Source: https://www.admin.ch/opc/fr/classified-compilation/20163018/index.html
Timestamp: 2019-11-14 10:32:50+00:00
Document Index: 190108581

Matched Legal Cases: ['art. 53', 'art. 2', 'art. 68', 'art. 80', 'art. 82', 'art. 81', 'art. 33', 'art. 33', 'art. 10', 'art. 10', 'art. 61', 'art. 66', 'art. 22', 'art. 14', 'art. 70', 'art. 22', 'art. 17', 'art. 18', 'art. 23', 'art. 23', 'art. 23', 'art. 34', 'art. 40', 'art. 51', 'art. 159', 'art. 66', 'art. 15', 'art. 47', 'art. 18', 'art. 18', 'art. 24', 'art. 23', 'art. 23', 'art. 23', 'art. 156', 'art. 46', 'art. 6', 'art. 40']

RS 814.501.43 Ordonnance du DFI du 26 avril 2017 sur la dosimétrie individuelle et la dosimétrie de l’environnement (Ordonnance sur la dosimétrie)
814.501.43 Ordonnance du DFI du 26 avril 2017 sur la dosimétrie individuelle et la dosimétrie de l’environnement (Ordonnance sur la dosimétrie)
Ordonnance du DFI sur la dosimétrie individuelle et la dosimétrie de l’environnement
(Ordonnance sur la dosimétrie)
du 26 avril 2017 (Etat le 1er janvier 2018)
Le Département fédéral de l’intérieur (DFI), en accord avec l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire,
vu les art. 53, al. 4, 61, al. 4 et 5, 77, 167, al. 4, et 191, al. 5, de l’ordonnance du 26 avril 2017 sur la radioprotection (ORaP)1,
La présente ordonnance régit les dispositions techniques concernant la dosimétrie individuelle et celle de l’environnement et établit les exigences touchant aux systèmes dosimétriques.
Les définitions applicables à la présente ordonnance sont celles figurant à l’art. 2 et aux annexes 1 et 4 ORaP et ainsi qu’à l’annexe 1 de la présente ordonnance.
Les autorités qui délivrent l’agrément conformément à l’art. 68 ORaP exercent la surveillance sur les services de dosimétrie.
Art. 4 Objet de l’agrément d’un service de dosimétrie individuelle
L’agrément d’un service de dosimétrie individuelle concerne les aspects suivants:
détermination des grandeurs de mesure;
types de rayonnement et radionucléides mesurés;
méthodes de mesure utilisées;
format de l’annonce des doses.
Art. 5 Publication de l’agrément
Les autorités qui délivrent l’agrément publient la liste des services de dosimétrie individuelle agréés.
Art. 6 Mesure des composantes principales du rayonnement
1 S’il peut être démontré que, pour une personne, la dose efficace liée à l’irradiation externe par des photons ou des neutrons ne peut être supérieure à 10 % de la dose annuelle totale, on peut renoncer, avec l’accord de l’autorité de surveillance, à la détermination individuelle de cette composante du rayonnement.
2 La mesure de la dose efficace liée à l’incorporation dans les secteurs contrôlés au sens de l’art. 80, al. 1, ORaP est régie par les fiches spécifiques aux radionucléides figurant à l’annexe 15.
3 Pour les travaux effectués dans les zones visées à l’art. 82 ORaP, on peut, avec l’accord de l’autorité de surveillance, renoncer à déterminer la dose efficace résultant d’une incorporation pour les radionucléides qui, ensemble, ne sont pas susceptibles d’entraîner une dose individuelle totale supérieure à 1 mSv par an.
4 Lorsque, dans un secteur de travail au sens de l’art. 81 ORaP, le volume annuel d’utilisation dépasse 200 fois la limite d’autorisation (LA) dans le cadre de la manipulation de sources radioactives non scellées, ou 20 fois cette limite lorsqu’il s’agit de travaux avec des sources volatiles ou gazeuses, il faut procéder à une surveillance d’incorporation conformément à l’art. 33.
Art. 7 Dosimétrie des personnes astreintes en cas d’augmentation de la radioactivité
1 Les doses d’irradiation des personnes astreintes sont consignées et tenues à la disposition de l’Office fédéral de la santé publique.
2 La dosimétrie peut être effectuée par un service agréé de dosimétrie individuelle.
3 Si l’on soupçonne une incorporation, il faut procéder à une surveillance d’incorporation conformément à l’art. 33.
4 Dans des champs de radiation suffisamment connus et homogènes, on peut renoncer à une mesure individuelle de la dose à condition que celle-ci soit déterminée par calcul.
Chapitre 2 Irradiation externe des personnes
Section 1 Exécution de la dosimétrie
Art. 8 Port du dosimètre
1 Le dosimètre du corps entier doit être porté au niveau de la poitrine; les femmes enceintes le portent au niveau de l’abdomen.
2 Pour une situation particulière, l’autorité de surveillance peut prescrire une autre façon de porter le dosimètre.
Art. 9 Port de plusieurs dosimètres
1 Les personnes surveillées doivent porter plusieurs dosimètres quand la valeur de dose indiquée par un seul dosimètre n’est pas représentative de la dose efficace à cause de l’inhomogénéité du champ de radiation.
2 L’autorité de surveillance fixe au cas par cas comment:
la dose efficace doit être déterminée sur la base des doses corporelles partielles;
le service de dosimétrie individuelle doit annoncer les résultats.
3 Pour les personnes professionnellement exposées aux radiations qui doivent se tenir à proximité immédiate du patient lors d’activités en radiologie interventionnelle, le port d’un deuxième dosimètre est obligatoire.
4 L’autorité de surveillance peut exiger au cas par cas qu’un deuxième dosimètre soit porté pour d’autres activités.
Art. 10 Port d’un tablier de protection
1 Le dosimètre doit être porté sous le tablier de protection, au niveau de la poitrine. Lors de l’utilisation d’un deuxième dosimètre, celui-ci doit être porté sur le tablier de protection, au niveau de la poitrine. Il doit porter un signe distinctif apposé par le service de dosimétrie individuelle.
2 L’équivalent de dose individuel total – avec deux dosimètres – est calculé comme suit:
Htotal(10) = Hsous(10) + a ∙Hsur(10)
Htotal(0,07) = Hsous(0,07) + Hsur(0,07)
où Hsous représente la dose indiquée par le dosimètre placé sous le tablier et Hsur celle du dosimètre placé sur le tablier, et a = 0,1, lorsque le tablier de protection ne protège pas la glande thyroïde, ou a = 0,05, si le tablier la protège.
3 Le titulaire de l’autorisation annonce au service de dosimétrie individuelle:
les personnes pour lesquelles un deuxième dosimètre est nécessaire;
si ces personnes portent une protection de la glande thyroïde.
4 Le service de dosimétrie individuelle calcule l’équivalent de dose individuel total et annonce les valeurs de Hsous, Hsur et Htotal à l’entreprise mandante et au registre dosimétrique central.
Art. 11 Dose équivalente au cristallin
1 La dose équivalente au cristallin est supposée égale à l’équivalent de dose individuel en surface Hp(0,07) mesuré par le dosimètre du corps entier. Elle peut aussi être déterminée avec un dosimètre porté au niveau de l’oeil et annoncée comme telle.
2 Dans le cas de champs de radiation inhomogènes pour lesquels la dose au corps entier n’est pas représentative de la dose au cristallin, l’autorité de surveillance peut exiger au cas par cas le port d’un deuxième dosimètre au niveau des yeux.
3 Lors du port de deux dosimètres du corps entier et d’un tablier de protection, la dose équivalente au cristallin correspond à l’équivalent de dose individuel total en surface Htotal(0,07) visé à l’art. 10, al. 2.
4 En cas de port de lunettes de protection, l’expert en radioprotection détermine, avec l’accord de l’autorité de surveillance, un facteur de correction individuel correspondant à fC < 1 et le communique au service de dosimétrie individuelle. Celui-ci calcule la dose équivalente individuelle au cristallin comme suit et la communique à l’entreprise et au registre dosimétrique central:
Un dosimètre du corps entier: Hcristallin = fC * Hp(0,07)
Deux dosimètres du corps entier avec tablier de protection:
Hcristallin = Hsous(0,07) + fC * Hsur(0,07)
où les valeurs Hsous(0,07) et Hsur(0,07) sont déterminées conformément à l’art. 10, al. 2.
5 En cas de port d’un dosimètre du cristallin sur les lunettes de protection, le service de dosimétrie individuelle calcule et annonce les grandeurs suivantes à l’entreprise mandante et au registre dosimétrique central:
Hcristallin = fC * Hp(0,07) ou
Hcristallin = fC * Hp(3)
Art. 12 Dosimètre des extrémités
1 Lors d’activités impliquant des sources de radiations qui peuvent conduire à des hauts débits de dose au niveau des mains, le port d’un dosimètre des extrémités est en outre obligatoire. Cela vaut en particulier pour les activités suivantes:
manipulation de sources ã d’un volume annuel d’utilisation de plus de 200 LA;
manipulation de sources â d’une énergie maximale supérieure à 1 MeV dans des secteurs de travail de type B ou d’un volume annuel d’utilisation de plus de 200 LA;
examens de radiologie interventionnelle dans le domaine des doses élevées;
travaux de réglage sur des installations de rayons X analytiques.
2 L’autorité de surveillance peut exiger au cas par cas le port d’un dosimètre des extrémités lors d’autres activités pouvant conduire à une dose aux extrémités supérieure à 25 mSv par an.
3 Le dosimètre des extrémités est porté, dans la mesure du possible, à l’endroit où la dose la plus élevée est attendue.
Art. 13 Détermination de la dose équivalente aux extrémités lors de la manipulation de sources non scellées
1 Lors de la manipulation de sources non scellées, la dose équivalente aux extrémités est calculée comme suit, à partir de l’équivalent de dose indiqué par le dosimètre-bague et d’un facteur de correction:
Hextr. = fE* Hp(0,07)
où Hp(0,07) est l’équivalent de dose indiqué par le dosimètre-bague et fE le facteur de correction. Celui-ci vaut 5.
2 Le titulaire de l’autorisation peut, avec l’accord de l’autorité de surveillance, déterminer à l’aide de mesures appropriées des facteurs individuels de correction et les appliquer.
3 Le titulaire de l’autorisation annonce au service de dosimétrie individuelle les personnes qui travaillent avec des sources non scellées et leurs facteurs individuels de correction.
4 Le service de dosimétrie individuelle calcule la dose équivalente individuelle aux extrémités et annonce les valeurs de Hp(0,07), fE et Hextr. à l’entreprise mandante et au registre dosimétrique central.
Art. 14 Dosimètres individuels actifs utilisés en tant que deuxièmes dosimètres
L’autorité de surveillance peut, dans des cas particuliers, exiger le port de dosimètres individuels actifs (DIA), notamment:
lorsqu’un contrôle en continu de l’exposition des personnes présentes dans le champ de radiation doit être assuré (dosimétrie associée à une tâche);
lorsque des mesures doivent être prises en cas d’atteinte ou de dépassement des seuils d’alarme;
lorsque les personnes exposées aux radiations doivent être sensibilisées et informées en temps réel au sujet de la dose qu’elles reçoivent durant leur activité;
lorsque le comportement des personnes exposées dans le champ de radiation doit être optimisé afin de réduire les doses individuelle et collective;
lorsqu’une surveillance dosimétrique continue est indiquée pour s’assurer que la limite de dose pour l’enfant à naître n’est pas dépassée.
Art. 15 Allongement de la période de mesure
Un allongement de la période de mesure au-delà d’un mois, conformément à l’art. 61, al. 2, ORaP, est possible, avec l’accord de l’autorité de surveillance, notamment:
lorsque les personnes concernées sont surveillées en outre à l’aide de dosimètres individuels à lecture directe, ou
lorsqu’une dosimétrie d’ambiance, avec indication du débit de dose ou possibilité d’alarme, est effectuée.
Section 2 Exigences techniques auxquelles doivent répondre les systèmes de dosimétrie
Art. 16 Exigences générales
Les systèmes de mesure visés par l’art. 66, al. 2, let. d, ORaP doivent permettre la détermination des grandeurs opérationnelles pour la dosimétrie individuelle en cas d’irradiation externe définies à l’annexe 4 ORaP.
Art. 17 Exigences pour les conditions de mesure de routine
L’écart de la valeur de la dose Hm, déterminée dans les conditions de routine, à la valeur de référence Ht de la grandeur opérationnelle doit être situé, pour les photons, dans les limites fixées à l’annexe 2.
Art. 18 Exigences en vue de l’agrément
1 Les systèmes de dosimétrie doivent satisfaire aux exigences fixées dans les annexes 3 à 9.
2 L’écart entre la valeur de la dose indiquée et la valeur de référence, dans les conditions de référence fixées à l’art. 22, ne doit pas être supérieur à ±10 %.
3 Si les dosimètres sont portés dans un champ de radiation connu sensiblement différent du champ de référence, l’autorité qui délivre l’agrément peut autoriser au cas par cas l’application d’un facteur de normalisation relativement aux conditions de référence.
4 L’autorité qui délivre l’agrément peut autoriser une dérogation aux exigences des annexes 3 à 9 concernant la dépendance en fonction de l’énergie et le domaine de mesure. Le responsable du service de dosimétrie individuelle doit alors démontrer:
que son système de dosimétrie est utilisé dans des champs de radiation qui ne fournissent une contribution de dose significative que dans un domaine particulier d’énergie, ou
qu’en se basant sur des principes physiques ou des mesures techniques, le dépassement d’une dose maximale donnée n’est pas possible au cours de l’exposition aux rayonnements.
Art. 19 Exigences supplémentaires pour l’agrément de DIA
1 Les DIA doivent être soumis à un essai de type conforme aux règles reconnues de la technique.
2 Il faut garantir par des dispositions adéquates que les données dosimétriques ne peuvent pas être effacées avant leur transfert dans la banque de données du service de dosimétrie individuelle.
3 La dépendance de la mesure de dose en fonction du débit de dose doit être spécifiée, le cas échéant également pour un rayonnement pulsé.
4 Le dosimètre doit satisfaire aux exigences à son lieu d’utilisation.
Art. 20 Exigences auxquelles doivent répondre les DIA utilisés en tant que deuxièmes dosimètres
1 Les exigences concernant les DIA supplémentaires visées à l’art. 14 sont fixées par l’autorité de surveillance en fonction des applications concrètes. Elles comprennent:
les exigences minimales concernant la mesure;
l’étalonnage et le rattachement métrologique;
le réglage des seuils d’alarme;
l’assurance de qualité.
2 Après intervention, les valeurs de dose déterminées par un DIA doivent être évaluées et consignées.
Art. 21 Mesures d’intercomparaison
1 Lors des mesures d’intercomparaison visées par l’art. 70, al. 2, ORaP, la précision de mesure dans les conditions de référence fixées à l’art. 22 doit être contrôlée.
2 Si les valeurs de dose indiquées dans les conditions de référence s’écartent de plus de 10 % de la valeur de référence, le service de dosimétrie individuelle établit la raison de l’écart et effectue au besoin une nouvelle calibration du système dosimétrique.
3 Si des tests complémentaires sont effectués, à l’occasion d’intercomparaisons, les exigences fixées à l’art. 17 et aux annexes 3 à 9, compte tenu des exceptions fixées à l’art. 18, al. 3 et 4, doivent être satisfaites.
Section 3 Définitions et conditions techniques
Art. 22 Conditions de référence
Les conditions de référence sont définies comme suit: fantôme d’irradiation décrit à l’art. 23, dose située entre 2 et 10 mSv, et champs de radiation suivants:
pour les photons: source de césium-137;
pour les électrons: source de strontium-90/yttrium-90;
pour les neutrons: source d’américium-béryllium.
Art. 23 Définition du fantôme d’irradiation
1 Le fantôme d’irradiation pour la dosimétrie individuelle et la dosimétrie du cristallin permettant de mesurer l’équivalent de dose individuel en surface Hp(0,07) et l’équivalent de dose individuel en profondeur Hp(10) consiste en un récipient parallélépipédique en polyméthylmétacrylate/PMMA (plexiglas) des dimensions suivantes: 30×30×15 cm3. L’épaisseur de la paroi est de 2,5 mm pour la face frontale, 10 mm pour les autres faces. Le récipient est rempli d’eau.
2 L’autorité de surveillance fixe au cas par cas le fantôme à utiliser pour les dosimètres permettant de mesurer l’équivalent de dose au cristallin Hp(3).
3 Le fantôme d’irradiation pour les extrémités consiste en une tige en plexiglas d’un diamètre de 19 mm et d’une longueur de 300 mm.
Art. 24 Grandeurs de mesure
1 Les grandeurs opérationnelles de la dosimétrie individuelle doivent être déduites, à l’aide de coefficients de conversion fournis à l’annexe 10, des grandeurs de mesure suivantes:
kerma dans l’air (Ka) pour les photons;
dose absorbée dans l’air (Da) ou fluence (Ö) pour les électrons;
fluence (Ö) pour les neutrons.
2 La traçabilité des systèmes de mesure aux standards nationaux est effectuée par le biais des grandeurs définies à l’al. 1, let. a à c.
Art. 25 Géométrie d’irradiation pour les photons et les neutrons
1 Le champ de radiation doit être centré sur le fantôme et perpendiculaire à sa face d’entrée.
2 Le point de référence est le centre de la face avant du fantôme, derrière le dosimètre.
3 La distance entre la source et le fantôme doit être d’au moins 2 m.
4 Le champ de radiation doit couvrir complètement le fantôme.
Art. 26 Géométrie d’irradiation pour le rayonnement bêta
3 La distance entre la source et le fantôme doit être d’au moins 20 cm et d’au plus 50 cm.
Art. 27 Champs de radiation de référence
Les champs de radiation de référence visés par l’annexe 10 doivent correspondre aux normes ISO1 40372 (faisceaux de photons), ISO 85293 (faisceaux de neutrons) et ISO 69804 (faisceaux de rayonnement bêta).
1 International Organization for Standardization. Les normes techniques de l’ISO citées dans la présente ordonnance peuvent être consultées gratuitement auprès de l’Office fédéral de la santé publique, 3003 Berne ou obtenues contre paiement auprès de l’Association suisse de normalisation (SNV), Sulzerallee 70, 8404 Winterthour; www.snv.ch.
2 ISO 4037-1, édition: 1996-120. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres, et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons – Partie 1: Caractéristiques des rayonnements et méthodes de production. ISO 4037-2, édition:1997-12. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres, et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons - Partie 2: Dosimétrie pour la radioprotection dans les gammes d’énergie de 8 keV à l,3 MeV et de 4 MeV à 9 MeV. ISO 4037—3, édition: 1999-06. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons – Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d’ambiance) et individuels et mesurage de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence. ISO 4037-4, édition: 2004-10. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons – Partie 4: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d’ambiance) et individuels dans des champs de référence X de faible énergie.
3 ISO 8529-1, édition: 2001-02. Rayonnements neutroniques de référence – Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production. ISO 8529-2, édition: 2000-08. Rayonnements neutroniques de référence – Partie 2: Concepts d’étalonnage des dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement. ISO 8529-3, édition: 1998-11. Rayonnements neutroniques de référence – Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d’ambiance) et individuels et détermination de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence des neutrons.
4 ISO 6980, édition: 1996-10. Rayonnements bêta de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie bêta.
Art. 28 Conditions pour le contrôle de la dépendance énergétique
La dépendance énergétique est contrôlée en irradiant le fantôme visé à l’art. 23 à une valeur de référence de la grandeur opérationnelle située entre 2 et 10 mSv avec un faisceau perpendiculaire à la face d’entrée du fantôme.
Art. 29 Conditions pour le contrôle de la dépendance directionnelle
La dépendance directionnelle est contrôlée en irradiant le fantôme visé à l’art. 23 sous différents angles, à une valeur de référence de la grandeur opérationnelle située entre 2 et 10 mSv.
Art. 30 Conditions pour le contrôle de la reproductibilité
La reproductibilité est contrôlée dans les conditions de référence. A cet effet, on détermine la dispersion des doses indiquées par plusieurs dosimètres irradiés dans les mêmes conditions.
Art. 31 Fading
L’effet de fading sur la mesure de la dose doit être déterminé, dans les conditions normales d’utilisation, sur une période de mesure.
Art. 32 Arrondissement des valeurs de dose
1 Les services de dosimétrie individuelle arrondissent les valeurs de mesure en mSv à un chiffre après la virgule, après soustraction du bruit de fond.
2 Par dérogation, dans le domaine des faibles doses (< 1 mSv), les valeurs de mesure des dosimètres individuels pour le rayonnement photonique inférieures à 0,075 mSv sont arrondies à 0 et celles supérieures ou égales à 0,075 mSv, à 0,1 mSv.
Chapitre 3 Irradiation interne des personnes
Section 1 Dispositions concernant l’exécution de la dosimétrie
Art. 33 Surveillance d’incorporation
1 La surveillance individuelle d’incorporation s’effectue par la mesure de l’activité accumulée dans l’organisme ou excrétée.
2 La méthode de mesure doit satisfaire aux exigences fixées à l’annexe 15.
3 Si l’on peut apporter la preuve, à l’autorité de surveillance, qu’une autre méthode ou qu’un autre intervalle de surveillance sont équivalents ou meilleurs que ceux indiqués à l’annexe 15, des aménagements aux mesures d’incorporation, conformément à l’art. 34, al. 1, let. b, sont autorisés.
Art. 34 Méthodes de mesure
1 La surveillance d’incorporation doit être effectuée:
à l’aide d’une mesure de tri visée à l’art. 40 réalisée par l’entreprise, ou
à l’aide d’une mesure d’incorporation effectuée avec un équipement approprié par un service de dosimétrie individuelle agréé.
2 Les résultats des mesures de tri ne sont pas utilisés pour déterminer une dose.
3 Une mesure d’incorporation doit être effectuée lorsque le résultat d’une mesure de tri est situé au-dessus d’un seuil de mesure spécifique au nucléide et indiqué à l’annexe 15.
Art. 35 Intervalles de surveillance
1 Les intervalles de surveillance sont indiqués à l’annexe 15 pour certains radionucléides.
2 Pour les radionucléides qui ne figurent pas à l’annexe 15, on doit choisir les intervalles de surveillance de sorte qu’une incorporation ayant lieu au début ou à la fin de l’intervalle ne conduise pas à une sous-estimation, ou à une surestimation, d’un facteur supérieur à 3.
3 Pour les substances radioactives ayant une période effective très courte (inférieure à 1 jour), la surveillance d’incorporation doit être effectuée par des mesures de tri fréquentes, par exemple chaque jour de travail.
4 Lorsque l’intervention dans un secteur contrôlé est plus courte que l’intervalle de surveillance pour le nucléide utilisé ou pour les nucléides significatifs vis-à-vis de la dose d’incorporation, une mesure de tri doit être effectuée à la fin de l’intervention.
Art. 36 Mélanges de radionucléides
1 Lorsque l’on peut admettre qu’une composition de nucléides est stable, on peut limiter la mesure d’incorporation à un nucléide directeur.
2 La détermination de la dose à partir des mesures du radionucléide directeur doit être documentée.
Art. 37 Mesure de la concentration d’activité dans l’air ambiant
Dans les cas particuliers où une mesure individuelle de l’incorporation n’est pas appropriée, il est possible, avec l’accord de l’autorité de surveillance, d’effectuer à la place une mesure de la concentration d’activité dans l’air ambiant.
Art. 38 Radionucléides particuliers
Si, pour un radionucléide particulier, il n’existe pas de service de mesure d’incorporation agréé, les autorités de surveillance décident auprès de quels services, avec quelles méthodes de mesure et à quelle fréquence les analyses correspondantes doivent être effectuées.
Art. 39 Détermination de l’exposition au radon
1 Lors d’une exposition au radon telle que décrite à l’art. 51, al. 2, ORaP, la détermination de la dose est réalisée par un service de dosimétrie individuelle agréé pour le radon ou par le titulaire de l’autorisation par le biais d’une mesure du radon visée à l’art. 159, al. 1, ORaP.
2 La détermination de la dose s’effectue conformément à l’annexe 12.
3 L’autorité de surveillance définit, après concertation avec le titulaire de l’autorisation, le facteur d’équilibre (F).
4 Le titulaire de l’autorisation peut, avec l’accord de l’autorité de surveillance, déterminer lui-même ce facteur à l’aide de mesures appropriées et l’appliquer.
Section 2 Exécution de mesures de tri et conditions régissant l’agrément des services de mesure d’incorporation
Art. 40 Mesures de tri
1 Pour les appareils, les seuils de mesure spécifiques aux radionucléides visés à l’annexe 15 doivent être fixés à l’aide d’un étalonnage ou d’une mesure d’intercomparaison. Ils doivent être contrôlés tous les trois ans.
2 Il y a lieu de documenter dans des directives internes:
les procédures utilisées lors des mesures de tri, notamment la mesure du débit de dose, l’analyse d’urine par scintillation liquide, la mesure de l’activité dans la thyroïde;
l’étalonnage;
les démarches d’assurance de la qualité.
3 Les résultats des mesures de tri doivent être consignés individuellement.
Art. 41 Agrément des services de mesure d’incorporation
1 L’agrément d’un service de mesure d’incorporation selon les art. 66 à 68 ORaP concerne des radionucléides définis.
2 Lors des analyses d’excréta, les activités, respectivement les concentrations radioactives doivent pouvoir être déterminées entre 10 et 100 fois le seuil de mesure fixé à l’annexe 15, avec un écart par rapport à la valeur de référence de 20 % au maximum.
3 Pour les mesures directes, l’activité mesurée sur un fantôme approuvé par l’autorité qui délivre l’agrément doit pouvoir être déterminée entre le seuil de mesure fixé à l’annexe 15 et une valeur 100 fois supérieure, avec un écart par rapport à la valeur de référence de 20 % au maximum.
4 Les systèmes de mesure doivent correspondre à l’état de la technique et être traçables, par le biais d’une chaîne ininterrompue d’intercomparaisons, à des étalons appropriés.
Section 3 Modèles standard pour les calculs
1 Le calcul standard de la dose efficace engagée doit être effectué selon les indications fournies à l’annexe 11.
2 Les données spécifiques aux nucléides devant être utilisées pour ce calcul sont indiquées à l’annexe 15.
3 Pour le calcul de la dose, dans les conditions de routine, on admet que l’incorporation a eu lieu au milieu de l’intervalle de surveillance. Lorsque l’on connaît le moment de l’incorporation, on doit en tenir compte dans le calcul.
4 Si l’on démontre que la substance radioactive, sous la forme où elle est utilisée, présente un métabolisme différent de celui du modèle standard, on doit utiliser, avec l’accord de l’autorité qui délivre l’agrément, un modèle pour les mesures d’incorporation mieux adapté à la situation.
Chapitre 4 Dosimétrie de l’environnement
Section 1 Définitions et dispositions générales
Art. 43 But de la dosimétrie de l’environnement
La dose ambiante ou le débit de dose ambiante à l’extérieur des entreprises doit être déterminée à l’aide de la dosimétrie de l’environnement:
pour détecter le rayonnement direct et le rayonnement réfléchi ou diffusé (p. ex. le skyshine) émis par les entreprises;
pour détecter les écarts par rapport au bruit de fond naturel dû à la présence de substances radioactives;
pour obtenir des informations supplémentaires concernant les champs de radiation et la répartition de la dose après une défaillance.
Art. 44 Systèmes utilisés pour la dosimétrie de l’environnement
1 Les systèmes de dosimétrie de l’environnement sont répartis en quatre types:
type 1: dosimètres stationnaires passifs avec un temps d’exposition en général d’au moins un mois;
type 2: instruments stationnaires de mesure du débit de dose avec transmission automatique des données;
type 3: instruments mobiles de mesure du débit de dose;
type 4: systèmes spectrométriques possédant un algorithme pour la détermination du débit de dose ambiante.
2 La grandeur dosimétrique que les systèmes de dosimétrie de l’environnement ont à déterminer est l’équivalent de dose ambiant H*(10). Le rattachement des systèmes de mesure aux étalons nationaux s’effectue, conformément à l’annexe 14, à l’aide des grandeurs suivantes:
Art. 45 Assurance de la qualité
1 Un programme d’assurance de la qualité doit être appliqué aux systèmes de mesure.
2 L’étalonnage doit être rattaché aux étalons de référence nationaux.
3 Le contrôle de la stabilité des systèmes de dosimétrie de l’environnement de type 2 et 3 se fonde sur l’art. 15 de l’ordonnance du 7 décembre 2012 du DFJP sur les instruments de mesure des rayonnements ionisants (OIMRI)1.
4 La détermination du débit de dose ambiante avec les systèmes de dosimétrie de l’environnement de type 4 doit être vérifiée expérimentalement.
Art. 46 Mesures d’intercomparaison et contrôles
1 Lors de mesures d’intercomparaison de systèmes de type 1, la précision de mesure doit être contrôlée dans les conditions de référence. Les intercomparaisons sont effectuées régulièrement.
2 Si les valeurs de dose indiquées lors des mesures d’intercomparaisons et des contrôles, dans les conditions de référence visées à l’art. 47 s’écartent de plus de 20 % de la valeur de référence, l’exploitant du système de dosimétrie de l’environnement établit la raison de l’écart et prend des mesures correctives, par exemple une nouvelle calibration.
3 Si, des tests complémentaires sont effectués à l’occasion d’intercomparaisons, les exigences fixées à l’annexe 13 doivent être satisfaites.
4 Les systèmes de mesure de type 4 doivent aussi être soumis à des mesures d’intercomparaison.
Section 2 Dispositions techniques
Art. 47 Conditions de référence
1 Pour les conditions de référence, les faisceaux de photons et de neutrons à utiliser sont ceux prescrits pour la vérification conformément à l’OIMRI1.
2 Les conditions d’irradiation doivent correspondre aux dispositions de l’OIMRI.
3 Pour les systèmes de type 1, les doses d’irradiation doivent se situer entre 0,5 et 5 mSv; pour les systèmes de type 2 et 3, le débit de dose doit se situer entre 0,1 et 10 mSv/h.
Art. 48 Exigences techniques
1 Les systèmes de dosimétrie de l’environnement doivent correspondre à l’état de la technique et répondre aux exigences fixées à l’annexe 13.
2 Pour la détermination de la dose, l’utilisation d’un facteur de normalisation par rapport aux conditions de référence est admise lorsque les dosimètres sont placés dans un champ de radiation connu qui diffère sensiblement du champ de référence.
3 Concernant la dépendance énergétique, des écarts par rapport aux exigences fixées à l’annexe 13 sont admis lorsque le système dosimétrique est utilisé dans des champs de radiation qui ne fournissent une contribution de dose significative que dans un domaine particulier d’énergie.
Art. 49 Abrogation d’un autre acte
L’ordonnance du 7 octobre 1999 sur la dosimétrie individuelle1 est abrogée.
1 [RO 2000 804, 2007 5699]
Les définitions sont présentées par ordre alphabétique.
Facteur d’équilibre
Le facteur d’équilibre F est le rapport entre la concentration d’activité du radon équivalente à l’équilibre et sa concentration réelle.
Pour le radon-222, le facteur d’équilibre vaut 1 lorsque tous ses descendants sont présents dans l’air (donc en l’absence de déposition sur les surfaces). Il tend vers zéro lorsque les descendants sont extraits de l’air en continu (par déposition sur les surfaces ou par extraction à l’aide d’un système de purification de l’air). Dans les bâtiments, on admet en général un facteur d’équilibre de 0,4.
Différence relative entre la valeur de mesure et la valeur de référence en fonction du laps de temps entre l’irradiation et l’évaluation, en % de la valeur de référence (%/mois).
En un point dans un champ de radiation, nombre de particules entrant dans une petite sphère centrée en ce point, divisé par la surface d’un grand cercle de la sphère (cm-2).
Incorporation chronique
Absorption chronique de substances radioactives dans l’organisme humain par ingestion, inhalation ou pénétration à travers la peau.
Période effective
La période effective est calculée comme suit à partir de la période biologique et de la période physique d’un radionucléide:
Mesure d’incorporation
Détermination de la dose efficace engagée E50, sur la base de la mesure de l’activité corporelle ou de celle d’excréta.
En un point dans la matière, somme des énergies cinétiques des particules ionisantes chargées libérées par des radiations ionisantes non chargées, par unité de masse de matière (kineticenergyreleased inmaterial) (J/kg, Gy).
Nucléide directeur
Nucléide représentatif d’un mélange de nucléides en ce qui concerne la détermination de la dose.
Mesure de tri
Procédé de mesure utilisé pour mettre en évidence une incorporation sans déterminer la dose efficace correspondante.
Exigences concernant un dosimètre individuel pour le rayonnement photonique dans les conditions de mesure de routine
est la valeur de référence de la grandeur opérationnelle
est la valeur de dose déterminée dans les conditions de routine
est la plus faible dose qui doit être mesurable (voir annexes 3, 6 et 8)
(art. 18 et 21, al. 3)
Exigences concernant un dosimètre individuel pour le rayonnement photonique
Hp(10) et Hp(0,07)
Dose la plus faible qui doit être mesurable
H0 = 0,1 mSv pour Hp(10)
H0 = 1 mSv pour Hp(0,07)
H0 jusqu’à 5 Sv
Ecart < 15 % entre 1 mSv et 5 Sv
Pour les photons d’énergie située entre 20 keV et 5 MeV
Pour les photons d’énergie située entre 10 keV et 300 keV; jusqu’à 5 MeV en condition d’équilibre électronique secondaire
Dépendance directionnelle
< 20 % jusqu’à 60° pour des énergies > 60 keV
Ecart standard s ≤10 % pour Hp(10) et Hp(0,07)
Effet < 10 %/mois
Exigences concernant un dosimètre individuel pour le rayonnement bêta
H0 = 1 mSv
Pour le rayonnement bêta du thallium-204 ou du krypton-85:
Au cas où le système a été étalonné avec un rayonnement photonique, l’exigence supplémentaire suivante s’applique pour le rayonnement bêta du strontium-90/yttrium-90:
Ecart standard s ≤10 %
Exigences concernant un dosimètre individuel pour le rayonnement neutronique
H0 = 0,5 mSv
Ecart < 30 % entre 1 mSv et 5 Sv
pour les spectres de radiation dans lesquels le dosimètre est utilisé.
Ecart standard s ≤50 %
Effet < 30 %/mois
Exigences concernant un dosimètre des extrémités pour le rayonnement photonique
Pour les photons d’énergie située entre 10 keV et 300 keV; jusqu’à 1,5 MeV en condition d’équilibre électronique secondaire
Ecart standard s ≤15 %
Exigences concernant un dosimètre des extrémités pour le rayonnement bêta
(art. 18 et 21)
Exigences concernant un dosimètre du cristallin pour le rayonnement photonique
Hp(0,07) ou Hp(3)
H0 = 0,1 mSv
<� 20 % jusqu’à 60° pour des énergies > 60 keV
Exigences concernant un dosimètre du cristallin pour le rayonnement bêta
(art. 24 et 27)
Coefficients de conversion pour la dosimétrie individuelle
a. Coefficients de conversion pour les photons
Coefficients de conversion du kerma dans l’air à l’équivalent de dose individuel en profondeur Hp(10) et en surface Hp(0,07) applicable à un dosimètre individuel placé sur un fantôme parallélépipédique (art. 23)
Qualité/ Source
Energie moyenne (keV)
Coefficients de conversion (Sv/Gy)
hp(10; á) pour un angle á de
hp(0,07; á) pour un angle á de
Ti (Target)
Références: ICRP 741, ISO 4037-32.
International Commission on Radiological Protection, www.icrp.org
International Organization for Standardization, www.iso.org
Coefficients de conversion du kerma dans l’air à l’équivalent de dose individuel en surface Hp(0,07) applicable à un dosimètre des extrémités placé sur un fantôme-tige ISO en PMMA (art. 23)
Coefficients de conversion hp(0,07) (Sv/Gy)
Références: ISO 4037-3, Grosswendt, Radiat. Prot. Dosim. 59 (1995), 165-179.
b. Coefficients de conversion pour les neutrons
Coefficients de conversion hpÖ(10; á) de la fluence neutronique Ö à l’équivalent de dose individuel en profondeur Hp(10) applicable à un dosimètre individuel placé sur un fantôme parallélépipédique (art. 23)
Source de neutrons/ Energie des neutrons (MeV)
hpÖ(10; a) en pSv.cm2 pour un angle á de
252Cf (modéré par D2O)
241Am-Be (a, n)
Références: ISO 8529-3, ICRP 74.
Les valeurs au-dessus de 30 MeV ont été considérées comme identiques aux coefficients de conversion pour l’obtention de H*(10).
c. Coefficients de conversion pour les électrons
Coefficients de conversion Hp(0,07)/Ö (nSv.cm2)
Références: ICRP 74
d. Coefficients de conversion spécifiques aux sources bêta standard usuelles
Coefficients de conversion Hp(0,07)/Da (Sv/Gy)
Strontium/Yttrium-90
Référence: communication NPL1
National Physical Laboratory, www.npl.co.uk
Interprétation de la mesure d’incorporation
Pour l’interprétation en situation normale, on admet que l’incorporation est due à une inhalation. La dose efficace engagée E50, grandeur dosimétrique opérationnelle en cas d’incorporation, s’obtient en multipliant l’activité incorporée I par la grandeur d’appréciation einh (voir annexe 3 ORaP):
La fraction de l’activité se trouvant au temps t après une incorporation par inhalation dans un organe ou une excrétion est donnée par la fonction m(t). On a ainsi:
où M(t) est l’activité dans l’organe ou l’excrétion (valeur de mesure). La dose efficace engagée E50 s’obtient ainsi à partir de M(t):
Lorsque l’intervalle de temps t entre l’incorporation et la mesure est connu (surveillance spéciale), la dose efficace engagée E50 se calcule à partir de M(t) avec la formule (3).
Lors de la surveillance de routine, on admet que l’incorporation a eu lieu au milieu de l’intervalle T entre 2 mesures (ainsi t = T/2). La dose efficace engagée E50 s’obtient à partir de la grandeur M et des valeurs tabulées de einh/m(t) comme suit:
Lorsqu’une incorporation nettement supérieure à la limite de détection a eu lieu et que la période effective est comparable ou supérieure à l’intervalle de surveillance, cette incorporation aura une incidence sur les mesures ultérieures. Dans ce cas, la contribution des incorporations antérieures à la mesure en cours devra être calculée et soustraite. Cette correction se calcule par extrapolation de l’incorporation antérieure Ia au moment de la nouvelle mesure, ceci à l’aide du facteur m(Ät). Ät est l’intervalle de temps entre le moment (supposé) de l’incorporation précédente et la nouvelle mesure. La contribution Mn à la nouvelle mesure M(t) provenant de la nouvelle incorporation se calcule, à partir de la valeur Ma de la mesure précédente, comme suit:
La dose efficace engagée due à la nouvelle incorporation se calcule à l’aide de la formule (4) comme suit:
ou, à l’aide de la dose efficace engagée de l’incorporation précédente:
Dans le cas de la surveillance de routine, les facteurs de correction
peuvent être calculés à partir des valeurs de m(t). Le laps de temps Ät prend les valeurs (n+1/2)∙T, où n est le nombre d’intervalles séparant le moment de l’incorporation et la mesure. Les valeurs m(t) sont données dans la publication 78 de la CIPR, sous forme tabulée et sous forme graphique. Dans le cas où Ä\SONDZEICHEN SYMBOL \f "Symbol" \s 9t = 3∙T/2 les valeurs de k(Ät) sont données à l’annexe 15. En pratique, on ne tiendra compte de ces corrections que si leur contribution à la dose est supérieure à 10 %.
Dans les situations pratiques où l’on peut admettre que l’incorporation est chronique (par exemple dans le cas du tritium ou de l’iode-125), on utilise les facteurs prévus à cet effet à l’annexe 15.
Détermination de la dose due à une exposition au radon
Lorsque la valeur de seuil de 1000 Bq/m3 visée à l’art. 156 ORaP est dépassée à un poste de travail, la dose efficace (E) reçue par le personnel concerné doit être déterminée comme suit:
E = F ∙cB∙CAIR
E: dose efficace par année en mSv
F: facteur d’équilibre
cB: est le coefficient de conversion en dose. Pour une concentration de radon à l’équilibre (facteur d’équilibre F = 1), il vaut 1,87×10-5 mSv/ (Bqhm—3). Le coefficient de risque nominal pour l’exposition au radon d’un travailleur, indiqué dans la publication CIPR 115 (2010), et le coefficient total de risque de cancer et d’effets héréditaires, cité dans la publication CIPR 103 (2007), servent de base à la conversion.
CAIR: est la concentration annuelle intégrée du radon, l’intégration étant effectuée sur le temps de séjour effectif d’une personne à un poste de travail exposé au radon (en Bqhm-3).
Détermination de la dose efficace engagée (E) accumulée par une personne qui occupe durant 100 heures par année un poste de travail exposé au radon, où la concentration en radon est de 10 000 Bq/m3:
CAIR=10 000Bq/m3∙100h=1 000 000 Bqh/m3 par année
E = F ∙1,87 mSv/Bqh/m3∙10-5∙1 000 000 Bqh/m3 par année
Dose efficace engagée [mSv/a]
F = 0,2
F = 0,8
(art. 46 et 48)
Exigences concernant les systèmes de dosimétrie de l’environnement
1 Rayonnement photonique
Domaine de mesure:
0,05 mSv à 100 mSv
Ecart < 15 % entre 0,1 mSv et 100 mSv
Dépendance énergétique:
Ecart < 30 % entre 50 keV et 5 MeV
Dépendance directionnelle:
Ecart < 20 % pour les énergies > 50 keV
Ecart standard s < 10 %
Effet < 20 % / période d’exposition
2 Rayonnement neutronique
Grandeur de mesure:
0,05 mSv à 10 mSv
Ecart < 30 % entre 0,1 mSv et 10 mSv
Ecart < facteur 2 pour des spectres de rayonnement réalistes dans le domaine d’utilisation du dosimètre
Ecart standard s < 30 %
Rayonnement photonique
50 nSv/h jusqu’à 10 µSv/h
Coefficients de conversion pour la dosimétrie de l’environnement
a. Coefficients de conversion pour le rayonnement photonique
Coefficients de conversion pour le passage dukermadans l’air à l’équivalent de dose ambiantH*(10)
Source Qualité
h*(10) (Sv/Gy)
Am – 241
N – 80
N – 100
N – 120
N – 150
N – 250
N – 300
Ti (cible)
Références: ICRP 74, ISO 4037-3
b. Coefficients de conversion pour le rayonnement neutronique
Coefficient de conversionh*Ö(10) pour le passage de la fluence neutroniqueÖà l’équivalent de dose ambiantH*(10)
Source de neutrons/énergie neutronique (MeV)
h*Ö (10) pSv.cm2
241Am-Be (á, n)
(art. 6, 33, 34, 35 et 40 à 42)
Fiches spécifiques aux radionucléides
A Aperçu des fiches spécifiques
Liste des radionucléides:
H-3 sous forme HTO
B Fiches spécifiques
1. H-3 sous forme de HTO
1.1 Métabolisme
Le tritium sous forme d’eau tritiée peut être incorporé par inhalation, ingestion ou absorption à travers la peau. 97 % du tritium se mélange rapidement avec l’eau corporelle et est éliminé, principalement par l’urine, avec une période de 10 jours. Les 3 % restant sont liés organiquement et éliminés avec une période de 40 jours. Ainsi l’irradiation est pratiquement proportionnelle à la concentration du tritium dans l’urine. Les travailleurs qui manipulent de la peinture luminescente ou des aiguilles et des cadrans lumineux sont soumis à une incorporation chronique de tritium. Dans ce cas, un équilibre s’établit entre l’activité corporelle et celle de l’urine, et la dose doit être calculée à l’aide d’un modèle d’incorporation chronique.
1.2 Méthodes de mesure
Mesure directe d’un échantillon d’urine par scintillation liquide.
Seuil de mesure: 42 000 Bq/l
Mesure par scintillation liquide de la concentration en tritium de l’urine Cu en Bq/l.
1.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
Ttri:
Tmesure:
tévénement:
1.4 Interprétation en cas d’incorporation unique
E50 =
Cu.{einh/m(t)}
t [jour]
einh/m(t) [Sv·l/Bq]
Dose engagée durant 50 ans en Sv
Valeur de mesure en Bq/l
einh:
Facteur de dose en Sv/Bq
m(t):
Fraction excrétée dans l’urine journalière (= 1,4 l) en l-1
Laps de temps entre la mesure et l’incorporation en jours.
Lorsque le moment de l’incorporation est inconnu, on pose t = T/2
0,78×10-9
0,86×10-9
0,90×10-9
0,95×10-9
1,2×10-9
Intervalle de surveillance T = 30 jours
2,0×10-9
5,3×10-9
13×10-9
1.5 Interprétation en cas d’incorporation chronique
Intervalle de surveillance T = 30 jours: E50 = Cu∙ 1,4 ∙ 10-9 (Sv par intervalle de surveillance)
2. C-11
2.1 Métabolisme
En raison de sa courte durée de vie (période physique de 20.38 min.), le C-11 se désintègre presque entièrement dans le corps avant d’être éliminé. Le C-11 inhalé ou ingéré dépose principalement sa dose dans les poumons (inhalation) et/ou dans le tractus gastro-intestinal (ingestion).
2.2 Méthodes de mesure
Mesure de tri (obligatoire)
Mesure du rayonnement direct au niveau de l’estomac/de l’abdomen, au minimum toutes les 4 heures, ou surveillance continue de l’air ambiant (4000 Bq/m3) et mesure du rayonnement direct au niveau de l’estomac/de l’abdomen.
Seuil de mesure: 1 µSv/h au niveau de l’estomac
A cause de la courte période physique, une mesure d’incorporation n’est pas possible.
2.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
2.4 Interprétation
Lors du dépassement du seuil de mesure, une enquête et une interprétation des résultats permettant de déterminer la dose efficace engagée E50, réalisées par un expert avec l’accord de l’autorité de surveillance, s’avèrent nécessaires.
3. C-14
Le modèle standard a été développé pour des composés de carbone qui sont métabolisés ou utilisés comme source d’énergie (carbone alimentaire). On admet que de tels composés, en cas d’inhalation, sont résorbés à 100 % dans l’organisme et se répartissent uniformément dans le corps par voie sanguine. Ils sont ensuite éliminés à raison de 1,7 % par l’urine avec une période biologique de 40 jours. Beaucoup de composés organiques marqués au carbone-14 ne sont pas résorbés dans l’organisme et sont éliminés principalement par voie urinaire avec des périodes biologiques de l’ordre de l’heure, voire du jour.
3.2 Méthodes de mesure
Mesure de tri (obligatoire, sauf pour le carbone alimentaire)
Seuil de mesure: 200 Bq/l
Mesures journalières lorsque le seuil de mesure est dépassé. Une mesure d’incorporation est obligatoire lorsque le seuil de mesure est dépassé durant une semaine.
Mesure par scintillation liquide de la concentration en carbone-14 de l’urine Cu en Bq/l.
3.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
3.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure.
Lorsque la période biologique est sensiblement inférieure à 40 jours, on procède à un calcul de dose spécifique conformément à l’art. 40, al. 4.
5,8×10-6
3.5 Correction pour une incorporation antérieure
Intervalle de surveillance T = 30 jours:
4. O-15
En raison de sa courte durée de vie (période physique de 122.2 s), l’O-15 incorporé se désintègre dans le corps avant d’être éliminé. Le O-15 inhalé ou ingéré dépose principalement sa dose dans les poumons (inhalation) et/ou dans le tractus gastro-intestinal (ingestion). L’oxygène inhalé est exhalé à 80 %. Le reste atteint la circulation sanguine et se répartit dans le corps entier.
Mesure du rayonnement direct au niveau de l’estomac/de l’abdomen ou surveillance continue de l’air ambiant (4000 Bq/m3) et mesure du rayonnement direct au niveau de l’estomac/de l’abdomen après chaque alarme.
4.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
lors d’alarmes
4.4 Interprétation
5. F-18
En raison de sa courte durée de vie (période physique de 109.77 min.), le F-18 se désintègre presque entièrement dans le corps avant d’être éliminé. Le F-18 inhalé ou ingéré dépose principalement sa dose dans les poumons (inhalation) et/ou dans le tractus gastro-intestinal (ingestion).
5.2 Méthodes de mesure
5.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
5.4 Interprétation
6. P-32
6.1 Métabolisme
Environ 70 % du phosphate inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez, le tube digestif (part de résorption f1 = 0,8) et l’urine. Le phosphate qui atteint la circulation sanguine est résorbé à environ 70 % dans les tissus mous et les os. La durée de séjour de cette fraction est déterminée par la période physique, de même que par l’élimination relativement rapide depuis les tissus mous par la voie urinaire (période: 19 jours).
6.2 Méthodes de mesure
Mesure par scintillation liquide de la concentration en phosphore-32 de l’urine Cu en Bq/l.
6.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
6.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,011×10-5
0,018×10-5
0,029×10-5
0,043×10-5
0,056×10-5
0,073×10-5
0,090×10-5
0,27×10-5
0,92×10-5
3,1×10-5
6.5 Correction pour une incorporation antérieure
7. P-33
7.1 Métabolisme
7.2 Méthodes de mesure
Mesure par scintillation liquide de la concentration en phosphore-33 de l’urine Cu en Bq/l.
7.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
7.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,049×10-6
0,079×10-6
0,12×10-6
0,18×10-6
0,23×10-6
0,28×10-6
0,34×10-6
0,87×10-6
2,2×10-6
5,4×10-6
7.5 Correction pour une incorporation antérieure
8. S-35
8.1 Métabolisme
En cas d’inhalation, les composés inorganiques à base de soufre (classe d’absorption type M) sont rapidement éliminés à raison de 85 % via le nez, le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,8) et l’urine. La fraction qui atteint la circulation sanguine est seulement accumulée à raison de 20 % dans les tissus mous. La période biologique de cette composante est de 20 jours. Une faible fraction est accumulée à long terme et décroît avec la période physique de 87 jours.
8.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 150 Bq/l
Mesure de l’activité de l’urine en Bq/l par scintillation liquide après extraction chimique (précipitation des sulfates).
8.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
8.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,0070×10-6
0,057×10-6
0,42×10-6
0,77×10-6
0,81×10-6
0,86×10-6
0,91×10-6
Intervalle de surveillance T = 60 jours
2,1×10-6
5,7×10-6
14×10-6
8.5 Correction pour une incorporation antérieure
Intervalle de surveillance T = 60 jours:
9. Ca-45
9.1 Métabolisme
Environ 90 % du calcium inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,3). Le calcium qui atteint la circulation sanguine est résorbé dans les os et les tissus mous. Dans le cas du calcium-45, la période physique de 163 jours détermine chez l’adulte la durée de séjour dans les os. La période biologique détermine le séjour dans les tissus mous. A partir de là, le calcium est éliminé à part égale par l’urine et les selles.
9.2 Méthodes de mesure
Mesure par scintillation liquide de la concentration en calcium-45 dans l’urine Cu en Bq/l.
9.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
9.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,29×10-6
0,63×10-6
1,6×10-6
8,1×10-6
9.5 Correction pour une incorporation antérieure
10. Cr-51
10.1 Métabolisme
Le métabolisme du chrome dépend de sa forme chimique (Cr III ou Cr VI). Comme on admet dans le modèle dosimétrique que les petites quantités de chrome-III inhalé sont oxydées en chrome-VI dans le poumon et que, d’autre part, le chrome-VI en circulation est réduit en chrome-III, les différences disparaissent presque complètement. 90 % du chrome inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,1). Le chrome qui atteint la circulation sanguine est accumulé à 25 % à plus long terme dans le corps entier. Dans le cas du chrome-51, cette contribution est négligeable à cause de la période physique de 28 jours.
10.2 Méthodes de mesure
Mesure directe du rayonnement gamma à l’aide d’un instrument de mesure de l’activité thoracique.
Seuil de mesure: 120 000 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Cr-51 M en Bq.
10.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
10.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
M.{einh/m(t)}
einh/m(t) [Sv/Bq]
Valeur de mesure en Bq
Fraction de rétention
0,071×10-9
0,13×10-9
0,23×10-9
0,31×10-9
0,37×10-9
0,41×10-9
0,45×10-9
0,67×10-9
10.5 Correction pour une incorporation antérieure
11. Fe-59
11.1 Métabolisme
Le fer inhalé (classe d’absorption type M) est résorbé à raison de 10 % par le corps, le reste étant éliminé en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,1). L’activité résorbée est à 70 % incorporée dans l’hémoglobine, et le reste est accumulé dans d’autres organes. Une fois métabolisé, le fer est soigneusement retenu par le corps. Pour un contenu corporel d’environ 3,5 g, la quantité journalière excrétée n’est que de 0,6 mg. Ainsi c’est la période physique de 44,5 jours du fer-59 qui détermine sa durée de séjour dans l’organisme.
11.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 2500 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Fe-59 M en Bq.
11.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
11.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,64×10-8
1,1×10-8
2,3×10-8
3,4×10-8
4,4×10-8
5,8×10-8
7,4×10-8
11.5 Correction pour une incorporation antérieure
12. Co-57
12.1 Métabolisme
Le cobalt inhalé (classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez, le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,05) et l’urine. Seulement 10 % séjourne plus longtemps dans le corps, principalement dans les poumons. Dans le cas du cobalt-57, la durée de séjour de cette fraction est déterminée principalement par la période physique de 271 jours.
12.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 25 000 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Co-57 M en Bq.
12.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
12.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
1,22×10-9
2,40×10-9
4,29×10-9
6,19×10-9
7,58×10-9
8,37×10-9
8,78×10-9
10,1×10-9
12,0×10-9
15,3×10-9
Intervalle de surveillance T = 180 jours
18,4×10-9
27,5×10-9
38,2×10-9
12.5 Correction pour une incorporation antérieure
Intervalle de surveillance T = 180 jours:
13. Co-58
13.1 Métabolisme
Le cobalt inhalé (classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez, le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,05) et l’urine. Seulement 10 % séjourne plus longtemps dans le corps, principalement dans les poumons. Dans le cas du cobalt-58, la durée de séjour de cette fraction est déterminée principalement par la période physique de 70,8 jours.
13.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 2600 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Co-58 M en Bq.
13.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
13.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,35×10-8
0,68×10-8
2,6×10-8
3,2×10-8
4,3×10-8
5,3×10-8
6,8×10-8
10×10-8
13.5 Correction pour une incorporation antérieure
14. Co-60
14.1 Métabolisme
Le cobalt inhalé (classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez, le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,05) et l’urine. Seulement 10 % séjourne plus longtemps dans le corps, principalement dans les poumons. Dans le cas du cobalt-60, la durée de séjour de cette fraction est déterminée principalement, à cause de la longue période physique, par les mécanismes de clearance pulmonaire.
14.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 1200 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité en Co-60 M en Bq.
14.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
14.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,35×10-7
0,68×10-7
2,5×10-7
3,1×10-7
3,8×10-7
4,3×10-7
5,3×10-7
6,1×10-7
14.5 Correction pour une incorporation antérieure
15. Zn-65
15.1 Métabolisme
Environ 90 % du zinc inhalé (classe d’absorption type S) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,5). La fraction restante qui atteint la circulation sanguine se répartit à 80 % dans le corps entier et à 20 % dans les os. L’activité se trouvant dans les os et 70 % de l’activité accumulée dans le corps entier est éliminée avec une période biologique de 400 jours. Le reste est éliminé avec une période biologique de 20 jours.
15.2 Méthodes de mesure
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Zn-65 M en Bq.
15.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
15.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
5,19×10-9
7,39×10-9
9,06×10-9
10,0×10-9
10,4×10-9
10,7×10-9
10,9×10-9
11,8×10-9
13,5×10-9
19,4×10-9
29,4×10-9
43,4×10-9
63,6×10-9
15.5 Correction pour une incorporation antérieure
16. Ga-67
16.1 Métabolisme
Le gallium inhalé (hypothèse: oxyde; classe d’absorption type M) est éliminé en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,001). Le gallium qui atteint la circulation sanguine se répartit dans le corps entier. 30 % est très rapidement éliminé. Le reste est éliminé du corps avec une période biologique de 50 jours.
16.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 5500 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Ga-67 M en Bq.
16.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
16.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,70×10-9
3,55×10-9
Intervalle de surveillance T = 7 jours
6,32×10-9
9,49×10-9
t: Laps de temps entre la mesure et l’incorporation en jours
12,9×10-9
16,7×10-9
21,2×10-9
26,7×10-9
33,3×10-9
81,6×10-9
16.5 Correction pour une incorporation antérieure
Intervalle de surveillance T = 7 jours:
17. Ga-68
17.1 Métabolisme
En raison de sa courte durée de vie (période physique de 68 min.), le Ga-68 se désintègre presque entièrement dans le corps avant d’être éliminé. Le Ga-68 inhalé ou ingéré dépose principalement sa dose dans les poumons (inhalation) et/ou dans le tractus gastro-intestinal (ingestion).
17.2 Méthodes de mesure
Mesure du rayonnement direct au niveau de l’estomac/de l’abdomen, au minimum toutes les 4 heures.
17.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
17.4 Interprétation
18. Sr-85
18.1 Métabolisme
Le strontium-85 inhalé (classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,01). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour de cette fraction est déterminée par la période physique du strontium-85. La faible quantité de strontium qui atteint la circulation sanguine est intégrée aux os ou est éliminée, principalement par voie urinaire.
18.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 6400 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité de Sr-85 M en Bq.
18.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
18.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,13×10-8
0,26×10-8
0,49×10-8
0,72×10-8
0,90×10-8
1,3×10-8
2,8×10-8
18.5 Correction pour une incorporation antérieure
19. Sr-89
19.1 Métabolisme
Le strontium-89 inhalé (classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,01). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour de cette fraction est déterminée par la période physique du strontium-89. La faible quantité de strontium qui atteint la circulation sanguine est intégrée aux os ou est éliminée, principalement par voie urinaire.
19.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 0,5 Bq/l
Mesure par scintillation liquide aprés séparation chimique de la concentration en Sr-89 dans l’urine Cu en Bq/l.
19.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
19.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,0098×10-3
0,024×10-3
0,037×10-3
0,049×10-3
0,065×10-3
0,080×10-3
0,096×10-3
0,26×10-3
19.5 Correction pour une incorporation antérieure
20. Sr-90
20.1 Métabolisme
Le strontium-90 inhalé (classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,01). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour de cette fraction est déterminée, à cause de la longue période physique, par les mécanismes de clearance pulmonaire. Le strontium qui atteint la circulation sanguine est intégré aux os ou est éliminé, principalement par voie urinaire.
20.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 0,05 Bq/l
Mesure par scintillation liquide après séparation chimique de la concentration en Sr-90 dans l’urine Cu en Bq/l.
20.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
20.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,13×10-3
0,49×10-3
0,67×10-3
0,83×10-3
0,98×10-3
2,7×10-3
16×10-3
20.5 Correction pour une incorporation antérieure
21. Y-90
21.1 Métabolisme
L’yttrium inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0.0001). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour de cette fraction est déterminée par la période physique de 2,67 jours. La faible quantité d’yttrium qui atteint la circulation sanguine est déposée à long terme dans les os et le foie principalement (65 %) ou est éliminée directement par les excréta.
21.2 Méthodes de mesure
Mesure de la contamination des mains après avoir retiré les gants à l’aide d’un moniteur de la contamination.
Seuil de mesure: 300 Bq cm-2
Mesure par compteur proportionnel après séparation chimique de la concentration en Y-90 dans l’urine Cu en Bq/l.
21.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps entre l’événement et la 1re mesure
Après chaque application
En cas de dépassement du seuil de mesure
21.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
9,48×10-7
1,30×10-5
1,95×10-4
2,64×10-4
3,48×10-4
4,59×10-4
4,13×10-3
1,63×10-2
22. Tc-99m
22.1 Métabolisme
Le technétium se fixe de façon active dans la thyroïde, les glandes salivaires, l’estomac et l’intestin. On admet que le reste de l’activité se répartit uniformément dans tout l’organisme. L’excrétion a lieu par les selles et l’urine (taux de résorption f1 = 0,8).
22.2 Méthodes de mesure
Mesure directe du rayonnement au niveau de l’estomac ou de la thyroïde.
Seuil de mesure: 1 µSv/h
Mesure de l’activité en technétium-99m à l’aide d’un anthropogammamètre.
22.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
(en cas de dépassement du seuil de mesure)
22.4 Interprétation
A cause de la courte période physique (6 h), une interprétation standard des résultats de mesure n’est pas possible. En situation normale, les incorporations (kBq) conduisent à de faibles doses (10-5 mSv). En cas d’accident ou lors du dépassement du seuil de mesure, une enquête et une interprétation ad hoc s’avèrent nécessaires.
23. In-111
23.1 Métabolisme
L’indium inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,02). L’indium qui atteint la circulation sanguine se répartit relativement uniformément dans le corps entier. Il est supposé que cette fraction n’est plus éliminée. La durée de séjour de l’In-111 dans le corps est ainsi déterminée par la période physique de 2,8 jours.
23.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 5000 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité In-111 M en Bq.
23.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
23.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,80×10-9
1,88×10-9
3,99×10-9
6,97×10-9
Dosisfaktor in Sv/Bq
14,2×10-9
18,7×10-9
24,2×10-9
31,2×10-9
40,1×10-9
109×10-9
23.5. Interprétation en cas d’incorporation antérieure
24. I-123
24.1 Métabolisme
L’iode inhalé (classe d’absorption type F) est exhalé à 50 %. L’autre moitié atteint rapidement la circulation sanguine (taux de résorption f1 = 1). De là environ 30 % est résorbé en 1 jour dans la glande thyroïde et 70 % est éliminé par voie urinaire. La période biologique dans la glande thyroïde est de 80 jours. La durée de séjour dans la thyroïde de l’iode-123 est ainsi déterminée par la période physique de 13,2 heures.
24.2 Méthodes de mesure
Mesure directe de l’activité fixée dans la glande thyroïde avec un moniteur de contamination.
Seuil de mesure: 1400 Bq
Mesure de l’incorporation
Mesure à l’aide d’un moniteur thyroïdien de l’activité de I-123 M en Bq.
24.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
en fin de journée (= 12 h)
24.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,0022×10-6
0,0020×10-6
0,0029×10-6
0,0052×10-6
0,010×10-6
0,034×10-6
0,44×10-6
5,5×10-6
25. I-124
25.1 Métabolisme
L’iode inhalé (classe d’absorption type F) est exhalé à 50 %. L’autre moitié atteint rapidement la circulation sanguine (taux de résorption f1 = 1). De là environ 30 % est résorbé en 1 jour dans la glande thyroïde et 70 % est éliminé par voie urinaire. La période biologique dans la glande thyroïde est de 80 jours. La durée de séjour dans la thyroïde de l’iode-124 est ainsi déterminée par la période physique de 4,2 jours.
25.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 3000 Bq
Mesure à l’aide d’un moniteur thyroïdien de l’activité I-124 M en Bq.
25.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
25.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,56×10-7
0,62×10-7
0,74×10-7
0,88×10-7
1,04×10-7
1,24×10-7
Intervalle de surveillance T = 14 jours
1,48×10-7
t: Laps de temps entre la mesure et l’incorporation en jours. Lorsque le moment de l’incorporation est inconnu, on pose t = T/2
2,49×10-7
5,00×10-7
5,94×10-7
14,1×10-7
25.5 Interprétation en cas d’incorporation antérieure
Intervalle de surveillance T = 14 jours:
26. I-125
26.1 Métabolisme
L’iode inhalé (classe d’absorption type F) est exhalé à 50 %. L’autre moitié atteint rapidement la circulation sanguine (taux de résorption f1 = 1). De là environ 30 % est résorbé en 1 jour dans la glande thyroïde et 70 % est éliminé par voie urinaire. La période biologique dans la glande thyroïde est de 80 jours et la période physique est de 60 jours.
26.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 1300 Bq
Mesure à l’aide d’un moniteur thyroïdien de l’activité de I-125 M en Bq.
26.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
26.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,52×10-7
0,66×10-7
0,90×10-7
Intervalle de surveillance T = 90 jours
2,6×10-7
26.5 Interprétation en cas d’incorporation antérieure
Intervalle de surveillance T = 90 jours:
27. I-131
27.1 Métabolisme
L’iode inhalé (classe d’absorption type F) est exhalé à 50 %. L’autre moitié atteint rapidement la circulation sanguine (taux de résorption f1 = 1). De là environ 30 % est résorbé en 1 jour dans la glande thyroïde et 70 % est éliminé par voie urinaire. La période biologique dans la glande thyroïde est de 80 jours. La durée de séjour de l’iode-131 dans la thyroïde est ainsi déterminée par sa période physique de 8 jours.
27.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 2000 Bq
Mesure à l’aide d’un moniteur thyroïdien de l’activité de I-131 M en Bq.
27.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
27.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,092×10-6
0,10×10-6
0,11×10-6
0,13×10-6
Intervalle de surveillance = 30 jours
0,31×10-6
5,2×10-6
27.5 Correction pour une incorporation antérieure
28. Ba-133
28.1 Métabolisme
Le métabolisme du baryum dans le corps dépend très fortement de la solubilité de ses composés; de manière générale, le comportement du baryum est toutefois similaire à celui du calcium ou du strontium. Les composés solubles du baryum (classe d’absorption type F) atteignent très rapidement et presque entièrement la circulation sanguine; les composés peu solubles sont éliminés en quelques jours par les poumons et, en partie, par les selles, pour moitié environ via la circulation sanguine et pour l’autre moitié via le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,1). Le baryum qui atteint la circulation sanguine est déposé dans les os ou éliminé, principalement par l’urine.
28.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 6000 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité en Ba-133 M en Bq.
28.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
28.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
Lorsque le moment de l’incorporation est inconnu, on pose t=T/2
3,69×10-9
6,60×10-9
1,10×10-8
1,64×10-8
2,20×10-8
2,75×10-8
3,24×10-8
4,79×10-8
5,78×10-8
6,89×10-8
7,99×10-8
1,06×10-7
29. Cs-134
29.1 Métabolisme
Le césium inhalé (classe d’absorption type F) est exhalé à 50 %. L’autre moitié atteint rapidement la circulation sanguine (taux de résorption f1 = 1). Cette fraction se répartit uniformément dans le corps entier. 10 % de cette activité sont éliminés avec une période biologique de 2 jours, principalement par l’urine; les 90 % restants sont éliminés avec une période biologique de 110 jours chez les hommes et 70 jours chez les femmes. Pour la surveillance d’incorporation, on utilise la période correspondant au métabolisme masculin.
29.2 Méthodes de mesure
Mesure directe du rayonnement gamma avec un instrument de mesure de l’activité thoracique. Comme le césium passe rapidement du poumon dans le corps, on ne peut s’attendre à ce que cette mesure comprenne tout le césium inhalé. Ainsi on admet qu’elle ne compte que 50 % de l’activité incorporée.
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité de Cs-134 M en Bq.
29.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
29.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,16×10-7
0,19×10-7
0,21×10-7
0,22×10-7
0,23×10-7
0,25×10-7
0,27×10-7
0,34×10-7
Intervalle de surveillance = 180 jours
0,42×10-7
0,80×10-7
29.5 Correction pour une incorporation antérieure
30. Cs-137
30.1 Métabolisme
30.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 9000 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité de Cs-137 M en Bq.
30.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
30.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
1,6×10-8
1,9×10-8
4,8×10-8
8,6×10-8
30.5 Correction pour une incorporation antérieure
31. Eu-152
31.1 Métabolisme
Une grande partie de l’europium inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,005). L’europium qui atteint la circulation sanguine est déposé à environ 40 % dans les os et à environ 40 % dans le foie (période biologique de 3500 jours); 6 % de l’europium atteignent les reins, où ils sont éliminés avec une période biologique d’environ 10 jours.
31.2. Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 1000 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité en Eu-152 M en Bq.
31.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
31.4. Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
5,48×10-8
1,80×10-7
2,52×10-7
3,02×10-7
3,27×10-7
3,39×10-7
3,65×10-7
4,01×10-7
4,49×10-7
4,81×10-7
5,29×10-7
5,64×10-7
32. Sm-153
32.1 Métabolisme
Le samarium inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0.0005) La faible quantité de samarium qui atteint la circulation sanguine est déposé à 90 % dans les os et le foie avec une période biologique de 3500 ans. La durée de séjour du samarium-153 dans le corps est ainsi principalement déterminée par sa période physique de 46,7 heures.
32.2 Méthodes de mesure
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Sm-153 M en Bq.
32.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
32.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
1,96×10-9
5,31×10-9
1,30×10-8
2,61×10-8
4,42×10-8
6,83×10-8
1,01×10-7
3,05×10-7
1,14×10-5
4,22×10-4
33. Eu-154
33.1 Métabolisme
33.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 800 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité en Eu-154 M en Bq.
33.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
33.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
7,10×10-8
1,35×10-7
2,33×10-7
3,92×10-7
4,24×10-7
4,40×10-7
4,74×10-7
5,21×10-7
5,85×10-7
6,27×10-7
6,95×10-7
7,46×10-7
34. Er-169
34.1 Métabolisme
L’erbium inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,0005). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour de cette fraction est déterminée par la période physique de 9,4 jours. La faible quantité d’erbium qui atteint la circulation sanguine est déposée à 65 % dans les os et le foie ou est éliminée directement par les excréta.
34.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 1000 Bq cm-2
Mesure par compteur proportionnel après séparation chimique de la concentration du Er—169 dans l’urine Cu en Bq/l.
34.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
34.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
4,25×10-7
4,75×10-6
2,95×10-5
4,60×10-5
5,17×10-5
5,65×10-5
6,16×10-5
1,91×10-4
4,47×10-4
35. Lu-177
35.1 Métabolisme
Le lutétium inhalé (classe d’absorption type M) est rapidement éliminé via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0.0005) La faible quantité de lutétium qui atteint la circulation sanguine est déposée à env. 62 % dans l’organisme (principalement les os) avec une période biologique de 3500 ans. Le reste est éliminé à part égale par les selles et l’urine. La durée de séjour du lutétium dans le corps est ainsi principalement déterminée par sa période physique de 6,7 jours.
35.2 Méthodes de mesure
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Lu-177 M en Bq.
35.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
35.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
3,48×10-9
7,63×10-9
1,56×10-8
2,58×10-8
3,57×10-8
4,38×10-8
5,08×10-8
7,27×10-8
1,27×10-7
2,23×10-7
6,75×10-7
36. Re-186
36.1 Métabolisme
Le rhénium inhalé (classe d’absorption type M) se fixe de façon active dans la thyroïde, l’estomac, le foie et les intestins. On admet que le reste de l’activité se répartit uniformément dans tout l’organisme. Environ 70 % du rhénium est éliminé à part égale par les selles et l’urine avec une période biologique de 1,6 jour (taux de résorption f1 = 0,8).
36.2 Méthodes de mesure
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Re-186 M en Bq.
36.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
36.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
2,74×10-9
4,90×10-9
8,22×10-9
1,94×10-8
2,80×10-8
3,90×10-8
9,09×10-8
2,89×10-7
8,28×10-7
6,22×10-6
37. Re-188
37.1 Métabolisme
37.2 Méthodes de mesure
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Re-188 M en Bq.
37.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
37.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
3,75×10-9
1,49×10-8
5,53×10-8
1,93×10-7
6,43×10-7
2,06×10-6
6,33×10-6
1,61×10-4
2,75×10-2
38. Tl-201
38.1 Métabolisme
Le thallium inhalé (classe d’absorption type F) est exhalé à 50 %. L’autre moitié atteint rapidement la circulation sanguine (taux de résorption f1 = 1). Cette fraction se répartit à 97 % uniformément dans le corps entier, et 3 % vont dans les reins. Le thallium est éliminé avec une période biologique de 10 jours.
38.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 55 000 Bq
Mesure à l’aide d’un anthropogammamètre de l’activité Tl-201 M en Bq.
38.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
38.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,16×10-9
0,25×10-9
0,35×10-9
0,48×10-9
0,66×10-9
0,89×10-9
Intervalle de surveillance = 14 jours
1,19×10-9
1,61×10-9
2,16×10-9
2,91×10-9
9,55×10-9
56,7×10-9
39. Ra-223
39.1 Métabolisme
Le radium inhalé (classe d’absorption type M) est éliminé en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 0,2). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour dans les poumons est déterminée par les mécanismes de clearance pulmonaire. Le radium qui atteint la circulation sanguine est d’abord déposé dans les os.
39.2 Méthodes de mesure
Seuil de mesure: 50 Bq cm-2
Mesure de la concentration de radium-223 et des filles dans l’urine Cu en Bq/l.
39.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps entre l’événement et la 1re mesure
39.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
4,79×10-2
7,16×10-2
1,10×101
40. Ra-226
40.1 Métabolisme
40.2 Méthodes de mesure
Mesure de la concentration des émetteurs-á de l’air de la place de travail.
Seuil de mesure: 380 Bq h/m3 (valeur intégrée sur une année)
Mesure de la concentration de radium-226 et des filles dans l’urine Cu en Bq/l.
40.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
40.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure
0,20×10-2
0,99×10-2
2,11×10-2
2,93×10-2
5,42×10-2
17,6×10-2
32,6×10-2
48,8×10-2
68,8×10-2
151×10-2
275×10-2
40.5 Correction pour une incorporation antérieure
41. Th-232
41.1 Métabolisme
Le thorium-232 inhalé (hypothèse: oxyde ou hydroxyde, classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 2×10-4). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour dans les poumons est déterminée, à cause de la longue période physique, par les mécanismes de clearance pulmonaire. Le thorium qui atteint la circulation sanguine est principalement déposé à long terme dans les os, la moelle osseuse recevant cependant aussi une dose relativement élevée à cause de la restructuration osseuse continue.
41.2. Méthodes de mesure
Mesure de la concentration en thorium-232 de l’air de la place de travail (surveillance de l’air ambiant).
Seuil de mesure: 70 Bq×h/m3 (valeur intégrée sur une année)
En cas de dépassement du seuil de mesure, on collecte et on mesure les selles et les urines des 3 premiers jours. Si la mesure est supérieure à 10 fois le seuil de mesure, on effectue aussi une mesure à l’anthropogammamètre.
En complément aux mesures de tri, on effectue chaque année une mesure de la concentration en thorium-232 dans l’urine Cu en Bq/l.
41.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
41.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure.
Chaque résultat positif est à analyser individuellement.
E50 = Cu.{einh/m(t)}
E50 = Ms.{einh/m(t)}
E50 = M.{einh/m(t)}
lors de la mesure d’urine
lors de la mesure des selles
lors de la mesure du corps entier
einh/m(t) [Sv.l/Bq]
einh/m(t) [Sv.j/Bq]
E50: Dose engagée durant 50 ans en Sv
Cu: Valeur de mesure en Bq/l (mesure d’urine)
Ms: Valeur de mesure en Bq/j (mesure des selles)
M: Valeur de mesure en Bq (mesure du corps entier)
einh: Facteur de dose en Sv/Bq
m(t): Fraction d’excrétion dans l’urine journalière (= 1,4 l) en l-1 ou dans les selles en j-1 ou rétention du corps entier.
t: Laps de temps entre la mesure et l’incorporation en jours.
Lorsque le moment de l’incorporation est inconnu, on pose t = T/2.
0,011×10-2
0,24×10-4
0,0075×10-2
0,48×10-4
0,014×10-2
0,86×10-4
0,034×10-2
0,086×10-2
0,21×10-2
0,48×10-2
1,9×10-4
2,4×10-2
2,1×10-4
2,4×10-4
4,8×10-2
11×10-2
3,1×10-4
32×10-2
3,6×10-4
42. U-235
42.1 Métabolisme
L’uranium inhalé (hypothèse: oxyde; classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 2×10-3). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour dans les poumons est déterminée par les mécanismes de clearance pulmonaire. L’uranium qui atteint la circulation sanguine est éliminé assez efficacement par les reins. La dose pulmonaire domine; la rétention osseuse est de peu d’importance. Dans le cas de composés solubles, tels que UF6, il faut aussi faire attention à la toxicité chimique.
42.2 Méthodes de mesure
Mesure de la concentration en uranium-235 de l’air de la place de travail (surveillance de l’air ambiant).
Seuil de mesure: 140 Bq×h/m3 (valeur intégrée sur une année)
En cas de dépassement du seuil de mesure, on collecte et on mesure les selles et les urines des 3 premiers jours.
Mesure de la concentration en uranium-235 dans l’urine Cu en Bq/l.
42.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
42.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure.
m(t): Fraction d’excrétion dans l’urine journalière (= 1,4 l) en l-1 ou dans les selles en j-1
0,055×10-3
0,038×10-3
0,073×10-3
0,44×10-3
17×10-3
24×10-3
165×10-3
43. U-238
43.1 Métabolisme
43.2 Méthodes de mesure
Mesure de la concentration en uranium-238 de l’air de la place de travail (surveillance de l’air ambiant).
Seuil de mesure: 150 Bq×h/m3 (valeur intégrée sur une année)
Mesure de la concentration en l’uranium-238 dans l’urine Cu en Bq/l.
43.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
43.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure.
Ms: Valeur de mesure en Bq/j(mesure des selles)
0,052×10-3
0,036×10-3
0,068×10-3
2,3×10-3
23×10-3
52×10-3
154×10-3
44. Np-237
44.1 Métabolisme
Le neptunium inhalé (hypothèse: classe d’absorption type M) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 5×10-4). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour relativement courte dans les poumons est déterminée par les mécanismes de clearance pulmonaire. Le neptunium qui atteint la circulation sanguine est déposé à long terme dans les os et le foie. La moelle osseuse et les cellules germinales reçoivent aussi des doses relativement élevées. Lorsque la clearance pulmonaire est avancée, l’élimination a lieu principalement par voie urinaire.
44.2 Méthodes de mesure
Mesure de la concentration en neptunium-237 de l’air de la place de travail (surveillance de l’air respiré).
Seuil de mesure: 60 Bq×h/m3 (valeur intégrée sur une année)
Mesure de la concentration en neptunium-237 dans l’urine Cu en Bq/l.
44.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
44.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure.
lors de la mesure des poumons
M: Valeur de mesure en Bq (mesure des poumons)
m(t): Fraction d’excrétion dans l’urine journalière (= 1,4 l) en l-1 ou dans les selles en j—1 ou rétention dans les poumons
3,4×10-3
0,010×10-2
0,019×10-2
4,4×10-2
0,045×10-2
6,2×10-2
0,12×10-2
8,1×10-2
0,28×10-2
0,65×10-2
2,9×10-4
3,6×10-2
5,4×10-2
13×10-4
45. Pu-239
45.1 Métabolisme
Le plutonium inhalé (hypothèse: oxyde; classe d’absorption type S) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 1×10-5). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour dans les poumons est déterminée par les mécanismes de clearance pulmonaire. Le plutonium qui atteint la circulation sanguine est déposé à long terme dans le foie et les os, la moelle osseuse recevant cependant aussi une dose relativement élevée à cause de la restructuration osseuse continue.
45.2 Méthodes de mesure
Mesure de la concentration en plutonium-239 de l’air de la place de travail (surveillance de l’air respiré).
Seuil de mesure: 100 Bq×h/m3 (valeur intégrée sur une année)
En complément aux mesures de tri on effectue chaque année une mesure de la concentration en plutonium-239 dans l’urine Cu.
45.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps entre l’événement et la 1re mesure
45.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure.
0,0052×10-2
0,0099×10-2
0,024×10-2
0,059×10-2
0,15×10-2
0,33×10-2
3,3×10-2
7,5×10-2
22×10-2
46. Am-241
46.1 Métabolisme
L’américium inhalé (tous les composés; hypothèse: classe d’absorption type M) est éliminé à 90 % en quelques heures à quelques jours via le nez et le tube digestif (taux de résorption f1 = 5×10-4). Environ 5 % reste à plus long terme dans les poumons. La durée de séjour relativement courte dans les poumons est déterminée par les mécanismes de clearance pulmonaire. L’américium qui atteint la circulation sanguine est déposé à long terme dans les os et le foie. La moelle osseuse et les cellules germinales reçoivent aussi des doses relativement élevées. Lorsque la clearance pulmonaire est avancée, l’élimination a lieu principalement par voie urinaire.
46.2 Méthodes de mesure
Mesure de la concentration en américium-241 de l’air de la place de travail (surveillance de l’air respiré).
Seuil de mesure: 30 Bq×h/m3 (valeur intégrée sur une année)
En cas de dépassement du seuil de mesure, on collecte et on mesure les selles et les urines des 3 premiers jours. Si la mesure est supérieure à 10 fois le seuil de mesure, on détermine aussi l’activité dans les poumons à l’aide d’un instrument de mesure de l’activité thoracique.
Mesure de la concentration en américium-241 dans l’urine Cu en Bq/l.
46.3 Intervalles de surveillance T et laps de temps t entre l’événement et la 1re mesure
46.4 Interprétation sans tenir compte d’une incorporation antérieure.
m(t): Fraction d’excrétion dans l’urine journalière (= 1,4 l) en l-1 ou dans les selles en j-1 ou rétention dans les poumons
0,025×10-2
0,018×10-2
4,8×10-4
4,9×10-4
0,082×10-2
0,51×10-2
6,4×10-2
9,6×10-2
14×10-2
41×10-2
12×10-4
159×10-2
23×10-4
C Explications concernant les fiches spécifiques
Les fiches spécifiques aux radionucléides sont établies selon un schéma unifié. Chaque fiche comprend cinq parties. Dans la première, un aperçu du métabolisme de la sub- stance est donné. Les méthodes de mesure d’incorporation et de tri sont indiquées dans la seconde partie. Lorsque le seuil de mesure n’est pas dépassé, on peut admettre en général que la dose efficace annuelle engagée ne dépasse pas 1 mSv. Dans la partie suivante, les intervalles de surveillance sont indiqués. Les deux derniers paragraphes permettent l’interprétation des résultats de mesure selon l’annexe 11.
1. Métabolisme:
ICRP 301, ICRP 78, ICRP 119
2. m(t):
ICRP 78, BfS2
3. einh:
ICRP 68 (identique au BSS3 et à la directive 96/29/Euratom4)
Deutsches Bundesamt für Strahlenschutz, www.bfs.de
International Atomic Energy Agency (IAEA): International Basic Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources (1996), Safety Series No. 115, www.iaea.org.
4 Directive 96/29/Euratom du Conseil du 13 mai 1996 fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants, JOCE No L 159 du 29 juin 1996, p. 1 ss.
RO 2017 4553
01.01.2000 - 01.01.2018
Ordonnance du 7 octobre 1999 sur la dosimétrie individuelle (Ordonnance sur la dosimétrie)