Ordonnance du DFI sur la dosimétrie individuelle et la dosimétrie de l’environnement

(Ordonnance sur la dosimétrie, ODos)

du 29 janvier 2026 (État le 1^ermars 2026)

Le Département fédéral de l’intérieur (DFI),
en accord avec l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire,

vu les art. 53, al. 4, 61, al. 4 et 5, 77, 167, al. 4, et 191, al. 5, de l’ordonnance du 26 avril 2017 sur la radioprotection (ORaP)¹,

arrête:

Chapitre 1 Dispositions générales

Art. 1 Objet

La présente ordonnance régit les dispositions techniques concernant la dosimétrie individuelle et celle de l’environnement, notamment les exigences relatives aux systèmes dosimétriques, à l’exécution de la dosimétrie et à la détermination des doses.

Art. 2 Définitions

Les définitions applicables à la présente ordonnance sont celles figurant à l’art. 2 et aux annexes 1 et 4 ORaP ainsi qu’à l’annexe 1 de la présente ordonnance.

Art. 3 Surveillance

Les autorités habilitées à agréer conformément à l’art. 68 ORaP exercent la surveillance sur les services de dosimétrie individuelle.

Art. 4 Objet de l’agrément d’un service de dosimétrie individuelle

L’agrément d’un service de dosimétrie individuelle concerne les aspects suivants:

1. détermination des grandeurs de mesure;
2. types de rayonnement et radionucléides mesurés;
3. méthodes de mesure utilisées;
4. spécifications techniques des systèmes de dosimétrie;
5. format de l’annonce des doses.

Art. 5 Publication de l’agrément

Les autorités habilitées à agréer publient la liste des services de dosimétrie individuelle agréés.

Art. 6 Mesure des composantes principales de la dose

1. S’il peut être démontré que, pour une personne, la dose efficace due à un type de rayonnement ne peut être supérieure à 10 % de la dose annuelle totale, on peut renoncer, avec l’accord de l’autorité de surveillance, à la détermination individuelle de la composante du rayonnement concernée.
2. Pour les travaux effectués dans les zones visées à l’art. 82 ORaP, on peut, avec l’accord de l’autorité de surveillance, renoncer à déterminer la dose efficace résultant d’une incorporation pour les radionucléides qui, ensemble, ne sont pas susceptibles d’entraîner une dose individuelle totale supérieure à 1 mSv par an.
3. Lorsque, dans un secteur de travail au sens de l’art. 81 ORaP, le volume annuel d’utilisation dépasse 200 fois la limite d’autorisation (LA) dans le cadre de la manipulation de sources radioactives non scellées, ou 20 LA lorsqu’il s’agit de travaux avec des sources volatiles ou gazeuses, il faut procéder à une surveillance d’incorporation conformément à l’art. 33. L’autorité de surveillance peut fixer des valeurs plus élevées dans un secteur de travail si des mesures de protection visant à réduire le risque d’incorporation sont disponibles.

Art. 7 Dosimétrie des personnes astreintes en cas d’augmentation de la radioactivité

1. Les valeurs de dose déterminées pour les personnes astreintes sont consignées et tenues à la disposition de l’Office fédéral de la santé publique (OFSP).
2. La dosimétrie peut être effectuée par un service de dosimétrie individuelle agréé.
3. Si l’on soupçonne une incorporation, il faut procéder à une surveillance d’incorporation conformément à l’art. 33.
4. Dans des champs de rayonnement suffisamment connus, on peut renoncer à une mesure individuelle de la dose à condition que celle-ci soit déterminée par calcul.

Art. 8 But de la dosimétrie de l’environnement

Afin de garantir la protection de la population, la dosimétrie de l’environnement est utilisée pour déterminer l’équivalent de dose ambiantH *(10) à l’extérieur des secteurs surveillés et contrôlés d’une entreprise, dans le but:

1. de détecter le rayonnement direct et le rayonnement réfléchi ou diffusé émis par les entreprises;
2. de déterminer les écarts par rapport au rayonnement du bruit de fond naturel dû à la présence de substances radioactives dans l’environnement ou au rayonnement cosmique;
3. d’estimer la répartition de la dose dans l’environnement après une défaillance.

Chapitre 2 Irradiation externe des personnes

Section 1 Exécution de la dosimétrie

Art. 9 Port du dosimètre du corps entier

1. Le dosimètre du corps entier doit être porté au niveau de la poitrine; les femmes enceintes le portent au niveau de l’abdomen.
2. Il doit être porté conformément aux instructions du service de dosimétrie individuelle qui l’a fourni.
3. Pour une situation particulière, l’autorité de surveillance peut prescrire une autre façon de le porter.

Art. 10 Port de plusieurs dosimètres

1. 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.
2. 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.
3. 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.
4. 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.
5. L’autorité de surveillance peut exiger, dans le cas particulier, que plusieurs dosimètres soient portés pour d’autres activités.

Art. 11 Port d’un tablier de radioprotection

1. 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.
2. 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)

oùH sousreprésente la dose indiquée par le dosimètre placé sous le tablier de radioprotection etH surcelle du dosimètre placé sur le tablier de radioprotection, eta = 0,1, lorsque le tablier de radioprotection ne protège pas la glande thyroïde, oua = 0,05, si le tablier la protège.

3. 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.

4. Le service de dosimétrie individuelle calcule l’équivalent de dose individuel total et notifie les valeurs deH sous,H suretH totalau titulaire de l’autorisation et au registre dosimétrique central.

Art. 12 Surveillance de la dose équivalente au cristallin

1. La dose équivalente au cristallin est déterminée à l’aide:
   1. d’un dosimètre du cristallin et de l’équivalent de dose individuel au cristallinH p(3), ou
   2. d’un dosimètre du corps entier et de l’équivalent de dose individuel en surfaceH p(0,07).
2. 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.
3. 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.
4. 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.
5. 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.

Art. 13 Calcul et notification de la dose au cristallin

1. L’expert en radioprotection détermine, avec l’accord de l’autorité de surveillance, un facteur de correction individuel correspondant àf 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.
2. 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 valeursH total(0,07),H sous(0,07) etH 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 CH* p(3); c. pour un dosimètre du corps entier sans lunettes ou visière de protection:H cristallin=H p(0,07); d. pour deux dosimètres du corps entier sans lunettes ou visière de protection:H cristallin =H total(0,07); e. pour un dosimètre du corps entier avec lunettes ou visière de protection:H cristallin=f CH* p(0,07);
   3. 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).

Art. 14 Dosimètre des extrémités

1. 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.
2. 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.
3. 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.

Art. 15 Détermination de la dose équivalente aux mains lors de la manipulation de sources de rayonnement

1. 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)

oùH p(0,07) est l’équivalent de dose indiqué par le dosimètre-bague etf Ele facteur de correction. Sauf indication contraire, le facteur de correctionf Evaut 5. 2. Si des sources scellées sont manipulées directement avec les mains, il faut également appliquer un facteur de correctionf E= 5. 3. 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. 4. 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. 5. Le service de dosimétrie individuelle calcule la dose équivalente individuelle aux extrémités et notifie les valeurs deH p(0,07),f EetH _extr.au titulaire de l’autorisation et au registre dosimétrique central conformément à l’art. 69 ORaP.

Art. 16 Dosimètres individuels actifs utilisés en tant que deuxièmes dosimètres

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.

Art. 17 Prolongation de la période de mesure

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.

Art. 18 Enregistrement des résultats du DIA

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

Section 2 Exigences techniques auxquelles doivent répondre les systèmes de dosimétrie

Art. 19 Exigences générales

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.

Art. 20 Exigences dans les conditions de routine

L’écart de la valeur de la doseH m, déterminée dans les conditions de routine, par rapport à la valeur de référenceH tde 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 ISO²14146³.

Art. 21 Exigences en vue de l’agrément

1. Les systèmes de dosimétrie doivent satisfaire aux exigences des annexes 2 à 5.
2. Ils doivent répondre aux exigences fixées pour le lieu d’utilisation.
3. 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 %.
4. 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.
5. 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 14146⁴sont respectées.

Art. 22 Exigences supplémentaires pour l’agrément de DIA

1. Un DIA doit être soumis à un essai de type conforme aux règles reconnues de la technique.
2. 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.
3. Le service de dosimétrie individuelle effectue des audits réguliers afin de vérifier le bon fonctionnement des dosimètres.

Art. 23 Exigences auxquelles doivent répondre les DIA utilisés en tant que deuxièmes 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.

Art. 24 Mesures d’intercomparaison

1. 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.
2. 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.
3. Si des tests complémentaires sont effectués à l’occasion d’intercomparaisons, les exigences fixées aux art. 20 et 21 doivent être satisfaites.

Section 3 Définitions et conditions techniques

Art. 25 Conditions de référence

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.

Art. 26 Définition du fantôme d’irradiation

1. Le fantôme d’irradiation pour la dosimétrie individuelle permettant de mesurer l’équivalent de dose individuel en surfaceH p(0,07) et l’équivalent de dose individuel en profondeurH p(10) correspond au fantôme ISO plaque spécifié dans la norme ISO 4037-3⁵.
2. Le fantôme d’irradiation pour la dosimétrie du cristallin permettant de mesurer l’équivalent de dose individuel au cristallinH p(3) correspond au fantôme ISO cylindre spécifié dans la norme ISO 4037-3.
3. Les fantômes d’irradiation pour la dosimétrie des extrémités permettant de mesurer l’équivalent de dose individuel aux extrémitésH p(0,07) correspondent aux fantômes ISO rondin et colonne spécifiés dans la norme ISO 4037-3.

Art. 27 Grandeurs de mesure

1. 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.
2. 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.

Art. 28 Géométrie d’irradiation

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

Art. 29 Champs de rayonnement de référence et coefficients de conversion

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).

Art. 30 Conditions pour le contrôle

Le contrôle de la dépendance énergétique et directionnelle et celui de la reproductibilité est effectué conformément aux méthodes décrites dans les normes IEC¹²62387¹³pour les dosimètres passifs et IEC 61526¹⁴pour les dosimètres actifs. Pour les dosimètres neutroniques passifs, la norme ISO 21909¹⁵est 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.

Art. 31 Fading

1. L’effet defading sur la valeur de dose est déterminé sur une période de mesure.
2. Le contrôle est effectué conformément aux méthodes décrites dans la norme IEC 62387¹⁶pour 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.

Art. 32 Arrondissement des valeurs de dose

1. 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.
2. 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.

Chapitre 3 Contamination interne des personnes

Section 1 Exécution de la dosimétrie

Art. 33 Méthode de mesure pour la surveillance d’incorporation

1. 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.
2. Les résultats des mesures de tri ne sont pas utilisés pour déterminer une dose.
3. …¹⁸
4. 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.
5. 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.

Art. 34

Art. 35 Mesure d’incorporation

1. 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).
2. 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.
3. Le titulaire de l’autorisation est responsable de l’exécution des mesures d’incorporation conformément aux instructions du service de dosimétrie individuelle agréé.

Art. 36 Mélanges de radionucléides

1. Lorsque l’on peut admettre qu’une composition de radionucléides est stable, on peut limiter la surveillance de l’incorporation à un radionucléide directeur.
2. La détermination de la dose à partir des mesures du radionucléide directeur doit être documentée.

Art. 37 Mesure de la concentration d’activité dans l’air ambiant

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.

Art. 38 Radionucléides particuliers

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.

Art. 39 Détermination de la dose de radon

1. 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.
2. La détermination de la dose s’effectue conformément à l’annexe 7.
3. La dose de radon est déterminée au moins tous les six mois.
4. L’autorité de surveillance définit le facteur d’équilibreF .
5. 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’équilibreF spécifique au poste de travail à l’aide de mesures appropriées.

Section 2 Agrément des services de dosimétrie individuelle

Art. 40 Agrément des services de dosimétrie individuelle pour l’incorporation

1. L’agrément d’un service de dosimétrie individuelle pour l’incorporation au sens des art. 66 à 68 ORaP concerne des radionucléides définis.
2. et³…¹⁹
3. 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.

Art. 41 Agrément des services de dosimétrie individuelle pour l’incorporation de radon

1. 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.
2. Le système de dosimétrie du radon doit répondre aux exigences techniques correspondant à l’état de la science et de la technique.
3. 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.

Section 3 Modèles standard pour les calculs

Art. 42

1. Le calcul standard de la dose efficace engagée est effectué selon les indications fournies à l’annexe 6.
2. Les données spécifiques aux radionucléides utilisées pour ce calcul doivent être conformes aux recommandations de la Commission internationale de protection radiologique²⁰.
3. 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.
4. 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.

Chapitre 4 Dosimétrie de l’environnement

Section 1 Exécution

Art. 43 Systèmes de mesure pour l’exécution

Un système de mesure pour déterminer l’équivalent de dose ambiantH *(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.

Art. 44 Emplacement, position et période d’exposition

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

Section 2 Exigences techniques applicables aux systèmes de dosimétrie de l’environnement

Art. 45 Exigences dans les conditions routine

L’écart entre la valeur de doseH mdéterminée dans des conditions de routine et la valeur de référenceH tde 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 14146²¹.

Art. 46 Exigences pour la mise en service

1. Les systèmes de dosimétrie de l’environnement doivent répondre aux exigences de l’annexe 8.
2. 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.
3. Les systèmes sont étalonnés par un laboratoire d’étalonnage accrédité selon la norme EN ISO/IEC 17025²². Dans des cas justifiés, l’autorité de surveillance compétente peut accepter un étalonnage effectué par le fabricant de l’appareil ou par l’utilisateur.
4. 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 %.
5. 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.
6. Les exploitants de systèmes de dosimétrie de l’environnement doivent disposer d’un programme d’assurance qualité et l’appliquer.

Art. 47 Maintien de la fiabilité de mesure

1. 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.
2. 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.

Section 3 Définitions et techniques

Art. 48 Conditions de référence, champs de rayonnement de référence et coefficients de conversion

1. 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.
2. Les champs de rayonnement de référence et les coefficients de conversion doivent correspondre aux normes ISO 4037²³(rayonnement photonique) et ISO 8529²⁴(rayonnement neutronique).

Art. 49 Grandeurs de mesure

1. 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.
2. 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.

Art. 50 Conditions pour le contrôle des exigences techniques

1. Le contrôle de la dépendance énergétique et directionnelle, de la reproductibilité et de l’effet defading est effectué conformément aux méthodes décrites dans les normes IEC 62387²⁵pour 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.
2. Lorsque d’autres appareils sont utilisés, les procédures d’essai sont définies en accord avec l’autorité de surveillance compétente.

Chapitre 5 Dispositions finales

Art. 51 Abrogation d’un autre acte

L’ordonnance du 26 avril 2017 sur la dosimétrie²⁶est abrogée.

Art. 52 Dispositions transitoires

1. Les agréments des systèmes de dosimétrie individuelle délivrés avant l’entrée en vigueur de la présente ordonnance restent valables.
2. Pour la mesure de trie visée à l’art. 33, al. 1, les art. 34, al. 3, 40, ainsi que l’annexe 15 de l’ordonnance du 26 avril 2017 sur la dosimétrie²⁷restent applicables jusqu’au 31 décembre 2026.

Art. 53 Entrée en vigueur

1. La présente ordonnance entre en vigueur le 1^ermars 2026.
2. Les art. 33, al. 3, 34, 40, al. 2 et 3, ainsi que l’annexe 9 entrent en vigueur le 1^erjanvier 2027.

Annexe 1

(art. 2)

Définitions

Remarque préliminaire

Les termes sont présentés dans l’ordre alphabétique de la version allemande.

Termes	Définitions
Dauerinkorporation/Incorporation chronique/Incorporazione cronica	Absorption chronique de substances radioactives dans l’organisme humain par ingestion, inhalation ou pénétration à travers la peau.
Fading/Fading /Fading	Écart entre la valeur mesurée et la valeur de référence en fonction du laps de temps entre l’irradiation et l’évaluation, par rapport à la valeur de référence en (%/mois).
Fluenz/Fluence/Fluenza	La fluence en un point d’un champ de rayonnement désigne le nombre de particules entrant dans une petite sphère centrée sur ce point, divisé par la section transversale de cette sphère (cm-2).
Gleichgewichtsfaktor/ Facteur d’équilibre/ Fattore di equilibrio	Le facteur d’équilibre F est le rapport entre la concentration d’activité du radon équivalente à l’équilibre et sa concentration réelle. Pour le radon-222, le facteur d’équilibre vaut 1 lorsque tous ses descendants sont présents dans l’air (donc en l’absence de dépôt sur les surfaces). Il tend vers zéro lorsque les descendants sont extraits de l’air en continu (par dépôt sur les surfaces ou par des systèmes de purification de l’air).
Halbwertszeit, effektive/Période effective/Tempo di dimezzamento effettivo	La périodeeffective est calculée comme suit à partir de la périodebiologique et de la périodephysique d’un radionucléide:
Inhomogenes Strahlungsfeld/ Champ de rayonnement inhomogène/ Campo di radiazioni inomogeneo	Champ de rayonnement dans lequel le débit de dose varie fortement dans l’espace.
Inkorporationsmessung/ Mesure d’incorporation/ Misurazionedell’incorporazione	Détermination de la dose efficace engagéeE 50, sur la base de lamesure de l’activité corporelle ou de celle d’excrétions.
Kerma/Kerma /Kerma	Il s’agit de la somme, en un point dans la matière, des valeurs initiales des énergies cinétiques des particules chargées libérées par un rayonnement ionisant indirect par unité de masse de matière ( k inetic e nergy r eleased in ma terial ) (J/kg, Gy).
Leitnuklid/Radioucléidedirecteur / Radionuclide guida	Radionucléide représentatif d’un mélange deradionucléides pour la détermination de la dose.

Annexe 2

(art. 21 et 24, al. 3)

Exigences concernant un dosimètre individuel pour le rayonnement photonique et le rayonnement bêta

a. Grandeurs de mesure: H p(10) etH p(0,07) b. Dose la plus faible qui doit être mesurable: H 0= 0,1 mSv pourH p(10) H 0= 1 mSv pourH p(0,07) c. Domaine de mesure: H 0jusqu’à 1 Sv pourH p(10) H 0jusqu’à 3 Sv pourH p(0,07) d. Linéarité: – Écart compris entre –13 % / +18 % dans la plage 1 mSv et 1 Sv e. Dépendance énergétique et directionnelle:

0,71≤HmHt≤1,67

– pour rayonnement photonique avec des énergies entre 30 keV et 1.25 MeV et entre 0° et 60°

– pour rayonnement bêta avec des énergies moyennes entre 0,24 MeV et 0,8 MeV et 0°

6. Reproductibilité
   Écart standards :
7. s ≤ 15 % pourH <H min

II. s ≤ (16 -H /H min)% pourH min≤H <H max

III. s ≤ 5 % pourH ≥H max

– avecH min= 0,1 mSv pourH p(10) etH min= 1 mSv pourH p(0,07)

– avecH max= 1,1 mSv pourH p(10) etH max= 11 mSv pourH p(0,07)

g. Fading :

Effet compris entre –9 % / +11 % / mois

Annexe 3

(art. 21 et 24, al. 3)

Exigences concernant un dosimètre individuel pour le rayonnement neutronique

a. Grandeur de mesure: H p(10) b. Dose la plus faible qui doit être mesurable: H 0= 0,3 mSv c. Domaine de mesure: H 0jusqu’à 1 Sv d. Linéarité: Écart < 20 % dans la plage 1 mSv et 20 mSv e. Dépendance énergétique:

0,5≤HmHt≤3,0

pour les spectres de rayonnement réalistes dans le domaine d’utilisation du dosimètre f. Dépendance directionnelle:

0,2≤HmHt≤1,5

pour des angles d’incidence jusqu’à 60° g. Reproductibilité: Écart standards ≤ 15 % h. Fading : Effet < 20 % / période de surveillance

Annexe 4

(art. 21 et 24, al. 3)

Exigences concernant un dosimètre des extrémités pour le rayonnement photonique et le rayonnement bêta

a. Grandeur de mesure: H p(0,07) b. Dose la plus faible qui doit être mesurable: H 0= 1 mSv c. Domaine de mesure: H 0jusqu’à 3 Sv d. Linéarité: – Écart compris entre –13 % / +18 % dans la plage 1 mSv et 3 Sv e. Dépendance énergétique et directionnelle:

0,71≤HmHt≤1,67

– pour rayonnement photonique avec des énergies entre 30 keV et 250 keV et jusqu’à 60°

– pour rayonnement bêta avec des énergies moyennes entre 0,24 MeV et 0,8 MeV, et 0°

6. Reproductibilité
   Écart standards :
7. s ≤ 15 % pourH <H min

II. s ≤ (16 -H /H min)% pourH min≤H <H max

III. s ≤ 5 % pourH ≥H max

– avecH min= 1 mSv etH max= 11 mSv

g. Fading :

Effet compris entre –9 % / +11 % / mois

Annexe 5

(art. 21 et 24, al. 3)

Exigences concernant un dosimètre du cristallin pour le rayonnement photonique et le rayonnement bêta

a. Grandeur de mesure: H p(3) b. Dose la plus faible qui doit être mesurable: H 0= 0,1 mSv c. Domaine de mesure: H 0jusqu’à 1 Sv d. Linéarité: – Écart compris entre –13 % / +18 % dans la plage 1 mSv et 1 Sv e. Dépendance énergétique et directionnelle:

0,71≤HmHt≤1,67

– pour rayonnement photonique avec des énergies entre 30 keV et 1,25 MeV, et 0° – pour rayonnement bêta avec des énergies moyennes de 0,8 MeV et 0° f. Reproductibilité Écart standards : I. s ≤ 15 % pour H <H min II. s ≤ (16 -H /H min)% pourH min≤H <H max III. s ≤ 5 % pourH ≥H max – avecH min= 0,3 mSv etH max= 3,3 mSv g. Fading : Effet compris entre –9 % / +11 % / mois

Annexe 6

(art. 42)

Interprétation de la mesure d’incorporation

Pour l’interprétation, on admet par défaut que l’incorporation est due à une inhalation. La dose efficace engagéeE 50, grandeur dosimétrique opérationnelle en cas d’incorporation, s’obtient en multipliant l’activité incorporéeI par la grandeur d’appréciatione inh(coefficients de dose pour l’incorporation par inhalation, publiés par la CIPR²⁸):

(1)

La fraction de l’activité se trouvant au tempst après une incorporation par inhalation dans un organe ou une excrétion est donnée par la fonctionm (t ) (fraction de rétention/d’excrétion). On a ainsi:

(2)

oùM (t ) est l’activité dans l’organe ou l’excrétion (valeur de mesure). La dose efficace engagéeE 50s’obtient ainsi à partir deM (t ):

(3)

Lorsque l’intervalle de tempst entre l’incorporation et la mesure est connu (surveillance spéciale), la dose efficace engagéeE 50se calcule à partir deM (t ) avec la formule (3).

Lors de la surveillance de routine, on admet que l’incorporation a eu lieu au milieu de l’intervalle de surveillanceT (ainsit =T /2). La dose efficace engagéeE 50s’obtient à partir de la grandeurM (t) (activité), des facteurse inh/m (t ) (CIPR) et du rapport suivant:

(4)

Lorsqu’une incorporation nettement supérieure à la limite de détection a eu lieu et que la période effective est comparable ou supérieure à l’intervalle de surveillance, cette incorporation aura une incidence sur les mesures ultérieures. Dans ce cas, la contribution des incorporations antérieures à la mesure en cours devra être calculée et soustraite. Cette correction se calcule par extrapolation de l’incorporation antérieureI a au moment de la nouvelle mesure, ceci à l’aide du facteurm (Δt ). Δt est l’intervalle de temps entre le moment (supposé) de l’incorporation précédente et la nouvelle mesure. La contributionM n(t) à la nouvelle mesureM (t ) provenant de la nouvelle incorporation se calcule, à partir de la valeurM ade la mesure précédente, comme suit:

(5)

La dose efficace engagéeE50ndue à la nouvelle incorporation se calcule à l’aide de la formule (4) comme suit:

(6)

ou, à l’aide de la dose efficace engagéeE50ade l’incorporation précédente:

(7)

Dans le cas de la surveillance de routine, les facteurs de correction

(8)

peuvent être calculés à partir des valeurs dem (t ). Le laps de temps Δt prend les valeurs (n +1/2)T , oùn est le nombre d’intervalles séparant le moment de l’incorporation et la mesure. Les valeursm (t ) doivent répondre à l’état actuel de la science et de la technique, conformément aux recommandations de la CIPR. En pratique, on ne tiendra compte de ces corrections que si leur contribution à la dose est supérieure à 10 %.

Dans les situations pratiques où l’on peut admettre que l’incorporation est chronique (p. ex. dans le cas du tritium), le service de dosimétrie individuelle doit calculer et appliquer les facteurs d’incorporation chronique après consultation de l’autorité habilitée à agréer.

Annexe 7

(art. 39)

Détermination de la dose due à une exposition au radon

E=F∙einh∙RnExp E: dose efficace [mSv] F: facteur d’équilibre e inh : est le coefficient de dose [mSv/(Bq·h·m -3 )]; pour une concentration de radon à l’équilibre (facteur d’équilibre F = 1). Les coefficients doivent correspondre à l’état de la science et de la technique, tel que notamment décrit dans les recommandations de la CIPR 29 . RnExp: Exposition au radon d’une personne pendant le temps de séjour effectif au poste de travail [Bq·h·m -3 ].

Annexe 8

(art. 46)

Exigences concernant les systèmes de dosimétrie de l’environnement

1 Rayonnement photonique

a. Grandeur de mesure: H* (10) b. Domaine de mesure: 0,05 mSv à 1 Sv c. Linéarité: – Écart compris entre –13 % / +18 % dans la plage 0,1 mSv et 1 Sv d. Dépendance énergétique et directionnelle:

0,71≤HmHt≤1,67

– pour le rayonnement photonique avec des énergies entre 80 keV et 1,25 MeV et 0° à ±60° et 180° à (180°±60°) e. Reproductibilité Écart standards : I. s ≤ 15 % pourH <H min II. s ≤ (16 -H /H min) % pourH min≤H <H max III. s ≤ 5 % pourH ≥H max – avecH min= 0,1 mSv etH max= 1,1 mSv f. Fading : Effet compris entre –9 % / +11 % / 3 mois

2 Rayonnement neutronique

a. Grandeur de mesure: H* (10) b. Domaine de mesure: 0,05 mSv à 10 mSv c. Linéarité: Écart < 30 % entre 0,1 mSv et 10 mSv d. Dépendance énergétique: Écart < facteur 2 pour des spectres de rayonnement réalistes dans le domaine d’utilisation du dosimètre e. Reproductibilité: Écart standards < 30 % f. Fading : Effet < 20 % / période d’exposition

Annexe 9

Footnotes

1. RS 814.501 ↩

2. Organisation internationale de normalisation (ISO) et Commission électrotechnique internationale (IEC). Les normes techniques citées dans la présente ordonnance peuvent être consultées gratuitement auprès de l’Office fédéral de la santé publique, 3003 Berne ou obtenues contre paiement auprès de l’Association suisse de normalisation (SNV), Sulzerallee 70, 8404 Winterthour;www.snv.ch. ↩

3. ISO 14146, édition: 2024-07. Radioprotection – Critères et limites de performance pour l’évaluation périodique des services de dosimétrie pour le rayonnement externe. ↩

4. Cf. note de bas de page relative à l’art. 20. ↩

5. ISO 4037-1, édition: 2019-01. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres, et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons – Partie 1: Caractéristiques des rayonnements et méthodes de production. ISO 4037-2, édition: 2019-01. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres, et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons - Partie 2: Dosimétrie pour la radioprotection dans les gammes d’énergie de 8 keV à l,3 MeV et de 4 MeV à 9 MeV. ISO 4037‑3, édition: 2019-01. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons – Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone et individuels et mesurage de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence. ISO 4037-4, édition: 2019-01. Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons – Partie 4: Étalonnage des dosimètres de zone et individuels dans des champs de référence X de faible énergie. ↩

6. Cf. note de bas de page relative à l’art. 26. ↩

7. ISO 8529-1, édition: 2021-11 Champs de rayonnement neutronique de référence – Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production. ISO 8529-2, édition: 2000-08. Rayonnements neutroniques de référence – Partie 2: Concepts d’étalonnage des dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement. ISO 8529-3, édition: 2023-09. Champs de rayonnement neutronique de référence – Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone et individuels et détermination de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence des neutrons. ↩

8. ISO 6980-1, édition: 2023-11 Énergie nucléaire – Rayonnement bêta de référence – Partie 1: Méthodes de production. ISO 6980-2, édition: 2023-11. Énergie nucléaire – Rayonnement bêta de référence – Partie 2: Concepts d’étalonnage en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement ISO 6980-3, édition: 2023-11. Énergie nucléaire – Rayonnement bêta de référence – Partie 3: Étalonnage des dosimètres individuels et des dosimètres de zone et détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des particules bêta et de l’angle d’incidence du rayonnement bêta. ↩

9. Cf. note de bas de page relative à l’art. 26. ↩

10. Cf. note de bas de page relative à l’art. 28. ↩

11. Cf. note de bas de page relative à l’art. 28. ↩

12. Cf. note de bas de page relative à l’art. 20. ↩

13. IEC 62387, édition: 2020-01. Instrumentation pour la radioprotection – Systèmes dosimétriques avec détecteurs intégrés passifs pour le contrôle radiologique individuel, du lieu de travail et de l’environnement des rayonnements photoniques et bêta. ↩

14. IEC 61526, édition: 2024-03. Instrumentation pour la radioprotection – Mesure des équivalents de dose individuels pour les rayonnements X, gamma, neutron et bêta – Dosimètres individuels actifs. ↩

15. ISO 21909-1, édition: 2021-12. Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons – Partie 1: Exigences de fonctionnement et d’essai pour la dosimétrie individuelle. ↩

16. Cf. note de bas de page relative à l’art. 30. ↩

17. Cf. note de bas de page relative à l’art. 30. ↩

18. Entre en vigueur le 1^erjanv. 2027. ↩

19. Entrent en vigueur le 1^erjanv. 2027. ↩

20. International Commission on Radiological Protection, ICRP ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 1» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 130. Ann. ICRP 44(2), 2015. ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 2» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 134. Ann. ICRP 45(3/4), 2016. ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 3» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 137. Ann. ICRP 46(3/4), 2017. ICRP, «Occupational Intakes of radionuclides: Part 4» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 141. Ann. ICRP 48(2/3), 2019. ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 5» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 151. Ann. ICRP 51 (1–2), 2022. ↩

21. Cf. note de bas de page relative à l’art. 20. ↩

22. EN ISO/IEC 17025:2017, édition: 2018-01 Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d’étalonnages et d’essais. ↩

23. Cf. note de bas de page relative à l’art. 26. ↩

24. Cf. note de bas de page relative à l’art. 28. ↩

25. Cf. note de bas de page relative à l’art. 30. ↩

26. [RO 2017 4553] ↩

27. RO 2017 4553 ↩

28. Cf. note de bas de page relative à l’art. 42. ↩

29. Cf. note de bas de page relative à l’art. 42. ↩