L'EXPOSITION EXTERNE ET SA MESURE

INTRODUCTION A LA DOSIMETRIE DES TRAVAILLEURS D'EDF

La dosimétrie des rayonnements ionisants a pour but de mesurer les conséquences physiques ou biologiques d'une exposition et de permettre au médecin du travail, à l'employeur et à l'individu d'assurer une surveillance dosimétrique individuelle.

A ce but essentiel, il faut ajouter un effet psychologique sécurisant. En effet, l'atteinte par les rayonnements ionisants est parfaitement indétectable par les organes des sens. Invisibles et indolores, les rayonnements ionisants peuvent provoquer des dommages biologiques importants sans que la personne s'en aperçoive : c'est ce qui leur confère leur caractère inquiétant.

Heureusement, la plupart des détecteurs actuels utilisés pour la dosimétrie individuelle permettent de mesurer des quantités infimes de rayonnements, plus faibles même que l'irradiation naturelle à laquelle l'humanité est soumise depuis son origine.

Le dosimètre individuel est donc en quelque sorte le 6e sens qui peut mettre en garde la personne avant l'apparition d'un réel danger.

La dosimétrie individuelle sert à établir une véritable prévention des effets nocifs des rayonnements ionisants.

Sur le plan pratique, la dosimétrie pose deux problèmes différents mais étroitement liés :
- a détermination de la dose reçue par une personne exposée au rayonnement d'une source externe à son organisme : c'est la dosimétrie externe, seul sujet traité dans ce chapitre,
- l'estimation de la dose reçue par une personne du fait de la présence dans son organisme d'une substance radioactive, c'est la dosimétrie interne .

LES GRANDEURS DE LA DOSIMETRIE INDIVIDUELLE

MESURE: Pour évaluer l'irradiation d'une substance soumise à l'action des particules ionisantes, la grandeur de base est la dose absorbée.

La dose absorbée correspond à l'énergie cédée par le rayonnement à l'unité de masse de la matière et est exprimée en gray (Gy) qui vaut un joule par kilogramme. Cette mesure n'a de sens que si l'on connaît le point exact où elle a été faite ainsi que la nature précise de la matière. En effet, la dose absorbée n'est pas la même pour des matières de composition chimique, de masse ou de forme différentes soumises à une même irradiation.

La radioprotection s'intéresse au corps humain : la dose doit donc être définie dans ce corps ou dans un corps équivalent appelé "fantôme".

De plus, pour caractériser le risque biologique résultant d'une irradiation, il faut considérer que tous les rayonnements, à dose égale, n'ont pas la même efficacité (facteur de qualité ou facteur de pondération du rayonnement). La CIPR a proposé d'appeler ces doses «doses équivalentes». Leur unité est le Sievert (Sv).

Ces grandeurs n'étant pas directement mesurables, la Commission Internationale des Unités Radiologiques et des mesures (ICRU) a défini des équivalents de dose dans un fantôme standard pour les mesures pratiques de radioprotection. Ce sont les grandeurs opérationnelles.

Enfin, pour caractériser le faisceau servant à étalonner les dosimètres, la grandeur utilisée pour le cas des photons gamma est le KERMA dans l'air (Kinetic Energy Release in MAterial) ; pour les neutrons, la grandeur de base est la fluence, ce qui correspond à un nombre de neutrons d'énergie donnée par unité de surface.

LES GRANDEURS OPERATIONNELLES (extrait du rapport ICRU 39)

Deux concepts sont introduits pour la surveillance individuelle. Le premier, l'équivalent de dose individuel en profondeur Hp(d) convient aux organes situés en profondeur qui sont irradiés par des rayonnements fortement pénétrants. Le second, l'équivalent de dose individuel en surface convient aux organes situés près de la surface du corps qui sont irradiés par des rayonnements faiblement ou fortement pénétrants. En pratique, sont considérés comme faiblement pénétrants les rayonnements b et les g d'énergie inférieure à 15 Kev.

Par convention, l'ICRU a choisi de mesurer les grandeurs dosimétriques à l'intérieur d'une sphère de 30 cm de diamètre, en matériau équivalent tissu, de masse volumique 1 g par cm3.

Dans le cas de la surveillance individuelle, la grandeur à mesurer Hp(d) est l'équivalent de dose dans les tissus mous en un point spécifié sous une profondeur d avec d = 1 cm pour la dose profonde et d = 0,07 mm pour la dose en surface.

La sphère ICRU constitue un fantôme valable mais pratiquement, on peut utiliser un fantôme de forme parallèlépipédique de 30 x 30 x 15 cm en matériau équivalent tissu.

Les nouvelles grandeurs opérationnelles ne sont pas vraiment entrées en vigueur en France. Aussi, rencontre-t-on couramment des appareils conçus pour mesurer des doses absorbées correspondant à la «dose cristallin» (dose à 300 mg par cm2, ou à 3 mm de profondeur). Dans la pratique, cette dose représente la dose organisme entier.

PRECISION RECHERCHEE

La CIPR recommande un système de limitation des doses dont les valeurs ne peuvent pas être déterminées par des mesures directes. Elle précise que lorsque les doses équivalentes sont de l'ordre des limites annuelles d'exposition, l'erreur dans leur évaluation ne doit pas excéder 50 %. Pour les mesures situées entre 1/5 à 1/10 des limites annuelles, l'erreur peut atteindre un facteur 2.

A noter : la précision recherchée pour les instruments de mesure (Normes ISO et CEI) est de ± 20 %.

DISPOSITIONS LEGALES CONCERNANT LA SURVEILLANCE DOSIMETRIQUE EXTERNE

MESURE: En application des directives européennes 80/836 du 15 juillet 1980 et 84/467 du 3 septembre 1984, la prise en compte par la réglementation a été opérée par l'adaptation de trois décrets existants et relatifs à la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants.

Les modifications ont peu concerné la surveillance dosimétrique et les arrêtés datés d'avril 1968 ont été confirmés par un arrêté du 30 septembre 1987.

Les nouvelles directives européennes 96/29 du 13 mai 1996 et 97/43 du 30 juin 1997 vont nécessiter une révision des dispositions actuelles.

OBLIGATION DE SURVEILLANCE DOSIMETRIQUE: (décret 88-662 du 6 mai 1988)

«Les travailleurs appartenant à la catégorie A doivent faire l'objet d'une surveillance individuelle de l'exposition. S'il s'agit d'une exposition externe, l'évaluation des équivalents de doses* reçues doit être assurée au moyen de dosimètres relevés mensuellement....».

TYPES DE DOSIMETRE :(arrêté du 19 avril 1968)

"Les travailleurs directement affectés à des travaux sous rayonnements et exposés au risque d'irradiation externe doivent être munis de dosimètres photographiques individuels".

Modes d'utilisation des dosimètres individuels

Le même arrêté précise :

"Le dosimètre est obligatoirement porté pendant les heures de travail. Hors de ces dernières, il est obligatoirement rangé sur un tableau nominatif prévu à cet effet et portant un film témoin".

"L'identification du dosimètre au nom du porteur doit être apparente et l'identification numérique exclure toute équivoque".

Spécifications techniques

Pour la totalité des rayonnements effectivement utilisés, le seuil de mesure doit être au moins de 0,5 mSv et l'étendue minimale de la gamme couverte de 250 mSv.

Le type de dosimètre utilisé doit être adapté au type de rayonnements en cause notamment par l'usage d'écrans appropriés.

Interprétation

Tout dosimètre ne présentant pas de noircissement décelable doit être considéré comme ayant reçu une dose nulle.

Laboratoires dosimétriques

Certains chefs d'Installation Nucléaire de Base (EDF, CEA, COGEMA) peuvent être autorisés, par arrêté du ministre chargé du travail, à assurer eux-mêmes la surveillance dosimétrique de leur propre personnel. Dans ce cas, les résultats sont communiqués à l'OPRI qui vérifie périodiquement la qualité des mesures.

La dosimétrie opérationnelle faisant appel à d'autres types de dosimètre que le dosimètre photographique ne fait l'objet d'aucun texte réglementaire en France.

LES DOSIMETRES INDIVIDUELS

DU DOSIMETRE A LA DOSE

Le dosimètre individuel est un détecteur de particules ionisantes qui permet d'évaluer l'irradiation subie par la personne qui le porte sous l'action de rayonnements provenant de sources externes. Il se distingue de la plupart des autres dosimètres non seulement par son caractère "porté" mais aussi par la nature indirecte de la mesure pour laquelle il est utilisé. En effet, un dosimètre ne peut indiquer que la dose qu'il reçoit ; or, le dosimètre est employé pour estimer la dose absorbée par l'individu qui le porte.

A cette première limitation, s'ajoute celle qui tient au fait qu'il n'est pas sensible à tous les rayonnements (par exemple, les dosimètres gamma sont insensibles aux neutrons) pour un rayonnement donné ; il n'est pas identiquement sensible à toutes les énergies de ce rayonnement.

De plus, la présence du corps qui porte le dosimètre modifie l'irradiation du dosimètre, sans oublier l'effet dû à la corpulence du porteur.

La différence entre ce qui est véritablement mesuré et l'objet de la mesure constitue l'une des principales sources de difficultés de la dosimétrie individuelle.

UNE GRANDE DIVERSITE DE DOSIMETRES

Il existe différents types de dosimètres selon le rayonnement mesuré, selon le point du corps où ils doivent être portés. Il en existe deux catégories :
- les dosimètres passifs basés sur une mesure différée d'une modification durable du détecteur après une période d'utilisation plus ou moins longue,
- les dosimètres actifs mettant en œuvre des ensembles électroniques permettant d'obtenir immédiatement les informations.
La dosimétrie passive est essentiellement utilisée en dosimétrie systématique et réglementaire des travailleurs. La dosimétrie active a un rôle d'alarme par connaissance rapide de la dose, elle est utilisée en dosimétrie dite "opérationnelle".

DOSIMETRE PASSIVE

Les dosimètres photographiques

C'est grâce à une émulsion photographique qu'Henri Becquerel découvrit la radioactivité. Les émulsions photographiques servirent ensuite à la radiographie et c'est tout naturellement que les premiers dosimètres individuels furent des films, plus précisément des films de radiographie dentaire.

L'émulsion photographique présente cependant de nombreux inconvénients. Elle est sensible à diverses vapeurs chimiques et à beaucoup de rayonnements non ionisants, c'est pourquoi il faut la maintenir à l'abri de la lumière. Elle noircit au-dessus de 60°C et l'image latente disparaît plus ou moins rapidement en fonction des conditions d'ambiance. Elle est soumise à une norme internationale (ISO 1757). Cette norme fixe les caractéristiques du dosimètre.

L'émulsion n'est pas "équivalente aux tissus", c'est-à-dire qu'elle n'absorbe pas le rayonnement comme le corps humain. La présence d'éléments lourds tels que l'argent et le brome entraîne une absorption par effet photoélectrique beaucoup plus grande que celle des tissus humains. Il en résulte une courbe de réponse en fonction de l'énergie qui varie de presque deux ordres de grandeur entre 50 KeV et 1 MeV. Il faut donc placer le film sous différents écrans pour aplanir cette variation.

Suivant l'usage, le film peut comporter plusieurs émulsions et être placé dans un boîtier contenant des écrans utiles pour des mesures de rayonnements de différentes natures ou de différentes énergies. A titre d'exemple, le film utilisé par le CEA comporte 7 écrans dont l'un au cadmium sert à la mesure des neutrons thermiques.

Figure 9: Le port du film

Les dosimètres thermoluminescents

A la fin des années 60, les détecteurs thermoluminescents ont ouvert de nouvelles possibilités à la dosimétrie.

Ce sont des cristaux minéraux capables de restituer sous forme de lumière lorsqu'ils sont chauffés, une partie de l'énergie reçue des rayonnements ionisants.

Leurs performances présentent de sérieux avantages sur le dosimètre photographique. Tout d'abord, ils sont presque "équivalents aux tissus", ce qui évite l'usage d'écrans multiples. De plus, ils présentent une meilleure sensibilité. Enfin, leur stabilité est remarquable, ce qui permet un usage pendant plusieurs mois.

Le dosimètre thermoluminescent présente quelques inconvénients liés à la difficulté d'obtention d'informations complémentaires détaillées sur l'exposition du porteur et à la nécessité de réaliser des investissements importants lors de l'achat de la chaîne de lecture. De plus, la lecture détruit l'information contenue dans le cristal.

Les dosimètres à traces dans les matières plastiques

Ce sont des dosimètres pour les neutrons rapides (au-delà de 100 keV) : sans précaution particulière (traitement et sélection des lots) le seuil de détection est élevé (1 mSv) ; les doses équivalentes lues peuvent aller jusqu'à 100 mSv.

Leur principe est le suivant : les ions lourds (protons de recul) déplacés par leur choc avec les neutrons créent des défauts dans l'édifice moléculaire du détecteur. Après révélation par attaque chimique, on obtient des trous que l'on peut compter au microscope. Les techniques de traitement de l'image permettent une lecture automatisée.

Ils sont insensibles au rayonnement gamma. Ils n'existent qu'à l'état expérimental ou ne sont employés que pour la surveillance en routine de faibles effectifs.

Les dosimètres à bulles

Ils fonctionnent selon le principe des chambres à bulle (corps en état de surchauffe). Ressemblant à un petit tube à essai, ils contiennent, au sein d'un élastomère translucide, une émulsion d'un composé organofluoré : traversées par des particules très ionisantes (protons ou particules alpha mis en mouvement par les neutrons), les gouttelettes se vaporisent en bulles de gaz qui sont emprisonnées dans le polymère et que l'on peut compter.

Comme pour les dosimètres à traces, la lecture peut être manuelle ou automatisée. Ils sont réutilisables par recompression des bulles (environ 25 fois). La réponse en énergie est très bonne : ils peuvent être utilisés comme dosimètres universels de neutron pour mesurer des énergies, du thermique à 10 MeV. Malheureusement, la dynamique de mesure est très faible, ce qui implique parfois le port de deux dosimètres et l'addition de leurs indications.

DOSIMETRIE ACTIVE

La dosimétrie active existe depuis la mise en service des stylos électromètres à "lecture directe" : son développement est lié à une évolution technique (détecteurs, traitement électronique....) et à un besoin croissant de la part des exploitants mettant en place une politique d'optimisation de la radioprotection (application du principe ALARA). Cette politique nécessite une connaissance précise de la dose induite par chaque opération élémentaire de maintenance ainsi qu'un suivi en temps réel de la dosimétrie intégrée par chaque intervenant.

Figure 10: Le dosimètre électronique.

La conception des dosimètres au cours des dix ans écoulés a beaucoup évolué selon les points principaux suivants :

- Détection : l'évolution technologique de la fonction détection s'est déroulée en trois périodes :
1981 : détection par tube Geiger-Müller,
1985 : détecteur silicium et microprocesseur,
1989 : détecteur silicium et microprocesseur à haute intégration.

Les premiers dosimètres utilisaient des compteurs Geiger-Müller. Le passage au détecteur à semi-conducteur (diode silicium) a permis d'améliorer la linéarité de la réponse en énergie et la précision des mesures dans les débits de dose élevés.

- Caractéristiques mécaniques : Les premiers dosimètres pesaient environ 200 g pour atteindre aujourd'hui un poids de l'ordre de 120 g. La miniaturisation du dosimètre (encombrement réduit du détecteur et consommation d'énergie très faible) a conduit certains constructeurs à proposer sur le marché des dosimètres au format «carte de crédit» ne pesant que 60 g et ayant une autonomie d'un an.

- Caractéristiques dosimétriques : Celles-ci sont définies dans une norme CEI (Commission électrotechnique Internationale) publiée en 1995 sous la référence CEI-45B 1283. Cette norme est relative aux appareils de mesure de dose équivalente et de débit de dose équivalente b, X et g. Les dispositifs équipés de diodes au silicium permettent de couvrir une gamme disposant au minimum de 4 décades avec un seuil de détection de 1 µSv pour les appareils les plus performants, valeurs compatibles en radioprotection, même en cas d'accident. Les effets de saturation n'entraînent pas une annulation de l'information contrairement au problème rencontré par l'utilisation de compteurs Geiger-Müller. Les défauts de linéarité sont généralement inférieurs à ± 20 %. Il n'est pas nécessaire de se référer à une courbe d'étalonnage comme dans le cas de l'émulsion photographique. Malgré de sérieuses tentatives réalisées avec la mise en oeuvre de détecteurs à diodes ou de compteurs proportionnels équivalents aux tissus, il n'existe pas pour l'instant d'appareil à l'état de marche industrielle valable pour la détection des neutrons rapides (supérieurs à 10 keV).

- Caractéristiques opérationnelles : elles sont essentiellement liées à la rapidité de la collecte de l'information et à la gestion informatisée. Les constructeurs ont donc équipé leurs dosimètres des fonctions suivantes :
· mesure et affichage de la dose équivalente et du débit de dose équivalente,
· indication du débit de dose équivalente par éclat lumineux,
· alarmes sonores programmables ou fixes sur la dose équivalente et le débit de dose équivalente,
· gestion des seuils d'alarmes,
· capacité d'enregistrer l'évolution de la dose (historique),
· contrôle d'accès en zone contrôlée.

Sommaire     Section : Mise en oeuvre pratique de la radioprotection.