of Ionising Radiation on Non-Human Species - 2003
Relative Biological Effectiveness (RBE), Quality Factor (Q), and Radiation Weighting Factor (wR) - 2003
Managing Patient Dose in Digital Radiology - 2003
Release of Patients after Therapy with Unsealed Radionuclides - 2005
Doses to Infants from Ingestion of Radionuclide in Mother's Milk - 2006
Protecting People Against Radiation Exposure in the Event of a Radiological attack - 2005
Prevention of High-dose-rate Brachytherapy Accidents - 2005
Radiation Aspects of Brachytherapy for Prostate Cancer -2006
Low - Dose Extrapolation of Radiation Related Cancer Risk - 2006
Human Alimentary Tract Model for Radiological Protection - 2007
Assessing Dose of the Representative Person for the Purpose of Radiation Protection of the Public and the Optimisation of Radiological Protection - 2007
Managing Patient Dose in Multi-Detector Computed Tomography (MDCT) - 2007
Recommendations of the ICRP – 2007
Publication 104: Scope of Radiological Protection Control Measures – 2008
Radiological Protection in Medicine – 2008
Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals: Addendum 3 to ICRP Publication 53,- 2008
Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations - 2008
Environmental Protection: the Concept and Use of Reference Animals and Plants - 2008.
Application of the Commission’s Recommendations’ for the Protection of People in Emergency Exposure Situations
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
Conversion Coefficients for Radiological Protection from External Radiation Exposures
Radiological Protection in Fluoroscopically Guided Procedures outside of the Imaging Department
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
Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60
Radiological Protection in Geological Disposal of long-lived Solid Radiological Waste
Protection of the Environment under Different Exposure Situation
PUBLICATIONS ICRU
Discussions on international units and standards for X-ray work ( révisée ) - 1927
International X-ray unit of intensity ( révisée ) - 1928
Report of committee on standardization of X-ray measurements ( révisée ) - 1934
Recommendations of the international committee for radiological units ( révisée ) - 1934
Recommendations of the international committee for radiological units ( révisée ) - 1937
Recommendations of the international commission on radiological protection and of the international commission on radiological units ( révisée ) - 1951
Recommendations of the international commission for radiological units ( révisée ) - 1954
Report of the international commission on radiological units and measurements ( révisée ) - 1956
Report of the international commission on radiological units and measurements ( révisée ) - 1959
Radiation quantities and units ( révisée ) - 1962
Physical aspects of irradiation - 1964
Radioactivity - 1963
Clinical dosimetry ( révisée ) - 1963
Radiobiological dosimetry ( révisée ) - 1963
Methods of evaluating radiological equipment and materials - 1963
Radiation quantities and units ( révisée ) - 1968
Certification of standardized radioactive sources - 1968
Neutron fluence, neutron spectra and kerma - 1969
Radiation dosimetry : X rays and gamma rays with maximum photon energies between 0,6 and 50 MeV - 1969
Cameras for image intensifier fluorography - 1969
Linear energy transfert - 1970
Radiation dosimetry : X rays generated at potentials of 5 to 150 kV - 1970
Specification of high activity gamma-ray sources - 1970
Radiation quantities and units ( révisée ) - 1971
Dose equivalent - supplement to ICRU 19 ( révisée ) - 1973
Radiation protection instrumentation and its application - 1971
Radiation dosimetry : electrons with initial energies between 1 and 50 MeV ( révisée ) - 1972
Measurement of low-level radioactivity - 1972
Measurement of absorbed dose in a phantom irradiated by a single beam of X or gamma rays - 1973
Determination of absorbed dose in a patient irradiated by beams of X or gamma rays in radiotherapy procedures - 1976
Conceptual basis for the determination of dose equivalent - 1976
Neutron dosimetry for biology and medicine - 1977
An international neutron dosimetry intercomparaison - 1978
Basis aspects of high energy particle interactions and radiation dosimetry - 1978
Dose specification for reporting external beam therapy with photons and electrons ( révisée ) - 1978
Quantitative concepts and dosimetry in radiobiology - 1979
Average energy required to produce an ion pair - 1979
Methods of assessment of absorbed dose in clinical use of radionuclides - 1979
Radiation quantities and units - 1980
The dosimetry of pulsed radiation - 1982
Radiation dosimetry : electron beams with energies between 1 and 50 MeV - 1984
Microdosimetry - 1983
Stopping powers for electrons and positrons - 1984
Dose and volume specification for reporting intracavitary therapy in gynecology - 1985
Determination of dose equivalents resulting from external radiation sources - 1985
The quality factor in radiation protection - 1986
Modulation transfer function of screen-film systems - 1986
Use of computer in external beam radiotherapy procedures with high energy photons and electron - 1988
Determination of dose equivalent from external radiation sources-part 2 - 1988
Tissue substitutes in radiation dosimetry and measurement - 1989
Clinical neutron dosimetry-part 1 : determination of absorbed dose in a patient treated by external beams of fast neutrons - 1989
Photon, electron, proton and neutron interaction data for body tissues - 1992
Measurement of dose equivalents from external photon and electron radiations - 1992
Phantoms and computational models in therapy, diagnosis and protection - 1992
Stopping powers and ranges for protons and alpha particles - 1993
Prescribing, Recording and Reporting Photon Beam Therapy ( 1993 )
Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry ( 1993 )
Particle Counting in Radioactivity Measurements ( 1994 )
Gamma-Ray Spectrometry in the Environment ( 1995 )
Medical Imaging - The Assessment of Image Quality ( 1996 )
Secondary Electron Spectra from Charged Particle Interactions ( 1996 )
Dosimetry of External Beta Rays for Radiation Protection ( 1997 )
Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation ( 1998 )
Dose and Volume Specification for Reporting Interstitial Therapy ( 1997 )
Clinical Proton Dosimetry – Part I: Beam Production, Beam Delivery and Measurement of Absorbed Dose ( 1998 )
Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation ( 1998 )
Tissues Substitutes, Phantoms and Computation Modelling in Medical Ultrasound ( 1999 )
Prescribing, Recording and Reporting Photon Beam Therapy (Supplement to ICRU Report 50) ( 1999 )
Nuclear Data for Neutron and Proton Radiotherapy and for Radiation Protection with Data CD ( 2000 )
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
Quantities, Units and Terms in Radioecology ( 2001 ), Journal of the ICRU, vol.1 no.2, available only from OUP
Determination of Operational Dose Equivalent Quantities for Neutrons ( 2001 ), Journal of the ICRU, vol.1 no.3, available only from OUP
Absorbed-Dose Specification in Nuclear Medicine ( 2002 ), Journal of the ICRU, vol.2 no.1, available only from OUP
Retrospective Assessment of Exposure to Ionising Radiation(2002), Journal of the ICRU, vol.2 no.2, available only from OUP
Direct Determination of the Body Content of Radionuclides(2003), Journal of the ICRU, vol.3 no.1, available only from OUP,
Image Quality in Chest Radiography(2003), Journal of the ICRU, vol.3 no.2, available only from OUP
Prescribing, Recording, and Reporting Electron Beam Therapy(2004), Journal of the ICRU, vol.4 no.1, available only from OUP
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
Stopping of Ions Heavier Than Helium (2005), Journal of the ICRU, vol.5 no.1, available only from OUP
Patient Dosimetry for X Rays used in Medical Imaging (2005), Journal of the ICRU, vol.5 no.2, available only from OUP
Sampling of Radionuclides in the Environment (2006), Journal of the ICRU, vol.6 no.1, available only from OUP
Measurement Quality Assurance for Ionizing Radiation Dosimetry (2006), Journal of the ICRU, vol.6 no.2, available only from OUP