Ordonnance du DFI
sur la dosimétrie individuelle et la dosimétrie
de l’environnement
(Ordonnance sur la dosimétrie, ODos)

Le dosimètre du corps entier doit être porté au niveau de la poitrine; les femmes enceintes le portent au niveau de l’abdomen.

Il doit être porté conformément aux instructions du service de dosimétrie individuelle qui l’a fourni.

Pour une situation particulière, l’autorité de surveillance peut prescrire une autre façon de le porter.

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 rayonnement.

L’autorité de surveillance fixe, dans le cas particulier, comment:

1. la dose efficace doit être déterminée sur la base des doses corporelles partielles;

2. le service de dosimétrie individuelle doit communiquer les résultats.

Les personnes professionnellement exposées aux radiations travaillant en radiologie interventionnelle doivent, conformément à l’art. 11, porter un deuxième dosimètre du corps entier lorsqu’elles se tiennent à proximité immédiate du patient.

Lors d’activités en radiologie interventionnelle, le titulaire de l’autorisation réalise une étude de poste pour toutes les personnes présentes, mais qui ne se tiennent pas à proximité immédiate du patient. Cette étude comprend une estimation individuelle de la dose, effectuée à l’aide de deux dosimètres conformément à l’art. 11. Elle est répétée si la situation d’exposition d’une personne change. Sur la base des doses mesurées au-dessus du tablier, il est décidé s’il est nécessaire de mettre en place une surveillance de routine des personnes concernées au moyen de deux dosimètres.

L’autorité de surveillance peut exiger, dans le cas particulier, que plusieurs dosimètres soient portés pour d’autres activités.

Le dosimètre doit être porté sous le tablier de radioprotection, au niveau de la poitrine, ou au niveau de l’abdomen pour les femmes enceintes. Lors de l’utilisation d’un deuxième dosimètre, celui-ci doit être porté sur le tablier de radioprotection, au niveau de la poitrine. Il doit porter un signe distinctif apposé par le service de dosimétrie individuelle.

L’équivalent de dose individuel total se calcule avec deux dosimètres comme suit:

• H_total(10) = H_sous(10) + a ∙ H_sur(10)

• H_total(0,07) = H_sous(0,07) + H_sur(0,07)

où H_sous représente la dose indiquée par le dosimètre placé sous le tablier de radioprotection et H_sur celle du dosimètre placé sur le tablier de radioprotection, et a = 0,1, lorsque le tablier de radioprotection ne protège pas la glande thyroïde, ou a = 0,05, si le tablier la protège.

Le titulaire de l’autorisation annonce au service de dosimétrie individuelle:

1. les personnes pour lesquelles un deuxième dosimètre est nécessaire;

2. si ces personnes portent une protection de la glande thyroïde.

Le service de dosimétrie individuelle calcule l’équivalent de dose individuel total et notifie les valeurs de H_sous, H_sur et H_total au titulaire de l’autorisation et au registre dosimétrique central.

La dose équivalente au cristallin est déterminée à l’aide:

1. d’un dosimètre du cristallin et de l’équivalent de dose individuel au cristallin H_p(3), ou

2. d’un dosimètre du corps entier et de l’équivalent de dose individuel en surface H_p(0,07).

Pour les personnes professionnellement exposées aux radiations dans des champs de rayonnement inhomogènes:

1. le port d’un deuxième dosimètre du corps entier sur le tablier ou d’un dosimètre du cristallin est obligatoire si la dose au cristallin peut dépasser 15 mSv par année civile;

2. le port d’un dosimètre du cristallin est obligatoire si la dose de 15 mSv par année civile est dépassée.

L’autorité de surveillance peut exiger, dans le cas particulier, que les personnes professionnellement exposées aux radiations dans des champs de rayonnement inhomogènes pour lesquels l’équivalent de dose individuel en surface n’est pas représentatif de l’équivalent de dose au cristallin portent un dosimètre du cristallin.

Le dosimètre du cristallin doit être porté aussi près que possible du cristallin le plus exposé, éventuellement sous des lunettes ou une visière de protection.

Par dérogation à l’al. 4, l’autorité de surveillance peut autoriser le port du dosimètre sur les lunettes ou la visière de protection. Le facteur de correction individuel doit être déterminé conformément à l’art. 13, al. 1.

L’expert en radioprotection détermine, avec l’accord de l’autorité de surveillance, un facteur de correction individuel correspondant à f_C ≤ 1 et le communique au service de dosimétrie individuelle lorsque le travailleur porte:

1. des lunettes ou une visière de protection ainsi qu’un dosimètre pour le corps entier;

2. un dosimètre pour le cristallin sur les lunettes ou la visière de protection.

Le service de dosimétrie individuelle calcule et notifie la dose équivalente individuelle au cristallin, conformément à l’art. 69 ORaP, comme suit, sachant que les valeurs H_total(0,07), H_sous(0,07) et H_sur(0,07) sont déterminées conformément à l’art. 11, al. 2:

1. pour un dosimètre du cristallin: H_cristallin = H_p(3);

2. pour un dosimètre du cristallin sur les lunettes ou la visière de protection: H_cristallin = f_C * H_p(3);

3. pour un dosimètre du corps entier sans lunettes ou visière de protection: H_cristallin = H_p(0,07);

4. pour deux dosimètres du corps entier sans lunettes ou visière de protection: H_cristallin = H_total(0,07);

5. pour un dosimètre du corps entier avec lunettes ou visière de protection: H_cristallin = f_C * H_p(0,07);

6. pour deux dosimètres du corps entier avec tablier de radioprotection et lunettes ou visière de protection: H_cristallin = H_sous(0,07) + f_C * H_sur(0,07).

Lors d’activités impliquant des sources de rayonnement qui peuvent conduire à des doses élevées au niveau des extrémités, le port d’un dosimètre des extrémités est obligatoire. Cela vaut en particulier pour les activités suivantes:

1. manipulation dans des secteurs de travail de sources γ d’un volume annuel d’utilisation de plus de 200 LA;

2. manipulation dans des secteurs de travail de sources β d’une énergie maximale supérieure à 1 MeV et d’un volume annuel d’utilisation de plus de 200 LA;

3. examens de radiologie interventionnelle dans le domaine des doses élevées;

4. travaux de réglage sur des installations de rayons X analytiques;

5. activités pouvant conduire à une dose aux extrémités supérieure à 25 mSv par an.

L’autorité de surveillance peut exiger, dans le cas particulier, le port d’un dosimètre des extrémités lorsqu’il existe des indices concrets laissant supposer que l’exposition réelle n’est pas suffisamment évaluée.

Le dosimètre des extrémités est porté à l’endroit où la dose la plus élevée est attendue. Il est orienté vers la source de rayonnement.

Lors de la manipulation de sources non scellées, la dose équivalente aux mains est calculée comme suit, à partir de l’équivalent de dose indiqué par le dosimètre-bague et d’un facteur de correction:

• H_extr. = f_E * H_p(0,07)

où H_p(0,07) est l’équivalent de dose indiqué par le dosimètre-bague et f_E le facteur de correction. Sauf indication contraire, le facteur de correction f_E vaut 5.

Si des sources scellées sont manipulées directement avec les mains, il faut également appliquer un facteur de correction f_E = 5.

Avec l’accord de l’autorité de surveillance, le titulaire de l’autorisation peut déterminer à l’aide de mesures appropriées des facteurs individuels de correction et les appliquer.

L’expert en radioprotection communique au service de dosimétrie individuelle les personnes qui travaillent avec des sources non scellées ou scellées, ainsi que les facteurs de correction qui leur sont attribués.

Le service de dosimétrie individuelle calcule la dose équivalente individuelle aux extrémités et notifie les valeurs de H_p(0,07), f_E et H_extr. au titulaire de l’autorisation et au registre dosimétrique central conformément à l’art. 69 ORaP.

L’autorité de surveillance peut, dans le cas particulier, exiger le port de dosimètres individuels actifs (DIA), notamment:

1. lorsqu’un contrôle en continu de l’exposition des personnes présentes dans le champ de rayonnement doit être assuré;

2. lorsque des mesures doivent être prises en cas d’atteinte ou de dépassement des seuils d’alarme;

3. 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;

4. lorsque le comportement des personnes exposées dans le champ de rayonnement doit être optimisé afin de réduire les doses individuelle et collective;

5. lorsqu’une surveillance dosimétrique continue est indiquée pour s’assurer du respect de la limite de dose pour l’enfant à naître, conformément à l’art. 57, al. 2, ORaP.

Il est possible, avec l’accord de l’autorité de surveillance, de prolonger la période de mesure au-delà d’un mois, conformément à l’art. 61, al. 3, let. a, ORaP, notamment:

1. lorsque les personnes concernées sont également surveillées à l’aide de DIA, ou

2. lorsqu’une dosimétrie d’ambiance, avec indication du débit de dose ou possibilité d’alarme, est effectuée.

Les résultats du DIA doivent être consignés de manière nominative à l’issue de chaque intervention.

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.

L’écart de la valeur de la dose H_m, déterminée dans les conditions de routine, par rapport à la valeur de référence H_t de la grandeur opérationnelle doit respecter les valeurs limites répondant à l’état actuel de la science et de la technique, telles qu’elles sont notamment décrites dans la norme ISO² 14146³.

Les systèmes de dosimétrie doivent satisfaire aux exigences des annexes 2 à 5.

Ils doivent répondre aux exigences fixées pour le lieu d’utilisation.

L’écart entre la valeur de dose déterminée par l’ensemble du système et la valeur de référence, dans les conditions de référence fixées à l’art. 25, ne doit pas dépasser 10 %.

Si les dosimètres sont portés dans un champ de rayonnement connu sensiblement différent du champ de référence, l’autorité habilitée à agréer peut autoriser, dans le cas particulier, l’application d’un facteur de normalisation relatif aux conditions de référence.

L’autorité habilitée à agréer peut autoriser une dérogation aux exigences prévues aux annexes 2 à 5. Le responsable du service de dosimétrie individuelle doit alors démontrer:

1. que son système de dosimétrie est utilisé dans des champs de rayonnement qui ne fournissent une contribution de dose significative que dans un domaine particulier d’énergie;

2. 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, ou

3. que lors de l’utilisation spécifique du dosimètre, les exigences de la norme ISO 14146⁴ sont respectées.

Un DIA doit être soumis à un essai de type conforme aux règles reconnues de la technique.

Le service de dosimétrie individuelle doit prendre les mesures et les dispositions appropriées pour garantir que les données dosimétriques ne puissent pas être effacées, manipulées, modifiées ou altérées avant leur transfert dans sa banque de données.

Le service de dosimétrie individuelle effectue des audits réguliers afin de vérifier le bon fonctionnement des dosimètres.

Les exigences concernant les DIA supplémentaires visées à l’art. 16 sont fixées par l’autorité de surveillance en fonction des applications concrètes. Elles comprennent:

1. les exigences minimales concernant la mesure;

2. l’étalonnage et le rattachement métrologique;

3. le réglage des seuils d’alarme;

4. l’assurance de qualité.

Lors des mesures d’intercomparaison visées à l’art. 70, al. 2, ORaP, la précision de mesure dans les conditions de référence fixées à l’art. 25 doit être contrôlée.

Si les valeurs de dose déterminées par l’ensemble du système, 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.

Si des tests complémentaires sont effectués à l’occasion d’intercomparaisons, les exigences fixées aux art. 20 et 21 doivent être satisfaites.

Les conditions de référence sont définies sur le fantôme d’irradiation décrit à l’art. 26, dans la plage de doses comprise entre 3 et 10 mSv, pour les champs de rayonnement suivants:

1. pour les photons: source de césium-137;

2. pour les électrons: source de strontium-90/yttrium-90;

3. pour les neutrons: source d’américium-béryllium.

Le fantôme d’irradiation pour la dosimétrie individuelle permettant de mesurer l’équivalent de dose individuel en surface H_p(0,07) et l’équivalent de dose individuel en profondeur H_p(10) correspond au fantôme ISO plaque spécifié dans la norme ISO 4037-3⁵.

Le fantôme d’irradiation pour la dosimétrie du cristallin permettant de mesurer l’équivalent de dose individuel au cristallin H_p(3) correspond au fantôme ISO cylindre spécifié dans la norme ISO 4037-3.

Les fantômes d’irradiation pour la dosimétrie des extrémités permettant de mesurer l’équivalent de dose individuel aux extrémités H_p(0,07) correspondent aux fantômes ISO rondin et colonne spécifiés dans la norme ISO 4037-3.

Les grandeurs opérationnelles de la dosimétrie individuelle doivent être déduites, à l’aide de coefficients de conversion définis à l’art. 29, des grandeurs de mesure suivantes:

1. kerma dans l’air (K_a) pour les photons;

2. dose absorbée dans l’air (D_a) ou fluence (Φ) pour les électrons;

3. fluence (Φ) pour les neutrons.

La traçabilité des systèmes de mesure par rapport aux normes nationales ou internationales est effectuée par le biais des grandeurs mentionnées à l’al. 1.

La géométrie d’irradiation doit être conforme aux normes ISO 4037⁶ (rayonnement photonique), ISO 8529⁷ (rayonnement neutronique) et ISO 6980⁸ (rayonnement bêta).

Les champs de rayonnement de référence et les coefficients de conversion doivent être conformes aux normes ISO 4037⁹ (rayonnement photonique), ISO 8529¹⁰ (rayonnement neutronique) et ISO 6980¹¹ (rayonnement bêta).

Le contrôle de la dépendance énergétique et directionnelle et celui de la reproductibilité est effectué conformément aux méthodes décrites dans les normes IEC¹² 62387¹³ pour les dosimètres passifs et IEC 61526¹⁴ pour les dosimètres actifs. Pour les dosimètres neutroniques passifs, la norme ISO 21909¹⁵ est appliquée. Des dérogations aux normes peuvent être accordées par l’autorité habilitée à agréer lorsque leur application n’est pas techniquement possible, pertinente ou appropriée.

L’effet de fading sur la valeur de dose est déterminé sur une période de mesure.

Le contrôle est effectué conformément aux méthodes décrites dans la norme IEC 62387¹⁶ pour les dosimètres passifs. Pour les dosimètres neutroniques passifs, la norme ISO 21909¹⁷. Des dérogations aux normes peuvent être accordées par l’autorité habilitée à agréer lorsque leur application n’est pas techniquement possible, pertinente ou appropriée.

Dans le cadre de la détermination officielle de la dose, les services de dosimétrie individuelle arrondissent les valeurs de mesure en mSv à un chiffre après la virgule, après soustraction du rayonnement du bruit de fond.

Par dérogation, dans le domaine des faibles doses (< 0,1 mSv), les valeurs de mesure des dosimètres individuels pour le rayonnement photonique sont arrondies à 0 lorsqu’elles sont inférieures à 0,075 mSv, et à 0,1 lorsqu’elles sont égales ou supérieures à 0,075 mSv.

La surveillance d’incorporation est effectuée:

1. à l’aide d’une mesure de tri réalisée par l’entreprise, ou

2. à l’aide d’une mesure d’incorporation effectuée par un service de dosimétrie individuelle agréé.

Les résultats des mesures de tri ne sont pas utilisés pour déterminer une dose.

…¹⁸

L’OFSP, en accord avec l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire, publie des informations spécifiques aux radionucléides concernant les méthodes de mesure pour les radionucléides les plus fréquemment utilisés.

Si une mesure d’incorporation est réalisée, le service de dosimétrie individuelle évalue la dose efficace engagée et la notifie conformément à l’art. 69 ORaP.

La mesure d’incorporation est réalisée à l’aide:

1. d’une méthode in vivo (mesure de l’activité des radionucléides dans l’organisme), ou

2. d’une méthode in vitro (mesure de l’activité des radionucléides dans les excrétions).

Le choix de la méthode de mesure dépend des caractéristiques physico-chimiques et radiologiques des radionucléides, de leur période biologique et des voies d’exposition.

Le titulaire de l’autorisation est responsable de l’exécution des mesures d’incorporation conformément aux instructions du service de dosimétrie individuelle agréé.

Lorsque l’on peut admettre qu’une composition de radionucléides est stable, on peut limiter la surveillance de l’incorporation à un radionucléide directeur.

La détermination de la dose à partir des mesures du radionucléide directeur doit être documentée.

Si une surveillance individuelle de l’incorporation n’est pas appropriée dans certains cas, il est possible, avec l’accord de l’autorité de surveillance, de contrôler l’incorporation en mesurant la concentration d’activité dans l’air ambiant.

En l’absence d’un service de dosimétrie individuelle agréé pour mesurer l’incorporation, l’autorité de surveillance définit, en concertation avec le titulaire de l’autorisation, les méthodes appropriées pour mesurer l’incorporation.

Lors d’une exposition au radon au sens de l’art. 51, al. 2, ORaP, la détermination de la dose est réalisée par un service de dosimétrie individuelle agréé pour le radon.

La détermination de la dose s’effectue conformément à l’annexe 7.

La dose de radon est déterminée au moins tous les six mois.

L’autorité de surveillance définit le facteur d’équilibre F.

Lorsque la valeur fixée à l’al. 4 ne reflète pas les conditions de travail réelles, le titulaire de l’autorisation peut, avec l’accord de l’autorité de surveillance, déterminer un facteur d’équilibre F spécifique au poste de travail à l’aide de mesures appropriées.

L’agrément d’un service de dosimétrie individuelle pour l’incorporation au sens des art. 66 à 68 ORaP concerne des radionucléides définis.

et ³ …²⁰

Lorsqu’un service de dosimétrie individuelle pour l’incorporation détermine une dose efficace engagée, celle-ci doit être notifiée conformément à l’art. 69 ORaP. Les détails relatifs à la méthode de calcul doivent également être fournis.

L’autorité habilitée à agréer peut agrée un service de dosimétrie individuelle pour mettre en œuvre d’un système de dosimétrie du radon permettant de déterminer les doses.

Le système de dosimétrie du radon doit répondre aux exigences techniques correspondant à l’état de la science et de la technique.

Le service de dosimétrie individuelle notifie au registre dosimétrique central, en vertu de l’art. 69 ORaP, la dose efficace déterminée conformément à l’art. 39, al. 2. Les détails relatifs à la méthode de calcul doivent également être fournis.

Le calcul standard de la dose efficace engagée est effectué selon les indications fournies à l’annexe 6.

Les données spécifiques aux radionucléides utilisées pour ce calcul doivent être conformes aux recommandations de la Commission internationale de protection radiologique²¹.

Pour le calcul de la dose, dans des conditions normales, 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.

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 habilitée à agréer, un modèle pour les mesures d’incorporation mieux adapté à la situation.

Un système de mesure pour déterminer l’équivalent de dose ambiant H*(10) est considéré comme un système de dosimétrie de l’environnement s’il est utilisé à au moins une des fins mentionnées à l’art. 8.

L’emplacement, la position et la période d’exposition sont choisis de sorte que l’équivalent de dose ambiant H*(10) déterminé soit représentatif de l’usage prévu conformément à l’art. 8.

L’écart entre la valeur de dose H_m déterminée dans des conditions de routine et la valeur de référence H_t de la grandeur opérationnelle doit respecter les valeurs limites répondant à l’état de la science et de la technique, telles qu’elles sont notamment décrites dans la norme ISO 14146²².

Les systèmes de dosimétrie de l’environnement doivent répondre aux exigences de l’annexe 8.

L’autorité de surveillance peut autoriser des dérogations aux exigences énoncées à l’annexe 8. À cette fin, l’exploitant du système de dosimétrie de l’environnement doit démontrer que les dosimètres garantissent le respect de la limite de dose ambiante pour protéger la population conformément à l’art. 79 ORaP.

Les systèmes sont étalonnés par un laboratoire d’étalonnage accrédité selon la norme EN ISO/IEC 17025²³. Dans des cas justifiés, l’autorité de surveillance compétente peut accepter un étalonnage effectué par le fabricant de l’appareil ou par l’utilisateur.

L’écart entre la valeur de dose déterminée par l’ensemble du système et la valeur de référence, dans les conditions de référence visées à l’art. 49, ne doit pas être supérieur à 20 %.

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 rayonnement connu qui diffère sensiblement du champ de référence.

Les exploitants de systèmes de dosimétrie de l’environnement doivent disposer d’un programme d’assurance qualité et l’appliquer.

L’exploitant vérifie au moins tous les cinq ans la fiabilité des mesures de tous les systèmes de dosimétrie de l’environnement dans des conditions de référence. Cette vérification peut être effectuée au moyen d’un étalonnage traçable ou en participant à une mesure d’intercomparaison nationale ou internationale.

Si les valeurs de dose déterminées lors des contrôles ne satisfont pas aux critères des art. 45 et 46, l’exploitant du système de dosimétrie de l’environnement établit la raison de l’écart et prend des mesures correctives.

Les conditions de référence sont définies dans la plage de doses comprise entre 0,5 et 10 mSv pour les champs de rayonnement suivants:

1. pour les photons: source de césium-137;

2. pour les neutrons: source d’américium-béryllium ou de Cf-252.

Les champs de rayonnement de référence et les coefficients de conversion doivent correspondre aux normes ISO 4037²⁴ (rayonnement photonique) et ISO 8529²⁵ (rayonnement neutronique).

Les grandeurs opérationnelles de la dosimétrie de l’environnement doivent être déduites, à l’aide des coefficients de conversion visés à l’art. 48, des grandeurs de mesure suivantes:

1. kerma dans l’air (K_a) pour les photons;

2. fluence (Φ) pour les neutrons.

La traçabilité des systèmes de dosimétrie de l’environnement par rapport aux normes nationales ou internationales est effectuée par le biais des grandeurs mentionnées à l’al. 1.

Le contrôle de la dépendance énergétique et directionnelle, de la reproductibilité et de l’effet de fading est effectué conformément aux méthodes décrites dans les normes IEC 62387²⁶ pour les dosimètres passifs. Des dérogations peuvent être accordées en accord avec l’autorité de surveillance compétente, lorsque l’application de cette norme n’est pas techniquement possible, pertinente ou appropriée.

Lorsque d’autres appareils sont utilisés, les procédures d’essai sont définies en accord avec l’autorité de surveillance compétente.