A radiação é todas as medidas tomadas para garantir a proteção do homem e do seu meio ambiente contra os efeitos nocivos das radiações ionizantes .
O princípio geral de precaução "ALARA", As Low As Reasonably Achievable, ou seja, o mais baixo possível, em francês, é aplicável ao risco de exposição à radiação ionizante. A partir deste princípio seguem três outros princípios principais que são:
Dada a sua energia, a radiação ionizante tem um efeito prejudicial nas células vivas e particularmente no DNA . A radiação pode, portanto, induzir modificações ou quebras na cadeia do DNA, que podem ou não ser reparadas.
Os efeitos assim produzidos podem ser:
As fontes de exposição à radiação ionizante podem ser de dois tipos:
Existem grandes diferenças entre esses dois tipos de exposição:
A dose efetiva é calculada levando em consideração esses dois componentes da exposição.
Origem da exposição | Dose efetiva anual média na França |
---|---|
Radon | 1,2 a 1,8 mSv |
Radiação cósmica | 0,3 mSv |
Radiação telúrica | 0,5 mSv |
Exposição natural total | 2 a 2,5 mSv |
Exposição médica total em 2002 | 0,66 a 0,83 mSv |
As doses mencionadas na tabela para a exposição das populações francesas são médias. Em relação à exposição de origem natural, as variações segundo as regiões da França e segundo os estilos de vida são significativas. Da mesma forma, o número de procedimentos médicos de “dosagem” realizados durante o ano pode variar amplamente de um indivíduo para outro (muitas pessoas não tiveram uma exposição médica em 2002).
A dose externa é gerada por diferentes tipos de exposição:
A dose de irradiação tem essencialmente uma diminuição exponencial no organismo em função da profundidade após passar por um máximo chamado Crête de Tavernier em homenagem ao físico belga Guy Tavernier que descobriu o fenômeno em 1948. Esta forma de curva é semelhante para feixes de fótons e nêutrons e raios X e gama.
Em caso de acidente, a dose pode ser avaliada com códigos de cálculo que levam em consideração a atividade da fonte, a distância, as telas e os refletores. O uso da dosimetria biológica também é eficaz na reconstituição da dose neste caso. É realizada por meio de coleta de sangue ( linfócitos ) e identificação de anomalias cromossômicas.
Os trabalhadores que podem ser submetidos à radiação ionizante durante sua atividade (indústrias nucleares, médicos, radiologistas, etc.) usam um dosímetro (dosímetro eletrônico e / ou RPL, "RadioFotoLuminescente", em substituição aos filmes dosimétricos, etc.) que mede a quantidade de radiação a que foram submetidos. Esses dispositivos permitem garantir que a pessoa não recebeu uma dose maior que o padrão tolerado ou medir sua importância.
Em 2002 , esse monitoramento dosimétrico regulatório envolveu 253.000 trabalhadores expostos à radiação ionizante , incluindo 111.000 pessoas no setor médico (o primeiro interessado, à frente do setor nuclear ).
A dose interna é gerada pela incorporação de radionuclídeos no corpo.
Como a dose externa, pode ser consequência de diferentes exposições:
Se a exposição não for crônica, a concentração de radionuclídeos no corpo diminuirá com o tempo. A dose, portanto, não é imediata, mas distribuída por vários meses ou anos. Em seguida, falamos de “dose comprometida”: a dose integrada ao longo da vida do indivíduo (ou seja, mais de 50 anos para um adulto e mais de 70 anos para uma criança).
Os radionuclídeos diminuirão de acordo com dois fenômenos:
Para levar em consideração a diminuição geral de radionuclídeos no corpo, a noção de período efetivo é usada :
A eliminação dos radionuclídeos do corpo não ocorre de forma linear. Segue uma função de excreção (ou retenção se considerarmos a evolução da atividade ainda presente no organismo).
Essas funções matemáticas dependem principalmente de radionuclídeos (para decaimento radioativo) e suas formas físico-químicas (para decaimento biológico). O modo de exposição (crônica ou aguda) e a via de entrada (inalação ou ingestão) também podem interferir nessa eliminação.
Para o usuário, há quatro regras básicas de proteção contra fontes externas de radiação: o D istance, o A ctivity, o T ime e E entalhes (mnemônicos: "DATE").
Afaste-se da fonte de radiação.
De fato, no caso de radiação que atenua pouco no ar, a dose recebida por uma fonte pontual na distância d 1 é menor do que a dose recebida na distância d 0 e pode ser calculada usando a relação quadrática inversa da distância ( esta relação é válida em todos os meios isotrópicos, bem como no vácuo):
Reduza a atividade de origem, por exemplo:
Minimize a duração da exposição à radiação.
Em caso de exposição externa, é possível a utilização de telas de proteção entre a fonte e as pessoas (o que é de fato obsoleto em caso de contaminação interna). Essas telas são escolhidas de acordo com as características da radiação ionizante emitida (por exemplo: paredes de concreto , paredes de chumbo e vidros especiais carregados com chumbo para radiação eletromagnética: gama e X ).
A radiação alfa pode ser interrompida por uma única folha de papel.
A radiação beta deve ser interrompida por telas cujos átomos que o compõem tenham baixo número atômico, de modo a não estimular a emissão de radiação de frenagem . Alguns milímetros de alumínio podem parar essa radiação, o latão e o plexiglass também permitem interromper essa radiação, alguns metros de ar também permitem detê-la.
Para radiação eletromagnética , os conceitos de “meia espessura” (ou camada de meia atenuação : CDA) e “décima espessura” são usados. Correspondem às espessuras que permitem reduzir a dose efetiva, respetivamente, em dois e dez vezes. Esses valores estão intimamente relacionados ao coeficiente de atenuação linear (ou coeficiente de atenuação de massa), µ (em cm -1 ), ele próprio dependendo do número atômico do elemento usado como tela.
Estima-se que a partir de 10 CDA (o que permitirá, portanto, a passagem de um fóton em 1024), se a fonte não for muito forte, o número de radiação restante é desprezível. Vários CDAs são, portanto, necessários para interromper o maior número possível de raios incidentes.
O avental de chumbo existe em várias espessuras de chumbo. Logicamente, um avental de chumbo de 0,5 mm interromperá mais os raios incidentes do que um avental de chumbo de 0,25 mm . Mas isso obviamente depende da energia dos raios incidentes porque um avental de chumbo de 0,25 mm será mais do que suficiente para parar os raios de baixa energia (como 40 keV) e isso é menos pesado para os ombros. No entanto, o avental torna-se ineficaz em altas energias (> 100 keV) porque não permite mais interromper a radiação de forma significativa. Também não é adequado para a radiação de partículas carregadas ( beta …) por causa da radiação de frenagem que pode ser induzida.
Existem também luvas de proteção contra radiação, cuja eficácia varia com o tipo de fonte manuseada.
A consciência do perigo da exposição excessiva à radiação ionizante levou as autoridades a estabelecerem padrões regulatórios para limites de dose radiativa . Esses limites correspondem a um risco adicional mínimo em relação ao risco natural, o que o torna aceitável, portanto, os valores desses limites regulatórios não levam em consideração a exposição natural.
A União Europeia , através da Euratom , incorpora as opiniões da UNSCEAR e as recomendações da ICRP nas suas próprias normas ou directivas.
Os limites legais de proteção contra radiação fornecem:
Trabalhadores (excluindo situações de emergência) | Público | ||
Dose efetiva | Dose equivalente | Dose efetiva | Dose equivalente |
100 mSv em 5 anos | Cristal: 20 mSv em 12 meses de deslizamento Pele (1 cm 2 ): 500 mSv em 12 meses de deslizamento Extremidades: 500 mSv em 12 meses de deslizamento |
1 mSv em 12 meses consecutivos | Cristal: 15 mSv ao longo de 12 meses de deslizamento Pele (1 cm 2 ): 50 mSv ao longo de 12 meses de deslizamento |
O legislador divide por 10 ou 20 as doses admissíveis dos trabalhadores pela população porque considera que esta inclui assuntos de todas as idades, de todos os estados de saúde e que não são tão bem acompanhados clinicamente ...
Essas diretrizes devem ser transcritas para a legislação de cada um dos países membros, que também pode fixar um limite anual para os trabalhadores.
O limite de 1 mSv / ano para o público não se aplica à irradiação natural ou à irradiação para fins médicos. Este limite refere-se, portanto, especificamente à irradiação (não médica) de origem artificial, da qual podemos deduzir outras regras de proteção: espessura das telas a serem colocadas em torno das instalações que emitem radiação ionizante , regras de zoneamento de instalações nucleares, etc.
Na França, a proteção radiológica é definida por lei como "proteção contra as radiações ionizantes , ou seja, todas as normas, procedimentos e meios de prevenção e vigilância que visam prevenir ou reduzir os efeitos nocivos da radiação ionizante produzida nas pessoas, direta ou indiretamente , incluindo danos ao meio ambiente " . Para o Código de Saúde Pública , é o “conjunto de medidas destinadas a garantir a proteção da saúde da população e dos trabalhadores no que diz respeito à exposição às radiações ionizantes. Satisfaz os três princípios fundamentais de justificação, limitação e otimização ” .
Está subordinado à Autoridade de Segurança Nuclear (ASN), que desde então se tornouMaio de 2006uma autoridade administrativa independente , com apoio técnico do Instituto de Proteção Radiológica e Segurança Nuclear (IRSN). Esta última entidade é colocada sob a supervisão conjunta de diferentes ministérios.
As instituições que detêm uma fonte de radiação ionizante estão sujeitas à aplicação do Código de Saúde Pública e do Código do Trabalho .
Os limites anuais de dose efetiva em vigor, fixados pelo decreto de31 de março de 2003, transpõe a Diretiva Euratom 96/29 para o direito francês , a saber:
Além disso, a gestante não deve ultrapassar 1 mSv no abdômen, sendo o feto considerado protegido pelos mesmos limites do público. Assim, assim que uma trabalhadora declara sua gravidez, ela é excluída do trabalho que requer a categorização A. Da mesma forma, as mulheres que amamentam devem ser excluídas de todos os trabalhos com risco de contaminação . Finalmente, os trabalhadores menores de idade também não devem exceder 3/10 dos limites e as pessoas com contrato por tempo determinado ou temporário não podem estar sujeitas a uma taxa de dose superior a 2 mSv / h.
O “SISERI” ( Sistema de Informação para Monitoramento da Exposição à Radiação Ionizante ) é a ferramenta nacional de gerenciamento dos dados dosimétricos de exposição do trabalhador à radioatividade. Gerido pelo IRSN, deve garantir a rastreabilidade e armazenamento das doses recebidas por cada trabalhador durante a sua vida profissional, e inclui um “cartão de acompanhamento médico” acessível ao médico do trabalho . Desde a1 r jul 2014, os empregadores em questão devem nomear um Correspondente de Empregador do SISERI (CSE).
Código de SaúdeO código de saúde pública estabelece, entre outras coisas, os limites de doses aceitáveis para o público. Requer autorização ou depósito de declaração para qualquer atividade que possa expor as pessoas às radiações ionizantes, exceto se provir de uma fonte que se enquadre em algum dos casos de isenção. Esses casos dizem respeito, por exemplo, a fontes radioativas de atividade abaixo dos limites internacionais de isenção, geradores de raios X de baixa tensão, fontes naturais não utilizadas devido à sua radioatividade. A existência de isenções parece aberta a críticas para alguns, mas, na ausência de uma isenção, devem ser autorizados tubos catódicos de televisores antigos ou fabricantes de blocos de cimento ou de cerâmica.
A autorização existe desde 1952 para fontes compostas por radionuclídeos artificiais, ou seja, fontes radioativas cujo conteúdo não seja um produto presente em minérios de tório ou urânio. Esses chamados radionuclídeos naturais teriam sido excluídos provavelmente porque seu principal representante (o rádio) era usado livremente há mais de trinta anos e seu uso já estava em declínio: o tempo ainda não estava voltado para os problemas de desperdício ou de entrega. no estado dos locais, a cessação do uso parece ser um tanto equiparada à cessação da exposição. Os geradores elétricos, principalmente os industriais, há muito tempo têm um regime declarativo.
Um novo decreto acaba de ser publicado em novembro de 2007 (decreto 2007-1582 de 7 de novembro de 2007) As reacções levaram o legislador a emitir decretos de alteração. Do mesmo modo, a consideração das directivas europeias não transpostas é eficaz nestes novos textos.
À semelhança do Código do Trabalho, foi necessário concluir a transposição da directiva relativa ao controlo das fontes radioactivas seladas de elevada actividade e das fontes órfãs e ter em consideração as novas prerrogativas atribuídas à ASN.
Foram introduzidas medidas de simplificação administrativa no sistema de licenciamento e declaração de fontes de radiação ionizante e intensificados os controlos efectuados por organismos homologados pela ASN. Os decretos de implementação previstos no novo capítulo III são editados após consulta da ASN (consulta obrigatória prevista no artigo 4.º da lei de13 de junho de 2006) e que vários decretos de implementação são transformados em decisões técnicas ASN. A divulgação desses textos deve ser acompanhada com atenção, principalmente no site da autoridade.
O sistema geral de autorizações e declarações é a parte do texto regulamentar que mais muda. Na verdade, esta seção 3 é completamente reorganizada e concluída para:
A nova seção 3 foi projetada para ser mais fácil de acessar. No 1 r subsecção, o primeiro artigo define o âmbito desta secção. Exclui aqueles que estão cobertos por regimes de autorização específicos, como o aplicável a instalações nucleares básicas ou instalações classificadas para proteção ambiental. O segundo artigo especifica as possibilidades de isenção do sistema de autorização e declaração.
Existe agora um novo regime de autorização e declaração aplicável ao transporte de materiais radioativos (art. R.1333-44). Este novo artigo foi incluído para dispor sobre os procedimentos de autorização ou declaração de transporte de materiais radioativos. Com efeito, um exame aprofundado da Diretiva 96/29 Euratom mostra que o transporte de fontes radioativas é abrangido pelo âmbito de aplicação desta diretiva e, por conseguinte, requer a previsão de um procedimento de autorização ou declaração. A Diretiva 2003/122 Euratom indica que a posse de fontes radioativas de atividade elevada justifica uma autorização.
A antiga seção 6 passa a ser a seção 5. Esta seção está sujeita a alguns ajustes justificados pela experiência adquirida para sua aplicação. Além disso, os despachos do ministro da saúde são substituídos por decisões da ASN aprovadas por aquele ministro, exceto no que diz respeito às missões do especialista em radiofísica médica (PSRPM). As questões de responsabilidade desses especialistas, tratadas no decreto de18 de novembro de 2004, justificam a manutenção de um pedido. A antiga seção 7 torna-se a Seção 6. A antiga seção 7 foi concluída pelo decreto n o 2005-1179 de13 de setembro de 2005 sobre situações de emergência radiológica e alteração do Código de Saúde Pública a fim de completar a transposição da Diretiva 89/618 Euratom.
A antiga seção 5 “controle” passa a ser a seção 7. Ela contém novas disposições sobre controle técnico de organizações aprovadas, inspeção de ASN e notificação de incidentes de proteção contra radiação.
Normas do trabalhoO código do trabalho organiza a proteção radiológica na empresa, por exemplo, limites de dose, monitoramento dosimétrico de trabalhadores expostos ou demarcação de áreas de exposição (noções de áreas controladas, áreas supervisionadas, etc.). Os primeiros textos aplicáveis datam de 1934, a partir dos problemas de saúde surgidos na década de 1920 para radiologistas ou trabalhadores de determinados setores como a relojoaria. As principais revisões foram feitas em 1967 e 1986 (criação da pessoa competente em proteção contra radiações com "diploma" de formação).
O redesenho de 31 de março de 2003 preocupações:
O último decreto que altera o código do trabalho e relativo à proteção radiológica dos trabalhadores data de 5 de novembro de 2007.
As alterações introduzidas pelo Decreto 2007-1570 de 5 de novembro de 2007 entrar em vigor em 7 de novembro de 2007, com excepção das disposições relativas ao certificado de aptidão para manuseamento de aparelhos de radiologia industrial (CAMARI) para o qual estão previstas medidas transitórias. No entanto, um bom número de medidas de execução está dependente da publicação de despachos ou de decisão regulamentar de natureza técnica da ASN.
As principais mudanças regulatóriasDizem respeito principalmente às medidas de transposição da Diretiva 2003/122 que dizem respeito, em particular, a fontes seladas de atividade elevada, em termos de informação e formação em matéria de saúde e segurança dos trabalhadores. O treinamento dos operadores que utilizam essas fontes será reforçado.
As disposições especiais dizem respeito a fontes órfãs. Estas fontes não tendo titular legal, por corresponderem às fontes perdidas ou roubadas, estavam até agora excluídas deste regime. Como resultado, foi criada uma subseção específica 8, onde o artigo R. 231-116-2 é inserido.
O Código do Trabalho determina, de acordo com o disposto no artigo 4º da Lei TSN, as decisões regulamentares de natureza técnica da ASN. Essas decisões devem ser aprovadas pelos ministros responsáveis pelo trabalho e agricultura em todo o campo regulatório a que se refere o artigo L. 231-7 do código do trabalho.
As aprovações das organizações que asseguram as medições de exposição dos trabalhadores previstas no artigo R. 231-93 passam a ser confiadas, conforme o caso, à ASN ou ao Delegado de Segurança Nuclear e Proteção Radiológica para as atividades e instalações relacionadas com a Defesa (DSND ) para atividades relacionadas com a defesa nacional.
O inspetor de proteção radiológica passa a ter acesso a todas as informações e documentos necessários ao desempenho das suas funções da mesma forma que o inspetor do trabalho.
Da mesma forma, o artigo R. 230-1 foi concluído para que o inspetor de proteção radiológica tenha acesso aos resultados das avaliações relativas aos riscos associados à exposição dos trabalhadores à radiação ionizante.
Uma certa quantidade de informações deve ser enviada à ASN em aplicação dos seguintes artigos:
R. 231-103, decisão do inspetor do trabalho relativa a uma autorização especial em aplicação da R.231-79;
O Artigo R. 231-105-1 estabelece o princípio de relatar eventos significativos de proteção contra radiação aos ASN. Uma decisão ASN definirá os critérios que definem o evento significativo, bem como os critérios para a declaração e gestão desses eventos pelo responsável do estabelecimento, tendo em conta a natureza e importância do risco. Observe que já existem guias relacionados às declarações BNI e não BNI.
Outras mudanças regulatóriasEles dizem respeito a:
A fim de fortalecer os controles de proteção contra radiação em fontes e ambientes de trabalho, duas novas disposições (R. 231-86-1 e 86-3) são introduzidas:
Os artigos R. 231-84 e R. 231-85 (antigo artigo 86) relativos, respectivamente, aos controles de origem e ambientais foram reescritos para distinguir claramente os controles realizados pela pessoa ou departamentos competentes em proteção contra radiações daqueles que devem ser realizados por um órgão aprovado ou IRSN. Se o chefe do estabelecimento decidir não mandar efectuar os controlos de protecção contra as radiações pela pessoa ou serviço competente em protecção contra as radiações por esta, deve recorrer ao IRSN ou a um organismo aprovado separado do organismo aprovado que realiza a radiação obrigatória verificações de proteção.
Os respectivos intervalos anuais para verificações na fonte e pelo menos mensalmente para verificações ambientais estão pendentes para serem abolidos. Estes intervalos serão fixados por decisão regulatória da ASN de natureza técnica, tendo em conta a natureza da atividade desenvolvida e as características dos dispositivos e fontes utilizadas.
A formação necessária para a obtenção do certificado de aptidão para manuseamento de equipamentos de radiologia industrial (CAMARI) é reforçada (R. 231-91). A lista de dispositivos que requerem um CAMARI por parte do usuário para seu manuseio é fixada por uma decisão ASN, eliminando assim as medidas derrogatórias existentes. Esta decisão foi aprovada por decreto (21 de dezembro de 2007)
O decreto de 21 de dezembro de 2007estabelece os procedimentos para treinar os trabalhadores em questão e para verificar os conhecimentos dos candidatos pelas organizações. O controle do conhecimento é realizado pelo IRSN.
Estão previstas disposições transitórias para a implementação deste novo sistema, a validade dos certificados e isenções que foram e serão emitidos antes da entrada em vigor deste novo sistema.
O artigo R. 231-93 foi alterado para ter em conta, em particular, os comentários da experiência e para integrar as particularidades da monitorização das exposições ocupacionais associadas à radioatividade natural. A sua nova redação consagra o princípio da vigilância dosimétrica adaptada ao modo de exposição de cada trabalhador chamado a intervir em zona supervisionada ou controlada ou em determinados locais de trabalho de estabelecimentos onde haja exposição ocupacional associada à radioatividade natural.
Artigo R. 231-106 relativa à organização da protecção contra as radiações nas instituições reorganizadas, em primeiro lugar, para ter em conta as disposições do Decreto n ó 2006-1454 de24 de novembro de 2006modificar a nomenclatura das instalações classificadas e, por outro lado, regulamentar as condições em que uma pessoa competente em protecção contra as radiações fora do estabelecimento pode cumprir as suas missões. Essas condições serão especificadas por uma decisão do ASN.
As pessoas competentes em proteção radiológica devem ser escolhidas dentre os funcionários do estabelecimento, nos seguintes casos:
Além disso, a alteração do artigo R. 231-74 passou a tornar obrigatória a designação de pessoa competente em proteção radiológica para empresas externas que envolvam seus empregados como trabalhadores expostos a radiações ionizantes em empresa usuária.
As disposições aplicáveis à exposição ocupacional ligada à radioatividade natural em matéria de proteção radiológica estavam até então exclusivamente definidas no inciso 7 (artigos R. 231-114 a 116).
Doravante, o artigo R. 231-73 do código do trabalho prevê que quando as medidas preventivas previstas nesta subseção não permitirem reduzir a exposição dos trabalhadores abaixo dos níveis definidos (por exemplo, exposição em dose efetiva <1 mSv ) , a atividade profissional pode ser mantida sujeita à aplicação, pelo chefe do estabelecimento, de todas as regras gerais de proteção aplicáveis aos trabalhadores expostos. Certos artigos foram modificados para levar em consideração esta nova obrigação.
Este plano (imposto pela Europa para alguns contaminantes, incluindo chumbo, mercúrio, cádmio) é renovado a cada ano (implementado com o IRSN para a parte relativa à pesquisa e determinação de radionuclídeos). O Ministério da Agricultura recorda que “os resultados obtidos são todos dados essenciais para a avaliação da exposição do consumidor, que deve ser efectuada no âmbito da análise de risco efectuada com vista à revisão dos níveis utilizados. No regulamento europeu pós-acidente (Regulamento (Euratom) n ° 3954/87) ” .
Por exemplo, em 2010, o plano anual de monitoramento não incluía análises em grande escala ou análises de amostras em números estatisticamente significativos. Foram estudadas apenas 683 amostras para toda a França, grande parte das quais por meios cujos limites de quantificação não permitiam aferição. No entanto, essas medições confirmaram que para as amostras de alimentos cuja radioatividade excedeu o limite de quantificação , o conteúdo de bioacumulação e radionuclídeo parecia ser mais alto no jogo (provavelmente floresta). Em 2010, a radioatividade foi medida em algumas amostras de carne de animais caçados (o Ministério da Agricultura não especifica em quais espécies ou em quais órgãos); Em 2010 era em média 12,43 Bq / kg para caça, ou seja, 113 vezes mais do que a média para carne naquele mesmo ano (estabelecido em 0,114 Bq / kg, radioatividade equivalente à encontrada no grupo crustáceos / moluscos que foi de 0,133 Bq / kg )
Quanto aos máximos : neste mesmo ano de 2010, a amostra de caça mais contaminada (entre essas mesmas poucas amostras aleatórias) apresentou uma radioatividade de 50 Bq / kg, ou seja, 335 vezes mais do que os 0,149 Bq / kg medidos para a amostra bovina. mais contaminado).
Melhorar a qualidade do trabalho analítico envolve melhorar o limiar de quantificação e melhorar o limiar de detecção (outros critérios são a especificidade, precisão, exatidão, linearidade e estabilidade do processo analítico).