Annexe R. Stratégie de sécurité radiologique et de contrôle de l’exposition
R.1 Considérations de radioprotection
R.1.1 Généralités
Les procédures de contrôle des doses pour les équipes de terrain du GSREASS sont présentées en détail dans le plan d’intervention du GSREASS et ces procédures doivent être prises en compte lors de l’élaboration des procédures de contrôle des doses pour les autres travailleurs d’urgence.
Un équipement doit être disponible pour mesurer et/ou déterminer la dose reçue par le personnel de terrain, y compris (si nécessaire) :
- Dosimètre passif (p. ex., un DTL ou un DLSO) pour tous les travailleurs d’urgence
- Des dosimètres à lecture directe (DLD) (p. ex., des dosimètres électroniques personnels (DEP)) pour tous les travailleurs d’urgence ou une personne représentative de tous les groupes à risque
- Des radiamètres
- De l’équipement de prélèvement d’échantillons d’air et des contaminamètres.
R.1.2 Contrôle de l’exposition
Quelles que soient les doses admissibles données (voir le Tableau R-1), il faut exercer une diligence raisonnable pour maintenir les doses individuelles au niveau ALARA.
Action | Dose efficace (mSv) | Dose équivalente sur la peau (mSv) |
---|---|---|
Dose admissible pour la participation au contrôle des situations d’urgence | 50 | 500 |
Dose admissible pour les mesures prises pour minimiser les conséquences des doses associées au rejet de matières radioactives pour les membres du public. | 100 | 1 000 |
Dose admissible pour les mesures prises pour prévenir les effets des rayonnements sur la santé qui sont mortels ou potentiellement mortels ou qui entraînent des lésions permanentes. | 500 | 5 000 |
Dose admissible pour les mesures prises pour prévenir l’apparition de conditions susceptibles d’avoir des répercussions importantes sur les personnes et l’environnement. | 500 | 5 000 |
Tous les membres du personnel qui participent en tant que travailleurs d’urgence doivent recevoir une formation pour s’acquitter de leurs responsabilités lors d’une situation d’urgence réelle et être informés :
- Des risques radiologiques auxquels ils pourraient être exposés;
- Des règles, règlements, décrets, directives, plans et procédures applicables
- De l’équipement, des vêtements, des méthodes et des mesures à employer pour réduire les doses de rayonnement;
- De leurs responsabilités, obligations et droits, y compris les responsabilités de la personne en matière de protection individuelle et collective;
- De leurs niveaux de dose de rayonnement prévus;
- De la dose admissible indiquée et des niveaux de contrôle de la gestion des doses;
- Des effets possibles des rayonnements pendant la grossesse, des droits et obligations des femmes enceintes;
- Du fait que la désignation ne sera en vigueur que pendant la situation d’urgence nucléaire.
R.1.3 Débit de dose de retrait préventif
Les débits de dose de retrait préventif sont associés au statut de sécurité du secteur indiqué dans le Tableau R-2 et constituent le fondement de la prise des décisions en matière de sécurité au CTU. Si les valeurs associées au débit de dose sont dépassées, le membre doit quitter la zone lorsqu’il peut le faire en toute sécurité ou s’éloigner de la source de rayonnement jusqu’à ce que le débit de dose soit inférieur à celui qui a été fixé par le CTU. Pour utiliser les débits de dose de retrait préventif, les membres du personnel doivent disposer :
- D’un débitmètre portatif qui peut être porté par une personne représentative d’un groupe et doit être étroitement surveillé en tout temps dans les zones qui présentent un risque d’exposition aux rayonnements; et/ou
- D’un DLD qui doit être porté en cas de risque d’exposition aux rayonnements. Le DLD doit être configuré en sélectionnant une alarme de dose et de débit de dose et pourra être utilisé pour indiquer des niveaux de rayonnement excessifs, indépendamment du dosimètre portatif ou en association avec celui-ci.
Le DLD mesure à la fois la dose accumulée et le débit de dose que la personne reçoit de son environnement. Cependant, le DLD et le dosimètre mesurent le taux incident de rayonnement. La limite indiquée ne s’applique donc qu’aux situations où la personne porte des vêtements et un équipement de protection respiratoire adéquats.
Statut du secteur | Critères |
---|---|
Rouge | > 1 rem/h (10 mSv/h) Durée de présence recommandée – 1 heure |
Orange | 25 mrem/h (250 µSv/h) à < 1 rem/h (10 mSv/h) Durée de présence recommandée – 4 heures |
Jaune | 0,1 mrem/h (1 µSv/h) à < 25 mrem/h (250 µSv/h) Durée de présence recommandée – 4 heures |
Vert | < 0,1 mrem/h (1 µSv/h) Durée de présence recommandée – Pas de limite |
Le Tableau R – 3 décrit certaines des mesures qui peuvent devoir être prises sur le terrain après un rejet. D’autres précautions sont présentées dans le Tableau R-4.
R.1.4 Équipement de protection individuelle
Un EPI sera fourni aux membres chargés d’effectuer des relevés et des prélèvements d’échantillons dans tout secteur susceptible d’être contaminé à la suite d’un rejet nucléaire. Des précisions sur le type, la quantité et les capacités des EPI sont données dans le manuel provincial des installations nucléaires, de l’équipement et de l’entretien. En général, l’EPI doit comporter une couche extérieure pour protéger la peau et assurer la protection des voies respiratoires. L’EPI doit pouvoir être scellé aux poignets, aux chevilles, à la taille, au cou et autour du visage. L’utilisation de ruban adhésif pour assurer l’étanchéité est acceptable. Des exigences plus détaillées concernant l’EPI sont présentées dans le Tableau R – 5.
R.2 Tableaux du Statut de sécurité du Secteur
Statut de sécurité | Mesures de précaution pour les travailleurs d’urgence |
---|---|
Vert | Aucune précaution n’est nécessaire. Aucune limite de la durée de présence. |
Jaune |
|
Orange |
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Rouge |
|
Bande (exposition aiguë ou par année) | Type de situation |
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20-100 mSv | Situations d’urgence, où des événements aux conséquences incertaines nécessitent des mesures de protection urgentes, telles que la mise à l’abri et l’évacuation, ayant pour but de minimiser les répercussions d’une exposition possible aux rayonnements. |
1–20 mSv | Situations existantes, où la radioactivité est déjà présente dans l’environnement au moment où des mesures sont prises pour réduire l’exposition aux rayonnements. Si les doses sont optimisées en dessous de ce niveau de référence, il est possible de vivre en toute sécurité dans la zone contaminée. |
Remarque : Tiré de https://www.cnsc-ccsn.gc.ca/fra/resources/fact-sheets/reference-levels/
Statut de sécurité du secteur | EPI recommandé (doit être déterminé au moment opportun) |
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Rouge |
|
Orange |
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Jaune |
|
Vert |
|
Des curies aux becquerels | Des becquerels aux curies |
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1 kilocurie (kCi) ≈ 37 térabecquerel (TBq) | 1 térabecquerel (TBq) ≈ 27 curies (Ci) |
1 curie (Ci) ≈ 37 gigabecquerel (GBq) | 1 gigabecquerel (GBq) ≈ 27 millicurie (mCi) |
1 millicurie (mCi) ≈ 37 mégabecquerels (MBq) | 1 mégabecquerel (MBq) ≈ 27 microcuries (μCi) |
1 microcurie (µCi) ≈ 37 kilobecquerels (kBq) | 1 kilobecquerel (kBq) ≈ 27 nanocuries (nCi) |
1 nanocurie (nCi) ≈ 37 becquerels (Bq) | 1 becquerel (Bq) ≈ 27 picocuries (pCi) |
1 picocurie (pCi) ≈ 37 millibecquerels (mBq) |
Des rems aux sieverts | Des sieverts aux rems |
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1 kilorem (krem) = 10 sieverts (Sv) | 1 sievert (Sv) = 100 rems (rem) |
1 rem (rem) = 10 millisieverts (mSv) | 1 millisievert (mSv) = 100 millirems (mrem) |
1 millirem (mrem) = 10 microsieverts (μSv) | 1 microsievert (μSv) = 100 microrems (μrem) |
1 microrem (μrem) = 10 nanosieverts (nSv) | 1 nanosievert (nSv) = 100 nanorems (nrem) |
Multiples | Sous-multiples |
---|---|
Téra (T) = x 10 12 | Pico (p) = x 10 – 12 |
Giga (G) = x 10 9 | Nano (n) = x 10 – 9 |
Méga (M) = x 10 6 | Micro (µ) = x 10 – 6 |
Kilo (k) = x 10 3 | Milli (m) = x 10 – 3 |