Cet article présente un compte rendu de plusieurs accidents importants dus aux rayonnements, leurs causes et les réactions qu’ils ont suscitées. Les planificateurs trouveront sans doute dans l’examen des événements qui ont précédé, marqué et suivi ces accidents des renseignements susceptibles de leur permettre d’éviter que de tels accidents se répètent et de réagir mieux et plus rapidement s’ils devaient se produire à nouveau.

Cet accident est particulièrement notable parce qu’il a entraîné la plus forte dose de rayonnement qui ait jamais été accidentellement reçue par des humains (jusqu’ici) et qu’il a fait l’objet d’une analyse extrêmement professionnelle et approfondie. Il s’agit en fait de l’un des cas les mieux documentés de syndrome aigu d’irradiation (JOM, 1961).

Le 30 décembre 1958, à 16 h 35, à la suite d’une excursion critique accidentelle, un employé (K) de l’usine de récupération de plutonium du Los Alamos National Laboratory (Nouveau-Mexique, Etats-Unis) a reçu une dose mortelle de rayonnements.

L’heure de l’accident est importante parce que six autres travailleurs se trouvaient dans la même pièce en compagnie de K trente minutes plus tôt. La date de l’accident est également importante parce que l’alimentation normale du système en matières fissiles avait été interrompue pour l’inventaire physique de fin d’année. A cause de l’interruption, la procédure habituelle n’avait pas été suivie, ce qui a entraîné un accident de criticité dans des substances solides riches en plutonium accidentellement introduites dans le système.

La meilleure approximation obtenue de l’exposition moyenne sur tout le corps entier de K se situait entre 39 et 49 Gy, dont environ 9 Gy étaient attribuables à des neutrons de fission. La moitié supérieure du corps de K avait reçu une proportion beaucoup plus grande de rayonnements que la moitié inférieure. Le tableau 48.16 présente une estimation de l’exposition.

Il est possible, rétrospectivement, de subdiviser l’évolution clinique de K en quatre périodes distinctes, différentes les unes des autres par leur durée, les symptômes et la réaction de K à la thérapeutique.

La première période, qui a duré 20 à 30 minutes, s’est caractérisée par un effondrement physique et une incapacité mentale immédiats. La situation de K a évolué vers un état de semi-conscience et une grave prostration.

La deuxième période a duré près de 90 minutes. Elle a commencé avec l’arrivée de K sur une civière, dans la salle des urgences de l’hôpital et s’est terminée par son transfert dans une chambre. Cet intervalle a été marqué par un tel état de choc cardio-vasculaire que la mort a semblé imminente pendant toute la période. K semblait également souffrir de graves douleurs abdominales.

La troisième période a duré environ 28 heures. Elle s’est caractérisée par une amélioration subjective suffisante de l’état du patient pour encourager le personnel médical à poursuivre les tentatives destinées à combattre l’anoxie, l’hypotension et l’insuffisance circulatoire.

La quatrième période a commencé par un changement d’humeur rapide et imprévu, caractérisé par une irritabilité et une agressivité frisant l’état maniaque, après quoi le patient est tombé dans le coma puis est décédé dans un intervalle de 2 heures. L’évolution clinique complète avait duré 35 heures depuis l’exposition jusqu’à la mort.

Les changements cliniques et pathologiques les plus marqués ont été observés au niveau des systèmes hématopoïétique et urinaire. Le sang circulant ne contenait plus de lymphocytes après la huitième heure et il y a eu un arrêt quasi complet de l’excrétion urinaire malgré l’administration d’importantes quantités de liquides.

La température rectale de K a varié entre 39,4 et 39,7 °C pendant les six premières heures, puis est retombée d’un seul coup à la normale, où elle s’est maintenue jusqu’à sa mort. Il a été considéré que la montée initiale de la température et son maintien à une valeur élevée pendant six heures cadraient avec une irradiation massive suspectée. Son pronostic avait été jugé très sérieux.

Parmi tous les résultats d’analyse obtenus durant l’évolution de la maladie, c’est la chute du nombre de globules blancs qui a été considérée comme un indicateur simple et fidèle d’une grave irradiation. La quasi-disparition des lymphocytes de la circulation périphérique six heures après l’exposition a été considérée comme un symptôme grave.

Seize agents thérapeutiques différents ont été utilisés pour le traitement symptomatique de K pendant une période de 30 heures. Malgré ces soins et l’administration constante d’oxygène, les battements de son cœur sont devenus faibles, lents et irréguliers près de 32 heures après l’irradiation; ils ont continué de s’affaiblir progressivement puis ont cessé 34 heures et 45 minutes après l’irradiation.

La tranche no 1 de Windscale correspondait à un réacteur à uranium naturel refroidi à l’air et modéré au graphite destiné à la production de plutonium. Le cœur a été partiellement détruit par un incendie le 15 octobre 1957. L’incendie a entraîné le rejet d’environ 0,74 PBq (10+15 Bq) d’iode 131I dans l’atmosphère, et sous le vent.

D’après le rapport d’information publié par la Commission de l’énergie atomique des Etats-Unis (US Atomic Energy Commission), l’accident a été causé par des erreurs de jugement des opérateurs au sujet des données fournies par des thermocouples, fautes qu’ont aggravées des erreurs de commande du réacteur qui ont permis que la température du graphite monte trop rapidement. Un facteur aggravant a été que les thermocouples devant mesurer la température du combustible avaient été placés dans la partie du réacteur qui s’échauffait le plus en fonctionnement normal (c’est-à-dire là où les débits de dose étaient les plus élevés) plutôt qu’aux endroits susceptibles d’être les plus chauds en cas d’anomalie. De plus, l’indicateur de puissance du réacteur, qui était étalonné pour un fonctionnement normal, a donné une lecture trop basse lors de la remontée de température. Par suite du deuxième cycle de chauffage, la température du graphite a monté le 9 octobre, surtout dans le bas de la partie frontale du réacteur, où des éléments de la gaine avaient cédé à cause de la hausse de température antérieure. De petites quantités d’iode ont été libérées le 9 octobre, mais qui n’ont été détectées que le 10 octobre lorsque l’indicateur d’activité de la cheminée a révélé une hausse sensible (laquelle n’a cependant pas été jugée importante). Enfin, dans l’après-midi du 10 octobre, un autre centre de contrôle (site de Calder) a signalé des fuites de radioactivité. Les efforts déployés pour refroidir le réacteur au moyen d’un courant d’air ont non seulement échoué, mais en fait accru l’importance de la radioactivité libérée dans l’atmosphère.

Les rejets produits par l’accident de Windscale sont estimés à 0,74 PBq d’iode (131I), 0,22 PBq de césium (137Cs), 3 TBq (1012 Bq) de strontium (89Sr) et 0,33 TBq de strontium (90Sr). A l’extérieur du site, le plus haut débit de dose absorbée de rayons gamma résultant de la radioactivité dans l’atmosphère était d’environ 35 µGy/h. Les mesures d’activité dans l’air autour des centrales de Windscale et de Calder ont souvent atteint cinq à dix fois la valeur maximale admissible, avec des pics occasionnels de 150. La consommation du lait produit dans un rayon d’environ 420 km a été interdite.

Au cours des opérations destinées à maîtriser le réacteur, 14 travailleurs ont reçu des équivalents de dose supérieurs à 30 mSv par trimestre civil, le maximum admissible étant de 46 mSv.

L’accident de Windscale a permis de tirer de nombreux enseignements sur la conception et l’exploitation des réacteurs à uranium naturel. Les lacunes notées dans l’instrumentation du réacteur et la formation des opérateurs ont également abouti à des constatations semblables à celles faites lors de l’accident de Three Mile Island (voir ci-après).

Il n’existait pas, avant l’accident, de lignes directrices concernant les normes à court terme de l’iode radioactif dans les aliments. Le Conseil de recherche médicale britannique (British Medical Research Council (BMRC)) a alors procédé à une étude aussi rapide que complète de la question et a fait preuve de beaucoup d’ingéniosité pour établir rapidement les concentrations admissibles d’iode131I dans les aliments. Le rapport intitulé Emergency Reference Levels , publié après l’accident, sert encore de base aujourd’hui, dans le monde entier, pour la rédaction de guides de planification d’urgence (Bryant, 1969).

Une relation utile a été établie pour prédire la contamination du lait par l’iode radioactif. On a découvert en effet que pour des niveaux de rayonnement gamma dépassant 0,3 µGy/h dans les pâturages, l’activité dans le lait produit dépassait 3,7 MBq/m3.

La dose absorbée par inhalation d’air contaminé à l’iode radioactif est négligeable par rapport à celle qui découle de l’ingestion de lait ou de laitages. En situation d’urgence, il vaut mieux recourir à la spectroscopie gamma, beaucoup plus rapide que l’analyse en laboratoire.

Après l’incident, 15 équipes de deux personnes ont procédé à des contrôles de rayonnement et prélevé des échantillons. Au total, 20 personnes se sont occupées de la coordination des échantillons et de la transmission des données. Près de 150 radiochimistes ont participé à l’analyse des échantillons.

Enfin, il est apparu que les filtres en laine de verre utilisés dans les cheminées ne sont pas satisfaisants en cas d’accident.

Les techniciens de la Gulf Oil Company se servaient d’un accélérateur Van de Graaff pour activer des échantillons de sol le 4 octobre 1967. La défaillance d’un dispositif d’interverrouillage de la commande de mise en marche de l’accélérateur, alors que plusieurs contacts d’interverrouillage de la porte du tunnel de sécurité et de la porte intérieure de la salle des cibles avaient été mis hors fonction à l’aide de ruban adhésif, a été à l’origine d’une grave irradiation accidentelle de trois personnes. La première a reçu environ 1 Gy d’équivalent de dose au corps entier, la deuxième près de 3 Gy et la troisième approximativement 6 Gy au corps entier, en sus d’environ 60 Gy aux mains et 30 Gy aux pieds.

L’une des victimes s’est présentée au service médical de l’établissement, se plaignant de nausées, de vomissements et de douleurs musculaires généralisées. Ces symptômes ont initialement été pris pour ceux de la grippe. Lorsque la deuxième victime s’est présentée au service médical avec plus ou moins les mêmes symptômes, on a soupçonné une importante irradiation, qu’ont confirmée les dosimètres personnels à film. Le docteur Niel Wald, de la division d’hygiène radiologique de l’Université de Pittsburgh, a supervisé la reconstitution dosimétrique et a aussi joué le rôle de médecin coordonnateur lors de l’examen et du traitement des patients.

Le docteur Wald a très rapidement fait venir par avion des unités de filtrage absolu au Western Pennsylvania Hospital de Pittsburgh où les trois victimes avaient été admises. Il a fait installer les filtres absolus à flux laminaire de façon à débarrasser l’environnement des patients de tout contaminant biologique. Le patient qui avait reçu 1 Gy est resté 16 jours en chambre stérile, tandis que les deux autres y ont séjourné près d’un mois et demi.

Le docteur E. Donnal Thomas, de l’Université de Washington, est venu huit jours après l’exposition pour pratiquer une greffe de moelle osseuse sur le patient qui avait reçu 6 Gy. La moelle avait été prélevée sur son frère jumeau. Si ces efforts remarquables ont permis de sauver la vie de la victime, ils n’ont pas suffi pour sauver ses bras et ses jambes, qui avaient reçu chacun une dose absorbée de plusieurs dizaines de grays.

Si la procédure d’exploitation très simple imposant l’usage d’un appareil de contrôle lorsqu’on entre dans un local exposé à des rayonnements avait été suivie, ce tragique accident aurait pu être évité. Au moins deux contacts d’interverrouillage avaient été bloqués au moyen de ruban adhésif longtemps avant l’accident. La mise hors fonction des dispositifs de protection, comme le prouve l’accident, est une pratique qui devrait être formellement interdite.

Les dispositifs d’interverrouillage de la commande de mise en marche de l’accélérateur auraient dû faire l’objet de contrôles réguliers dans le cadre de la maintenance.

Des soins rapides et judicieux ont permis de sauver la vie de la victime la plus exposée. La greffe totale de moelle osseuse, l’isolation en chambre stérile et des soins exceptionnels y ont largement contribué.

Des filtres absolus peuvent être obtenus en quelques heures pour être installés dans tout hôpital devant traiter des victimes d’irradiation.

Rétrospectivement, les médecins ont jugé qu’il aurait peut-être mieux valu recommander l’amputation plus tôt et, en tous cas, dans les deux à trois mois ayant suivi l’exposition. En effet, si l’amputation est effectuée plus tôt, les risques d’infection sont moindres, la période de grandes douleurs est raccourcie, ce qui réduit la quantité de médicaments à administrer pour combattre la douleur. Cela aurait permis d’écourter le séjour à l’hôpital de la victime et peut-être d’accélérer sa réadaptation. La décision d’amputer plus tôt doit bien sûr être prise après corrélation de l’information de dosimétrie et des observations cliniques.

Cet accident est le premier (et le seul) cas d’irradiation dans l’histoire de l’exploitation de réacteurs nucléaires aux Etats-Unis ayant entraîné la mort de personnes. Le SL-1 était un prototype d’un petit réacteur APPR (Army Package Power Reactor) conçu pour être transporté par avion à destination de zones isolées afin de produire du courant électrique. Le réacteur en cause servait à des essais de combustibles ainsi qu’à la formation des équipes chargées de faire fonctionner les réacteurs. Il était exploité dans un site désertique isolé de la station d’essais de réacteurs nucléaires d’Idaho Falls, dans l’Idaho, par la société Combustion Engineering, pour le compte de l’armée américaine. Le SL-1 n’était pas un réacteur nucléaire commercial (United States Atomic Energy Commission (USAEC), 1961; ANS, 1961).

Au moment de l’accident, le SL-1 était muni de 40 éléments combustibles et de 5 barres de commande. Il pouvait générer 3 MW de puissance thermique. Il s’agissait d’un réacteur refroidi et modéré à l’eau bouillante.

L’accident a occasionné la mort de trois militaires. Il a été causé par un retrait de plus de 1 m d’une seule barre de commande. Ce retrait a provoqué un état de criticité instantanée dans le réacteur. On ne sait pas pourquoi un opérateur agréé et compétent ayant une assez longue expérience des opérations de chargement du combustible a retiré une barre de commande au-delà de son point d’arrêt.

L’un des trois militaires était encore vivant lorsque les premiers secours sont arrivés sur les lieux. Des produits de fission à haute activité couvraient son corps et étaient incrustés dans sa peau. Certaines zones de celle-ci donnaient des lectures dépassant 4,4 Gy/h à 15 cm, ce qui a retardé le sauvetage et les premiers soins.

Aucun réacteur construit depuis l’accident du SL-1 ne peut atteindre un état de criticité instantanée par suite du retrait d’une seule barre de commande.

Sur les sites de tous les réacteurs, il doit y avoir des appareils de contrôle portables ayant un intervalle de mesure supérieur à 20 mGy/h. En fait, des appareils ayant une gamme supérieure allant jusqu’à 10 Gy/h sont recommandés.

Note: l’accident de Three Mile Island a montré que la gamme de mesure requise pour les rayonnements bêta et gamma est de 100 Gy/h.

Il est nécessaire de disposer d’installations de traitement où un patient fortement contaminé peut recevoir un traitement médical non provisoire sans que le personnel soignant soit exposé à des risques inutiles. Comme la plupart de ces installations se trouveront nécessairement dans des établissements hospitaliers ayant à assurer d’autres services, il faudra sans doute prendre des mesures spéciales pour garantir une protection adéquate contre les contaminants radioactifs présents dans l’air et dans l’eau.

Les expositions accidentelles aux rayons X sont nombreuses et consistent souvent en irradiations extrêmement fortes sur de petites parties du corps. Il n’est pas rare que des systèmes à diffraction de rayons X produisent des débits de dose absorbée de 5 Gy/s à 10 cm du foyer du tube. A de plus petites distances, on a souvent mesuré des débits de 100 Gy/s. Le faisceau est ordinairement étroit, mais une exposition de quelques secondes suffit pour causer de graves lésions locales (Lubenau et coll., 1967; Lindell, 1968; Haynie et Olsher, 1981; ANSI, 1988).

C’est lorsque ces systèmes sont employés dans des circonstances «inhabituelles» qu’ils risquent de causer des expositions accidentelles. Les installations de radiographie utilisées dans des conditions normales de fonctionnement semblent raisonnablement sûres et les défaillances du matériel ont rarement causé de graves irradiations.

La plupart des expositions accidentelles aux rayons X se sont produites dans des conditions inhabituelles, le plus souvent à un moment où l’appareil était partiellement démonté ou dépourvu de sa gaine de protection.

Dans la plupart des cas d’exposition grave, le personnel d’exploitation et d’entretien n’avait pas reçu une formation suffisante.

Si l’on avait eu recours à des méthodes simples, mais fiables, pour garantir que l’alimentation du tube à rayons X est bien coupée lors de travaux de réparation ou de maintenance, bien des expositions accidentelles auraient pu être évitées.

Les opérateurs et le personnel d’entretien travaillant sur ces appareils devraient porter des dosimètres personnels au doigt ou au poignet.

Si des sécurités avaient été prescrites de manière obligatoire, de nombreux accidents ne se seraient pas produits.

Une erreur de l’opérateur a été l’un des facteurs de la plupart des accidents. L’absence d’enveloppe adéquate ou une mauvaise conception de la gaine protectrice ont souvent aggravé la situation.

Entre les années cinquante et les années soixante-dix, ce sont les opérations de radiographie industrielle qui ont causé le taux le plus élevé d’accidents par irradiation pour une activité unique (AIEA, 1969, 1977). Les organismes de réglementation nationaux poursuivent leurs efforts pour réduire ce taux en améliorant les règlements, en imposant des exigences plus strictes de formation et en appliquant des politiques d’inspection et de surveillance encore plus sévères (United States Code of Federal Regulations (USCFR), 1990). Ces efforts ont généralement réussi, mais le nombre d’accidents de radiographie industrielle demeure élevé. Des dispositions législatives permettant d’imposer d’énormes amendes pourraient constituer le moyen le plus efficace d’attirer l’attention des cadres du secteur de la radiographie industrielle (et, du même coup, celle des travailleurs) sur la radioprotection.

Formation des travailleurs . C’est dans le domaine de la radiographie industrielle que les exigences en matière d’études et de formation concernant les rayonnements ionisants sont les moins rigoureuses. Il est donc d’autant plus important d’exiger une application stricte des règles de formation existantes.

Rémunération au rendement . Depuis des années, on donne une grande importance dans le secteur de la radiographie industrielle au nombre de clichés réussis produits par jour. Cette pratique peut entraîner des manquements sérieux aux règles de sécurité et, occasionnellement, inciter certains radiographes à ne pas porter leur dosimètre si bien que les dépassements des limites admissibles d’équivalents de dose ne sont pas détectés.

Contrôle de l’équipement . Il est extrêmement important de contrôler soigneusement les sources de radiographie industrielle (voir figure 48.24) après chaque cliché. L’omission de ces contrôles est la cause la plus probable d’expositions accidentelles, dont beaucoup ne sont pas déclarées puisque les techniciens de radiographies industrielles portent rarement des dosimètres à la main ou au doigt (voir figure 48.24).

Défaillances de l’équipement . Par suite d’une utilisation intensive des projecteurs de radiographie industrielle, les mécanismes de rétraction de la source peuvent prendre du jeu et la source ne pas rentrer complètement dans son logement (point A de la figure 48.24). De nombreux cas de défaillance des sécurités armoire-source provoquent également des expositions accidentelles du personnel.

Il existe d’excellents guides, tant généraux que spécialisés, pour la conception de plans d’urgence. Nous en énumérons quelques-uns dans les références complémentaires figurant à la fin du chapitre.

On commence par évaluer l’ensemble des stocks de matières radioactives de l’installation en cause. On analyse ensuite les accidents vraisemblables pour déterminer les fuites maximales probables de radioactivité. Enfin, on élabore un plan et des procédures d’application permettant aux exploitants de l’installation:

1. de reconnaître une situation d’urgence causée par un accident;
2. de classer l’accident selon sa gravité;
3. de prendre des mesures pour limiter les effets de l’accident;
4. de notifier à temps les intéressés;
5. de demander de l’aide rapidement et efficacement;

6. de quantifier les fuites;
7. de faire des relevés complets des expositions sur le site et à l’extérieur et de maintenir l’exposition des travailleurs d’urgence au niveau le plus bas que l’on puisse raisonnablement atteindre (principe ALARA («As Low As Reasonably Achievable»));
8. de rétablir le fonctionnement normal de l’installation aussi rapidement que possible;
9. de tenir des dossiers détaillés complets sur les événements.

Nous présentons ci-dessous, par ordre de probabilité décroissant, une liste des types d’accidents pouvant survenir dans le cas d’un réacteur nucléaire (les accidents industriels de type général non nucléaire, cependant, sont de loin les plus probables):

1. rejet imprévu de matières radioactives de faible activité, entraînant peu ou pas d’exposition externe pour le personnel. Ce genre d’accident se produit habituellement au cours des révisions générales ou pendant le transport des résines usées ou du combustible usé. Les fuites du système de refroidissement et celles, accidentelles, d’échantillons de liquide caloporteur sont aussi des sources fréquentes de contamination radioactive;
2. irradiation externe accidentelle du personnel. Se produit ordinairement au cours d’une révision générale ou pendant des travaux d’entretien périodique;
3. propagation de matières contaminées avec contamination, exposition interne et irradiation externe à bas niveau du personnel. Ces accidents se produisent dans les mêmes circonstances que les points 1 et 2 ci-dessus;
4. importante contamination de surface due à une fuite majeure du système de refroidissement ou à une fuite du liquide de refroidissement du combustible irradié;
5. éclats ou fragments de produits de corrosion (voir définition ci-dessous) déposés sur la peau ou ayant pénétré dans celle-ci ou dans les oreilles et les yeux;

6. forte irradiation du personnel de la centrale. Ce genre d’accident est le plus souvent dû à la négligence;
7. rejet de petites quantités de déchets radioactifs, dépassant toutefois les limites admissibles, hors des limites de la centrale. Ce type d’accident est en général causé par des défaillances humaines;
8. fusion du cœur du réacteur. Ce genre d’accident provoque ordinairement une importante contamination à l’extérieur de la centrale et une forte irradiation du personnel;
9. excursion de puissance du réacteur (accident du type SL-1).

•   produits activés de corrosion et d’érosion (appelés CRUD en anglais) dans le caloporteur; par exemple, cobalt 60 (60Co) ou cobalt 58 (58Co), fer 59 (59Fe), manganèse 58 (58Mn) et tantale 183 (183Ta);
•   produits de fission de faible activité ordinairement présents dans le caloporteur; par exemple, iode 131 (131I) et césium 137 (137Cs);
•   dans les réacteurs à eau bouillante, produits des points 1 et 2 ci-dessus auxquels s’ajoutent un faible dégagement continu de tritium (3 H) et de gaz rares radioactifs comme le xénon 133 et 135 (133 Xe,135Xe), l’argon 41 (41Ar) et le krypton 85 (85Kr);
•   tritium (3H) produit à l’intérieur du cœur au rythme de 1,3 × 10–4 atomes de3H par fission (dont seule une petite partie s’échappe du combustible).

La figure 48.25 présente la table des matières d’un modèle de plan d’urgence de centrale nucléaire. Tout plan d’urgence doit comporter chacun des chapitres représentés et tous les éléments supplémentaires nécessaires pour répondre aux besoins locaux. La figure 48.26 présente en outre une liste des procédures courantes de mise en œuvre pour un réacteur de puissance.

Dans les grandes installations, il existe ordinairement des plans d’urgence de surveillance radiologique de l’environnement (souvent désignés aux Etats-Unis par le sigle EREMP (Emergency Radiological Environmental Monitoring Programme)).

L’une des plus importantes leçons que la Commission américaine de réglementation nucléaire (Nuclear Regulatory Commission (NRC)) et d’autres organismes officiels des Etats-Unis aient tirées de l’accident de Three Mile Island est qu’il est impossible d’appliquer un programme de surveillance environnementale en un ou deux jours s’il n’y a pas eu de planification préalable de grande ampleur. Malgré les millions de dollars consacrés par le gouvernement américain à la surveillance de l’environnement aux alentours de la centrale nucléaire de Three Mile Island après l’accident, moins de 5% des rejets totaux ont été mesurés. Ce résultat témoigne d’une planification préalable insuffisante et inadaptée.

L’expérience a prouvé que, pour être efficace, un tel programme doit faire partie de l’effort régulier de surveillance radiologique de l’environnement. Durant les premiers jours de l’accident de Three Mile Island, les responsables de la centrale se sont rapidement rendu compte qu’il est impossible de mettre sur pied en un ou deux jours un programme efficace de surveillance d’urgence, quelle que soit l’importance des effectifs et des fonds qui y sont consacrés.

Tous les points d’échantillonnage employés dans le cadre d’un programme régulier de surveillance environnementale sont utilisés en cas de surveillance à long terme après un accident. Il faut en outre y ajouter un certain nombre de nouveaux points pour que les équipes de surveillance motorisées aient des lieux de prélèvement dans chaque segment de chaque secteur de 22,5° de la zone entourant la centrale (voir figure 48.27). En général, les points de prélèvement se trouveront dans des zones accessibles par la route. Cependant, il peut y avoir des exceptions à cette règle dans le cas de sites normalement inaccessibles par la route, mais qui peuvent cependant être occupés occasionnellement, comme les terrains de camping et les sentiers de randonnée pédestre se trouvant dans un rayon de 16 km à partir de la centrale dans le sens du vent.

La figure 48.27 montre comment sont désignés les secteurs et les segments où se trouvent les points de surveillance radiologique autour de la centrale. On peut désigner les secteurs de 22,5° par les directions des points cardinaux et collatéraux (par exemple, N, NNE et NE) ou par des lettres dans l’ordre alphabétique (par exemple, de A à R). L’utilisation de ces dernières n’est cependant pas recommandée parce qu’il est facile de les confondre avec les désignations des points cardinaux. Ainsi, il est moins ambigu, pour désigner l’ouest, d’utiliser O ou W plutôt que N.

Il conviendrait de visiter chaque point de prélèvement désigné dans le cadre d’exercices sur le terrain pour que les responsables de la surveillance et du prélèvement apprennent à connaître les lieux et les problèmes éventuels: zones de silence radio, mauvaises routes, difficultés d’accès dans l’obscurité, etc. Comme il est impossible d’organiser un exercice couvrant en une fois tous les points désignés de la zone de 16 km de rayon, il faudrait prévoir un programme d’exercices permettant de visiter tour à tour les différents points. Il est souvent utile de déterminer d’avance si les véhicules des équipes de surveillance peuvent communiquer avec chacun des points désignés d’échantillonnage. L’emplacement précis de ces points est choisi en fonction des mêmes critères que pour le programme régulier de surveillance radiologique de l’environnement (Nuclear Regulatory Commission (NRC), 1980): visibilité directe, zone morte minimale, habitants, agglomération et établissements (école, hôpital, maison de retraite, élevage laitier, exploitation maraîchère, exploitation agricole, etc. les plus proches).

Lors d’un accident ayant provoqué la libération d’importantes quantités de matières radioactives, des équipes de surveillance radiologique devraient constamment parcourir les environs et, si les circonstances le permettent, les lieux mêmes de l’accident. Ces équipes devraient ordinairement mesurer le niveau ambiant de rayonnement gamma et bêta et prendre des échantillons d’air pour y détecter la présence de poussières et d’éléments halogènes radioactifs.

Ces équipes doivent bien connaître toutes les procédures de surveillance, y compris le contrôle de leur propre exposition, et être en mesure de transmettre les données recueillies à leur station de base. Des détails tels que le genre d’appareil de mesure, le numéro de série et l’état ouvert ou fermé de la fenêtre doivent être soigneusement notés sur des feuilles de contrôle conçues avec soin.

S’il y a urgence, l’équipe de surveillance d’urgence peut avoir à opérer pendant 12 heures d’affilée. Après la période initiale, cependant, le temps passé sur le terrain devrait être ramené à 8 heures par jour, avec au moins une pause de 30 minutes.

Comme il est possible que l’on ait à assurer une surveillance permanente, il faudrait prendre des dispositions préalables pour pouvoir, le moment venu, ravitailler les équipes en aliments, boissons, appareils de remplacement et piles et pour apporter et remporter les filtres à air.

Même si les équipes de surveillance ont à faire un service continu de 12 heures d’affilée, il faut prévoir trois équipes par jour pour assurer une surveillance permanente. Dans les deux premières semaines qui ont suivi l’accident de Three Mile Island, il y a eu constamment sur le terrain un minimum de cinq équipes de surveillance. Le soutien logistique d’un tel effort nécessite une planification préalable soigneuse.

Les types d’échantillons environnementaux prélevés lors d’un accident dépendent des types de rejets (atmosphériques ou dans l’eau), de la direction du vent et de la saison. On doit prélever des échantillons de sol et d’eau potable en toute saison, y compris l’hiver. Même si l’on n’a pas décelé d’éléments halogènes radioactifs dans l’atmosphère, on devra prélever des échantillons de lait à cause de l’importance de la bioaccumulation.

Il est important de prélever de nombreux échantillons d’aliments et d’air pour pouvoir rassurer le public, même sans justification technique sérieuse. De plus, les données ainsi prélevées pourraient être très utiles en cas d’actions judiciaires ultérieures.

L’utilisation de feuilles de contrôle établies d’avance et remplies en conformité avec des procédures soigneusement élaborées de collecte de données est essentielle pour l’échantillonnage de l’environnement. Toutes les personnes devant prélever des échantillons doivent avoir fait la preuve qu’elles comprennent bien les procédures et pouvoir prouver qu’elles ont reçu une formation suffisante sur le terrain.

Si possible, la collecte de prélèvements environnementaux hors site devrait être confiée à un groupe extérieur indépendant. Il est préférable que le même groupe se charge également du prélèvement d’échantillons réguliers, afin que l’équipe interne expérimentée puisse être affectée à d’autres travaux de collecte de données au cours d’un accident.

Il convient de signaler que, lors de l’accident de Three Mile Island, chaque échantillon qui devait être prélevé l’a effectivement été et que pas un seul de ces échantillons n’a été perdu. Ce fait est d’autant plus remarquable que le taux d’échantillonnage avait plus que décuplé par rapport à son niveau d’avant l’accident.

Il faudrait pouvoir disposer, en cas d’urgence, d’un stock d’équipement de surveillance double par rapport à celui qui est normalement nécessaire. Cet équipement devrait être rangé dans des placards disséminés un peu partout aux alentours de chaque complexe nucléaire, afin qu’un même accident ne puisse condamner l’accès à tous les placards en même temps. Pour que l’équipement soit toujours prêt, il faudrait l’inventorier et l’étalonner au moins deux fois par an et après chaque exercice. Les fourgonnettes et les camions des grandes installations nucléaires devraient être complètement équipés pour la surveillance d’urgence tant à l’extérieur qu’à l’intérieur du complexe.

Une situation d’urgence risque de rendre inutilisables les laboratoires de comptage internes de la centrale ou de l’installation. Il faut donc prévoir d’avance la possibilité de recours à un autre établissement ou à un laboratoire mobile. C’est là une exigence à laquelle doivent se conformer toutes les centrales nucléaires des Etats-Unis (NRC, 1983).

Le type et le degré de perfectionnement de l’équipement de surveillance de l’environnement devraient être adaptés aux conditions correspondant à l’accident le plus grave vraisemblable pouvant être subi par l’installation nucléaire en cause. La liste ci-après énumère le matériel de surveillance de l’environnement dont on a en général besoin dans une centrale nucléaire.

1. L’équipement d’échantillonnage de l’air devrait comprendre des appareils pouvant fonctionner sur piles pour la surveillance à court terme et des appareils fonctionnant sur le secteur à enregistreurs à déroulement continu et avec système d’alarme pour la surveillance à long terme.
2. L’équipement d’échantillonnage de liquides devrait comprendre des échantillonneurs en continu. Les appareils doivent pouvoir fonctionner même dans les conditions les plus dures d’environnement local.
3. Les gammamètres portables prévus pour la surveillance à l’intérieur d’une centrale devraient avoir une échelle atteignant 100 Gy/h. On devrait en outre disposer d’appareils de contrôle distincts pouvant mesurer le rayonnement bêta jusqu’à des débits de dose de 100 Gy/h.

4. Sur place, les appareils de dosimétrie du personnel doivent pouvoir mesurer le rayonnement bêta et comprendre des détecteurs thermoluminescents (DTL) à porter au doigt (voir figure 48.28). D’autres dosimètres d’extrémité peuvent également être nécessaires. On a toujours besoin de dosimètres supplémentaires de contrôle en situation d’urgence. Il pourra être nécessaire de disposer d’un lecteur portable de DTL pour transmettre des données à l’ordinateur de la centrale par modem téléphonique à partir de points contaminés. Les équipes de surveillance à l’intérieur de la centrale (par exemple, les équipes de secours et de réparation) devraient être munies de dosimètres de poche à haute et à basse échelle ainsi que de dosimètres réglés pour émettre un signal d’alarme lorsque la dose de rayonnement atteint un niveau donné. Ce niveau doit évidemment être soigneusement choisi dans le cas des équipes pouvant être appelées à se rendre dans des zones de haut rayonnement.
5. Des stocks adéquats de vêtements de protection devraient être placés à des endroits désignés et dans les véhicules d’urgence. Il faudrait également prévoir des réserves de vêtements de ce type pour les situations d’urgence qui se prolongent.
6. Placards et véhicules d’urgence devraient contenir du matériel de protection respiratoire. Des listes à jour des membres du personnel ayant reçu la formation nécessaire pour utiliser ce matériel devraient être conservées dans toutes les grandes zones d’entreposage d’équipements d’urgence.

7. Des véhicules munis de radiotéléphones sont indispensables aux équipes chargées de la surveillance d’urgence. L’emplacement et la disponibilité de véhicules de réserve doivent être connus.
8. Le matériel des équipes de surveillance de l’environnement devrait être entreposé à un endroit commode, de préférence hors site, de façon à être toujours accessible.
9. Des trousses d’urgence devraient être placées dans les locaux du centre de soutien technique et du centre extérieur pour les opérations d’urgence, de façon que les équipes de surveillance de relève n’aient pas à se rendre sur le site pour recevoir leur équipement et être déployées.
10. Pour les cas d’accidents graves causant une libération de matières radioactives dans l’atmosphère, des mesures de préparation doivent être prises pour pouvoir, le cas échéant, assurer la surveillance aérienne au moyen d’hélicoptères et d’avions légers.

En cas d’accident grave, l’analyse des données environnementales devrait être transférée le plus tôt possible à l’extérieur des lieux, par exemple au centre extérieur pour les opérations d’urgence.

Des lignes directrices devraient être établies d’avance pour préciser quand les données tirées des échantillons autour du site doivent être transmises à la direction. Il faudrait également convenir, dans les premières heures suivant un accident, de la méthode et de la fréquence de transmission de ces données aux organismes gouvernementaux compétents.

Il a fallu recourir à des consultants extérieurs pour assumer les tâches suivantes, parce que les spécialistes internes en radioprotection étaient trop occupés par d’autres fonctions durant les premières heures de l’accident survenu le 28 mars 1979 à Three Mile Island:

•   évaluation des rejets d’effluents radioactifs (gazeux et liquides) , y compris la collecte d’échantillons, la coordination de l’activité des laboratoires pour le comptage des échantillons, le contrôle qualitatif des laboratoires, la collecte et l’analyse de données, la production de rapports, la transmission des données aux organismes gouvernementaux compétents et au propriétaire de la centrale;
•   évaluation des doses , y compris les enquêtes sur les surexpositions réelles et soupçonnées, les enquêtes sur la contamination de la peau et la contamination interne, les simulations d’exposition et le calcul des doses.
•   exécution du programme de surveillance radiologique de l’environnement , y compris la coordination complète du prélèvement d’échantillons, de l’analyse des données, de la production et de la diffusion des rapports, la notification des centres de décision, l’expansion du programme pour l’adapter à la situation d’urgence, puis sa contraction progressive pendant l’année qui a suivi l’accident;
•   réalisation d’études spéciales de dosimétrie bêta , y compris des études sur les progrès les plus récents des techniques de surveillance de l’irradiation bêta du personnel, la modélisation des doses de rayonnement bêta transmises à la peau par des contaminants radioactifs et la comparaison de tous les systèmes de dosimétrie DTL bêta-gamma du personnel vendus dans le commerce.

La liste qui précède donne un bon exemple des tâches dont les spécialistes internes de la radioprotection propre à l’établissement ne peuvent pas s’acquitter normalement lorsqu’ils doivent faire face à une urgence grave. Le personnel de radioprotection de Three Mile Island était très expérimenté et hautement compétent. Ses membres ont travaillé sans interruption 15 à 20 heures par jour pendant les deux premières semaines qui ont suivi l’accident. La charge de travail supplémentaire causée par l’accident, cependant, a été tellement lourde qu’ils ont été incapables de s’acquitter de nombreuses tâches courantes qu’ils effectuaient facilement dans d’autres circonstances. Quelques-unes des leçons tirées de l’accident de Three Mile Island sont résumées ci-après.

1. Toutes les entrées doivent être consignées sur un nouveau permis de travail sous rayonnement signé par le chef du service ou son suppléant officiel et examiné régulièrement par le médecin chef du service de radioprotection.
2. La salle de commande des locaux devrait avoir un contrôle absolu sur toutes les entrées dans les bâtiments des auxiliaires et de manutention du combustible. Aucune entrée ne doit être permise à moins qu’un spécialiste en radioprotection ne soit présent au point de contrôle durant l’entrée.
3. Aucune entrée ne devrait être permise si la personne n’est pas munie d’un appareil de mesure en bon état ayant l’échelle appropriée. Une vérification ponctuelle de l’appareil doit être effectuée immédiatement avant l’entrée.
4. On doit obtenir au préalable les antécédents d’exposition de toute personne devant pénétrer dans une zone de haut rayonnement.
5. On devrait fixer un maximum admissible d’exposition pendant la période passée à l’intérieur, quelle que soit l’importance de la tâche à accomplir.

1. Toutes les opérations de prélèvement effectuées en vertu d’un nouveau permis de travail sous rayonnement devraient être approuvées par le chef du service ou son suppléant officiel et être soumises au contrôle du médecin-chef de la radioprotection.
2. Aucun travailleur ne doit prélever d’échantillons de fluide de refroidissement sans porter un dosimètre d’extrémité.
3. Aucun travailleur ne doit prélever d’échantillons de fluide de refroidissement sans disposer de gants plombés et de pinces d’au moins 60 cm de longueur pour le cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
4. Aucun travailleur ne doit prélever d’échantillons de fluide de refroidissement sans qu’un écran à vitre plombée n’ait été mis en place pour le cas où un échantillon serait plus radioactif que prévu.
5. Le prélèvement d’échantillons devrait être interrompu si l’exposition d’une extrémité ou du corps entier est susceptible de dépasser les niveaux fixés sur le permis de travail sous rayonnement.
6. Les expositions appréciables devraient, si possible, être réparties entre un certain nombre de travailleurs.
7. Tous les cas de contamination de la peau dépassant les niveaux d’intervention en 24 heures devraient faire l’objet d’un examen.

1. Des contrôles d’ambiance bêta et gamma devraient être réalisés à l’aide de télédétecteurs ayant une échelle de mesure appropriée.
2. L’entrée initiale dans une zone où le débit de dose absorbée dépasse 20 mGy/h doit faire l’objet d’un examen préalable destiné à confirmer que l’exposition aux rayonnements est maintenue au niveau le plus bas que l’on puisse raisonnablement atteindre.
3. Si l’on soupçonne l’existence de fuites d’eau, on devrait chercher à déterminer si le sol est contaminé.
4. Il importe de mettre en place un programme cohérent de dosimétrie du personnel précisant le type et l’emplacement des dosimètres.
5. Si des personnes entrent dans une zone où le débit de dose absorbée dépasse 20 mGy/h, leurs DTL devraient être analysés dès leur sortie.
6. On devrait vérifier que toutes les conditions figurant sur les permis de travail sous rayonnement sont respectées avant l’entrée dans une zone où le débit de dose absorbée dépasse 20 mGy/h.
7. Lorsque les travailleurs sont autorisés à entrer dans une zone dangereuse pendant une durée limitée, seul un spécialiste en radioprotection doit minuter la durée de séjour.

1. Il importe, avant de commencer à exécuter un protocole d’échantillonnage, d’établir les conditions dans lesquelles les travaux peuvent devoir être interrompus.
2. Aucune ingérence extérieure ne doit être admise.
3. Il est nécessaire de faire installer plusieurs lignes téléphoniques confidentielles dont les numéros devraient être changés après chaque crise.
4. Les systèmes de mesure aériens sont plus performants que ce que l’on croit communément.
5. On devrait disposer d’un magnétophone pour enregistrer régulièrement les données.
6. Au cours de la phase aiguë de la crise, il est conseillé de renoncer à lire les journaux ou à écouter les émissions de radio et de télévision, ce qui tend à aggraver les tensions qui existent déjà.

7. On devrait prévoir la livraison de repas et certains aménagements de confort, notamment pour permettre de dormir sur place parce qu’il peut être impossible de rentrer chez soi pendant quelque temps.
8. On devrait prévoir le recours à des laboratoires d’analyses de remplacement. Un incident, même petit, peut modifier sensiblement le niveau de fond de rayonnement d’un laboratoire.
9. Se faire d’avance à l’idée que l’on consacrera plus d’énergie à empêcher l’adoption de mauvaises décisions qu’à s’occuper des problèmes eux-mêmes.
10. On doit être conscient qu’il n’est pas possible de gérer à distance les situations d’urgence.
11. Les recommandations concernant des mesures de protection ne se prêtent pas à des votes en comité.
12. Il convient de remettre à plus tard la réponse aux appels téléphoniques non essentiels et de refuser tout simplement de parler aux importuns.

Aux alentours du 13 septembre 1985, un appareil de téléthérapie comportant une source de césium 137Cs de 51 TBq est volé dans une clinique abandonnée de Goiânia, au Brésil. Deux personnes cherchant de la ferraille ramènent chez elles la tête de l’appareil et tentent d’en démonter les pièces, sans connaître le sens du symbole «trèfle» figurant sur l’enveloppe de la source. Le débit de dose absorbée provenant de la tête d’irradiation est d’environ 46 Gy/h à 1 m.

L’enveloppe de la source se casse au cours du démontage, libérant une importante quantité de poudre hautement soluble de chlorure de césium 137 (137CsCl), qui est disséminée dans une partie de cette ville de 1 million d’habitants, causant l’un des plus graves accidents liés aux sources scellées de l’histoire.

Après le démontage, ce qui reste de la tête de la source est vendu à un marchand de ferraille, qui découvre que la poudre de 137CsCl émet une lueur bleuâtre dans l’obscurité (probablement par suite du rayonnement Mallet-Cerenkov). Celui-ci croit alors que la poudre provient d’une pierre précieuse ou même qu’elle a des propriétés surnaturelles. De nombreux amis et parents viennent voir la poudre «magique». Des parties de la source sont distribuées à un certain nombre de familles, le processus se poursuivant pendant environ cinq jours. A l’issue de cette période, un certain nombre de personnes présentent des symptômes du syndrome gastro-intestinal par suite de l’exposition au rayonnement.

Les victimes qui se rendent à l’hôpital à cause de leurs graves troubles gastro-intestinaux se font dire au départ qu’il s’agit de réactions allergiques d’origine alimentaire. Les médecins croient même que l’une d’elles, qui présente des effets cutanés sévères parce qu’elle a manipulé la source, souffre d’une maladie de peau et l’envoient à l’hôpital des maladies tropicales.

Cette succession tragique d’événements se poursuit sans qu’aucun spécialiste ne soupçonne la vérité pendant près de deux semaines. De nombreuses personnes s’amusent à se frotter avec la poudre de 137CsCl pour que leur peau émette de la lumière bleue dans l’obscurité. La tragédie aurait pu se poursuivre longtemps si l’une des personnes irradiées n’avait pas finalement fait le lien entre ces symptômes et la source d’irradiation. Elle prend donc les restes de la source de 137CsCl et va en autobus la remettre au service d’hygiène publique de Goiânia. Le lendemain, un biophysicien en visite examine la source et, de sa propre initiative, décide de faire évacuer deux parcs à ferraille contaminés et d’avertir les autorités. Il convient de souligner qu’une fois mis au courant de l’accident, le gouvernement brésilien a agi avec célérité et de manière très organisée.

Au total, 249 personnes ont été contaminées et 54 ont été hospitalisées à cause de cet accident. Celui-ci a fait 4 morts dont une fillette de six ans qui avait reçu une dose interne d’environ 4 Gy après avoir ingéré près de 1 GBq (109 Bq) de 137CsCl.

Dans sa phase initiale, l’intervention visait les objectifs suivants:

•   localiser les principaux sites de contamination;
•   évacuer les logements dont la radioactivité dépassait les niveaux d’intervention fixés;
•   établir des contrôles de radioprotection autour des zones touchées en en interdisant l’accès au besoin;
•   identifier les personnes qui avaient reçu des doses importantes ou qui étaient contaminées.

Les premières mesures prises par l’équipe médicale ont été:

•   dès son arrivée à Goiânia, d’examiner l’historique individuel et de procéder à un tri des personnes selon la gravité des symptômes du syndrome d’irradiation aiguë;
•   de transférer toutes les victimes d’irradiation aiguë à l’hôpital de Goiânia (où l’on avait pris d’avance les mesures nécessaires pour le contrôle de la contamination et de l’exposition);
•   de transférer par avion dès le lendemain les 6 victimes les plus gravement atteintes au centre de soins tertiaires d’un hôpital de la marine de Rio de Janeiro (plus tard, 8 autres victimes y seront transportées);
•   d’organiser des analyses de dosimétrie biologique;
•   de prendre en charge chaque patient sur la base de son évolution clinique;
•   de donner une formation informelle au personnel du service de soins pour apaiser leurs craintes (la collectivité médicale de Goiânia n’avait accordé son aide qu’avec réticence).

L’action des spécialistes en radioprotection a consisté:

•   à aider les médecins en matière de dosimétrie des rayonnements, de tests biologiques et de décontamination de la peau;
•   à coordonner et à interpréter l’analyse de 4 000 échantillons d’urine et de fèces au cours d’une période de quatre mois;
•   à soumettre 600 individus à des mesures d’anthropogammamétrie;
•   à coordonner des contrôles de contamination radioactive sur 112 000 personnes (dont 249 étaient effectivement contaminées);
•   à procéder à un contrôle aérien de toute la ville et de ses banlieues à l’aide de détecteurs de fortune au NaI;
•   à procéder au contrôle radiologique de plus de 2 000 km de routes à l’aide de détecteurs au NaI montés sur des véhicules;
•   à fixer des niveaux d’intervention pour la décontamination des personnes, des bâtiments, des véhicules, du sol, etc.;

•   à coordonner les efforts de 550 travailleurs affectés aux opérations de décontamination;
•   à coordonner la démolition de 7 maisons et la décontamination de 85 autres;
•   à coordonner le transport en camion de 275 charges de déchets contaminés;
•   à coordonner la décontamination de 50 véhicules;
•   à coordonner le conditionnement de 3 500 m3 de déchets contaminés;
•   à utiliser 55 appareils de contrôle radiologique, 23 détecteurs de contamination et 450 dosimètres de poche à lecture directe.

Les personnes atteintes du syndrome d’exposition aiguë

Quatre victimes sont mortes après avoir reçu des doses allant de 4 à 6 Gy. Deux autres, qui manifestaient de graves symptômes d’aplasie médullaire ont survécu en dépit du fait qu’elles avaient reçu des doses absorbées de 6,2 et 7,1 Gy (estimation obtenue par dosimétrie biologique). Quatre autres patients ont survécu à des doses absorbées estimées entre 2,5 et 4 Gy.