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COURS DE RADIOPROTECTION

Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des

secteurs de travail de type B et C

Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -1- Edition septembre 2014

Editeur : CHUV Institut de radiophysique

Rue du Grand-Pré 1 CH – 1007 Lausanne http://www.chuv.ch/ira


Cours de formation destiné aux experts en radioprotection Sommaire 1......... Radioactivité .................................................................................................................. 9 1. Introduction ............................................................................................................................................ 9 2. Terminologie nucléaire ......................................................................................................................... 10

2.1. Nucléides ..................................................................................................................................... 10 2.2. Radionucléides ............................................................................................................................ 10 2.3. Carte des nucléides ..................................................................................................................... 10 2.4. Dimension de l’atome .................................................................................................................. 12 2.5. Énergie de liaison nucléaire ........................................................................................................ 12 2.6. Force nucléaire ............................................................................................................................ 13

3. Radioactivité ......................................................................................................................................... 13 3.1. Constante de désintégration d'une source radioactive ............................................................... 13 3.2. Période radioactive ...................................................................................................................... 14 3.3. Activité d'une source radioactive ................................................................................................. 15

4. Modalités de désintégration ................................................................................................................. 15 4.1. Désintégrations radioactives ....................................................................................................... 15

4.1.1. Désintégration alpha ....................................................................................................................... 16 4.1.2. Désintégration bêta moins .............................................................................................................. 17 4.1.3. Désintégration bêta plus et capture électronique ............................................................................ 19 4.1.4. Fission spontanée ........................................................................................................................... 20

4.2. Désexcitation du noyau ............................................................................................................... 20 4.2.1. Émission de rayonnement gamma .................................................................................................. 21 4.2.2. Transition isomérique ...................................................................................................................... 21 4.2.3. Conversion interne .......................................................................................................................... 22

4.3. Stabilisation du cortège électronique .......................................................................................... 23 5. Exercices .............................................................................................................................................. 25

2......... Sources de radiation ................................................................................................... 27 1. Radioactivité naturelle .......................................................................................................................... 27

1.1. Radionucléides terrestres............................................................................................................ 27 1.2. Rayonnement cosmique et radioactivité induite naturellement .................................................. 27

2. Radioactivité artificielle ........................................................................................................................ 28 2.1. Activation ..................................................................................................................................... 28 2.2. Fission ......................................................................................................................................... 28 2.3. Filiation et générateur .................................................................................................................. 28

3. Accélérateurs de particules .................................................................................................................. 29 3.1. Tube à rayons X .......................................................................................................................... 29 3.2. Accélérateur linéaire d'électrons ................................................................................................. 30 3.3. Cyclotron ..................................................................................................................................... 30

4. Exercices .............................................................................................................................................. 32

3......... Interaction des particules chargées avec la matière ................................................. 33 1. Rayonnement ionisant ......................................................................................................................... 33 2. Cas des électrons ................................................................................................................................ 34 3. Cas des positrons et blindage d'une source ........................................................................................ 37

3.1. Cas des positrons ........................................................................................................................ 37 3.2. Blindage d'une source émettrice β .............................................................................................. 38

4. Calcul du parcours des électrons dans la matière ............................................................................... 38 5. Cas des particules chargées lourdes (protons ou alpha) .................................................................... 40

5.1. Trajectoire des particules chargées lourdes ............................................................................... 40 5.2. Parcours ...................................................................................................................................... 42


5.3. Pic de Bragg ................................................................................................................................ 43 5.4. Protection .................................................................................................................................... 44

6. Exercices .............................................................................................................................................. 46

4......... Interaction des photons avec la matière .................................................................... 47 1. Interaction des photons avec la matière .............................................................................................. 47

1.1. Effet photoélectrique ................................................................................................................... 47 1.2. Effet Compton (ou diffusion inélastique) ..................................................................................... 48 1.3. Création de paire ......................................................................................................................... 49 1.4. Diffusion de Thomson-Rayleigh (ou diffusion élastique) ............................................................. 50 1.5. Effet photonucléaire .................................................................................................................... 50

2. Prédominance des interactions et atténuation des photons dans la matière ...................................... 51 2.1. Prédominance des effets............................................................................................................. 51 2.2. Atténuation exponentielle des photons dans la matière ............................................................. 51 2.3. Composantes du coefficient d'atténuation et CDA ...................................................................... 52

3. Exercices .............................................................................................................................................. 55

5......... Dosimétrie .................................................................................................................... 57 1. Kerma ................................................................................................................................................... 57 2. Dose absorbée ..................................................................................................................................... 57 3. Équivalent de dose .............................................................................................................................. 58

3.1. Efficacité biologique relative ........................................................................................................ 59 3.2. Équivalent de dose ...................................................................................................................... 59 3.3. Grandeurs opérationnelles .......................................................................................................... 60

3.3.1. Sphère ICRU ................................................................................................................................... 60 3.3.2. Dosimétrie d’ambiance ................................................................................................................... 60 3.3.3. Dosimétrie individuelle .................................................................................................................... 61 3.3.4. Équivalent de dose à proximité d'une source radioactive ............................................................... 61

4. Dose effective ...................................................................................................................................... 62 4.1. Détermination de la dose effective .............................................................................................. 62 4.2. Lien entre les grandeurs opérationnelles et la dose effective ..................................................... 63

5. Exercices .............................................................................................................................................. 66

6......... Mesure des radiations ................................................................................................. 67 1. Introduction .......................................................................................................................................... 67 2. Détecteurs basés sur l'ionisation ......................................................................................................... 68

2.1. Principes de fonctionnement ....................................................................................................... 68 2.2. Chambre d’ionisation ................................................................................................................... 69 2.3. Compteur proportionnel............................................................................................................... 70 2.4. Compteur Geiger-Müller .............................................................................................................. 72 2.5. Détecteur à semi-conducteur ...................................................................................................... 73

3. Détecteurs basés sur la luminescence ................................................................................................ 74 3.1. Luminescence : fluorescence et phosphorescence .................................................................... 74 3.2. Luminescence et mesure des radiations..................................................................................... 75 3.3. Scintillateurs solides .................................................................................................................... 75 3.4. Scintillateurs liquides ................................................................................................................... 76 3.5. Dosimètres thermoluminescents (TLD) ....................................................................................... 76

4. Détecteurs basés sur la calorimétrie.................................................................................................... 77 5. Détecteurs chimiques .......................................................................................................................... 77

5.1. Émulsion photographique............................................................................................................ 77 6. Mesure par l'effet biologique ................................................................................................................ 78 7. Principales mesures requises en radioprotection ................................................................................ 78

7.1. Surveillance de l'irradiation individuelle externe ......................................................................... 78 7.2. Mesure de la radiation ambiante ................................................................................................. 79 7.3. Mesure de la contamination de surface ...................................................................................... 79 7.4. Mesure de la contamination de l'air ............................................................................................. 80 7.5. Mesure de l'activité d'échantillons solides ou liquides ................................................................ 80


8. Propriétés importantes d'un appareil de mesure ................................................................................. 81 8.1. Sensibilité .................................................................................................................................... 81 8.2. Bruit de fond ................................................................................................................................ 82 8.3. Limite de détection ...................................................................................................................... 82 8.4. Réponse en fonction de l'énergie ................................................................................................ 82 8.5. Réponse directionnelle ................................................................................................................ 82 8.6. Epaisseur de la fenêtre d'entrée dans le détecteur ..................................................................... 83

9. Exigences légales sur les instruments de mesure de radioprotection................................................. 83 10. Exercices .............................................................................................................................................. 85

7......... Bases radiobiologiques .............................................................................................. 87 1. Effets cellulaires ................................................................................................................................... 88

1.1. Courbe de survie ......................................................................................................................... 88 1.2. Radiosensibilité cellulaire intrinsèque ......................................................................................... 89 1.3. Paramètres influençant les effets des radiations sur la cellule ................................................... 89

2. Effets sur l’ADN .................................................................................................................................... 92 2.1. Effets directs ................................................................................................................................ 92 2.2. Effets indirects ............................................................................................................................. 92 2.3. Types de modification ................................................................................................................. 93 2.4. Système de réparation ................................................................................................................ 93

3. Effets sur l’organisme .......................................................................................................................... 94 3.1. Réactions tissulaires (effets déterministes)................................................................................. 94 3.2. Effets stochastiques .................................................................................................................... 97 3.3. Autres effets somatiques ........................................................................................................... 102 3.4. Exposition prénatale .................................................................................................................. 102

4. Dosimétrie biologique ........................................................................................................................ 103 4.1. Dosimétrie cytogénétique .......................................................................................................... 103 4.2. Dosimétrie moléculaire .............................................................................................................. 103

5. Risque radiologique ........................................................................................................................... 104 5.1. Notion de détriment ................................................................................................................... 104 5.2. Notion de dose effective ............................................................................................................ 106

6. Résumé .............................................................................................................................................. 107 7. Exercices ............................................................................................................................................ 109

8......... Bases de la radioprotection ...................................................................................... 111 1. Introduction ........................................................................................................................................ 111

1.1. Définition.................................................................................................................................... 111 2. Principe de justification ...................................................................................................................... 112 3. Principe d’optimisation ....................................................................................................................... 113 4. Principe de limitation des doses individuelles .................................................................................... 113 5. Système de limitation des doses de la CIPR ..................................................................................... 114

5.1. Notion de limite de dose ............................................................................................................ 114 5.2. Irradiation professionnelle ......................................................................................................... 114

5.2.1. Limitation pour le risque stochastique ........................................................................................... 114 5.2.2. Limitation pour le risque déterministe ........................................................................................... 116

5.3. Irradiation de la population en général ...................................................................................... 116 5.3.1. Limitation pour le risque stochastique ........................................................................................... 116 5.3.2. Limitation pour le risque déterministe ........................................................................................... 117

5.4. Irradiation médicale ................................................................................................................... 117 6. Concept de contrainte de dose .......................................................................................................... 118 7. Résumé .............................................................................................................................................. 119 8. Exercices ............................................................................................................................................ 120

9......... Irradiation de la population ....................................................................................... 121 1. Les sources d’irradiation de la population ......................................................................................... 121

1.1. Irradiations naturelles ................................................................................................................ 121 1.1.1. Rayonnement cosmique ............................................................................................................... 121 1.1.2. Rayonnement terrestre ................................................................................................................. 122


1.1.3. Rayonnement propre .................................................................................................................... 122 1.1.4. Radon ........................................................................................................................................... 123

1.2. Irradiations artificielles ............................................................................................................... 124 1.2.1. Irradiations professionnelles ......................................................................................................... 124 1.2.2. Irradiations médicales ................................................................................................................... 125 1.2.3. Irradiations par d’autres sources artificielles ................................................................................. 127

2. Doses reçues par la population en Suisse ........................................................................................ 128 3. Résumé .............................................................................................................................................. 130 4. Exercices ............................................................................................................................................ 131

10. ..... Radioprotection opérationnelle ................................................................................ 132 1. Limites secondaires et valeurs directrices ......................................................................................... 132

1.1.1. Introduction ................................................................................................................................... 132 1.1.2. Limite d’exemption – LE ................................................................................................................ 133 1.1.3. Limite d’autorisation – LA .............................................................................................................. 133 1.1.4. Valeur directrice de la contamination de l’air – CA ........................................................................ 134 1.1.5. Valeur directrice de la contamination des surfaces – CS .............................................................. 134 1.1.6. Limites et valeurs directrices ......................................................................................................... 135 L’ensemble des limites, LE et LA, ainsi que des valeurs directrices, CA et CS, est répertorié dans l’annexe 3 de l’ORaP : ............................................................................................................................................ 135

2. Modes d’expositions .......................................................................................................................... 135 2.1. Exposition externe ..................................................................................................................... 135 2.2. Exposition interne ...................................................................................................................... 135

3. Méthodes de protection contre l’exposition externe .......................................................................... 135 3.1. Choix de la source ..................................................................................................................... 136 3.2. Réduction du temps de travail ................................................................................................... 136 3.3. Maintien d'une distance maximale ............................................................................................ 136 3.4. Utilisation d'écrans protecteurs ................................................................................................. 137 3.5. Contrôle de la radiation ambiante ............................................................................................. 138 3.6. Signe de danger lié aux radiations ionisantes et marquage des zones contrôlées .................. 141

4. Méthodes de protection contre l’exposition interne ........................................................................... 142 4.1. Risques de contamination ......................................................................................................... 142 4.2. Choix de la source ..................................................................................................................... 143 4.3. Protection par les structures ..................................................................................................... 143 4.4. Moyens de protection personnels ............................................................................................. 146 4.5. Protection par les méthodes de travail ...................................................................................... 147 4.6. Décontamination ....................................................................................................................... 148

4.6.1. Valeurs directrices ........................................................................................................................ 148 4.6.2. Mesure de la contamination des surfaces ..................................................................................... 148 4.6.3. Décontamination des objets et surfaces de travail ........................................................................ 148 4.6.4. Décontamination des personnes ................................................................................................... 149

5. Gestion des sources radioactives ...................................................................................................... 149 5.1. Enregistrement et étiquetage .................................................................................................... 149 5.2. Entreposage des substances radioactives................................................................................ 150 5.3. Contrôles de contamination ...................................................................................................... 150 5.4. Elimination des sources en fin d'usage ..................................................................................... 150

6. Transport des substances radioactives ............................................................................................. 151 6.1. Transport dans l'enceinte de l'entreprise .................................................................................. 151 6.2. Législation en vigueur pour le transport sur le domaine public ................................................. 151 6.3. L'emballage du colis .................................................................................................................. 151 6.4. Le marquage et l'étiquetage des colis ....................................................................................... 152 6.5. Le document de transport ......................................................................................................... 155 6.6. La consigne de sécurité ............................................................................................................ 155 6.7. Les exigences concernant le véhicule ...................................................................................... 155 6.8. La formation du chauffeur ......................................................................................................... 156 6.9. Exigences concernant l'entreprise transportant des matières radioactives .............................. 156

6.9.1. Autorisation ................................................................................................................................... 156 6.9.2. Conseiller à la sécurité .................................................................................................................. 156

7. Gestion des déchets radioactifs ......................................................................................................... 157 7.1. Récolte des déchets .................................................................................................................. 157 7.2. Rejets dans l'environnement ..................................................................................................... 158


7.2.1. Evacuation des déchets solides et liquides ................................................................................... 158 7.2.2. Evacuation des eaux usées des laboratoires ................................................................................ 159 7.2.3. Evacuation de l'air des laboratoires .............................................................................................. 159


11. ..... Contrôles individuels de radioprotection ................................................................ 165 1. Rôle de la surveillance individuelle en radioprotection ...................................................................... 165 2. Contrôle individuel de l'exposition externe ......................................................................................... 165

2.1. Grandeurs contrôlées ................................................................................................................ 165 2.2. Technique de mesure ................................................................................................................ 166

2.2.1. Dosimètre-badge .......................................................................................................................... 166 2.2.2. Dosimètre-bague .......................................................................................................................... 167 2.2.3. Dosimètre à lecture directe ou d'alarme ........................................................................................ 167

3. Contrôle individuel de la contamination externe ................................................................................ 168 4. Contrôle individuel de la contamination interne ................................................................................. 168

4.1. Introduction ................................................................................................................................ 168 4.2. Détermination de la dose liée à une incorporation .................................................................... 168

4.2.1. Calcul de la dose à un organe ...................................................................................................... 168 4.2.2. Nombre de désintégrations dans un organe-source durant 50 ans .............................................. 169

4.3. Techniques de mesure de la contamination interne ................................................................. 170 4.3.1. Mesures in vivo ............................................................................................................................. 170 4.3.2. Mesures in vitro ............................................................................................................................. 170

4.4. Détermination de la dose à partir de l'incorporation .................................................................. 171 4.4.1. Généralités.................................................................................................................................... 171 4.4.2. Procédure de mesure ................................................................................................................... 171 4.4.3. Intervalles de mesure .................................................................................................................... 171 4.4.4. Calcul de la dose effective engagée ............................................................................................. 172 4.4.5. Mesures à prendre en cas d'incorporation dépassant la limite de dose ........................................ 173 4.4.6. Cas particuliers ............................................................................................................................. 173 4.4.7. Valeurs des paramètres pour le calcul d'incorporation.................................................................. 173

5. Surveillance médicale ........................................................................................................................ 173 6. Document dosimétrique personnel .................................................................................................... 174 7. Résumé .............................................................................................................................................. 174 8. Exercices ............................................................................................................................................ 176

12. ..... Intervention lors d’accidents avec risque lié aux radiations ionisantes ................ 177 1. Bases de la gestion d'un accident radiologique ................................................................................. 177

1.1. Introduction ................................................................................................................................ 177 1.2. Situation générale ..................................................................................................................... 177 1.3. Prévention ................................................................................................................................. 178 1.4. Mitigation ................................................................................................................................... 178 1.5. Intervention ................................................................................................................................ 178

2. Gestion locale du risque et de l'incident radiologique ........................................................................ 181 2.1. Introduction ................................................................................................................................ 181 2.2. Mesures de prévention .............................................................................................................. 181 2.3. Plan d'intervention ..................................................................................................................... 182 2.4. Procédures d'alarme ................................................................................................................. 182 2.5. Procédure d'intervention ........................................................................................................... 183

2.5.1. Mesures d'urgence........................................................................................................................ 184 2.5.2. Enquête......................................................................................................................................... 184

2.6. Méthodes de dosimétrie ............................................................................................................ 184 2.6.1. Dosimétrie physique de l'exposition externe. ................................................................................ 184 2.6.2. Dosimétrie de la contamination interne ......................................................................................... 185 2.6.3. Dosimétrie biologique ................................................................................................................... 185

2.7. Premiers secours ...................................................................................................................... 185 2.8. Mesures de rétablissement de la situation ................................................................................ 186 2.9. Mesures de suivi des conséquences de l'incident .................................................................... 186 2.10. Analyse de l'incident et mesures correctives ............................................................................ 186



13. ..... Rôle l’expert en radioprotection ............................................................................... 191 1. Equipement ........................................................................................................................................ 191 2. Organisation et gestion ...................................................................................................................... 192 3. Contrôles et surveillance .................................................................................................................... 192 4. Administration .................................................................................................................................... 192 5. Information de l’autorité de surveillance ............................................................................................ 193 6. Formation en radioprotection ............................................................................................................. 193

6.1. But de la formation .................................................................................................................... 193 6.2. Modes de formation ................................................................................................................... 193 6.3. Niveaux de formation ................................................................................................................ 194 6.4. Centres de formation ................................................................................................................. 194


14. ..... Législation en radioprotection .................................................................................. 197 1. Situation générale .............................................................................................................................. 197 2. Situation suisse .................................................................................................................................. 198 3. Loi et ordonnance sur la radioprotection ........................................................................................... 202 4. Résumé .............................................................................................................................................. 203 5. Exercices ............................................................................................................................................ 204


CHAPITRE • 1

RADIOACTIVITE

Objectifs du cours abordés dans ce chapitre • Décrire les différentes possibilités de désintégration d'un noyau radioactif ainsi

que les notions d'activité et de décroissance. • Employer la carte des radionucléides pour déterminer les caractéristiques d'une

filiation radioactive. • Interpréter un schéma de désintégration radioactive.

1. Radioactivité 1. Introduction Quatre cents ans avant Jésus-Christ, le Grec Démocrite cherche à baptiser ce qui, dans l'Univers, existe de plus petit. Si l'on admet que tout est divisible, on en vient fatalement au moment où la plus petite entité ne pourra plus être divisée. Démocrite l'appelle l'atome1. En 1808, John Dalton confirme la définition de Démocrite : "les atomes sont les particules finales de la Nature, indivisibles et éternelles". L'erreur de Démocrite a duré 22 siècles : l'atome lui-même est divisible. En 1895, Roentgen découvre les rayons X. Une année plus tard, Becquerel démontre que les sels d'uranium émettent des rayons "spontanément et sans aucune cause". Plus tard, Pierre et Marie Curie appellent radioactivité cette propriété. En 1902, Marie Curie isole le premier décigramme d'un corps dont elle avait annoncé théoriquement l'existence 45 mois plus tôt : le radium.

Figure 1.1 : Pionniers de la physiques nucléaire : Démocrite, Henri Becquerel, Marie et Pierre Curie, Ernest Rutherford, Albert Einstein.

Des corps comme l'uranium, le thorium ou le radium émettent des rayonnements qui sont aussi de l'énergie. Il restait à comprendre d'où celle-ci provenait. En 1903, Ernest Rutherford montre que "la radioactivité est une preuve et une mesure de l'instabilité des atomes et que les atomes de l'uranium et du thorium subissent une série de transformations spontanées". En 1905, Albert Einstein publie trois articles dans lesquels il expose la théorie de la relativité : la matière peut se transformer en énergie et vice versa.

1 éthymologie : "a-" privatif et "tomos" = "coupé" Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -9- Edition septembre 2014

2. Terminologie nucléaire 2.1. Nucléides Le terme de nucléide est utilisé pour décrire le noyau atomique en tant qu'entité individuelle par opposition à un simple constituant de l'atome. Un nucléide est composé de nucléons : les neutrons et les protons. Le nombre de protons dans le noyau est généralement représenté par le symbole Z et le nombre de neutrons par le symbole N. Le nombre total de nucléons, appelé nombre de masse est quant à lui généralement représenté par le symbole A. On a donc la relation suivante :

A Z N .= +

(1.1)

Un élément E ayant Z protons et N neutrons peut être représenté sous la forme AZ NE . Par

exemple, un atome de carbone contenant 8 neutrons peut s'écrire sous la forme 146 8C . On

remarque que cette façon d'écrire est redondante puisque le symbole de l'élément indique de manière univoque le nombre de protons. C'est la raison pour laquelle un nucléide est la plupart du temps indiqué uniquement par son symbole et son nombre de masse. Pour reprendre l'exemple précédent, un noyau de carbone contenant 8 neutrons peut s'indiquer indifféremment comme :

14 146 8C ou C ou C 14 .−

(1.2) 2.2. Radionucléides Un nucléide instable ayant la propriété de pouvoir se transformer spontanément en un nucléide lui-même stable ou instable est appelé radionucléide. Par définition, une transformation spontanée ne peut avoir lieu que si le niveau énergétique final est plus bas que le niveau énergétique initial. Cette transformation peut aboutir sur un élément différent ou le même élément dans un niveau énergétique plus bas. Un radionucléide est également appelé nucléide radioactif. 2.3. Carte des nucléides Les nucléides ayant un nombre de protons Z donné mais un nombre de neutrons N variable sont les isotopes d'un élément (voir Figure 1.2). Inversement, des nucléides ayant le même nombre de neutrons mais un nombre de protons variable sont des isotones. Des nucléides ayant le même nombre de masse sont appelés isobares. A titre d'exemple, considérons l'or dont il existe 32 isotopes allant de Au-173 à Au-204. Sur ces 32 isotopes, un seul d'entre eux (Au-197) est stable. Tous les autres sont des radionucléides. L'ensemble des atomes neutres de tous les isotopes d'un même élément ont le même nombre d'électrons et les mêmes propriétés chimiques et sont ainsi représentés dans la même position du tableau périodique. Mais, comme nous le verrons plus bas, les propriétés nucléaires de ces isotopes peuvent grandement varier et par voie de conséquence le tableau périodique n'a qu'un usage fort limité pour toute étude nucléaire de la matière.


Figure 1.2 : Carte des nucléides dans laquelle chaque nucléide est représenté en fonction du nombre de neutrons (N) et de protons (Z). Des nucléides ayant le même nombre de protons mais un nombre de neutrons variable sont des isotopes. Inversement, des nucléides ayant le même nombre de neutrons mais un nombre de protons variable sont des isotones. Des nucléides ayant le même nombre de masse sont appelés isobares.

L'importance de N et de Z pour qualifier les propriétés d'un nucléide a donné naissance à la carte des nucléides dans laquelle chaque nucléide est représenté dans une case définie en horizontal par le nombre de neutrons et en vertical par le nombre de protons. La Figure 1.3 présente la carte des nucléides pouvant exister dans la nature avec en noir, les nucléides stables et en gris, les radionucléides. On remarque que les nucléides de faibles masses ont environ le même nombre de protons que de neutrons. En revanche, les nucléides plus lourds tendent clairement à avoir plus de neutrons que de protons. Par exemple, Au-197 a 118 neutrons; ce qui correspond à un excès de neutrons de 39. On notera encore qu'à l'exception du technétium (Z=43) et du prométhium (Z=61) tous les nucléides ayant une valeur de Z inférieure ou égale à 82 (plomb) ont au moins un isotope stable connu. Pour des valeurs de Z supérieures ou égale à 83 (bismuth), il n'existe aucun isotope stable connu. Finalement, il est intéressant de constater que les radionucléides se trouvent de chaque côté de la bande relativement bien définie des nucléides stables ainsi que dans la partie supérieure droite de la carte. Jusqu'à présent, il n'a pas été possible de mettre en évidence des nucléides ayant un nombre de protons supérieur à Z=118.

Figure 1.3 : Carte des nucléides existants. En noir, sont représentés les nucléides stables, alors qu'en gris sont représentés les radionucléides. Sur les quelques 2659 nucléides connus, seuls 264 sont stables.

Z

N

isotopes

isotones

isobares

100

80

60

40

20

0

Nom

bre

de p

roto

ns Z

140120100806040200Nombre de neutrons N

Z = N

Instables Stables


2.4. Dimension de l’atome Le noyau, tout comme l’atome, n’est pas un objet "solide" avec une surface bien délimitée au sens où on l'entend habituellement. Les dimensions de l’atome sont toutefois de l'ordre de 10-10 mètre alors que celles du noyau sont d'environ 10-15 mètre. Ces dimensions étant extrêmement petites, il est intéressant de décrire les composantes de l'atome à une échelle plus humaine. Si un atome de carbone posé au centre de Paris, était agrandi jusqu'à ce qu'il ait 2000 km de diamètre, son noyau serait une sphère de 80 m de hauteur (hauteur de la cathédrale Notre Dame). Les 6 protons et les 6 neutrons de ce noyau seraient des boules de 30 m de diamètre et dans chacune d'elles, trois quarks, pas plus gros que des fourmis mèneraient une sarabande folle. Pas plus gros que des petites fourmis, eux non plus, seraient les 6 électrons de cet atome géant2. 2.5. Énergie de liaison nucléaire Les masses atomiques peuvent être mesurées avec de grandes précisions en utilisant des spectromètres de masse ou en effectuant des réactions nucléaires. L'unité de masse atomique (uma) est telle que la masse d'un noyau de C-12 vaut exactement 12 uma. Dans les unités internationales ou en convertissant la masse en énergie (E = mc2), cela signifie que

271uma 1.661 10 kg 931.5MeV .−= ⋅ = (1.3)

L'énergie nécessaire pour séparer un nucléide donné en chacun de ses nucléons est appelée l'énergie de liaison du nucléide. Si l'on divise cette énergie par le nombre de masse A, on obtient l'énergie de liaison par nucléon. La Figure 1.4 montre l'énergie de liaison par nucléon en fonction du nombre de masse. On remarque que l'énergie de liaison accuse un maximum pour les valeurs de A situées aux environs de 60. Le fait que l'énergie de liaison par nucléon est plus faible pour les grandes masses signifie que les nucléons sont plus solidement liés lorsqu'ils cohabitent à l'intérieur de deux noyaux de masses moyennes que lorsqu'ils résident dans un noyau de grande masse. C'est la raison pour laquelle de l'énergie est libérée lorsqu'on effectue une fission nucléaire. A l'autre extrémité du graphique, on constate que de l'énergie est également libérée lorsque deux noyaux de faible masse sont combinés ensemble pour former un noyau de masse moyenne. Ce processus inverse à la fission est appelé fusion nucléaire.

Figure 1.4 : Énergie de liaison par nucléon en fonction du nombre de masse A. Le nucléide Ni-62 a la plus grande énergie de liaison.

2 Cette analogie a été reprise de la publication de Rafel Carreras "Quand l'énergie devient matière", édité par le CERN en janvier 2000.

8

6

4

2

0Ene

rgie

de

liais

on p

ar n

uclé

on [M

eV]

250200150100500Nombre de masse A [-]

H-2

Li-6

U-238

Ni-62

Be-9Xa-273

H-3

He-4


2.6. Force nucléaire La force qui gouverne les mouvements des électrons atomiques est la force électromagnétique. Sachant qu'un nucléide contient généralement plusieurs protons de même charge positive, on en déduit qu'il doit exister à l'intérieur du noyau une force supérieure à la force électromagnétique qui est à même de confiner les nucléons dans un espace aussi petit que le volume nucléaire. La force nucléaire qui lie les nucléons entre eux n'est pas une force fondamentale de la nature mais plutôt un effet secondaire, ou retombée, de la force forte qui lie les quarks entre eux pour former les neutrons et les protons. Cet effet secondaire de la force forte est comparable au fait que deux atomes électriquement neutres peuvent se lier à l'intérieur d'une molécule sous l'effet secondaire de forces électriques coulombiennes. Le fait qu'il y ait concurrence entre la force forte (attractive) et la force électromagnétique (répulsive entre les protons) à l'intérieur d'un nucléide permet de comprendre pourquoi les nucléides de grande masse ont tous un excès de neutrons. En effet, dans un nucléide ayant davantage de neutrons que de protons, l'effet de la force électromagnétique est réduit. 3. Radioactivité Une quantité de matière contenant un ensemble de noyaux instables est appelé source radioactive. Dans cette section, nous allons maintenant nous intéresser à la description d'une source radioactive du point de vue du nombre de noyaux instables qu'elle contient ou du nombre de particules qu'elle émet au cours du temps. Les aspects physiques à la base des processus de désintégration et le type de particules émises seront discutés dans la section 4. 3.1. Constante de désintégration d'une source radioactive La désintégration radioactive d'un radionucléide est un processus aléatoire dont la réalisation se décrit d'un point de vue probabiliste. On définit la constante de désintégration λ d'un radionucléide dans un état énergétique donné par le quotient de dP sur dt, où dP est la probabilité qu'un noyau donné subisse une transformation nucléaire spontanée de ce niveau énergétique pendant l'intervalle de temps dt :

[ ]1dP s .

dt−λ =

(1.4) Si la source radioactive contient N noyaux instables, le nombre moyen de noyaux subissant une désintégration pendant l'élément de temps dt est donné par :

dN N dt .− = λ

(1.5) Le signe négatif devant dN s'explique par le fait que le nombre de noyaux instables N diminue et que par conséquent dN est négatif. Cette équation différentielle se résout aisément en considérant que l'on a N0 noyaux instables au temps t = 0. Le nombre de noyaux instables pour un temps t quelconque vaut :

( ) t0N t N e .−λ=

(1.6) Le nombre de noyaux instables en fonction du temps est donc décrit par une loi de décroissance exponentielle (voir Figure 1.5). On constate qu'en représentation semi-logarithmique, N(t) est une droite.


Figure 1.5 : Nombre de nucléides instables au cours du temps. On considère qu'au temps t=0, on a N0 nucléides et que la période vaut T. (a) Échelle linéaire; (b) échelle semi-logarithmique.

3.2. Période radioactive La décroissance exponentielle du nombre de noyaux instables est souvent exprimée en fonction du temps T nécessaire à réduire leur nombre d'un facteur deux. Ce temps est appelé période radioactive et s'exprime en fonction de la constante de désintégration λ en notant qu'au temps t=T, le nombre de noyaux instables est par définition égal à N0/2 :

( )

[ ]

T1 10 0 02 2N T N N e N T ln 2

ln 2T s .

−λ= ⇔ = ⇔ −λ = −

⇔ =λ (1.7)

Figure 1.6 : Répartition des périodes des radionucléides. On constate que les périodes les plus longues ont tendance à être proches des noyaux stables.


La Figure 1.6 montre que, dans la carte des nucléides, les périodes les plus longues se trouvent à proximité des noyaux stables. Inversement, les périodes les plus courtes correspondent aux noyaux les plus éloignés. 3.3. Activité d'une source radioactive On peut définir l'activité d'une source radioactive comme le nombre de désintégrations qui ont lieu par unité de temps. Plus précisément, l'activité d'une certaine quantité de radionucléides dans un état énergétique particulier à un instant donné se définit par le quotient de dN sur dt, où dN est le nombre de transformations nucléaires spontanées depuis cet état d'énergie pendant l'intervalle de temps dt :

[ ] [ ]1dNA s Bq .

dt−−

= = (1.8)

L'unité de l'activité est donc l'inverse d'un temps. Etant donnée l'importance de cette grandeur, on a attribué un nom particulier à son unité, le becquerel, abrégé [Bq]3. La relation (1.6) permet d'exprimer l'activité au cours du temps :

( ) ( )A t N t .= λ

(1.9) Pour une source ayant une activité A0 au temps t=0, l'activité en fonction du temps s'exprime donc par :

( ) ln 2T tt

0 0A t A e A e .−−λ= = (1.10)

Dans la pratique, l'intensité d'une source radioactive se décrit par l'activité, et non pas par le nombre de nucléides instables. Il est en effet souvent plus simple de mesurer les particules émises par une désintégration que de mesurer des nucléides instables qui peuvent potentiellement se désintégrer. 4. Modalités de désintégration Dans la section précédente, on s'est attaché à décrire l'évolution du nombre de nucléides au cours du temps par le biais de l'activité et des quantités dérivées. Dans la présente section, nous allons décrire les types de transformations les plus courantes. Celles-ci se répartissent en trois catégories : • Les processus transformant spontanément un nucléide en un autre nucléide par l'émission

d'une ou plusieurs particule(s). • Les processus transformant un nucléide en plusieurs autres nucléides. • Les processus transformant un nucléide dans un état énergétique donné en un même nucléide

dans un autre état énergétique. 4.1. Désintégrations radioactives Les désintégrations les plus courantes sont celles pour lesquelles le nucléide émet un noyau d'hélium (particule alpha) ou un électron (particule bêta). Dans le cas des noyaux lourds, le nucléide peut également se scinder en plusieurs noyaux et neutrons (fission nucléaire). Ces transformations aboutissent à une modification de la composition des noyaux. Bien souvent, après une transformation, le nucléide résultant se trouve dans un état énergétique excité. Il se

3 L'ancienne unité d'activité, qui n'a plus cours légal en Suisse depuis le 1er janvier 1997 est le curie [Ci]. 1 Ci = 3.7 1010 Bq Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -15- Edition septembre 2014

stabilise en libérant son énergie sous la forme d'un ou plusieurs photons (particules gamma) ou en transférant son énergie aux électrons du cortège. Cette désexcitation ne modifie pas la composition du noyau. La condition fondamentale pour qu'un nucléide subisse une désintégration spontanée est que les composantes finales soient dans un état énergétique inférieur à la composante initiale. Une désintégration spontanée ne se produit que si elle conduit à une dissipation d'énergie. 4.1.1. Désintégration alpha

Lors d'une désintégration alpha (α), un nucléide E composé de Z protons et de N neutrons (et d'un nombre de masse A = Z+N) se transforme en un nucléide E' par émission d'un noyau d'hélium, appelé particule alpha et composé de 2 neutrons et 2 protons. Cette désintégration aboutit à un nucléide contenant Z-2 protons et N-2 neutrons. Le noyau de départ, appelé le noyau-mère, donne naissance à un nouveau noyau, le “noyau-fille”. Formellement, cela s'écrit :

A A 4 4Z N Z 2 N 2 2 2E E ' He .−

− −

α

→ + (1.11)

La position relative du noyau-mère et du noyau-fille dans la carte des nucléides est indiquée à la Figure 1.7.

Figure 1.7 : Désintégration alpha dans la carte des nucléides. Le noyau-mère (m) se désintègre en un noyau-fille (f) en perdant deux neutrons et deux protons.

La désintégration α concerne principalement les noyaux lourds. L'analyse des énergies des particules α émises par un nucléide donné montre qu'elles forment un ensemble fini et discret. Le spectre du rayonnement α est ainsi formé de lignes, où chacune d'entre elles correspond à un état énergétique du noyau-fille. Les informations relatives à une désintégration sont souvent données dans un schéma de désintégration. La Figure 1.8 montre le schéma de désintégration du radium-226 (Ra-226). Conventionnellement, l'axe vertical représente l'énergie et l'axe horizontal correspond au nombre de protons. Dans le cas de la désintégration α, le noyau-fille est présenté à gauche du noyau-mère, car il a deux protons de moins. Il est représenté plus bas que le noyau-mère, car son état énergétique est inférieur.

Z

N

m

f


Figure 1.8 : Schéma de désintégration du radium-226 (Ra-226) dont la période est de 1'622 années. Deux voies de désintégration α sont possibles. La première voie concerne 98.8% des désintégrations : une particule α de 4.79 MeV est émise; le noyau-fille est le radon-222 (Rn-222) directement dans son état énergétique fondamental. Dans la deuxième voie (qui concerne 1.2% des désintégrations), une particule α de 4.61 MeV est émise. Le noyau-fille est le même que pour la première voie (Rn-222) dans un état énergétique de 0.18 MeV supérieur (4.79 - 4.61). Cette énergie est libérée sous la forme d'un photon de 0.18 MeV. Ceci conduit finalement à un noyau-fille dans l'état énergétique fondamental.

4.1.2. Désintégration bêta moins

Au cours de la désintégration bêta moins (β-), le noyau instable émet un électron (particule β-) et un anti-neutrino ( ν ). Le noyau-fille possède le même nombre de nucléons que le noyau-mère; un neutron s’est transformé en proton à l’intérieur du noyau. On peut schématiser le processus comme suit :

A AZ N Z 1 N 1E E ' .−

+ −→ + β + ν (1.12)

La position relative du noyau-mère et du noyau-fille dans la carte des nucléides est indiquée à la Figure 1.9. La désintégration β− concerne les noyaux dont le nombre de neutrons est relativement élevé par rapport à la zone de stabilité des noyaux.

Figure 1.9 : Représentation d'une désintégration bêta moins (β-) dans la carte des nucléides. La flèche représente le déplacement dû à la désintégration. Le noyau-mère (m) se désintègre en un noyau-fille (f) en remplaçant un neutron par un proton.

T =1'622 a

226Ra88

α1 (98.8% ; 4.79 MeV)

0.18 MeV

0

α2 (1.2% ; 4.61 MeV)

222Rn86

Z

N

m

f


L'anti-neutrino est l'anti-particule du neutrino. Le neutrino est une particule neutre de masse proche de zéro (voire nulle). Le taux d'interaction entre le neutrino et la matière est extrêmement faible puisqu'on a calculé que son libre parcours moyen dans l'eau est de l'ordre de plusieurs milliers d'années lumières4. Le neutrino est la particule la plus abondante dans l'Univers. Chaque seconde, notre corps est traversé par plusieurs milliards de neutrinos. L’énergie mise à disposition par la désintégration est répartie suivant une règle statistique entre la particule β- et le neutrino. Ainsi les particules β n’ont pas toujours la même énergie : le spectre du rayonnement β- est continu, de l’énergie nulle (toute l’énergie à disposition est transférée au neutrino) à l’énergie maximale disponible (énergie nulle du neutrino); un exemple de spectre β- est donné à la Figure 1.10. L’énergie maximale du rayonnement β- est située entre quelques keV et quelques MeV. En général, un spectre β- est caractérisé par deux valeurs : l'énergie maximale et l'énergie moyenne. Le rapport entre ces deux grandeurs est d'environ 1/3.

Figure 1.10 : Spectre énergétique des bêtas émis par le phosphore-32 (P-32). On notera que ce spectre est continu avec des énergies comprises entre 0 et 1.71 MeV.

Un exemple de désintégration β- est donné à la Figure 1.11. Le phosphore-32 (P-32) est un émetteur β- pur, car la désintégration conduit directement à l’état fondamental soufre-32 (S-32).

Figure 1.11 : Schéma de désintégration du P-32. La période de ce radioélément est de 14.3 jours. Il n'existe qu'une seule voie de désintégration qui conduit directement au S-32 dans son état énergétique fondamental. L'énergie indiquée dans le schéma (1.71 MeV)

4 Une année-lumière est la distance parcourue dans le vide par la lumière (environ 9.454 1015 m). A titre d'exemple, la lumière du soleil met environ 8 minutes à nous parvenir.

0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6

P-32

E.max

Nbr

e re

latif

de

parti

cule

s β-

Énergie du rayonnement β- [MeV]

1.71


correspond à l'énergie maximale possible; l'énergie effectivement reçue par la particule β se situe entre 0 et 1.71 MeV.

4.1.3. Désintégration bêta plus et capture électronique

Désintégration bêta plus Au cours de la désintégration bêta plus (β+), le noyau instable émet un positron (particule β+, électron positif) et un neutrino (ν). Le noyau-fille possède le même nombre de nucléons que le noyau-mère; un proton s’est transformé en neutron à l’intérieur du noyau. On peut schématiser le processus comme suit :

A AZ N Z 1 N 1E E ' .+

− +→ + β + ν (1.13)

La position relative du noyau-mère et du noyau-fille dans la carte des nucléides est indiquée à la Figure 1.12. La désintégration β+ concerne les noyaux dont le nombre de protons est relativement élevé par rapport à la zone de stabilité des noyaux.

Figure 1.12 : Représentation d'une désintégration bêta plus (β+) ou d'une capture électronique dans la carte des nucléides. La flèche représente le déplacement dû à la désintégration. Le noyau-mère (m) se désintègre en un noyau-fille (f) en remplaçant un proton par un neutron. Dans le cas de la désintégration β+, un positron et un neutrino sont émis. Dans le cas de la capture électronique, un électron de l'atome est absorbé et un neutrino est émis.

La particule β+ n’existe pas dans la matière stable. Après son freinage dans la matière (mécanisme décrit dans un chapitre ultérieur), le positron de faible énergie rencontre un électron et s’annihile avec celui-ci, c’est-à-dire que les deux particules disparaissent, donnant lieu à l’émission dans des directions opposées (180°) de deux photons d’énergie égale à l’énergie de masse de l’électron, c'est-à-dire 0.511 MeV chacun. Ainsi la signature d’une désintégration β+ est l’émission de rayonnement gamma de 0.511 MeV.

Z

N

f

m


Figure 1.13 : Schéma de désintégration du fluor-18 (F-18). La période de ce radioélément est de 109 minutes. Il existe deux voies de désintégration pour ce nucléide qui conduisent toutes deux à l'état fondamental de l'oxygène-18 (O-18). La première voie est empruntée dans 97% des cas : il s'agit d'une désintégration β+ dont l'énergie maximale est 0.63 MeV. La seconde voie n'est empruntée que dans 3% des cas : il s'agit d'une capture électronique.

Comme dans le cas de la désintégration β- le spectre du rayonnement β+ est continu. L’énergie maximale est située aussi entre quelques keV et quelques MeV. Capture électronique La capture électronique (en anglais EC : electron capture) est un processus concurrentiel à la désintégration β+. Dans ce cas, un électron d’une couche profonde de l'atome (e-), en général de la couche K, est absorbé dans le noyau et un neutrino (ν) est émis. On peut schématiser le processus comme suit :

A AZ N Z 1 N 1E e E ' .−

− ++ → + ν (1.14)

La position relative du noyau-mère et du noyau-fille dans la carte des nucléides est la même que pour la désintégration β+ (voir Figure 1.12). La capture électronique est plus économique au point de vue énergétique que l'émission d'un positron, si bien que lorsqu'il y a peu d'énergie disponible pour la désintégration, elle seule peut se produire. Ce mode de désintégration est difficile à mettre en évidence, car le neutrino emporte l'essentiel de l'énergie libérée. L'événement passerait inaperçu, si le noyau et son cortège électronique ne se réarrangeaient pas. Comme indiqué plus haut, l'électron capturé appartient généralement à la couche K. L'atome qui se retrouve avec un "trou" sur cette couche est perturbé. Il se réarrange en émettant des rayons X de fluorescence ou des électrons Auger (voir plus bas). Ce mode de radioactivité est par conséquent difficile à détecter et n'a été découverte qu'en 1937, 40 ans après la désintégration β− et quelques années après la désintégration β+. Un exemple de capture électronique dans le cas du fluor-18 (F-18) est donné à la Figure 1.13. Les deux mécanismes de désintégration (β+ et capture électronique) co-existent pour un même nucléide. 4.1.4. Fission spontanée

Au cours d'une fission nucléaire, un nucléide instable de numéro atomique élevé, se fractionne en deux noyaux moyens (produits de fission). Au cours de ce processus, plusieurs neutrons sont émis. Le schéma général d'une fission s'écrit :

1 2

1 1 2 2

A AAZ N Z N Z NE E ' E '' X n ,→ + + ⋅

(1.15) où Z=Z1+Z2 et N=N1+N2+X. Le nombre de neutrons (X) émis par fission est de l'ordre de 2 à 3. Le même noyau-mère peut donner lieu à toute une série de couples de produits de fission, qui sont en général radioactifs à leur tour. Il y a lieu de distinguer entre la fission spontanée et la fission induite (en général par des neutrons) qui est utilisée sous forme de réaction en chaîne dans les réacteurs nucléaires. 4.2. Désexcitation du noyau Après une désintégration, le noyau-fille se trouve généralement dans un état énergétique excité. La désexcitation du noyau peut se faire de différentes manières :

• Emission de rayonnement gamma. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -20- Edition septembre 2014

• Transition isomérique. • Conversion interne.

4.2.1. Émission de rayonnement gamma

L’émission de rayonnement gamma (γ) consiste à libérer l'énergie excédentaire du noyau-fille par émission d'un photon. On peut schématiser le processus comme suit :

A AZ N Z NE E ,∗→ +γ

(1.16) où l’astérisque indique un état excité. La plupart des désintégrations α et β sont suivies d’émission de rayonnement γ. L’émission de rayonnement γ suit immédiatement celle des particules α ou β (durée de vie de l’état excité inférieure à 10-10 s). L’énergie du rayonnement γ correspond à la différence d’énergie entre les niveaux du noyau-fille.

Figure 1.14 : Exemple d'émission de rayonnement gamma suivant la désintégration β- du cobalt-60 (Co-60). En raison des deux voies possibles de désintégration β- du Co-60, deux photons ont une certaine probabilité d'être émis lors de chaque désintégration. Dans 99.8% des cas, un photon de 1.18 MeV (2.51-1.33) est émis. Dans 100% des cas, un photon de 1.33 MeV est émis.

Le spectre du rayonnement γ est un spectre de lignes, chacune d’entre elles correspond au passage d’un état excité à un autre état du noyau-fille. Le schéma de désintégration du cobalt-60 (Co-60) est donné dans la Figure 1.14. Il s'agit d'un émetteur β- aboutissant au niveau fondamental du noyau-fille par émission de rayonnement gamma. 4.2.2. Transition isomérique

La transition isomérique diffère de la simple émission de rayonnement γ par le fait que le noyau-fille reste un temps non négligeable dans l'état excité. Comme pour les autres processus de désintégration, la transition isomérique est un phénomène statistique dont l'évolution au cours du temps est décrite par une loi exponentielle décroissante caractérisée par sa période. L'exemple le plus important en radiologie médicale est celui du technétium-99m (Tc-99m). Son schéma de désintégration est présenté dans la Figure 1.15. La

0.0 MeV

60 Co 27

T = 5.26 a

β (99.8 %; 0.31 MeV)1

β (0.2 %; 1.49 MeV)2 γ1

2γ

1.33 MeV

2.51 MeV

60 Ni 26


lettre "m" dans le symbole Tc-99m signifie qu'il s'agit de Tc-99 dans un état métastable; c'est-à-dire un peu stable, mais pas suffisamment pour rester éternellement dans cet état.

Figure 1.15 : Exemple de la transition isomérique du technétium-99m (Tc-99m) dont la période est de 6 heures. Cet isotope provient de la désintégration β- du molybdène-99 (Mo-99). Il émet des γ de 140.5 keV. Le noyau-fille est le Tc-99, qui est quasiment stable puisque sa période est de 2.12.105 années.

4.2.3. Conversion interne

Au cours de la conversion interne, processus concurrentiel à l’émission de rayonnement γ, le noyau-fille se désexcite en transmettant son énergie à un électron du cortège électronique qui est émis hors de l’atome. On peut schématiser le processus comme suit :

A AZ N Z NE E e .∗ −→ +

(1.17) La conversion interne a lieu préférentiellement pour les noyaux lourds (Z élevé). Le schéma de désintégration du césium-137 (Cs-137), qui comporte des conversions internes et une transition isomérique, est donné dans la Figure 1.16.

Figure 1.16 : Schéma de désintégration du césium-137 (Cs-137), émetteur β- de 30.15 ans de période dont le noyau-fille est le barium-137 (Ba-137). Dans 5.4% des cas, le noyau-fille est directement dans son état fondamental. Dans 94.6% des cas, le Ba-137 reste dans un état excité à 0.66 MeV (Ba-137m). Cet état excité métastable du Ba-137 descend à l'état énergétique fondamental avec une période de 2.55 minutes. Dans 95.6% des cas, cette descente à l'état fondamental se fait par l'émission d'un rayonnement γ de 0.66 MeV. Dans les 4.4% des cas restant, la descente à l'état fondamental se fait par conversion interne. Les électrons recevant les 0.66 MeV à disposition sont ceux de la couche K (2.8%), de la couche L (1.3%), ou de la couche M (0.3%).

99m Tc (6 h)0.1405 MeV

0.09943 Tc (2,12 . 105 a)

T = 2.55 min

137 Ba 56

γ (95.6 %)K (2.8 %)

L (1.3 %)

M (0.3 %)

137 Ba 56

137 Cs 55

T = 30.15 a

(5.4 %; 1.18 MeV)2

(94.6 %; 0.51 MeV)1

β -

β -

0.66 MeV

0


4.3. Stabilisation du cortège électronique Après une capture électronique ou une conversion interne, l’atome-fille possède une vacance électronique dans une couche profonde. Cette vacance est remplie par descente d’un électron d’une couche externe. La nouvelle vacance créée est à son tour remplacée par un électron plus extérieur. Cette cascade électronique conduit à la stabilisation du cortège électronique. L’énergie mise à disposition lors du passage d’un électron dans une couche plus profonde peut être émise de 2 manières :

• Par l'émission d'un photon, appelé rayon X de fluorescence. • Par transfert de l’énergie à disposition à un électron du cortège électronique qui est éjecté

hors de l’atome; cet électron est appelé électron Auger. Les processus d’émission ont lieu tout au long de la cascade, donnant lieu à un spectre complexe (de lignes) de rayonnement de fluorescence et d’électrons Auger. Ces deux mécanismes sont schématisés à la Figure 1.17.

Figure 1.17 : Stabilisation du cortège électronique. Après une capture électronique ou une conversion interne, la vacance créée est réoccupée par un électron plus extérieur. L'énergie excédentaire de l'électron peut être libérée par émission de rayonnement X de fluorescence (a), ou par émission d'un électron Auger (b).

vacance

électron

noyau

orbitale

(a) (b)

RX e-


Résumé • Les noyaux atomiques ou nucléides sont composés de neutrons et de protons liés

entre-eux sous l'effet de la force forte. Le nombre de neutrons a tendance à être supérieur au nombre de protons pour les nucléides stables.

• Les noyaux radioactifs ou radionucléides se désintègrent de manière spontanée. Au cours du temps, leur nombre N décroît exponentiellement avec la constante de désintégration λ : N=N0exp(-λt).

• La période d'un radionucléide T est la durée nécessaire à réduire le nombre de noyaux radioactifs d'un facteur deux. La relation avec la constante de désintégration est λ=ln2/T

• L'activité A d'une source radioactive est le nombre de désintégrations par unité de temps. L'unité est le becquerel : 1Bq=1s-1. Au cours du temps, l'activité décroît avec le nombre de noyaux radioactifs : A=A0exp(-λt).

• Au cours d'une désintégration radioactive, un noyau - appelé noyau-mère - libère de l'énergie par émission d'une ou plusieurs particules. La composition du noyau résultant - appelé noyau-fille - diffère de celle du noyau-mère. Souvent, le noyau-fille se stabilise par émission de rayonnement gamma dont le spectre énergétique est un spectre de ligne.

• La désintégration alpha consiste en l'émission d'une particule alpha (noyau d'hélium : 2 protons + 2 neutrons). Le spectre énergétique est un spectre de ligne. Les nucléides concernés sont plutôt ceux ayant un grand nombre de nucléons.

• La désintégration bêta moins consiste en la transformation, à l'intérieur du noyau, d'un neutron en proton provoquant l'émission d'un électron (particule bêta moins) et d'un anti-neutrino. Le spectre énergétique est continu. Les nucléides concernés sont plutôt ceux dont le nombre de neutrons est relativement élevé (en dessous de la zone de stabilité).

• La désintégration bêta plus consiste en la transformation, à l'intérieur du noyau, d'un proton en neutron provoquant l'émission d'un positron (particule bêta plus) et d'un neutrino. Le spectre énergétique est continu. Les nucléides concernés sont plutôt ceux dont le nombre de protons est relativement élevé (en dessus de la zone de stabilité).

• La capture électronique est un processus concurrentiel et très semblable à la désintégration bêta plus. La différence réside essentiellement dans le fait que le noyau absorbe un électron atomique au lieu d'émettre un positron.

• La fission spontanée consiste en un fractionnement d'un noyau lourd en deux noyaux moyens et émission simultanée de plusieurs neutrons. Les noyaux-filles sont des produits de fission en général radioactifs.

• Suite à une désintégration, le noyau-fille est souvent dans un état énergétique excité. La stabilisation peut se faire par l'émission de rayonnement gamma (appelée transition isomérique si elle est retardée) ou par transmission de l'énergie excédentaire aux électrons du noyau (conversion interne).


5. Exercices 1. Déterminer le nombre de neutrons et de protons des atomes suivants :

9 132 197 2224 54 79 86Be, Xe, Au et Rn .

2. Compléter les relations suivantes :

(a) 239 194 0Pu n+ →

(b) 16 1 18 0 1O n H+ → + .

3. Calculer le nombre de périodes nécessaires à faire diminuer l'activité d'un facteur 2.

4. Calculer le nombre de périodes nécessaires à faire diminuer l'activité d'un facteur 16.

5. Calculer l'activité d'une source de Co-60 (T=5.26 années) après 2 ans d'utilisation, sachant que son activité initiale est de 300 TBq.

6. Une solution à injecter de Tc-99m (T=6.02 heures) doit être préparée pour 11:30 et doit contenir à cette heure 100 MBq. On effectue la préparation en prélevant à 10:00 à partir d'une solution d'activité spécifique de 70 MBq/ml à 8:00. Calculer le volume à prélever.

7. Peut-on trouver, dans la carte des nucléides, un émetteur bêta moins aboutissant directement sur un émetteur bêta plus ?

8. Quelle est l'énergie du rayonnement gamma émis lors de la désintégration du Ra-226. De quel nucléide émerge ce rayonnement ?

9. Indiquer le nombre total moyen de photons émis lors de 1000 désintégrations du Co-60.

10. Sachant que l'énergie de liaison des électrons de la couche K du Ba-137 est de 37.4 keV, calculer l'énergie cinétique des électrons de conversion K, lors de la désintégration du Cs-137.

11. Sur 1000 désintégrations du Cs-137, combien en moyenne aboutissent à l'émission d'un photon de 660 keV ?


CHAPITRE • 2

SOURCES DE RADIATION

Objectifs du cours abordés dans ce chapitre • Citer les origines des radionucléides et les principaux moyens artificiels de

production de radiations ionisantes. • Calculer les activités en jeu dans le cas d'une filiation radioactive.

2. Sources de radiation 1. Radioactivité naturelle 1.1. Radionucléides terrestres Les nucléides composant notre planète ont en grande partie été formés à l'occasion d'un ou plusieurs cycles stellaires, et se sont condensés il y a environ 4 à 5 milliards d'années. Dès ce moment-là, la terre était constituée d'une multitude de nucléides dont une proportion plus importante que maintenant était radioactive. Les désintégrations de ces radionucléides originels ont abouti à la composition terrestre actuelle. On estime que la radioactivité totale de la terre produit la moitié des quelques 42 1012 watts d'origine interne de notre planète. Il existe quatre familles radioactives naturelles de nombre de masse élevé dont les principales caractéristiques sont données au Tableau 2.1. De plus, il existe également le potassium-40 (K-40) dont la période est suffisamment grande pour être encore présent sur la terre à l'heure actuelle (voir Tableau 2.2).

Tableau 2.1 : Les quatre familles radioactives naturelles se distinguent par le nombre de masse (modulo 4) du premier élément. On constate que seule la famille 4n+1 ne comprend pas d'isotope du radon et ne se termine pas par un isotope du plomb. Le dernier élément de chaque famille est stable.

Nom de la famille Premier élément Période [ans] Radon Dernier élément

4 n (n=58) Th-232 1.39 1010 Rn-220 Pb-208

4 n + 1 (n=60) Pu-241 14.4 - Bi-209

4 n + 2 (n=59) U-238 4.51 109 Rn-222 Pb-206

4 n + 3 (n=58) U-235 7.13 108 Rn-219 Pb-207

1.2. Rayonnement cosmique et radioactivité induite naturellement En pénétrant dans l'atmosphère, le rayonnement cosmique interagit avec les constituants de l'atmosphère en donnant un ensemble complexe de particules secondaires (protons, neutrons, …) et de photons. Ceci aboutit à la formation dans l'atmosphère du tritium (H-3) et du carbone-14 (C-14) dont les caractéristiques sont données au Tableau 2.2.


Tableau 2.2 : Caractéristiques des trois isotopes naturels du potassium (K) ainsi que du tritium (H-3) et du carbone-14 (C-14) (référence : http://www.dne.bnl.gov).

Isotope Abondance [%] Période [ans] Désintégration Occurrence [%] Nucléide fille

K-39 93.2581 stable - - -

K-41 6.7302 stable - - -

K-40 0.0117 1.277 109 β- 89.28 Ca-40

EC 10.72 Ar-40

H-3 12.33 β- 100 He-3

C-14 1.3 10-10* 5730 β- 100 N-14

*Dans l'atmosphère 2. Radioactivité artificielle Les radionucléides peuvent également être produits artificiellement à partir d'autres nucléides. Trois mécanismes sont à la base de leur production et de leur mise à disposition des utilisateurs : l’activation, la fission et la filiation. 2.1. Activation L’activation consiste à bombarder une substance à l’aide de particules de haute énergie et à induire ainsi des réactions nucléaires dont les noyaux sortants sont radioactifs. On distingue l’activation aux neutrons et celle aux particules chargées. L'activation aux neutrons a lieu dans un réacteur nucléaire où les flux neutroniques sont très élevés. Les noyaux obtenus par cette méthode sont riches en neutrons et se désintègrent généralement par émission β-. L'activation d'un nucléide peut également se réaliser à l'aide de particules chargées positivement. Contrairement aux neutrons, une particule chargée positivement ne peut interagir avec un noyau que si elle arrive à vaincre la barrière de potentiel coulombien produite par les protons du noyau. Cela peut se réaliser en accélérant les particules chargées jusqu'à une énergie cinétique supérieure à environ 10 MeV (par exemple avec un cyclotron; voir Figure 2.3). Les noyaux ainsi produits ont une grande probabilité d'être des émetteurs β+. 2.2. Fission Lors des mécanismes de fission induits par des neutrons dans les réacteurs nucléaires, les produits de fission (noyaux de masse moyenne issus du fractionnement des noyaux lourds) sont en général radioactifs et peuvent être utilisés comme radioéléments. Notons que dans un réacteur, une gamme très large de produits de fission est formée, ce qui implique que le radioélément désiré doit être séparé et purifié. 2.3. Filiation et générateur Le noyau formé au cours d'une désintégration est souvent lui-même radioactif. Alors que l'activité du noyau-mère suit simplement la loi de décroissance radioactive, l'activité du noyau-fille est déterminée par l'accumulation des désintégrations du noyau-mère et par sa propre décroissance. Si on suppose qu'au temps t=0 l'activité des noyaux-filles de période Tf est nulle, alors on peut montrer que leur activité au temps t vaut pour une mère de période Tm d'activité Am0 au temps t=0 :


( ) ( )m f

ln 2 ln 2t tT Tm

f m0m f

TA t A e e .T T

− −

= −− (2.1)

Le phénomène de filiation est utilisé dans le cas des générateurs. On extrait (en général par élution) les atomes-filles de courte période issus d'une source de période longue. A la Figure 2.1, la croissance de l'activité du noyau-fille et le résultat de l'élution journalière sont représentés pour le cas du générateur 99Mo-99mTc.

Figure 2.1 : Fonctionnement d'un générateur isotopique de Tc-99m. La période du Mo-99 étant plus grande que celle du Tc-99m, l'activité en Tc-99m augmente, puis décroît avec celle des noyaux-mères. En fonctionnement normal d'un générateur de Tc-99m, on laisse croître son activité pendant 24 heures puis on l'extrait (élution); l'activité de Tc-99m peut alors croître à nouveau pour être utilisée le lendemain.

3. Accélérateurs de particules 3.1. Tube à rayons X Dans un tube à rayons X, on produit dans un espace sous vide un faisceau d’électrons, en appliquant une différence de potentiel entre la cathode (filament chauffé : électrode -) et l’anode (électrode +). La Figure 2.2 présente le schéma de principe. Les électrons sont accélérés par la différence de potentiel puis freiné dans l'anode. La plupart de l'énergie cinétique des électrons est convertie en chaleur, mais une partie (typiquement 1%) est convertie en photons de haute énergie (bremsstrahlung) ou en rayonnement X de fluorescence (voir Section Figure 1.17).

Cathode Anode

+-

e-

Figure 2.2 : Schéma de principe du tube à rayons X.. Les photons X sont issus du freinage des électrons dans l'anode.

0.1

1

Act

ivité

rela

tive

[-]

120967248240Temps [h]

Tc-99mavec élution

Mo-99

Tc-99msans élution


3.2. Accélérateur linéaire d'électrons Les accélérateurs linéaires d'électrons sont les installations les plus largement répandues dans les services de radio-oncologie. Un accélérateur linéaire est basé sur le principe de l’accélération d’électrons par des ondes électromagnétiques de haute fréquence à travers un tube linéaire. Le faisceau d’électrons de haute énergie peut être utilisé directement ou être converti en faisceau de photons X par production de rayonnement de freinage en bombardant une cible de matériau à Z élevé. 3.3. Cyclotron

Dans un cyclotron, la particule à accélérer (proton, deuton (p+n), α,...) est d'abord ionisée, puis accélérée à l'aide d'un champ électrique. Pour pouvoir accélérer la particule plusieurs fois avec le même champ électrique, on la maintient, par un champ magnétique perpendiculaire à sa trajectoire, sur un cercle. L'espace dans lequel se déplacent les particules est formé de deux cavités en forme de D entre lesquelles on applique une tension alternative; ainsi à chaque passage la particule sera accélérée. Comme la vitesse augmente, le rayon du cercle s'agrandit et la trajectoire a finalement la forme d'une spirale. quand les particules arrivent à l'extérieur du système, le faisceau est extrait et envoyé sur la cible. La cible contient un matériau dont on désire modifier la nature par activation aux particules chargées.

cible

vide

déflecteurélectrostatique

"D"

S

aimant

aimant

"D"

c

Figure 2.3 : Schéma de principe du cyclotron. La cible contient le matériau dont on désire modifier la nature par activation aux particules chargées.


Résumé • Les radionucléides naturels proviennent de désintégrations successives

(filiations) des radionucléides présents lors de la formation de la terre (familles radioactives et K-40), mais également du rayonnement cosmique qui continue entre autre à créer du tritium et C-14.

• Les radionucléides artificiels sont produits par activation, fission et filiation. • L'activation aux neutrons a lieu dans les centrales nucléaires et produit des

émetteurs bêta moins. • L'activation aux particules chargées est réalisée à l'aide d'accélérateurs de

particules et produit des émetteurs bêta plus. • Les produits de fissions peuvent être utilisés après séparation et purification. • Les produits de filiation radioactive sont souvent radioactifs et ont des propriétés

chimiques différentes des noyaux-mères. Ils peuvent de ce fait être séparés en vue de leur utilisation.

• Un tube à rayons X produits des photons X suite au freinage d'électrons mis en mouvement par une différence de potentiel.

• Un accélérateur linéaire d'électrons produit des électrons de haute énergie ou des photons X par freinage dans une cible; les électrons sont accéléré par un champ électromagnétique.

• Un cyclotron accélère des particules chargées à une énergie suffisante pour activer des noyaux stables.


4. Exercices 1. Quelle est la quantité de potassium dans le corps humain, sachant que l'activité en K-40 est

de 4 kBq ?

2. Dans la famille radioactive naturelle 4n+2, quel est le descendant direct le plus probable du Po-218 et quelle voie de désintégration permet d'y accéder ?

3. Calculer l'activité en Tc-99m (T=6.02 heures) d'une source de Mo-99 (T=2.74 jours) après 3 jours pour une activité initiale de 600 MBq. Remarque : le Mo-99 passe par la voie Tc-99m dans 87.5% des cas (dans les 12.5% restant, le Mo-99 se transforme directement en Tc-99).


CHAPITRE • 3

INTERACTION DES PARTICULES CHARGEES AVEC LA MATIERE

Objectifs du cours abordés dans ce chapitre • Décrire la perte d'énergie et le parcours des particules chargées dans la matière.

3. Interaction des particules chargées avec la matière 1. Rayonnement ionisant Un rayonnement est dit ionisant s'il est capable d'extraire un électron d'un atome (c'est-à-dire de produire des ionisations). L'énergie nécessaire pour y parvenir dépend de la composition de la matière, mais pour les photons et les électrons, il est généralement admis qu'un rayonnement est ionisant si son énergie est supérieure à environ 10 eV. A l'échelle de la cellule, les particules chargées interagissent de manière continue avec la matière par le biais de la force de Coulomb. Ceci conduit à une perte d'énergie par des ionisations et excitations le long de la trajectoire du rayonnement. Pour cette raison, les particules chargées sont dites directement ionisantes. Dans la traînée de ces ionisations et excitations, la matière retourne généralement dans son état initial par recombinaison ou désexcitation. L'énergie se transforme alors en énergie thermique (chaleur), ce qui conduit à une très légère augmentation de la température. L'énergie qui n'est pas transformée en chaleur peut alors conduire à des effets permanents caractérisés par des modifications chimiques ou biologiques. Contrairement aux particules chargées, les photons peuvent parcourir des distances aléatoires et très variables dans la matière avant de subir une interaction. Lorsqu'une interaction a lieu, cela a souvent pour conséquence de transférer une quantité significative d'énergie à un électron de la matière. Celui-ci libère alors son énergie cinétique en effectuant des ionisations et excitations comme décrit dans le paragraphe ci-dessus. Du fait que l'énergie du photon est libérée dans la matière par l'intermédiaire des électrons mis en mouvement suite à une interaction, un rayonnement de photons est qualifié d'indirectement ionisant (voir Figure 3.1).

Figure 3.1 : Transport de l'énergie de la radiation à la matière. Les photons subissent d'abord une interaction libérant une particule chargée (généralement un électron) qui va ensuite ioniser et/ou exciter la matière.

photon

ionisation

excitation

chaleur

désexcitation

recombinaison

interaction photon-matièreeffets

permanents

électron


La différence de perte d'énergie entre les particules chargées et les photons a une incidence directe sur leur parcours dans la matière. Les particules chargées ont un parcours fini et il est possible de dimensionner un blindage suffisant pour arrêter totalement un rayonnement. Inversement, du fait de la caractéristique aléatoire de l'interaction photon-matière, les photons sont atténués exponentiellement. Un rayonnement photonique a donc toujours une probabilité non nulle de traverser une certaine épaisseur de matière. Ces différentes caractéristiques propres aux particules chargées et aux photons sont synthétisées dans le Tableau 3.1. Le but de ce présent chapitre est de décrire les interactions des particules chargées avec la matière. Le chapitre suivant fera de même avec les photons.

Tableau 3.1 : Synthèse des différences principales entre les interactions des particules chargées et non chargées dans la matière.

Particules chargée Particules non chargées

Exemple typique Electrons, protons, α Neutrons, RX, γ

Freinage Continu Mécanisme aléatoire

Fréquence des interactions Beaucoup de petites interactions Long parcours sans interaction

Quantité d'énergie perdue Faible à chaque interaction Modification majeure (production de particules chargées)

Parcours Fini Atténuation exponentielle

2. Cas des électrons Aux énergies qui nous intéressent classiquement en radioprotection (jusqu'à quelques dizaines de MeV), un rayonnement de particules chargées interagit principalement avec les électrons de la matière. Sachant que les protons, les particules α ou les ions sont nettement plus massiques que les électrons (la masse d'un nucléon est environ égale à 1800 fois celle d'un électron), il est naturel de distinguer le comportement des électrons de celui des particules chargées lourdes dans la matière. Cette section se rapporte donc aux interactions des électrons alors que la section 5 traitera des particules chargées lourdes. Les interactions électrons-matière consistent essentiellement en collisions entre particules de mêmes masses. Comme l'illustre la Figure 3.2, les électrons interagissant avec la matière ont des trajectoires en zigzag et une grande dispersion des traces est possible. Dans certains cas, le transfert d'énergie de l'électron incident à un électron du milieu peut être suffisamment grand pour que l'électron ainsi mis en mouvement parcoure une distance non négligeable et réalise ensuite des séries d'ionisations et d'excitations. Un tel électron est appelé électron delta (δ).

Figure 3.2 : Exemples typiques de trajectoires d'électrons dans la matière. L'électron numéro 1 termine sa trajectoire très proche de la surface d'entrée, alors que l'électron numéro 2 n'est quasiment pas dévié et pénètre relativement profondément dans la matière. L'électron numéro 4 a créé un électron secondaire d'énergie suffisante pour créer sa propre trace (électron delta; δ).

1

2

3

4

Faisceauincident

Matièreδ


À l'échelle de la fraction du millimètre, on peut considérer que les particules chargées sont freinées continûment dans la matière en raison des interactions entre leur charge électrique et celles du milieu. Ces interactions aboutissent à un transfert d'énergie de la particule aux électrons atomiques et (dans une moindre mesure) aux atomes de la matière. Comme on pourrait s'y attendre, plus la matière est dense, plus les électrons sont freinés efficacement. La relation avec l'énergie de l'électron est moins intuitive, car on n'observe pas systématiquement un freinage plus efficace à faible énergie qu'à haute énergie. Pour décrire ce qui se passe, il faut d'abord comprendre qu'un électron peut principalement être freiné de deux manières distinctes : soit par interaction coulombienne avec les électrons de la matière, soit par interaction radiative avec le champ électromagnétique des noyaux de la matière. Dans le premier cas (interaction coulombienne), on parle – un peu abusivement – de collision. Dans le second cas, on parle de freinage radiatif ou de bremsstrahlung pour reprendre le vocable teutonique généralement utilisé. La Figure 3.3 présente les composantes du freinage des électrons dans l'eau en utilisant une grandeur qu'on appelle le pouvoir d'arrêt massique. Inutile de retenir les détails, mais le pouvoir d'arrêt massique est la force de freinage qu'exerce la matière sur un électron normalisée par la densité de la matière. On observe que le freinage par collision est relativement important à basse énergie. Cela vient du fait que les électrons se déplacent plutôt lentement et qu'ils ont du temps pour interagir. Lorsque leur énergie augmente, les électrons ont moins de temps pour interagir. En dessus d'une énergie cinétique d'environ 1 MeV, ils ont une vitesse très proche de celle de la lumière et le freinage par collision tend à se stabiliser. Le freinage radiatif est quasiment inexistant à faible énergie. Cela vient essentiellement du fait qu'à faible vitesse, un électron a très peu de chances de se trouver à proximité d'un noyau pour interagir avec son champ électromagnétique. En effet, il a bien plus d'occasions de faire une collision avec un électron de la matière. Lorsque la vitesse de l'électron augmente, il aura plus de chances de "forcer la barrière" des électrons atomiques et de se trouver à proximité du noyau. La Figure 3.3 montre que dans l'eau, le freinage radiatif surpasse celui par collision en dessus de 100 MeV environ.

Figure 3.3 : Freinage des électrons dans l'eau en fonction de l'énergie (en termes de pouvoir d'arrêt massique). A basse énergie, le freinage par collision domine, alors qu'à haute énergie, c'est le freinage radiatif (bremsstrahlung).

Le freinage par collision dépend peu de la composition de la matière. Il est essentiellement proportionnel à la quantité globale d'électrons présents dans la matière par unité de volume – en pratique, ce correspond souvent simplement à la densité de la matière. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -35- Edition septembre 2014

Les choses sont légèrement plus complexes pour le freinage radiatif, car cela ne dépend pas simplement du nombre global d'électrons par unité de volume, mais du nombre d'électrons autour de chaque atome. Concrètement, plus il y a d'électrons par atome (i.e. plus le numéro atomique Z est élevé), plus le freinage radiatif est important. L'explication intuitive est simple. Si Z est élevé, cela signifie qu'un électron réussissant à s'approcher du noyau sera en présence d'un champ électromagnétique élevée : la perte d'énergie par freinage radiatif sera donc plus élevée. La formule ci-dessous est une bonne approximation du rapport existant entre le freinage radiatif et par collision :

[ ]rad

coll

E MeVS Z ,S 700

≅ (2.2)

où E est l'énergie de l'électron incident en MeV et Z est le numéro atomique du matériau pénétré. Comme le montre la Figure 3.4, cette approximation est relativement bonne sur une large gamme d'énergie.

Figure 3.4 : Rapport des freinages radiatif et par collision (rapport des pouvoirs d'arrêt collisionnel et radiatif). Comparaison entre la mesure et la formule simplifiée (2.2) dans le cas de l'eau. Le numéro atomique pris en considération pour la molécule d'eau (Z = 7.1) est la valeur moyenne de chaque atome pondérée par la masse.

En appliquant la formule (2.2), on observe que dans l'eau environ 1% de l'énergie est perdue sous forme radiative par un électron de 1 MeV. Comme indiqué plus haut, ce n'est qu'à une énergie de 100 MeV que le freinage radiatif l'emporte sur le freinage par collision. Dans un matériau à haut numéro atomique, la situation est bien différente. Par exemple dans le tungstène (voir Figure 3.5), le freinage radiatif l'emporte sur le freinage par collision à partir d'environ 10 MeV déjà. Ceci explique pourquoi on utilise un matériau de Z élevé pour confectionner l'anode d'un tube à rayons X. En effet, ce qu'on appelle perte par rayonnement de freinage ou bremstrahlung lorsqu'on s'intéresse au freinage des électrons, s'appelle rayons X lorsqu'on réalise une radiographie médicale.


Figure 3.5 : Proportion d'énergie perdue (Srad/Sel) sous forme radiative par un électron dans le tissu (Z=7.1) et le tungstène (Z=74).

3. Cas des positrons et blindage d'une source 3.1. Cas des positrons La force de coulomb, à la base du freinage des électrons dans la matière agit de manière similaire, que la charge de la particule incidente soit positive ou négative. Les positrons ayant une charge +e et une masse identique à celle des électrons, leur comportement, et en particulier leur trajectoire chaotique dans la matière, a les mêmes caractéristiques que celles des électrons. Pour le freinage radiatif, tout se passe également comme pour les électrons. Le fait que le positron ait une charge positive va entraîner une force répulsive avec le noyau alors que la force sera attractive dans le cas de l'électron. Cela ne signifie pas pour autant que l'électron va pénétrer dans le noyau (en vertu de sa charge négative) et le positron en sera repoussé (en vertu de sa charge positive). Dans les deux cas, l'électron ou le positron verront leur trajectoire déviée et seront ralentis en transférant une partie de leur énergie cinétique à un photon. D'où le terme de perte radiative. On notera en passant que pour qu'un électron ou un positron puisse modifier l'état du noyau, il faut que son énergie soit au moins de l'ordre de grandeur de l'énergie de liaison des nucléons, c'est-à-dire environ 10 MeV. A la fin de leurs trajectoires, les électrons et les positrons ont quasiment perdu toute leur énergie cinétique par collision ou par freinage radiatif. Leur vitesse est alors de l'ordre de grandeur de celle des atomes présents dans la matière. On dit qu'ils sont thermalisés car cette vitesse correspond à celle que l'on associe à l'agitation thermique. Dans cette situation, les électrons ainsi freinés peuvent poursuivre leurs carrières en s'associant par exemple avec des atomes qui veulent bien d'eux. Pour les positrons, l'avenir est moins rose puisqu'une faible énergie cinétique signifie pour eux que la probabilité est grande qu'ils s'approchent dangereusement d'un électron. Ceci conduit donc finalement à l'annihilation du positron avec un électron de la matière. L'énergie étant conservée, on observe deux photons d'énergies égales à 511 keV émis dans des directions opposées.


3.2. Blindage d'une source émettrice β Comme le freinage radiatif est d'autant plus faible que le numéro atomique de l'écran est petit, on utilise généralement des blindages de faibles numéros atomiques pour se protéger de sources émettrices bêta. Cela permet de ralentir les électrons ou les positrons en minimisant l'émission de rayonnement de freinage. En pratique, on utilise par exemple des plaques de Plexiglas transparentes dont l'épaisseur est de l'ordre du centimètre. S'il s'agit d'une source bêta moins de haute énergie, il est possible que le passage des électrons dans le Plexiglas produise tout de même une quantité significative de rayonnement de freinage. Comme on le verra dans le prochain chapitre, on utilise généralement un matériau de Z élevé pour atténuer un faisceau de photons : la plupart du temps du plomb. De même, s'il s'agit d'une source bêta plus, la fin de la trajectoire dans le Plexiglas aboutit à l'émission de deux photons de 511 keV. Ici aussi, la présence d'un matériau de Z élevé comme le plomb permet une atténuation efficace. La Figure 3.6 présente le schéma de principe d'un blindage typique d'une source bêta.

Figure 3.6 : Exemple d'atténuation efficace de la radiation bêta. Le blindage de bas Z freine les particules bêta par collision. Le blindage de haut Z permet alors d'atténuer les éventuels photons qui pourraient avoir été produits.

4. Calcul du parcours des électrons dans la matière Considérons une source d'électrons monoénergétiques placée face à un détecteur, et réalisons une expérience d'atténuation telle que présentée à la Figure 3.7. Du fait que les électrons peuvent être déviés de leur trajectoire dès leur première interaction, le taux de comptage décroît dès qu'une petite épaisseur de filtration est placée devant la source. Les électrons pénétrant le plus profondément sont ceux pour lesquels la direction initiale a été la moins changée lors des diverses interactions (voir par exemple l'électron numéro 2 de la Figure 3.2). Le concept de parcours (ou range en anglais) caractérise la profondeur à laquelle une portion significative des électrons sont atténués. Il se définit à partir d'une courbe de transmission, telle que celle présentée à la Figure 3.7, comme l'épaisseur correspondant à l'extrapolation de la partie linéaire de la courbe.

Source β

Bas Z

Haut Z


Figure 3.7 : Détermination du parcours d'électrons monoénergétiques dans la matière. Un écran d'épaisseur t variable est placé entre une source de radiation et un détecteur. Le parcours est défini comme l'épaisseur correspondant à l'extrapolation de la partie linéaire de la courbe de transmission.

Le parcours des électrons dans la matière dépend directement de l'énergie de la particule (plus l'énergie est élevée, plus le parcours est grand) et inversement de la densité en électrons orbitaux de la matière traversée (plus la densité est élevée, plus le parcours est petit). La Figure 3.8 montre que les parcours sont les mêmes pour tous les éléments relativement légers pour lesquels les noyaux contiennent autant de protons que de neutrons (N=Z). Cette condition n'est évidemment pas remplie pour l'hydrogène (Z=1 et N=0) ou pour les noyaux lourds dont le nombre de neutrons est bien plus important que le nombre de protons (plomb Z=82 et N=126). Attention toutefois ! La Figure 3.8 représente le parcours normalisé par rapport à la densité. Cela signifie que le parcours d'un faisceau d'électrons sera le même dans l'aluminium ou dans l'eau si ces deux matériaux ont la même densité. En pratique, ça n'est pas le cas, et cela se prend en compte en corrigeant par rapport à la densité. En l'occurrence, le parcours des électrons dans l'aluminium sera environ 2.7 fois plus petit que dans l'eau (car la densité de l'aluminium est 2.7 fois plus grande que dans l'eau).

Figure 3.8 : Parcours des électrons dans la matière (en g/cm2) en fonction de l'énergie normalisée par rapport à la densité de matière. Le parcours en unité de longueur (en cm) s'obtient en divisant par la densité de la matière (en g/cm3). Source : http://physics.nist.gov/PhysRefData/Star/Text/ESTAR.html.


Dans le cas où le matériau est de l'eau, il existe une relation empirique entre le parcours (en cm) et l'énergie du faisceau monoénergétique d'électrons (en MeV) :

[ ] [ ]

e

E MeVR cm .

2≅

(2.3) Cette formule est très pratique pour avoir une première approximation du parcours, non seulement dans l'eau, mais également dans d'autres matériaux en corrigeant par la densité comme indiqué plus haut. Par exemple, un faisceau d'électrons de 10 MeV aura un parcours d'environ 5 cm dans l'eau (=10/2). Dans l'aluminium (densité 2.7), le parcours sera d'environ 2.2 cm (= 5/2.3). En revanche, dans l'air (densité 0.0013), le parcours sera d'environ 38.5 m (=5/0.0013). La Figure 3.9 montre que la relation (2.3) est raisonnablement correcte entre 1 MeV et 30 MeV. En dehors de cet intervalle, la formule empirique surestime le parcours. Ceci n'est pas gênant du point de vue de la radioprotection car les électrons seront arrêtés sur une distance plus courte que ce que l'on estime.

Figure 3.9 : Parcours des électrons dans l'eau selon la formule simple (2.3) et selon la valeur correcte mesurée par le laboratoire primaire américain (NIST).

Lorsque la source ne contient pas qu'une seule énergie, mais tout un spectre, les relations présentées ci-dessus ne peuvent plus être appliquées directement. C'est le cas par exemple des électrons émis par une source bêta moins. L'estimation du parcours se fait alors en considérant simultanément plusieurs gammes d'énergie. 5. Cas des particules chargées lourdes (protons ou alpha) 5.1. Trajectoire des particules chargées lourdes Les particules chargées lourdes (par exemple des protons ou des particules α) interagissent avec la matière essentiellement par la force de coulomb. Elles sont donc freinées par collision et pas par perte radiative comme pour les électrons. Dès leur entrée dans la matière, les particules chargées lourdes interagissent simultanément avec plusieurs électrons qui sont alors soumis à une force d'autant plus importante que la distance avec la particule chargée est petite. Lors d'une interaction coulombienne entre une particule chargée lourde et un électron du milieu, uniquement une petite partie de l'énergie de la particule incidente peut être transmise à un électron lors de chaque interaction. De plus, étant donnée la


grande différence de masse et le fait que les interactions ont lieu en même temps dans toutes les directions, on peut considérer que la particule n'est pas déviée de sa trajectoire. Elle progresse donc dans la matière selon une trajectoire rectiligne (voir Figure 3.10). Ce n'est que lorsque la particule est proche de "l'arrêt" que sa trajectoire n'est plus rectiligne.

Figure 3.10 : Trajectoires typiques d'un électron et d'une particule alpha dans la matière. Les points noirs représentent le lieu d'une interaction avec la matière.

La Figure 3.11 présente le freinage de différentes particules chargées dans l'eau (à nouveau en termes de pouvoir d'arrêt massique). On constate que plus la particule est massive et chargée, plus grand est son pouvoir d'arrêt. On observe aussi que la partie décroissante du pouvoir d'arrêt à haute énergie provenant des collisions avec les électrons de la matière est décalée vers les hautes énergies par rapport aux électrons. Cela s'explique par le fait que la vitesse des particules lourdes, à une énergie cinétique donnée, est nettement plus basse5. À faible énergie toutefois les particules chargées positives comme les particules α ou les protons tendent à perdre moins d'énergie par unité de distance, car elles sont progressivement neutralisées en captant des électrons et finissent par former des atomes neutres comme l'hélium ou l'hydrogène (phénomène de pick-up). Ces particules étant progressivement neutralisées, elles interagissent moins efficacement avec la matière et sont ainsi moins freinées.

Figure 3.11 : Pouvoir d'arrêt massique de la particule alpha, du proton et de l'électron dans l'eau en fonction de l'énergie.

5 Rappelons qu'à faible vitesse, l'énergie cinétique est proportionnelle à la masse de la particule et qu'un nucléon est environ 1800 fois plus massique qu'un électron.

Electron

Particule alpha Matière

10

100

1000

S/ρ

[MeV

cm

2 g-1

]

0.1 1 10Energie [MeV]

alpha proton électron


5.2. Parcours Les particules chargées lourdes ayant une trajectoire quasiment rectiligne, elles tendent à être freinées simultanément en conservant la caractéristique monoénergétique du spectre au fur et à mesure qu'elles pénètrent dans la matière. Dans une expérience d'atténuation, telle que présentée dans la Figure 3.12, cela se traduit par le fait que le nombre de particules détectée reste constant pour les premières couches de filtration. A partir d'une certaine épaisseur, la plupart des particules sont freinées simultanément et le taux de comptage décroît très rapidement. Cette zone de transition permet de définir le parcours moyen (Rm) comme l'épaisseur à laquelle le nombre de particules est réduit de moitié. On peut également définir un parcours extrapolé comme étant l'épaisseur interceptée par la droite prolongeant la partie linéaire de la zone de transition. On notera que pour les particules chargées lourdes positive, la zone de transition située aux environ du parcours moyen est celle où ont lieu les phénomènes de pick-up.

Figure 3.12 : Détermination du parcours des particules chargées lourdes dans la matière. Un écran d'épaisseur variable est placé entre une source de radiation est un détecteur. Le parcours moyen (Rm) correspond à une transmission de 50%. Le parcours extrapolé (Re) est l'épaisseur correspondant à l'extrapolation de la partie linéaire de la courbe de transmission.

Pour une énergie et un matériau donnés, le parcours dépend beaucoup du type de particule. La Figure 3.13 présente le parcours du proton et de la particule α dans l'eau en comparaison avec celui de l'électron. On observe que les particules chargées lourdes ont un parcours dix à mille fois plus petit que celui des électrons de même énergie. Lorsqu'on compare le proton et la particule α, on constate qu'en dessus de 1 MeV, il faut typiquement une épaisseur dix fois plus faible pour arrêter des particules α que pour arrêter des protons.


Figure 3.13 : Parcours de quelques particules chargées dans l'eau (source : http://physics.nist.gov/cgi-bin/Star).

5.3. Pic de Bragg Comme le montre la Figure 3.11, une particule chargée lourde pénétrant dans la matière perd une quantité croissante d'énergie par unité de distance parcourue. Par exemple, pour un proton de 62 MeV (voir Figure 3.14), au début de sa pénétration dans la matière, sa vitesse est très proche de celle de la lumière et l'énergie perdue par unité de distance parcourue augmente exponentiellement jusqu'à l'arrêt de la particule. Ceci a pour effet de déposer l'énergie principalement en fin de parcours; créant ce que l'on appelle un pic de Bragg. Typiquement, le rapport entre la quantité d'énergie libérée à l’entrée et celle aux environs du pic est d’environ un sur quatre. Ce phénomène est mis à profit dans les traitements de radiothérapie où l'on désire déposer de l'énergie à une certaine profondeur en épargnant les tissus situés immédiatement après le volume à traiter.

Figure 3.14 : Pic de Bragg : exemple d'un faisceau de photons de 62 MeV dans l'eau (selon données de www.lns.infn.it/CATANA/latest.htm).

0 5 10 15 20 25 30 mm

ioni

satio

ns d

ans

la m

atiè

re Pic de Bragg

0 5 10 15 20 25 30 mm

ioni

satio

ns d

ans

la m

atiè

re

0 5 10 15 20 25 30 mm

ioni

satio

ns d

ans

la m

atiè

re Pic de Bragg


5.4. Protection On notera finalement que la Figure 3.13 montre que le parcours des particules α émises par une source radioactive (énergie typique d'environ 5 MeV) dans du tissu mou est d'environ 0.03 mm. Cette distance est très faible est correspond à une douzaine de cellules. Il est donc relativement aisé de se protéger d'une telle source externe en utilisant par exemple une simple feuille de papier ou un gant. En revanche lorsqu'une source de rayonnement α est directement en contact avec du tissu (par exemple par ingestion ou inhalation), toute l'énergie des particules est libérée dans un petit nombre de cellules. Dans ce cas, les effets des radiations sur le tissu peuvent être importants.


Résumé

• Les particules chargées sont freinées continûment dans la matière. Elles produisent des excitations et des ionisations le long de leur trace.

• Les particules chargées ont une profondeur limite de pénétration dans la matière : le parcours. Plus la particule est lourde et chargée, plus son parcours est petit.

• Dans le cas des particules chargées lourdes (masse supérieure ou égale à celle du proton) : • La trajectoire est rectiligne. • Le freinage est dû essentiellement aux collisions avec les électrons du milieu. • La force de freinage augmente à faible énergie (pic de Bragg). • La force de freinage est proportionnelle à la densité ρ du milieu traversé.

• Dans le cas des électrons : • La trajectoire est chaotique (zigzags). • La force de freinage par collision augmente à faible énergie. • La force de freinage par collision est proportionnelle à la densité du milieu

traversé. • La force de freinage par collision n'est pas toujours négligeable. Elle

augmente vers les hautes énergies et avec le numéro atomique du milieu. • Le positron (ou particule bêta plus) a le même comportement que l'électron. La

différence réside en fin de trajectoire, lorsqu'il s'annihile avec un électron du milieu pour créer deux photons de 511 keV.

• Les différences principales entre les photons et les particules chargées du point de vue de l'interaction sont : • Les photons sont indirectement ionisants alors que les particules chargées

sont directement ionisantes. • Les photons réalisent un petit nombre d'interactions libérant une grande

quantité d'énergie alors que les particules réalisent un grand nombre d'interactions en libérant peu d'énergie à chaque fois.


6. Exercices 1. Dans un tube à rayons X, les électrons sont freinés dans l'anode et une partie de leur

énergie est perdue sous forme de rayonnement de freinage. Pour un examen du thorax (U = 125 kV) et une anode de tungstène (Z=74), estimer la proportion d'énergie perdue par les électrons sous forme de rayonnement X.

2. Déterminer le parcours maximal des électrons émis par le P-32 (Emax=1.71 MeV) dans l'air (ρ=0.0013 g/cm3) et dans du tissu mou (ρ=1 g/cm3).

3. Estimer l'énergie déposée en moyenne par une particule alpha de 16 MeV traversant un noyau cellulaire d'un diamètre de 10 nm.

4. Mêmes données que ci-dessus, mais pour un proton de 1 MeV. Qu'en déduisez-vous sur les effets relatifs du proton et de la particule alpha sur la matière ?


CHAPITRE • 4

INTERACTION DES PHOTONS AVEC LA MATIERE

Objectifs du cours abordés dans ce chapitre • Décrire le comportement des photons dans la matière. • Comparer les interactions des particules chargées et des particules non-chargées. • Evaluer les capacités de blindage des matériaux en lien avec leurs interactions

avec les radiations. 4. Interaction des photons avec la matière 1. Interaction des photons avec la matière Un photon pénétrant dans la matière peut interagir avec les électrons atomiques, le noyau ou les champs électromagnétiques présents autour des électrons ou du noyau. Lors d'une interaction, le photon peut "rebondir" sans perte d'énergie (diffusion élastique), "rebondir" avec perte d'énergie (diffusion inélastique), ou "disparaître" avec perte de toute son énergie (absorption). 1.1. Effet photoélectrique L'effet photoélectrique consiste en l'absorption d'un photon par un électron d'un atome. Le photon disparaît dans l'interaction et cède toute son énergie à l'électron. L'atome résultant de cette interaction est alors ionisé (voir Figure 4.1).

Figure 4.1 : Effet photoélectrique. Un photon est absorbé par un électron (a), qui est ensuite éjecté hors de l'atome (b).

Pour que l'effet photoélectrique ait lieu, le photon doit avoir une énergie au moins égale à l'énergie de liaison de l'électron atomique avec lequel il interagit. Comme toutes les interactions photon-matière, il s'agit d'un processus aléatoire. L'effet photoélectrique a une probabilité maximale lorsque l'énergie du photon est exactement égale à l'énergie de liaison de l'électron avec lequel il interagit. Plus l'énergie augmente, plus cette probabilité diminue (cette décroissance se fait à raison de l'inverse du cube de l'énergie du photon).


Figure 4.2 : Probabilité typique de l'effet photoélectrique en fonction de l'énergie du photon incident. Les sauts de cette courbe correspondent aux énergies de liaison des électrons des couches considérées. Dès que l'énergie du photon est supérieure ou égale à l'énergie de liaison d'une couche électronique, il peut interagir avec elle.

La probabilité de l'effet photoélectrique est d'autant plus grande que le numéro atomique (Z) est élevé. Typiquement, cette probabilité varie selon Z4.5. Ceci explique pourquoi les matériaux de haut Z (comme le plomb) sont utilisés pour absorber les photons (en particulier ceux de basse énergie). 1.2. Effet Compton (ou diffusion inélastique) Au cours d'un effet Compton (également appelé diffusion inélastique, voir Figure 4.3), un photon entre en collision avec un électron. Une partie de l'énergie du photon est transmise à l'électron, qui recule. Le reste de l'énergie apparaît sous la forme d'un photon diffusé. Un photon peut subir plusieurs diffusions Compton successives, en perdant progressivement de l'énergie. Il est néanmoins généralement absorbé lors d'une interaction photoélectrique avant d'atteindre une énergie inférieure à 10 keV, car l'effet photoélectrique a une grande probabilité à faible énergie.

Figure 4.3 : Effet Compton, ou diffusion inélastique. Un photon est diffusé par un électron qui est éjecté hors de l'atome.

Pro

babi

lité

d'in

téra

ctio

n [-]

Energie [-]

K

L


Figure 4.4 : Probabilité qu'un photon effectue une interaction Compton dans l'eau.

La probabilité d'observer un effet Compton varie peu à basse énergie (entre 10 et 100 keV) puis diminue avec l'énergie (voir Figure 4.4). Plus l'énergie du photon incident est grande, plus l'électron et le photon diffusés auront une grande probabilité d'être émis vers l'avant (même direction que le photon incident). L'effet Compton ne dépend pas du numéro atomique Z du milieu, mais du nombre d'électrons par unité de matière. 1.3. Création de paire La création de paire est une absorption du photon par le champ électromagnétique du noyau. Elle consiste en la matérialisation du photon en une paire électron-positron. La Figure 4.5 schématise ce phénomène.

Figure 4.5 : Création d'une paire électron-positron à proximité d'un noyau par un photon incident.

L'énergie minimale nécessaire au photon incident pour qu'une création de paire soit possible est de 1022 keV (deux fois 511 keV). Une fois l'énergie de seuil dépassée, la probabilité d'interaction augmente avec l'énergie (voir Figure 4.6). Le positron provenant d'une création de paires est rapidement freiné par collisions successives et perd ainsi de l'énergie jusqu'à annihilation avec un électron du milieu. La probabilité par atome qu'une interaction par création de paire ait lieu est approximativement proportionnelle à Z2.

6

0.01

2

3

456

0.1

2

µ/ρ

[cm

2 /g]

0.01 0.1 1 10Énergie [MeV]


Figure 4.6 : Probabilité d'avoir une création de paire électron-positron dans l'aluminium en fonction de l'énergie du photon incident. La création de paire décrite ici est celle qui a lieu à proximité du noyau. Un phénomène semblable (mais moins probable) a lieu à proximité des électrons atomiques de la matière.

1.4. Diffusion de Thomson-Rayleigh (ou diffusion élastique) La diffusion de Thomson-Rayleigh d'un photon consiste en la diffusion élastique d'un photon dans la matière. Ceci peut se comprendre comme l'absorption d'un photon par l'atome engendrant une excitation-désexcitation de très courte durée de l'atome et conduisant à l'émission d'un photon de même énergie que le photon incident mais dans une direction aléatoire. Ce phénomène est généralement négligeable et sa probabilité est toujours inférieure à celle de l'effet photoélectrique ou de l'effet Compton. 1.5. Effet photonucléaire L'effet photonucléaire consiste en l'absorption d'un photon par un noyau. L'absorption du photon conduit à l'émission d'un ou plusieurs nucléons. Ces réactions peuvent être symbolisées par (γ,n), (γ,p), (γ,α), etc. La Figure 4.7 montre l'exemple d'une réaction (γ,n) où le contenu de la parenthèse signifie qu'un photon (γ) est absorbé et qu'un neutron (n) en ressort.

Figure 4.7 : Réaction photonucléaire dans laquelle un photon est absorbé par le noyau (a). L'énergie ainsi acquise permet l'éjection d'un neutron (b).

Après l'éjection d'une partie de ses constituants, le noyau se trouve souvent dans un état excité, qu'il quitte en émettant du rayonnement gamma. Les noyaux ainsi formés sont souvent radioactifs.

0.0001

0.001

0.01

µ/ρ

[g/c

m2 ]

1 10 100 1000 10000 100000Energie [MeV]

Proximité du noyau Proximité d'un électon


Dans de très rares cas, les effets photonucléaires sont possibles avec des photons d'énergie à peine supérieure à 2 MeV. On retiendra néanmoins la valeur de seuil de 10 MeV à partir de laquelle les effets photonucléaires sont significatifs. 2. Prédominance des interactions et atténuation des photons dans la matière 2.1. Prédominance des effets A basse énergie, l'effet photoélectrique est celui qui a la plus grande probabilité d'être observé. A haute énergie, c'est la création de paire. Entre-deux, autour de 1 MeV, c'est l'effet Compton qui domine. Comme on l'a vu plus haut, le type de matière (et plus particulièrement le numéro atomique Z) a également une grande importance : plus Z est élevé plus la gamme d'énergie dans laquelle l'effet Compton domine devient étroite. Tout ceci peut se présenter sur un graphique où l'axe horizontal est l'énergie E du photon et l'axe vertical celui du numéro atomique de la matière Z. La Figure 4.8 montre les zones (E,Z) où les effets sont dominants. On constate par exemple qu'à E=400 keV, l'effet photoélectrique est dominant lorsque l'interaction a lieu dans le plomb (Z=82). En revanche, si l'interaction a lieu dans l'oxygène (Z=8), l'effet Compton est dominant.

Figure 4.8 : Prédominance des interactions photon – matière en fonction de l'énergie du photon incident et du numéro atomique (Z).

2.2. Atténuation exponentielle des photons dans la matière Considérons le cas d'un faisceau de N photons se déplaçant dans le vide tous dans la même direction et avec la même énergie. Après avoir traversé une petite épaisseur infinitésimale dx d'un matériau donné, N-dN photons n'ont pas subi d'interaction (voir Figure 4.9).

Figure 4.9 : (a) En l'absence de filtration, N photons sont présent dans le faisceau. (b) Lorsque le faisceau doit traverser une épaisseur de matière dx, N-dN photons n'ont pas subi d'interaction.

source de photons N

source de photons N-dN

dx

(a)

(b)


La proportion de photons ayant subi une interaction est donc dN/N. Ceci nous permet de définir la probabilité de subir une interaction par unité d'épaisseur de matière à traverser dx par la relation suivante :

11 dN m .dx N

− µ = (3.1)

La grandeur μ s'appelle le coefficient d'atténuation linéique. Il dépend de la matière dans laquelle a lieu l'interaction (il y a par exemple plus d'atténuation dans le plomb que dans l'air) et de l'énergie des photons (il y a par exemple plus d'atténuation pour des photons de 10 keV que pour des photons de 100 keV). La résolution de l'équation (3.1) montre que le nombre de photons n'ayant pas subi d'interaction évolue exponentiellement en fonction de l'épaisseur de matière x traversée :

( ) x0N x N e ,−µ=

(3.2) où N(x) est le nombre de photons réussissant à traverser une épaisseur x de matière et N0 est le nombre de photons en l'absence de matière (x=0). La figure 4.10 présente graphiquement la relation (3.2). Rappelons que cette relation n'est valable que pour un faisceau de photons monoénergétique. Lorsque le faisceau contient un spectre d'énergies, l'atténuation n'est plus exponentielle car les photons de plus faible énergie sont davantage atténués que ceux de plus haute énergie. Dans ce cas, en représentation semi-logarithmique (Figure 4.10 (b)), la courbe d'atténuation n'est plus une droite, mais une courbe qui tend à descendre avec une pente de moins en moins raide.

Figure 4.10 : Atténuation exponentielle des photons monoénergétiques (intensité = 100.N(x)/N0). En représentation semi-logarithmique (b), ceci est une droite.

2.3. Composantes du coefficient d'atténuation et CDA Le coefficient d'atténuation μ peut s'exprimer comme la somme de ses composantes :

pe Compton Th R pair ,−µ = µ + µ + µ + µ

(3.3) où μpe correspond à l'atténuation par effet photoélectrique, μCompton à l'atténuation par effet Compton, etc. En pratique, les valeurs du coefficient d'atténuation sont présentées sous la forme de μ/ρ appelé coefficient d'atténuation massique. En effet, comme µ est proportionnel à la densité de matière ρ, de la matière traversée, diviser μ par ρ rend le rapport µ/ρ indépendant de la densité. La


figure 4.11 présente le coefficient d'atténuation massique et ses composantes en fonction de l'énergie du photon incident dans l'eau.

Figure 4.11 : Coefficient d'atténuation massique μ/ρ des photons dans l'aluminium. La courbe supérieure correspond à l'atténuation totale alors que les courbes inférieures se rapportent aux diverses composantes (pe : photoélectrique, Th-R : diffusion de Thomson-Rayleigh; Compton : diffusion Compton; paire : création de paire dans le champ électromagnétique du noyau).

Bien souvent l'atténuation d'un faisceau de photons est définie en terme plus parlant d'épaisseur nécessaire à réduire le faisceau d'un facteur 2. Cette épaisseur est appelée couche de demi-atténuation (CDA). Tout comme le coefficient d'atténuation massique, la CDA dépend du matériau et de l'énergie du photon. Dans le cas monoénergétique, la relation entre la CDA et le coefficient d'atténuation linéaire est simple, puisque l'on a :

ln 2CDA .=µ (3.4)

Pour un faisceau monoénergétique, les photons n'ayant pas interagi après être passés au travers d'une filtration ont évidemment toujours tous la même énergie. Le coefficient d'atténuation linéique, et donc la CDA, restent les mêmes, quelle que soit l'épaisseur de matière traversée. Dans le cas d'un faisceau de photons contenant un spectre d'énergies, les choses se passent différemment. En effet, les photons de faible énergie sont plus facilement atténués que les photons de haute énergie. Cela implique qu'après être passé au travers d'une certaine épaisseur de matière, les photons n'ayant pas interagi sont préférentiellement ceux qui ont une plus haute énergie. Donc plus le faisceau traverse une grande épaisseur de matière, plus l'énergie moyenne du faisceau augmente. Cela se traduit par une augmentation de la CDA du faisceau. On dit que le faisceau se durcit, car plus l'énergie moyenne augmente, plus les photons qui le composent sont pénétrants.


Résumé • L'effet photoélectrique est l'absorption d'un photon par un électron atomique. Sa

probabilité est maximale lorsque l'énergie du photon est juste suffisante pour éjecter l'électron hors de la couche dans laquelle il se trouve. Le coefficient d'interaction décroît avec l'énergie (1/hυ)3 et augmente rapidement avec le Z du milieu (Z4.5).

• L'effet Compton est la diffusion inélastique d'un photon sur un électron "libre" dans laquelle l'électron absorbe une partie de l'énergie du photon. Le reste de l'énergie revient au photon diffusé. La probabilité de l'effet Compton décroît avec l'énergie du photon. Elle ne dépend pas directement du numéro atomique du milieu mais est proportionnelle à la densité électronique. Plus l'énergie du photon incident est élevée, plus grande est la probabilité que le photon diffusé et l'électron soient émis vers l'avant.

• La création de paires consiste en la matérialisation d'une paire électron-positron lorsqu'un photon disparaît au voisinage d'un noyau. L'interaction a un seuil de 1022 keV. La probabilité de la création de paire croît avec l'énergie du photon incident ainsi qu'avec le numéro atomique de la matière.

• Le positron obtenu par création de paire finit par être ralenti et se désintègre avec un électron du milieu en produisant deux photons de 511 keV.

• La diffusion de Thomson-Rayleigh (ou diffusion cohérente) est une diffusion élastique du photon dans la matière. Elle est importante aux basses énergies et pour les matériaux de haut numéro atomique. Elle est toutefois toujours inférieure à l'effet photoélectrique.

• L'effet photonucléaire est l'absorption d'un photon par un noyau. Cet effet n'apparaît qu'en dessus de 10 MeV.

• L'effet photoélectrique est prédominant à basse énergie, l'effet Compton domine à énergie moyenne (typiquement de 100 keV à 10 MeV) et la création de paire devient dominante à haute énergie.

• Le coefficient d'atténuation linéique µ est la probabilité d'interaction d'un photon avec la matière par unité de distance parcourue. Dans les tables, on trouve plutôt le coefficient d'atténuation massique (µ/ρ) qui est indépendant de la densité ρ.

• La couche de demi-atténuation CDA est l'épaisseur nécessaire à atténuer (i.e. faire subir au moins une interaction) la moitié des photons d'un faisceau. La CDA est directement liée au coefficient d'atténuation linéique : CDA=ln2/µ.


3. Exercices 1. Quelle est l'interaction la plus couramment réalisée par un photon émis par une source de

Co-60 dans de l'aluminium.

2. Calculer l'énergie cinétique du positron formé lors de la production de paire à proximité du noyau par un photon de 6 MeV.


CHAPITRE • 5

DOSIMETRIE

Objectifs du cours abordés dans ce chapitre • Expliquer le concept de dose effective. • Différencier les grandeurs dosimétriques : dose absorbée, équivalent de dose et

dose effective. • Appliquer les grandeurs d'appréciations de l'ORap pour estimer l'équivalent de

dose ambiante à proximité d'une source radioactive et la dose effective engagée. 5. Dosimétrie 1. Kerma La capacité qu'a un faisceau de photons à transférer son énergie aux électrons est caractérisée par le kerma (kinetic energy released per unit mass en anglais). Dans un petit volume de masse ∆m, le kerma K est défini par :

[ ]1trEK J kg Gy ,

m−∆ = ⋅ = ∆ (4.1)

où ∆Etr est la somme des énergies cinétiques initiales de toutes les électrons libérés par les photons dans le volume ∆m. L'unité du kerma est le joule par kilogramme à laquelle on a donné le nom spécifique de gray abrégé Gy. En radioprotection opérationnelle, le kerma n'est pas directement utilisé. Il est toutefois très utilisé par les laboratoires d'étalonnage qui garantissent la cohérence des autres grandeurs dosimétrique définies ci-dessous. 2. Dose absorbée La dose absorbée caractérise la quantité d'énergie déposée localement à un endroit donné dans la matière. Elle est définie par le rapport de l'énergie déposée ∆E par unité de masse de matière ∆m :

[ ]1ED J kg Gy .

m−∆ = ⋅ = ∆ (4.2)

Comme pour le kerma, l'unité de la dose absorbée est le gray. Contrairement au kerma, la dose absorbée peut se définir pour n'importe quel type de rayonnement, qu'il soit indirectement ou directement ionisant. Dans le cas de faisceaux de photons d'énergie typiquement inférieure à 1 MeV, la dose absorbée dans l'air et le kerma dans l'air sont quasiment identiques.


La dose absorbée est une grandeur purement physique qui ne tient pas compte des aspects biologiques de la radiation, ni de la distribution microscopique du dépôt d'énergie le long de la trace de la radiation. 3. Équivalent de dose Lorsqu'on étudie les effets des radiations sur les organismes vivants, on constate que l'absorption d'une certaine quantité d'énergie par unité de masse (la dose absorbée) peut avoir des effets très différents suivant le type de radiation utilisée. En fait, l'étendue des effets peut varier de un à deux ordres de grandeur suivant que l'énergie est déposée par des électrons ou des particules chargées lourdes. La cause de ce phénomène est la différence de répartition microscopique de l'énergie dans la matière. Alors que le rayonnement gamma produit une répartition microscopique peu dense des ionisations (par le biais des électrons mis en mouvement), le rayonnement alpha conduit à une ionisation très concentrée le long de sa trace. La répartition microscopique de l'énergie le long de la trace est caractérisée par transfert d'énergie linéique (TEL). La dose absorbée par la matière lors d'une irradiation est produite par les électrons secondaires ayant une certaine gamme d'énergie donc de TEL. Il est ainsi possible, pour une source de radiation donnée de présenter la distribution de la dose absorbée en fonction du TEL. La figure 5.1 présente ce type de spectres pour différentes sources de radiations. On observe que les faisceaux de photons délivrent la dose dans une plus basse gamme de TEL que les particules lourdes. Une analyse plus fine montre que :

• Pour le Co-60. La contribution à faible TEL est due aux électrons de haute énergie produits par effet Compton. La contribution à TEL supérieur à 10 keV/µm est due aux électrons secondaires de faible énergie (électrons delta).

• Pour les rayons X de 220 kV. La contribution des électrons de haute énergie n'est pas présente.

• Pour les neutrons de 2 MeV. Le spectre s'étend bien en dessus de 10 keV/µm. Cela provient des protons créés par diffusion élastique des neutrons.

• Pour les particules α. Le spectre est essentiellement à haut TEL jusqu'aux environs de 200 keV/µm.

Figure 5.1 : Distribution de la dose absorbée en fonction du TEL pour différents types de rayonnement. (a) Sources de photons. (b) Sources de particules lourdes.

Dos

e ab

sorb

ée [-

]

Co-60 (γ)1

2

0.1 1 10TEL [keV/µm]

RX (220 kV)

(a)

1

2

0.1 1 10 100TEL [keV/µm]

Neutrons (2 MeV)α (5 MeV)

(b)

Dos

e ab

sorb

ée [-

]

Co-60 (γ)1

2

0.1 1 10TEL [keV/µm]

RX (220 kV)

(a)

1

2

0.1 1 10 100TEL [keV/µm]

Neutrons (2 MeV)α (5 MeV)

(b)


3.1. Efficacité biologique relative Pour tenir compte de la variation de l'effet biologique en fonction du type de rayonnement, on définit, en radiobiologie, la notion d'efficacité biologique relative (EBR). Il s'agit, pour un effet biologique donné, du rapport de la dose absorbée d'un rayonnement de référence (Dréf) sur la dose absorbée du rayonnement en question (D), nécessaire pour obtenir le même niveau d'effet :

réfDEBR .D

= (4.3)

Dans la pratique de la radioprotection, et dans un but de simplification, on distingue deux types de rayonnement :

• Rayonnement de faible TEL. Il s'agit des rayonnements dont la contribution principale de leur spectre TEL est située en dessous de 10 keV/µm. Parmi ceux-ci, on compte les rayonnements photoniques, les électrons, et les protons de haute énergie.

• Rayonnement de haut TEL. Il s'agit des rayonnements dont la contribution principale de leur spectre TEL est située en dessus de 10 keV/µm. Parmi ceux-ci, on compte les protons de basse énergie, les neutrons, le rayonnement alpha et les particules plus lourdes.

Figure 5.2 : Allure typique de l'efficacité biologique relative (EBR) en fonction du TEL. On observe une nette augmentation de l'EBR en dessus de 10 keV/µm.

3.2. Équivalent de dose Pour les calculs courant de radioprotection, on n'utilise pas l'EBR qui dépend du type de tissu et d'une multitude d'effets spécifiques. La radiation est qualifiée par un facteur de pondération (wR) sans unité. Le tableau 5.1 présente les valeurs de ces facteurs pour différentes radiations telles que définies dans la publication CIPR-60.

Tableau 5.1 : Facteurs de pondération wR de la radiation tels que définis dans la publication CIPR 60.

Type de radiation wR

Photons de toute énergie 1

Électrons et muons de toute énergie 1

Neutrons < 10 keV 5

10 keV à 100 keV 10

>100 keV à 2 MeV 20

>2 MeV à 20 MeV 10

> 20 MeV 5

Protons autres que les protons de recul > 2 MeV 5

EBR

8

6

2

0

4

0.1 1 10 100 TEL [keV/µm]


Particules α, produits de fission, noyaux lourds 20

A partir des facteurs de pondération, on peut déterminer une grandeur dérivée de la dose absorbée appelée équivalent de dose :

[ ]1

R RH w D J kg Sv .− = ⋅ = (4.4)

Comme le facteur de pondération est une grandeur sans unité, D et H ont les mêmes unités dans le système international : J/kg. Alors que ces unités ont le nom spécial de gray, lorsqu'ils désignent une dose absorbée, ils ont le nom de sievert, Sv, lorsqu'ils se rapportent à un équivalent de dose. Ceci permet de rappeler le fait que des notions biologiques, et pas uniquement physiques, ont été prises en compte. Si la radiation comprend différentes radiations R de facteurs de pondération wR donnant lieu chacune à une dose absorbée DR, l'équivalent de dose s'exprime par une somme pondérée sur les radiations R des doses absorbées :

R R

RH w D .= ∑

(4.5) On notera encore que l'équivalent de dose défini en radioprotection n'est utilisable que pour décrire des petites valeurs pour lesquelles uniquement des effets stochastiques (voir plus loin) peuvent apparaître. On verra dans un chapitre ultérieur que cette limite est fixée à 0.5 Sv. Au-delà de 0.5 Sv, des effets déterministes apparaissent et la quantité de radiations reçue par l'organisme est caractérisée par la dose absorbée. 3.3. Grandeurs opérationnelles Dans la pratique courante de la radioprotection, on désire pouvoir qualifier un champ de radiation du point de vue du danger qu'il représente pour l'être humain. Étant donnée la complexité d'une situation réelle, de grandes simplifications sont effectuées. Ainsi, un être humain est modélisé par une sphère et l'équivalent de dose est déterminé pour deux profondeurs : à 0.07 mm de profondeur pour la peau et à 10 mm de profondeur pour les organes internes. 3.3.1. Sphère ICRU

La sphère ICRU est par définition une sphère de 30 cm de diamètre de densité égale à 1 g/cm3 dont la composition est la suivante : 76.2% d'oxygène, 11.1% de carbone, 10.1% d'hydrogène, et 2.6% d'azote. La composition de cette sphère est approximativement celle du tissu mou. La dimension retenue est du même ordre de grandeur que le corps humain. 3.3.2. Dosimétrie d’ambiance

Équivalent de dose ambiant : H*(10) L'équivalent de dose ambiant H*(10) en un point P dans un champ donné est définie comme étant l'équivalent de dose à 10 mm de profondeur de la sphère ICRU. H*(10) est considéré comme étant une bonne approximation de l'équivalent de dose reçue par un organe en profondeur. H*(10) est non nulle lorsque le rayonnement est relativement pénétrant. Équivalent de dose directionnel : H'(0.07) Pour des rayonnements moins pénétrants et pour un organe directement en contact avec le champ de radiation (la peau), on a défini l'équivalent de dose directionnel H'(0.07). Il s'agit, en Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -60- Edition septembre 2014

un point d'un champ de radiations, de l'équivalent de dose qui serait donné à 0.07 mm de profondeur de la sphère ICRU. 3.3.3. Dosimétrie individuelle

Équivalent de dose individuel en profondeur : Hp(10) La dose individuelle en profondeur Hp(10), avec l’abréviation Hp est l'équivalent de dose dans le tissu mou sous une épaisseur de 10 mm au niveau du thorax. Équivalent de dose individuel en surface : Hp(0.07) La dose individuelle en surface Hp(0,07), avec abréviation Hs est l'équivalent de dose dans le tissu mou sous une épaisseur de 0.07 mm au niveau du thorax. Hp(10) et Hp(0.07) sont les deux grandeurs que doit mesurer le dosimètre individuel. 3.3.4. Équivalent de dose à proximité d'une source radioactive

En faisant l'hypothèse que la source radioactive est ponctuelle et qu'il n'y a pas d'atténuation entre la source et le point d'intérêt, il est possible d'estimer l'équivalent de dose. L'équivalent de dose ambiant se calcule par :

( ) ( ) 2

A tH* 10 h 10 ,r

=

(4.6) où A est l'activité de la source, r est la distance entre la source et le point d'intérêt (en mètres), t est la durée d'exposition et ( )h 10 est la constante de débit d'équivalent de dose ambiant. A nouveau, les unités de la constante définissent ceux des autres variables. De manière semblable, on calcule le débit l'équivalent de dose directionnel par :

( ) ( )

( )2A tH ' 0.07 h ' 0.07 ,

10 r=

(4.7)

où ( )h ' 0.07 est la constante de débit d'équivalent de dose directionnel à 0.1 m de distance de la source. La raison pour laquelle l'index est donné à 0.1 m de distance vient du fait que cette grandeur s'emploie essentiellement pour des rayonnements peu pénétrants pour lesquels l'absorption dans l'air n'est pas négligeable. La valeur de l'index est donc donnée à 10 cm de manière à être conservatif et surestimer les doses aux distances supérieures à 10 cm. Il est également intéressant de connaître l'équivalent de dose directionnel lorsque l'on est en contact direct avec la source de radiations. Dans ce cas, l'application de la relation précédente n'est bien évidemment pas possible, et l'on caractérise la source par son activité surfacique AS (activité par unité de surface). L'équivalent de dose directionnel s'exprime alors par :

( ) ( )C SH ' 0.07 h 0.07 A t ,=

(4.8)

où ( )Ch 0.07 est l'index d'équivalent de dose directionnel de surface.

Les constantes d'équivalent de dose se trouvent dans l'ordonnance sur la radioprotection (ORap). Un exemple est donné dans la figure 5.3.


Figure 5.3 : Exemple de l'annexe 3 de l'Ordonnance sur la radioprotection (ORap). La constante de dose de la colonne 6 correspond à la relation (4.6), celui de la colonne 7 à la relation (4.7) et celui de la colonne 8 à la relation (4.8). Les colonnes 4 et 5 se rapportent aux relations (4.11).

4. Dose effective 4.1. Détermination de la dose effective Afin de pouvoir comparer des situations d’irradiation hétérogène qui conduisent à différentes distributions de la dose équivalente dans l’organisme, la CIPR a introduit la notion de dose effective E comme la somme pondérée des équivalents de dose HT aux organes et tissus T irradiés.

T T

TE w H ,= ⋅∑

(4.9) où wT est le facteur de pondération pour l’organe ou tissu T qui exprime la fraction du risque radiologique associée à cet organe ou tissu dans le cas où tous les organes et tissus reçoivent la même dose. Tout comme l'équivalent de dose, l’unité de la dose effective est le sievert (Sv). Étant donné la manière de définir les facteurs wT, cette grandeur peut également être vue comme l'équivalent de dose que recevrait une personne uniformément irradiée pour un risque radiologique identique. Le Tableau 5.2. présente les facteurs wT par groupes d’organes. Les valeurs wT sont des valeurs établies pour une population de référence de nombre égal des deux sexes et d’une large gamme d’âges. Ils sont donc applicables dans le cas des travailleurs, de la population entière et de chacun des deux sexes.


Tableau 5.2 : Liste des facteurs wT par groupes d'organes (source : Ordonnance fédérale sur la radioprotection).

Organe ou tissu Tw TT

w∑

Surface de l’os, peau 0.01 0.02

Vessie, sein, foie, œsophage, thyroïde, reste6 0.05 0.30

Moelle osseuse, colon, poumon, estomac 0.12 0.48

Gonades 0.20 0.20

Total 1.00

Incorporation Dans le cas d'une incorporation (par ingestion ou inhalation), la dose est déposée durant toute la durée où le radionucléide est présent dans l'organisme. La grandeur caractérisant l’irradiation par incorporation est la dose effective engagée (E50) qui correspond à la somme des doses effectives par unité de temps E(t) reçues sur les 50 ans qui suivent l'incorporation :

( )

o

o

t 50 ans

50t

E E t dt ,+

= ∫ (4.10)

où to est le moment de l’incorporation. Ainsi on comptabilise dans l’année de l’incorporation l'ensemble de dose provenant de celle-ci, même si elle sera déposée ultérieurement. La valeur de E(t) dépend de la période physique du radionucléide et des mécanismes physiologiques. Une modélisation de cette dépendance temporelle et un calcul de la dose engagée correspondante ont été réalisés dans l'annexe 3 de l'ORap (voir Figure 5.3 pour un exemple). Ainsi, pour un nucléide donné, E50 peut être simplement estimée à partir de l'activité inhalée (Ainh) ou ingérée (Aing) :

50 inh inh

50 ing ing

E e AE e A .

= ⋅= ⋅ (4.11)

4.2. Lien entre les grandeurs opérationnelles et la dose effective Les grandeurs opérationnelles sont celles qui sont mesurées en pratique. En première approximation, lors d'une exposition externe, la dose effective sera estimée comme suit :

( ) ( )ext pE H 10 ou H* 10 .=

(4.12) De manière similaire, la dose à la peau sera estimée par :

( ) ( )peau pH H 0.07 ou H ' 0.07 .=

(4.13) Dans le cas d'une incorporation, la dose effective est simplement estimée par :

6 Pour le calcul, le reste est composé des organes et tissus suivants : les glandes adrénales, le cerveau, la partie haute du gros intestin, l’intestin grêle, le rein, le muscle, le pancréas, la rate, le thymus et l’utérus. Dans le cas exceptionnel où l’un des organes ou tissus qui composent le reste reçoit un équivalent de dose qui dépasse la plus haute dose dans les douze organes ou tissu pour lesquels le wT est spécifié, alors un wT de 0.025 doit être appliqué à cet organe ou tissu et un wT de 0.025 à la dose moyenne dans l’ensemble des autres organes ou tissus constituant le reste. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -63- Edition septembre 2014

inc 50E E .=

(4.14)

La dose effective totale s’obtient en sommant les contributions dues à l’exposition externe et à l’incorporation :

ext incE E E .= +

(4.15)


Résumé • Le kerma (K) est l'énergie transférée par unité de masse des particules non

chargées aux particules chargées sous forme d'énergie cinétique. L'unité est le gray (Gy)

• La dose absorbée(D) est l'énergie déposée par unité de masse. L'unité est le Gy. • Les rayonnements produisant une forte densité d'ionisations (haut TEL) sont, à

dose absorbée égale, plus efficaces au niveau des effets biologiques que les rayonnements à faible densité d'ionisation (faible TEL). Ceci est dû au fait que les mécanismes de réparation cellulaire fonctionnent nettement mieux lorsque l'étendue des dommages est limitée. • Faible TEL : photons, électrons, protons de haute énergie. • Haut TEL : neutrons, particules alpha, protons.

• L'efficacité biologique relative (EBR) d'une radiation de TEL donné est le rapport, pour un effet biologique donné, de la dose absorbée délivrée par une radiation de référence à la dose absorbée délivrée par la radiation de TEL donné, nécessaires pour obtenir le même niveau d'effet.

• Le facteur de pondération (wR) d'une radiation est une approximation de l'EBR utilisée en radioprotection. Les valeurs sont les suivantes : • Photons : 1 • Protons : 5 • Electrons : 1 • Neutrons : 5 - 20 • Protons de haute énergie : 1 • Particules alpha : 20

• L'équivalent de dose (H) est une manière simplifiée de prendre en compte les effets de la radiation sur le tissu biologique. Elle est définie comme H= wRD. L'unité de l'équivalent de dose est le sievert (1 Sv).

• L'équivalent de dose ambiante H*(10) est représentatif de l'équivalent de dose reçu par un organe interne.

• L'équivalent de dose directionnel H'(0.07) est représentatif de l'équivalent de dose reçu par la peau.

• La dose effective est l'équivalent de dose que recevrait une personne uniformément irradiée pour un risque radiologique identique.

• La dose effective engagée (E50) correspond à la somme des doses effectives reçues sur les 50 ans qui suivent une incorporation.


5. Exercices 1. Calculer l'augmentation de la température de l'eau après une irradiation donnant lieu à une

dose absorbée de 2 Gy.

2. Estimer le nombre d'ionisations produites lors du passage à travers une cellule (diamètre environ 1 µm) par un proton de 1 MeV. On supposera qu'une ionisation nécessite 30 eV.

3. Même question que précédemment, mais pour un électron de 1 MeV.

4. Soit une irradiation au P-32 donnant lieu à une dose absorbée de 2 Gy. Quelle est l'équivalent de dose ?

5. Calculer l'équivalent de dose produit par une irradiation simultanée avec des rayonnements alpha et bêta aux doses absorbées suivantes : Dα=1.4 mGy et Dβ=10.1 mGy.

6. Calculer le débit d'équivalent de dose ambiant et le débit d'équivalent de dose directionnel à 7 m d'une source de Co-60 de 500 MBq.

7. Calculer la dose à la peau reçue sur la main d'une personne s'appuyant sur une source de P-32 d'activité surfacique de 1 MBq/cm2 pendant une minute.


CHAPITRE • 6

MESURE DES RADIATIONS

Objectifs du cours abordés dans ce chapitre • Décrire les principes de base de détection des radiations ionisantes les plus

courants. • Discuter les caractéristiques principales des instruments : sensibilité, bruit de

fond, limite de détection et réponse en énergie. • Choisir un instrument de mesure approprié dans une situation donnée. • Réaliser une mesure de la radiation ambiante et de la contamination de surface

avec un instrument approprié. 6. Mesure des radiations 1. Introduction La détection d'une radiation est basée sur la mesure des effets engendrés par l'interaction de cette radiation dans le volume sensible de l'instrument. Ces effets résultent des phénomènes d'interaction radiation-matière présentés dans les chapitres précédents. Les interactions du rayonnement dans le volume sensible du détecteur dépendent à la fois de ses propres caractéristiques (composition, dimensions, etc.) et de celles du rayonnement (α, β ou γ, énergie). En particulier, les considérations concernant la pénétration des radiations dans la matière vues dans les chapitres précédents sont importantes pour comprendre les possibilités et les limites des instruments de mesure. Ainsi le choix de l’instrument adéquat en métrologie des radiations ionisantes découle toujours d’une réflexion préliminaire. Celle-ci tient compte des conditions spécifiques de la mesure et notamment des points suivants :

• grandeur à mesurer : dose absorbée, équivalent de dose, activité… • type de la radiation : α, β, γ, neutrons. • énergie de la radiation. • type de mesure : géométrie, information instantanée, mesure individuelle, … • autres considérations : encombrement, durée …

Les principes à la base de la détection des radiations ionisantes sont très variés. Ils vont de la mesure de l'ionisation à celle de l'augmentation de chaleur en passant par la luminescence ou les phénomènes d'oxydoréduction. Les sections suivantes résument les principaux principes de détections des radiations utilisés pour la mesure des radiations ionisantes en radioprotection.


2. Détecteurs basés sur l'ionisation 2.1. Principes de fonctionnement Un rayonnement ionisant pénétrant dans la matière produit des ionisations sous la forme d'ions négatifs et positifs. Lorsque ces ionisations ont lieu dans un volume dans lesquel une différence de potentiel est appliquée (voir Figure 6.1) pour l'exemple d'un détecteur à gaz) on observe une migration des charges positives vers la cathode et des charges négatives vers l’anode7. En circuit fermé, un électromètre indique le courant électrique passant dans le volume. De nombreuses mesures de radioprotection sont réalisées grâce aux détecteurs à gaz. La réponse d’un détecteur à gaz dépend de la haute tension appliquée sur les deux électrodes. De manière générale, plus la tension est élevée, plus le nombre de charges collectées par l'électromètre sera grand. La Figure 6.2 présente l'évolution typique du signal d'un tel instrument en fonction de la haute tension appliquée. Cette courbe caractéristique met en évidence des zones distinctes définissant les régimes de travail en chambre d’ionisation (B), compteur proportionnel (C) et compteur Geiger-Müller (E). En observant la zone A de la Figure 6.2, on constate qu'à basse tension l'amplitude du signal (i.e. le nombre d'ions collectés) augmente avec la tension. Cela s'explique par le fait qu'à très basse tension, le champ électrique existant entre les deux électrodes est trop faible pour empêcher les recombinaisons entre les ions négatifs et positifs. Au fur et à mesure que la tension augmente, le taux de recombinaison diminue et la charge collectée par l'électromètre augmente.

Figure 6.1 : Principe de fonctionnement d’un détecteur à ionisation.

7 La cathode est l'électrode négative et l'anode est l'électrode positive.

- - - -

+ + + +

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

A+

faisceau de photons

électrode négative

électrode positive

électronsecondaire

ion positif

ion négatif

électromètrehaute

tension

- - - -

+ + + ++ + + +

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

-+ +

- -+

A+

faisceau de photons

électrode négative

électrode positive

électronsecondaire

ion positif

ion négatif

électromètrehaute

tension


Figure 6.2 : Variation du courant d’ionisation avec la tension appliquée. Cette courbe

caractéristique met en évidence des zones distinctes définissant les régimes de travail en chambre d’ionisation (B), compteur proportionnel (C) et compteur Geiger-Müller (E).

2.2. Chambre d’ionisation A partir d'une certaine tension, le détecteur sort de la zone A pour entrer dans la zone B de la Figure 6.2. Dans cette situation, une augmentation de la tension ne se traduit plus par une augmentation du signal, car la plupart des ions créés par le rayonnement incident atteint les électrodes du détecteur (voir Figure 6.3). Le taux de recombinaisons encore présentes est faible et est fonction non seulement de la tension appliquée, mais aussi des caractéristiques géométriques de la chambre ainsi que du débit mesuré. La sensibilité qui est directement proportionnelle au volume est en outre dépendante de l’énergie de la radiation. Un instrument fonctionnant dans cette gamme de tension est appelé chambre d'ionisation (voir l'exemple de la Figure 6.4).

Figure 6.3 : Fonctionnement en mode chambre d'ionisation. Le charges primaires produites sont collectées aux bornes des électrodes. Les recombinaisons sont minimales.

Am

plitu

de d

u si

gnal

(éch

elle

log)

Tension appliquée [V]

Chambred'ionisation

Compteur proportionnelGeiger-MüllerCompteur

Zone A Zone B Zone C Zone D Zone E

+

particuleionisanteprimaire


-

U < 750 V++

--

++

--

++

--

- - --- -- --


Figure 6.4 : Exemple de chambre d'ionisation utilisée en radiodiagnostic (chambre Radcal de volume égal à 6 cm3).

Une propriété importante de la chambre d’ionisation réside dans le matériau constituant sa paroi. Ceci est lié au fait que, dans le cas de la détection d’un rayonnement non directement ionisant (comme les photons), ce sont les particules chargées secondaires produites dans la paroi (principalement les électrons) qui sont mesurées dans le volume de la chambre (voir Figure 6.5). L’épaisseur et la nature de ce matériau sont à choisir selon les conditions spécifiques de la mesure. Dans le domaine de la radiophysique médicale, l’application principale de la chambre d’ionisation est la dosimétrie des faisceaux de radiothérapie.

Figure 6.5 : Schéma typique d’une chambre d’ionisation utilisée en dosimétrie des faisceaux de radiothérapie.

2.3. Compteur proportionnel Lorsque la tension appliquée entre les électrodes augmente encore, les charges initialement créées sont suffisamment accélérées pour induire à leur tour des ionisations lorsque le champ électrique augmente à proximité de l'anode (Figure 6.6). Ce phénomène de multiplication est utilisé dans le compteur proportionnel dont le gain est fonction de la tension appliquée. Les électrons secondaires ainsi créés peuvent générer des rayonnements ultraviolets dans le gaz ou dans l'anode du détecteur. Ces rayonnements peuvent ensuite être absorbés par le gaz de détection et générer des impulsions parasites (voir Figure 6.7). Ces impulsions parasites sont minimisées en n'appliquant pas une tension trop élevée, en choisissant un gaz absorbant les photons ultraviolets sans excitation (par exemple du méthane) ou en choisissant un matériau d'anode à grande énergie d'activation. Un compteur proportionnel fonctionne généralement en mode impulsionnel. Ainsi, il ne mesure pas le courant parcourant le système mais compte le nombre d'impulsions électriques produites par chaque radiation détectée. Le fait de pouvoir compter individuellement des impulsions explique la grande sensibilité de ce type de détecteur. Ce détecteur permet également une Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -70- Edition septembre 2014

discrimination des particules par la quantité d’énergie déposée dans le gaz de comptage. La distinction entre les particules α et β peut se faire car l'amplitude de l'impulsion produite par une particule α est plus grande que celle produite par une particule β.

Figure 6.6 : Fonctionnement en mode compteur proportionnel. Chaque électron créé par la particule ionisante primaire crée à son tour un ensemble de charges secondaires à proximité de l'anode.

Figure 6.7 : Production d'impulsions parasites dans un compteur proportionnel suite à la production de rayonnement ultraviolet créé par excitation des électrons secondaires.

Ce détecteur est utilisé pour les mesures de contamination par les radiations α, β et γ. Dans ce but, le volume sensible qui peut être rempli de xénon ou d’un mélange d’hydrocarbures, présente généralement une grande surface de détection délimitée par une fenêtre d’épaisseur adéquate (voir l'exemple de la Figure 6.8). Ce détecteur est également utilisé pour la mesure de la radiation externe en radioprotection, en particulier dans le domaine des hauts débits de dose où le compteur de Geiger-Müller (voir ci-dessous) sature.

+



-

U = 1750 V

+

-

+

-

+

-++

--

++

--

++

--

-----

- - - -----------

-- -- -- -------

- - - -----------

-- -- -- -------

- - - -----------

-- -- -- -- - - -- - -- - -- - -- - -

-- -- ---- -- ---- -- ---- -- ---- -- --

+



-

U > 1750 V

+

-

+

-

+

-++

--

++

--

++

--

-----

- - - -----------

-- -- -- -------

- - - -----------

-- -- -- -------

- - - -----------

-- -- -- -- -- -- ---- -- ---- -- ---- -- ---- -- --

+

-++

--

-----

- - - -----------

-- -- -- --- ---- ----

UV


(a) (b) Figure 6.8 : (a) Exemple de compteur proportionnel de grande surface utilisé pour mesurer les contaminations de surface (Berthold LB 122). (b) Exemple de compteurs proportionnels utilisés pour la surveillance de la contamination des pieds et des mains (compteur Berthold LB 147).

2.4. Compteur Geiger-Müller Lorsque la tension aux bornes des électrodes est encore augmentée, on entre dans la zone E de la Figure 6.2 , où chaque événement déclenche la même avalanche de charges, quelle que soit l'énergie de la particule incidente (voir Figure 6.9).

Figure 6.9 : Fonctionnement en mode Geiger-Müller. Chaque particule ionisante primaire produit la même avalanche d'électrons secondaires par le biais des rayons UV générés.

+



-

U > 1750 V

+

-

+

-

+

-++

--

++

--

++

--

-----

- - - -----------

-- -- -- -------

- - - -----------

-- -- -- -------

- - - -----------

-- -- -- -- -- -- ---- -- ---- -- ---- -- ---- -- --

+

-++

--

-----

- - - -----------

-- -- -- --- ---- ----

-

-----

- - - -

-

-----

- - - -

-

----------

-- -- -- --

- ---- ----

etcetcetcetcetcetcetc


https://www.berthold.com/sites/com/files/styles/colorbox-large/public/lb_147.jpg?itok=HEUztOgc

Les instruments fonctionnant dans cette zone de haute tension sont appelés compteurs Geiger-Müller (GM). Pour éviter que le phénomène d'avalanche ne se transforme en une décharge continue, le gaz de remplissage est maintenu dans une enceinte étanche renfermant un agent dit d’extinction (ou quenching en anglais). Des gaz rares tels que l’argon ou l’hélium avec des éléments d’extinction constitués par du méthane ou de l’éthanol sont fréquemment utilisés. Le taux d'impulsions mesuré par le GM ne peut être relié à une grandeur dosimétrique que dans des conditions de mesure bien définies (géométrie, qualité de la radiation, etc.). Le compteur GM est utilisé en général comme détecteur de rayonnement γ en radioprotection (voir l'exemple de la Figure 6.10). Cependant, s'il est muni d’une fenêtre mince , il permet également la détection du rayonnement β ou α.

Figure 6.10 : Exemple de compteur Geiger-Müller utilisé en radioprotection (Détecteur Automess 6150 AD5 (b)).

2.5. Détecteur à semi-conducteur À la jonction de deux cristaux semi-conducteurs p et n, on a un espace dépourvu de porteurs de charge (électrons, trous) et soumis à un champ électrique. L’irradiation de cette zone produit, comme dans la chambre d’ionisation, des charges électriques dont la collection permet de mesurer la dose ou l'activité de sources de radiations. Ce système est utilisé pour la confection de sondes de mesure de faible volume (quelques mm3) dans le cadre de la dosimétrie, en radiodiagnostic en particulier (voir Figure 6.11). D’autre part les détecteurs au germanium, dont le volume sensible est relativement important (~ 100 cm3), possèdent une excellente résolution en énergie et sont utilisés pour la spectrométrie fine. Ces détecteurs travaillent à la température de l’azote liquide.


Figure 6.11 : Exemple de dosimètre de radiodiagnostic comportant un détecteur semi-conducteur (Wellhöfer Dosimax).

3. Détecteurs basés sur la luminescence Certains matériaux, dits luminescents émettent de la lumière lorsqu'ils sont irradiés. La quantité de lumière émise étant directement liée à certains paramètres d'irradiation, ces matériaux sont utilisés comme détecteurs mesurant la dose ou l'activité de sources de radiations. 3.1. Luminescence : fluorescence et phosphorescence La luminescence est l'émission de lumière d'un matériau ayant absorbé de l'énergie d'une source externe comme par exemple des rayonnements ultra-violets ou des radiations de hautes énergies. Cette émission de lumière se comprend plus facilement par une description de l'état énergétique des électrons du milieu. Un électron est dit dans son état fondamental lorsqu'il est dans son plus bas niveau énergétique; cet état est stable. L'absorption d'énergie par l'électron peut le placer dans un état excité instable dans lequel il ne restera qu'un court instant avant de retomber dans l'état fondamental en émettant un photon dont l'énergie est égale à la différence entre les états excité et fondamental. Ce phénomène est appelé fluorescence. La phosphorescence diffère de la fluorescence par le fait qu'au lieu de retourner directement dans l'état fondamental, l'électron peut également tomber dans un état métastable8 d'énergie intermédiaire et y rester pendant un certain temps (voir Figure 6.12). L'agitation moléculaire propre du matériau, ou un apport d'énergie externe sous la forme de chaleur ou de rayonnement laser par exemple, permettent de ramener l'électron métastable dans l'état excité. Celui-ci peut ainsi soit retomber dans l'état métastable, soit dans l'état fondamental en émettant un photon dont l'énergie est égale à la différence entre les états excité et fondamental.

Figure 6.12 : (a) État excité e et fondamental f montrant l'absorption et l'émission dans un processus de fluorescence. (b) État métastable m (également appelé piège) donnant lieu à un délai entre l'excitation et l'émission dans le processus de phosphorescence.

8 L'état métastable est souvent également appelé "piège".

e

f

m(piège)

e

f

(a) (b)


On comprend dès lors qu'une émission fluorescente est caractérisée par un temps caractéristique (durée entre le moment où la radiation est appliquée et le moment d'émission lumineuse) court alors que la phosphorescence est caractérisée par un temps caractéristique long. Pour fixer les ordres de grandeur, on dira qu'un temps caractéristique inférieur à 10-8 s est certainement un processus de fluorescence, alors qu'un temps caractéristique supérieur à quelques secondes est très probablement un processus de phosphorescence. Entre ces deux extrêmes, on trouve les deux types de processus. 3.2. Luminescence et mesure des radiations Les matériaux dotés de propriétés luminescentes peuvent être utilisés pour la mesure des radiations ionisantes. Dans ce cas, l'excitation des électrons du milieu se fait par le biais des électrons secondaires produits par l'interaction de la radiation dans la matière. Les matériaux fluorescents sont utilisés lors de mesures directes de la radiation comme la scintillation liquide ou solide. 3.3. Scintillateurs solides Un scintillateur solide a généralement pour but de détecter des photons par l'intermédiaire des interactions photon – matière (effet photoélectrique, Compton, création de paires). Les électrons produits par ces interactions primaires, sont ralentis en ionisant et excitant la matière du scintillateur. Les électrons excités du scintillateur retournent ensuite dans leur état fondamental en émettant de la lumière. Un détecteur basé sur un scintillateur solide est capable de recueillir l'énergie des photons lumineux produits à l'intérieur du scintillateur et de les transformer en un courant électrique. Cette transformation se fait en deux étapes. Premièrement les photons lumineux, confinés dans une enceinte étanche à la lumière, sont convertis par effet photoélectrique en électrons par le biais d'une photocathode. A la sortie de la photocathode, un photomultiplicateur, constitué par une série d’électrodes (de 10 à 15), appelées dynodes, portées à des potentiels croissants amplifie les électrons. L’émission électronique de la photocathode est ainsi multipliée par un facteur d’environ un million, appelé gain du photomultiplicateur (voir Figure 6.13).

Figure 6.13 : Principe de fonctionnement d'un détecteur à scintillation.

L'électronique de mesure peut fonctionner soit en régime continu (courant moyen délivré à la sortie du photomultiplicateur), soit en régime impulsionnel. La réponse d'un compteur à scintillation varie fortement avec l’énergie du rayonnement. Il présente cependant une grande sensibilité. Lorsque l’électronique associée fonctionne en mode impulsionnel, la scintillation permet une application très importante : la spectrométrie. Dans ce cas, les impulsions ont une amplitude Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -75- Edition septembre 2014

proportionnelle à l’énergie absorbée dans le cristal et l’adjonction d’un analyseur multicanaux permet de “trier” et de “classer” les impulsions selon leur amplitude. La courbe obtenue est le spectre énergétique de la radiation, caractéristique de la source de rayonnement considérée. Cette technique est utilisée non seulement pour identifier, mais également pour discriminer plusieurs éléments en présence ou, le cas échéant, déterminer l'activité d'un radionucléide. La résolution spectrométrique des scintillateurs est cependant nettement moins bonne que celle des détecteurs semi-conducteurs. La Figure 6.14 montre que les pics obtenus avec le détecteur semi-conducteur sont nettement plus étroits que ceux obtenus avec le détecteur scintillant (NaI).

Figure 6.14 : Comparaison du spectre de l’iridium-192 mesuré avec un cristal scintillant (NaI) ou un détecteur semi-conducteur (HPGe).

3.4. Scintillateurs liquides Le comptage par scintillation liquide est utilisé en laboratoire pour la mesure des émetteurs bêta (voire alpha). L'échantillon est dissous ou mis en suspension dans un milieu aqueux contenant une faible quantité d'additif fluorescent. Les particules bêta émises par l'échantillon transfèrent leur énergie aux atomes du liquide scintillant qui sous cet effet émet la lumière. Les échantillons sont généralement placés dans un petit flacon transparent ou translucide qui est chargé dans un instrument appelé compteur à scintillation liquide. Le compteur contient généralement deux tubes photomultiplicateurs dont le branchement est en coïncidence afin de ne prendre en compte que les signaux apparaissant simultanément sur les deux tubes. Cela permet d'éliminer les signaux parasites qui n'affecteraient qu'un seul tube à la fois. 3.5. Dosimètres thermoluminescents (TLD) Un dosimètre luminescent (LD) est constitué d'un matériau qui, lorsqu'il est exposé à une radiation, emmagasine une partie de l'énergie dissipée en maintenant à long terme des électrons dans un état métastable. La désexcitation de ces électrons peut être stimulée en soumettant le LD à une source de chaleur dans le cas des dosimètres thermoluminescents (TLD) ou à une source de lumière dans le cas des dosimètres à luminescence stimulée optiquement (OSL) ou radiophotoluminescents (RPLD). Cette désexcitation provoque une libération d'énergie sous la forme de photons lumineux dont le nombre peut être directement relié à la dose délivrée par la radiation. La Figure 6.15 décrit le schéma de principe du fonctionnement d'un dosimètre TLD.

NaI (Tl)

HPGe

315

468

610

316.50308.45

295.95

Nom

bre

de c

oups

Énergie [keV]0 200 400 600

23

5

10

235

100

235

1000

23

5

10000

235

NaI (Tl)

HPGe

315

468

610

316.50308.45

295.95

Nom

bre

de c

oups

Énergie [keV]0 200 400 6000 200 400 600

23

5

10

235

100

235

1000

23

5

10000

235

23

5

10

235

100

235

1000

23

5

10000

235


Figure 6.15 : Schéma de principe du fonctionnement d'un TLD. (a) Le TLD est irradié. (b) Le TLD est lu en mesurant la quantité de lumière émise lorsqu'on le chauffe. La quantité de lumière émise peut être directement reliée à la dose reçue par le TLD.

4. Détecteurs basés sur la calorimétrie La majeure partie de l’énergie délivrée à la matière par la radiation est transformée en chaleur. La mesure directe de celle-ci permet la détermination absolue de la dose absorbée. Cette méthode est cependant particulièrement difficile; en effet, l’élévation de température correspondant à une dose absorbée de 1 Gy est d'environ 10-3 °C dans le graphite. Cette technique de mesure, qui permet une détermination absolue de la dose absorbée, est utilisée essentiellement dans les laboratoires nationaux de métrologie pour l'étalonnage des autres instruments de mesure (voir Figure 6.16).

Figure 6.16 : Schéma du calorimètre à eau du laboratoire primaire suisse : METAS.

5. Détecteurs chimiques 5.1. Émulsion photographique L’effet utilisé dans ce type de détecteur est le noircissement du film exprimé par la densité optique. La réponse du film présente une relation non-linéaire en fonction de la dose et varie fortement avec l’énergie du rayonnement γ. L'émulsion photographique est encore utilisée en radiodiagnostic conventionnel. Elle est également intéressante pour la mise en évidence de la microrépartition de la dose, par exemple pour l’autoradiographie de matériaux contenant des substances radioactives, ou pour la qualification de la distribution de dose dans un faisceau de radiothérapie. La Figure 6.17. présente la première radiographie effectuée par Röntgen.

Radiation TLDLumière

Chauffage

Mesure de lalumière

(a) (b)

3.02 Gy

Conversionen dose


Figure 6.17 : Premier cliché radiographique réalisé par W. C. Röntgen en 1895 sur la main de son épouse.

6. Mesure par l'effet biologique Comme on le verra plus loin dans le texte, les radiations ionisantes peuvent modifier la structure chromosomique d'une personne irradiée. En cas de forte irradiation, il est possible d'estimer dose reçue en dénombrant la proportion d'aberrations chromosomique dans un ensemble de cellules. Un exemple est présenté à la Figure 6.18.

Figure 6.18 : Exemples de chromosomes présentant des aberrations. F : fragments; D : dicentriques; T : tricentriques; R : anneau (ring)

7. Principales mesures requises en radioprotection Les mesures des radiations effectuées dans le cadre de la radioprotection ont toutes comme objectif d'évaluer les risques pour les personnes exposées afin de prendre si nécessaire des dispositions pour limiter ceux-ci. Cependant, différentes situations peuvent être rencontrées dans lesquelles les grandeurs appropriées pour décrire "la quantité de radiations" à laquelle on est exposé ne sont pas identiques. Il est donc essentiel de bien comprendre quel type de mesure convient dans chaque situation évoquée dans les paragraphes suivants. 7.1. Surveillance de l'irradiation individuelle externe L'irradiation des personnes professionnellement exposées aux radiations est mesurée par un dosimètre individuel, de mois en mois, ou à intervalle plus court en cas de besoin. Cette surveillance concerne le plus fréquemment l'irradiation du corps entier au rayonnement X ou γ, mais aussi dans certains cas l'irradiation des mains des personnes effectuant des préparations à partir de substances radioactives non scellées.


Dans le cas où une personne non suivie professionnellement doit pénétrer dans une zone contrôlée, on a recours à une mesure ponctuelle au moyen d'un instrument de mesure à affichage immédiat de la dose. Pour les endroits où existe un danger d'irradiation plus important, un dosimètre individuel électronique à alarme peut être nécessaire. Instrument de mesure Dosimètre individuel, dosimètre-bague pour les mains, dosimètre individuel électronique. Grandeurs mesurées Equivalent de dose individuel en profondeur Hp(10) et équivalent de dose individuel en surface Hp(0.07) en μSv ou mSv. Exemples de situation pratique Le personnel travaillant dans une salle d’irradiation avec des faisceaux à hauts débits porte un dosimètre d’alarme pour être prévenu en cas de blocage de la source. 7.2. Mesure de la radiation ambiante La mesure de la radiation ambiante a pour but de déterminer l'exposition de l'individu dans un champ de radiations relativement étendu. Il s'agit par conséquent de rayonnement pénétrant, donc de γ ,de RX ou de neutrons. Elle peut aussi servir à déterminer l'exposition liée à une tâche particulière, ou à déterminer l'efficacité de protection d'un blindage. On trouve aussi des instruments stationnaires qui permettent de surveiller en continu le niveau de radiation ambiant dans certains laboratoires, avec généralement des fonctionnalités d’alarmes et d’enregistrement des valeurs. Instrument de mesure Débitmètre (le terme radiamètre est utilisé dans d'autres pays francophone) . Grandeur mesurée Débit d’équivalent de dose ambiant )10(∗H et )07.0('H en µSv/h ou mSv/h et l’équivalent de dose ambiant )10(∗H et )07.0('H en μSv ou mSv. Exemples de situation pratique L’exposition du personnel lors de la manipulation de Tc-99m pour un examen radiadiagnostic peut être évaluée avec un débitmètre. Le transport de colis radioactif est réglementé en fonction du débit de dose à la surface du paquet. La mesure est faite à l’aide d’un débitmètre. 7.3. Mesure de la contamination de surface La manipulation de substance radioactive sous forme de liquide ou de poudre peut entraîner une dispersion de matière radioactive sur les surfaces de travail, sur les instruments ou sur les mains, ce qui entraîne un risque d’incorporation d’activité. On contrôle ces éventuelles contaminations par une mesure de la contamination de surface.


La mesure peut être directe ou, si le rayonnement direct de la source est trop important à l'emplacement à contrôler, au moyen d'un frottis. Instrument de mesure Moniteur de contamination de surface (ou contaminamètre) Grandeur mesurée Activité du radionucléide par unité de surface en Bq/cm2. Les moniteurs de contamination affichent le résultat de la mesure en "coups par secondes" ,noté "cps", "ips" ou "s-1" selon les instruments. La conversion du taux de comptage en activité surfacique se fait à l’aide d’un facteur d’étalonnage qui est défini pour chaque radionucléide. Ce facteur pend en compte la sensibilité de l'appareil pour le radionucléide en question. En pratique, les laboratoires doivent disposer de moniteurs de contamination de surface vérifiés par un laboratoire de vérification autorisé par la Confédération (l’IRA et le PSI). Le certificat de vérification indique pour chaque radionucléide manipulé quel est le taux de comptage correspondant à une contamination de surface égale à la limite CS fixée dans l’ordonnance sur la radioprotection (ORaP). Exemples de situations pratiques A la réception d'un colis radioactif dûment marqué contenant un flacon de I-125, un frottis du colis puis du flacon est exécuté pour contrôler qu'aucune fuite du récipient ne s'est produite au cours du transport. Le frottis est mesuré avec un moniteur de contamination de surface, à distance du flacon pour ne pas être gêné par le rayonnement direct de la source. 7.4. Mesure de la contamination de l'air La mesure de la contamination radioactive de l'air ambiant est nécessaire dans les lieux de travail où des produits radioactifs gazeux, volatiles ou pulvérulents sont présents. Le radon et ses descendants représentent une exposition aux rayonnements non négligeable que l'on s'efforce de déterminer par des mesures dans les habitations et les mines. Instruments de mesure Compteur de tritium dans l'air, préleveur d'aérosols suivi d’une analyse du filtre, détecteur de radon Grandeur mesurée Activité par unité de volume d'air (Bq/m3) Exemples de situations pratiques Dans l'industrie des peintures radioluminescentes, une installation de surveillance en continu du tritium dans l'air est installée dans les ateliers. 7.5. Mesure de l'activité d'échantillons solides ou liquides En radioprotection, la mesure de l'activité d'échantillons est appliquée essentiellement pour se prononcer sur le transport ou la gestion de déchets. Elle permet aussi de contrôler l’exposition interne des personnes manipulant substances radioactives non scellées. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -80- Edition septembre 2014

Instruments de mesure Détecteur à scintillation (NaI) et détecteur à semiconducteur (germanium de haute pureté, HPGe) pour les émetteurs γ. Compteur à scintillation liquide pour les émetteurs β. Grandeur mesurée Activité (Bq) ou activité spécifique de l'échantillon (Bq/kg, Bq/l) Exemple de situation pratique La cuve de rétention des eaux usées d'un laboratoire prévu pour le travail avec des substances radioactives non scellées doit être vidangée. Avant l'opération, un prélèvement est analysé par spectrométrie γ ou par scintillation liquide afin de déterminer l’activité rejetée et de s’assurer du respect des limites légales. 8. Propriétés importantes d'un appareil de mesure 8.1. Sensibilité Dans la pratique, on est habitué à ce qu'un instrument de mesure affiche directement la valeur de la grandeur mesurée. Dans le domaine particulier de la mesure des radiations, il n'en va parfois pas ainsi et l'indication de l'instrument peut être présentée sous forme brute. La grandeur mesurée s’obtient dans ce cas par l’intermédiaire de la sensibilité S de l'instrument de mesure, en prenant le quotient de la valeur affichée (souvent un taux de comptage) et de la sensibilité. On le comprendra plus simplement à partir des deux exemples typiques ci-dessous. Mesure d’activité

[ ] [ ][ ]

netN cpsA Bq ,

S cps / Bq=

où A est l'activité et netN est le taux de comptage net (après soustraction du bruit de fond). Mesure de contamination de surface

[ ]net2s

2

N cpsA Bq / cm ,

cpsSBq / cm

=

où As = contamination de surface et netN = taux de comptage net (après soustraction du bruit de fond). La sensibilité exprime la capacité de l'instrument à détecter les radiations. Plus la valeur de la sensibilité est grande, meilleur est l'instrument pour la mesure en question. Notons que la sensibilité augmente avec la taille du détecteur. On utilise aussi très souvent le facteur d'étalonnage étalF de l'instrument de mesure. Il s'agit de

l'inverse de la sensibilité; SFétal 1= .


8.2. Bruit de fond Le bruit de fond est le signal provoqué par des rayonnements autres que ceux occasionnés par l'objet mesuré lui-même. Exemple. Le bruit de fond typique d'un moniteur de contamination de surface basé sur un compteur proportionnel de 10 cm x 10 cm est de l'ordre de 10 cps (dû aux radiations naturelles). Il faut soustraire le bruit de fond à la valeur affichée du taux de comptage pour obtenir le taux de comptage net dû à la contamination :

net brut bdfN N N ,= −

8.3. Limite de détection La limite de détection est la plus petite valeur d'une grandeur qui peut être mise en évidence par l'instrument de mesure. Elle est associée à une probabilité spécifiée qu'elle soit détectable par la méthode de mesure. 8.4. Réponse en fonction de l'énergie La réponse en fonction de l'énergie est la variation de la valeur indiquée par l'instrument de mesure en fonction de l'énergie de la radiation, pour une quantité fixe de rayonnement. La Figure 6.19 présente les courbes de réponse en énergie de deux débitmètres, l'un à compteur Geiger-Mueller, l'autre à chambre d'ionisation.

Figure 6.19 : Courbes de réponse en énergie de deux débitmètres.

La réponse en énergie d'un compteur Geiger-Mueller est généralement moins uniforme que celle d'une chambre d'ionisation, en particulier à basse énergie où l'on observe une coupure de la réponse au-dessous de 50-60 keV. 8.5. Réponse directionnelle La réponse directionnelle est la variation de la valeur indiquée par l'instrument de mesure en fonction de son orientation par rapport à la direction de la radiation incidente, pour une quantité fixe de rayonnement.

0.5 0.6 0.7 0.8 0.9 1.0 1.1 1.2 1.3

10 100 1'000 10'000

Rép

onse

rela

tive

Energie (keV)

Geiger-Mueller

Chambre d'ionisation


8.6. Epaisseur de la fenêtre d'entrée dans le détecteur Le volume sensible du compteur (gaz de comptage, scintillateur) est toujours enfermé dans d'une enceinte de confinement (détecteur à gaz), de protection contre la lumière (détecteur à scintillation) ou de protection mécanique. Cette enceinte constitue une épaisseur de matière que les radiations doivent franchir pour être détectées. Les rayonnements peu pénétrants (β de faible énergie et surtout α) ne sont donc mesurables qu'avec des instruments munis d'une fenêtre d'entrée très mince (voir Tableau 6.1).

Tableau 6.1 : Exemples d'épaisseur de fenêtre typique pour des sources de rayonnement de faible énergie.

Source de rayonnement : Epaisseur de la fenêtre :

C-14 (β de 156 keV) ~ 5 mg/cm2

Emetteurs α < 1 mg/cm2

H-3 (β de 18.6 keV) ne traverse quasiment aucune épaisseur de matière !

9. Exigences légales sur les instruments de mesure de radioprotection Selon l’ordonnance sur la radioprotection (ORaP), les laboratoires sont soumis à des exigences légales concernant leurs instruments de mesures de radioprotection visant à garantir la disponibilité et la précision de mesure de ceux-ci. Ainsi, les débitmètres doivent subir une vérification légale tous les 3 ans auprès d’un service reconnu par l’Office fédéral de métrologie METAS (l’IRA ou le PSI). La vérification consiste à contrôler que l’instrument est adapté à l’usage pour lequel il est prévu et à contrôler que la valeur indiquée est correcte, aux tolérances près. De même, les moniteurs de contamination de surface doivent être vérifiés à la même périodicité et par les mêmes services. La vérification consiste à établir, pour les radionucléides manipulés dans le laboratoire requérant, le taux de comptage indiqué par l’instrument en présence d’une contamination égale à une fois la valeur directrice CS (limite légale). Les instruments utilisés pour les mesures de tri des incorporations doivent aussi être vérifiés ou étalonnés convenablement par un service reconnu.


Résumé • Les détecteurs basés sur l’ionisation sont la chambre d’ionisation, le compteur

proportionnel et le compteur de Geiger-Müller. • Dans la chambre d’ionisation le signal est dû à l’ionisation primaire produite par

les particules chargées. Ce détecteur permet la mesure instantanée des débits de dose relativement élevés (domaine de la radiothérapie).

• Dans le compteur proportionnel, le signal est proportionnel à l’ionisation primaire produite par les particules chargées (amplification par production d’ionisations secondaires). Le détecteur, fonctionnant en mode impulsionnel, est très sensible. Ses applications principales sont la mesure de la contamination α et β et la mesure du champ de radiation externe.

• Dans le compteur Geiger-Müller, chaque rayonnement donne lieu à une avalanche de charges. C’est un compteur robuste utilisé en radioprotection.

• Dans le détecteur à semi-conducteur, la radiation produit des charges dans une zone du solide dépourvue de porteurs de charges. Les utilisations principales du semi-conducteur sont les sondes de petit volume et la spectrométrie γ.

• Dans le détecteur à scintillation, le signal est lié à la quantité de lumière produite. Ce signal est en général amplifié dans un photomultiplicateur. Les principales applications de la scintillation sont la mesure de la contamination, la mesure de sources de faible activité, la mesure d’émetteurs α et β dans des liquides (scintillation liquide) et la spectrométrie.

• Dans un dosimètre luminescent, une partie des électrons produits lors de l’ionisation sont piégés sur des impuretés du cristal. Lors d’un chauffage ou d'une stimulation optique du dosimètre les électrons sont libérés et émettent de la lumière. Les applications principales de la luminescence sont la mesure des doses sur le patient en radiothérapie, la dosimétrie individuelle et la mesure de la dose dans l’environnement.

• L'émulsion photographique est une méthode dosimétrique basée sur un effet chimique. Son application principale, outre le radiodiagnostic, est l’autoradiographie.

• Dans la calorimétrie, on mesure l’énergie déposée par la radiation transformée en chaleur. La méthode est peu sensible, mais absolue. Elle est utilisée dans les laboratoires nationaux pour l'étalonnage des autres instruments de mesure.

• Le dosimètre individuel mesure l'équivalent de dose en profondeur )10(pH et en

surface )07.0(pH des personnes professionnellement exposées aux radiations.

• Le débitmètre permet d’évaluer le champ de radiation externe. Il indique le débit de dose en profondeur H*(10).

• Le moniteur de contamination de surface permet de mesurer la contamination surfacique. Il indique un taux de comptage qu’on interprète avec les données du certificat de vérification de l’instrument.


10. Exercices 1. L’énergie déposée moyenne par ionisation produite est de 34 eV dans l’air. Calculer la

charge produite par un électron de 10 keV dans une chambre d'ionisation.

2. Dans le cas d’un semi-conducteur, l’énergie déposée moyenne par ionisation produite est de 3.5 eV. Calculer la charge produite par un électron de 10 keV et comparer le résultat avec celui de l’exercice 2.

3. Si l’on admet que la résolution du spectromètre à scintillation est de 8 % (FWHM : largeur à mi-hauteur), peut-on séparer les deux lignes du cobalt-60 (1170 keV et 1330 keV) avec un tel système ?


CHAPITRE • 7

BASES RADIOBIOLOGIQUES

Objectifs du cours • Schématiser la séquence des effets des radiations sur la matière vivante et

discuter les paramètres d'influence. • Différencier les effets déterministes et les effets stochastiques • Evaluer les effets et les risques d'une irradiation dans une situation donnée.

7. Bases radiobiologiques Les effets des radiations sur un organisme sont de natures physique, chimique et biologique (Figure 7.1). Les effets physiques sont le résultat du transfert d’énergie par ionisation ou par excitation et sont instantanés (de l’ordre de 10-15 secondes). Ces effets déclenchent des changements chimiques par modification atomique ou par rupture de liaisons moléculaires, qui aboutissent à l’activation ou à la modification de réactions chimiques. Cette étape dure environ 10-6 secondes. Les changements biochimiques produisent des modifications sur les structures et sur les fonctions vitales qui s’étendent sur une période allant de la seconde à plusieurs années. Dans certain cas, ces modifications peuvent être corrigées par des mécanismes moléculaires ou cellulaires récupérant ainsi les fonctions normales. L’effet des radiations est donc variable et s’échelonne de la réparation fidèle d’une cellule à la mort cellulaire.

Figure 7.1. Séquence des effets des radiations sur la matière vivante Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -87- Edition septembre 2014

Il y a une grande disproportion entre le nombre d’ionisations et d’excitations produites par la radiation et son effet biologique. En effet, une dose de 10 Gy, mortelle en irradiation du corps entier pour l'homme et la plupart des mammifères, correspond à une absorption d'énergie de 10 J par kilogramme de tissu, soit une élévation de température de 2 millièmes de degré seulement, ou 2⋅1018 ionisations. Ainsi, uniquement 2 molécules d’eau sur 107 sont concernées par le processus d’ionisation ! Les effets biologiques de l’irradiation dépendent de (1) l’énergie transmise, (2) le type de radiation, (3) la nature et la radiosensibilité des cellules affectées et (4) leurs conditions physiologiques. 1. Effets cellulaires 1.1. Courbe de survie Les effets biologiques des radiations sont quantifiés en mesurant la mortalité cellulaire en culture. Des expériences d’irradiation de cultures cellulaires ont permis d’établir les premières théories sur les mécanismes d’action des radiations ionisantes et de quantifier les effets néfastes. Aujourd’hui ces effets sont compris au niveau biochimique et expliqués par les mécanismes moléculaires. L’effet du rayonnement, chez les procaryotes (organisme unicellulaire sans noyau), en fonction de la dose absorbée D, suit le modèle exponentiel, c'est-à-dire une droite sur la représentation semi-logarithmique (Figure 7.2.a). Le rapport du nombre de cellules vivantes après l’irradiation (N) sur le nombre initial de cellules (No) exprime la survie cellulaire. La radiosensibilité est fréquemment exprimée par la dose létale moyenne D0, correspondant à la dose pour laquelle la survie est égale à 1/e ≈ 0.37. Cette dose est liée à D50 (dose qui réduit de moitié la proportion de cellules survivantes) par la relation D0=1.44 D50.

nombre d'extrapolation

région initiale (pente faible)

partie terminale(pente~1/D0)

N/No

D (Gy) D (Gy)50 100

0.01

0.1

0.37

1

D0

(a)

1284

0.001

0.01

0.1

1

n

(b)

Dq

N/No

Figure 7.2. Courbes de survie : a) exponentielle, b) avec épaulement

Le modèle sigmoïde avec épaulement (Figure 7.2.b) est valable pour les cellules eucaryotes (organismes pluricellulaires avec le noyau). L’épaulement à faible dose est dû au système de réparation chez les eucaryotes, celui-ci est très efficace et, de nos jours, connu au niveau moléculaire. Ces modèles permettent d’étudier la radiosensibilité des cellules ainsi que l’influence des paramètres physiques, chimiques ou biologiques sur les effets des radiations.


1.2. Radiosensibilité cellulaire intrinsèque La radiosensibilité in vivo présente de grandes variations en fonction du type de cellule (voir Tableau 7.1). En règle générale, les cellules moins différenciées, ayant un taux de renouvellement élevé, sont plus radiosensibles que les cellules différenciées. Parmi les cellules les plus sensibles, on trouve les cellules souches pluripotentes.

Tableau 7.1. Radiosensibilité de divers types de cellules

Radiosensibilité Types de cellules

Très Forte Lymphocytes, érythroblastes, spermatogonies

Forte Myélocytes, cellules de la crypte intestinale, cellules basales de l’épiderme

Intermédiaire Ostéoblastes, spermatocytes, chondroblastes, cellules endothéliales

Faible Spermatozoïdes, granulocytes, érythrocytes, ostéocytes

Très faible Cellules nerveuses et musculaires, fibrocytes

1.3. Paramètres influençant les effets des radiations sur la cellule Outre la grande variabilité de sensibilité intrinsèque des cellules aux radiations, il existe un certain nombre de conditions, internes ou externes à la cellule, qui influencent la sensibilité cellulaire, telles que : température, répartition microscopique du dépôt d'énergie, présence d'oxygène ou autres agents chimiques, cycle cellulaire. 1.3.1 Paramètres physiques Effet de la température Les radiations ionisantes et la température ont un effet synergique, car en plus de l'addition de leurs effets cytotoxiques indépendants, une élévation de température dans la cellule accroît la radiosensibilité de cette dernière. Cela est dû à l’accélération des processus biochimiques qui mènent à une augmentation des radicaux libres et à une réparation erronée. La radiosensibilisation par hyperthermie peut être utilisée pour améliorer le gain thérapeutique en radiothérapie, essentiellement dans le cas des tumeurs localisées. Effet du TEL Le paramètre physique majeur est le transfert d'énergie linéique (TEL) qui présente la densité des interactions le long de trajectoire. Le TEL exprime la perte d'énergie par unité de longueur des particules directement ionisantes. La Figure 7.3 montre les courbes de survie pour une même souche cellulaire lors d'une irradiation aux rayons X (rayonnement de faible TEL) et d'une irradiation aux neutrons (rayonnement de haut TEL). On observe, pour le rayonnement de haut TEL, d'une part une forte augmentation de la sensibilité, d'autre part une réduction de l'épaulement de la courbe, c'est-à-dire de la capacité de réparation cellulaire réduite.


0.1

1

DN

DR

Dose (Gy)

0.01

Neutrons Rayon X

N/No

2 4 7 8 965310

Figure 7.3.Variation de la sensibilité cellulaire avec le TEL

On définit l’efficacité biologique relative (ERB) comme le rapport, à un niveau d’effet donnée, de la dose avec un rayonnement de référence (rayons X) à la dose avec le rayonnement à étudier. L’ERB sert donc à comparer l'effet biologique de deux types de rayonnements.

Dose du rayonnement de référence ˆEBR pour un meme niveau d 'effetDose du rayonnement à l 'étude

=

1.3.2. Paramètres chimiques L’effet biologique dépend de la composition biochimique de la cellule au moment de l’irradiation. Les molécules qui diminuent les effets néfastes s’appellent les radioprotecteurs. Il s’agit des capteurs des radicaux libres, des antioxydants, ainsi que des stimulateurs des enzymes impliquées dans la réparation cellulaire. Les radiosensibilisateurs sont des substances qui augmentent la sensibilité de la cellule, le plus puissant est l’oxygène. La présence d'oxygène dans la cellule lors de l'irradiation modifie la courbe de survie comme le montre la Figure 7.4. On définit le facteur OER (Oxygen Enhancement Ratio) comme le rapport, pour un niveau donné de l'effet, de la dose en milieu anoxique ou hypoxique (DA) à la dose en milieu oxygéné (DE).

1N/No

0.001

0.01

0.1

0 4 8 14 16 18 20121062

Dose (Gy)

DE

N2

O2

DA

Figure 7.4. Influence de la présence d'oxygène sur la survie cellulaire


http://fr.wikipedia.org/wiki/Rayonnement

Les facteurs EBR et OER varient avec le TEL de la radiation. Cette variation est illustrée à la Figure 7.5 pour la survie cellulaire à 1 % d'une population cellulaire donnée.

2

3

1

4

3 10 30 100 300 1000

OER EBR à 1% de survie

TEL (keV/µm)

OE

R o

u E

BR

Figure 7.5. Variation de l'EBR et de l'OER en fonction du TEL

L'EBR, défini comme égal à 1 au faible TEL (rayonnement X de référence), augmente fortement dès un TEL de 10 keV/µm. On observe en outre une saturation au-dessus de 100 keV/µm. Ce mécanisme de saturation correspond à un dépôt d'énergie dans chaque cellule supérieure à l'énergie nécessaire à la mort cellulaire (overkilling). L'OER est relativement élevé au faible TEL; dans ce cas, l'effet de l'irradiation sur la cellule est fortement augmenté par la présence d'oxygène. Au haut TEL, l'effet d'oxygène disparaît (OER = 1); dans ce cas, la cellule touchée reçoit une telle énergie que sa mort intervient de toute façon, avec ou sans oxygène. 1.3.3. Paramètres biologiques La radiosensibilité varie en fonction de la phase du cycle cellulaire. Les cellules hors division, en phase G1 et G2 (Figure 7.6), sont peu radiosensibles car les enzymes non utilisées à la duplication sont entièrement disponibles pour la réparation. A l'opposé, la phase la plus sensible de la cellule est la mitose, au cours de laquelle a lieu la division cellulaire. Les courbes standards de survie traduisent, pour une population de cellules données, une radiosensibilité moyenne pondérée par la durée relative de chaque phase du cycle.

Dose absorbée (Gy)

1

N/No

Début S

Fin S

10-3

10-2

10-1

0 2 4 6 8 10 12 14

G1/G2M

Figure 7.6. Variation de la sensibilité en fonction des phases du cycle cellulaire. M : phase de mitose (division cellulaire)

G1 et G1: phases de synthèse et de croissance; S : phase de synthèse (duplication de l'ADN).


2. Effets sur l’ADN Les molécules cibles dans une cellule sont nombreuses : les petites molécules (les sucres, les lipides, les tARN) et ou les macromolécules (les protéines et l’ADN). Seules les fortes doses affectent un grand nombre de petites molécules qui peuvent alors désorganiser le fonctionnement de la cellule. Par contre, les macromolécules peuvent être modifiées ou endommagées sous l’effet de faibles doses de façon aléatoire. La modification d’une molécule d’ADN affecte non seulement le fonctionnement et la survie de la cellule irradiée, mais peut également être transmise aux générations suivantes. Les cellules eucaryotes ont un système très efficace de réparation des erreurs au niveau de l’ADN. Cette réparation est néanmoins moins efficace en cas de ruptures double brins, fréquentes en cas d’exposition à des radiations ionisantes, qu’en cas de ruptures simple brin ou de modifications d’un seul nucléotide. 2.1. Effets directs L’énergie transmise à la molécule d’ADN peut produire des cassures dans le simple brin ou dans le double brin. Elle agit aussi sur les interactions entre l’ADN et les protéines qui peuvent souvent avoir comme conséquence des aberrations chromosomiques. Les modifications structurelles des molécules d’ADN entraînent l’apparition de défauts dans le codage génétique. Ces défauts sont à l’origine de mutations ou de la mort cellulaire. L’effet initial sur l’ADN est proportionnel à la dose reçue, mais l’expression biologique des ces lésions peut varier en fonction du type de lésion, de la localisation de la lésion, et de la réponse cellulaire induite. Ces lésions primaires peuvent : (1) être réparées sans conséquences, (2) modifier les fonctions vitales de la cellule, (3) arrêter le cycle cellulaire ou (4) aboutir à la mort. Les lésions dans les simples brins consistent en la perte ou la modification d’une base, d’un nucléotide ou d’un pontage entre deux brins (Figure 7.7). Les lésions des doubles brins sont des ruptures complètes de la molécule. Elles conduisent à la perte d’une séquence ou à des aberrations chromosomiques. L’interaction entre les protéines et l’ADN produit des anomalies de fonctionnement, de transcription ou de réplication.

(a) (b)

T-A

G-C

C-G

T*-A

A-T

C-G

C-G

T-ARupture simple chaîne

Rupture double chaîne

liaison hydrogène

Couples de bases

bases paires

Figure 7.7. Les deux types de lésions de l'ADN par action directe des radiations : modification "simple brin" et "double brins".

2.2. Effets indirects La majorité des effets sur l’ADN est indirecte. Ils consistent en l’ionisation de petites molécules et la formation de radicaux libres dont quelques exemples sont présentés dans le Tableau 7.2. L’effet le plus important se produit par la radiolyse de l’eau. Les radicaux libres réagissent fortement avec les molécules d’ADN, notamment en produisant des lésions et des modifications diverses. Inversement, les systèmes cellulaires antioxydant, antiréductant et les enzymes de réparation de l’ADN diminuent ces effets néfastes causés par les radicaux libres. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -92- Edition septembre 2014

Tableau 7.2. Exemples de radicaux libres importants

Le stress oxydatif augmente la radiosensibilité des cellules par surproduction de radicaux libres qui viennent s’ajouter aux molécules ionisées par irradiation. Dans ces conditions, le système de réparation n’est pas assez efficace pour compenser les dégâts sur l’ADN. Les effets de l’oxygène ont été déjà démontrés dans des cultures cellulaires. Les effets abscopaux («bystander») sont les effets provoqués dans les cellules éloignées du site d'irradiation. Dans les cultures cellulaires, on observe des modulations dans l’expression de certains gènes ou des mutations dans les cellules proches des cellules irradiées. Ces effets ne sont toujours pas bien compris. L’explication la plus probable est que ces effets sont induits par le transport intercellulaire des molécules mutagènes ou des enzymes réparateurs d’ADN. 2.3. Types de modification De manière générale, les changements dans la molécule d’ADN provoqués par les radiations ionisantes ne sont pas très différents des effets des autres mutagènes. On retrouve les modifications chimiques des nucléotides, les cassures dans les liaisons d’un seul ou des deux brins, ainsi que les modifications d’interactions intermoléculaires. Les réarrangements chromosomiques, comme les anneaux centriques, les inversions, les translocations et les chromosomes dicentriques, sont cependant extrêmement fréquents suite à une irradiation (Figure 7.8).

Figure 7.8 Les réarrangements chromosomiques suite aux cassures double brin. 2.4. Système de réparation La réparation d’ADN endommagée peut être fidèle ou erronée. En cas de réparation fidèle, la cellule récupère sa structure et sa fonction origine, ceci sans aucune conséquence. La réparation erronée peut aboutir, selon les cas, à la mort cellulaire ou à une altération transmise aux


descendants. Selon le gène touché, cette erreur peut être initiatrice de la cancérogénèse. En cas des cellules germinales, la mutation devient héréditaire et peut aboutir à une maladie génétique. L’efficacité de la réparation dépend du type de modifications moléculaires. Les changements simples d’une base sont régulièrement réparés au cours de la première réplication d’ADN. De même, les modifications d’un seul brin sont réparées de manière fidèle au cours de la première réplication qui suit l’irradiation. Plusieurs facteurs de reconnaissance d’une structure de l’ADN anormale sont identifiés, parmi lesquelles la protéine P53. Les mutations dans le gène P53, qui ne reconnaît pas les défauts structurels de l’ADN et/ou n’active pas son système de réparation, augmentent la radiosensibilité et la prédisposition au cancer. Les réparations des lésions double brin sont plus complexes, plus lentes et moins efficaces, d’où un taux élevé de réarrangements chromosomiques anormaux suite à l’irradiation. La cassure double brins est reconnue par les protéines senseurs grâce à la modification des histones, les protéines qui forment les nucléosomes en interaction avec l’ADN. La reconnaissance de la lésion déclenche l’activation de nombreuses protéines qui forment un complexe (« le foyer »). Ces protéines recrutent des molécules indispensables pour la réparation et activent, entre autres, la protéine P53. L’histone H2AX est activée par phosphorisation de façon rapide sur plusieurs mégabases de chromatine. Cette molécule est considérée comme le témoin de la cassure du double brin. Suite à une irradiation, la phosphorisation du H2AX est proportionnelle à la dose et peut être utilisée en dosimétrie biologique. Le système de réparation de nombreuses lésions et modifications est assez efficace lors des irradiations à faibles doses avec un TEL petit. Toutefois, la capacité de réparation devient saturée pour des doses élevées et/ou avec des irradiations à TEL élevé. Dans ce cas, un grand nombre de lésions produisent la mort cellulaire qui explique le seuil des réactions tissulaires. La capacité de réparation dépend du type de cellule ainsi que de son état fonctionnel. En règle générale, les cellules jeunes et saines ont une capacité de réparation plus élevée. Ceci est la base du fractionnement de la dose en radiothérapie permettant aux tissus sains de se régénérer plus rapidement que la tumeur entre chaque séance d’irradiation. Une radiothérapie classique délivre la dose totale par fraction de 2 Gy, une fraction par jour, 5 jours par semaine, pendant plusieurs semaines. Par ailleurs, les cellules tumorales avec un taux de division élevé sont davantage radiosensibles que les cellules normales. 3. Effets sur l’organisme En fonction de la dose délivrée, les effets des radiations sur l’organisme peuvent être inéluctables (réactions tissulaires, anciennement appelés effets déterministes) ou aléatoires (effets stochastiques). 3.1. Réactions tissulaires (effets déterministes) La grandeur utilisée pour décrire les réactions tissulaires est la dose absorbée (unité Gy). Lorsque la dose absorbée est supérieure à 0,5 Gy, on observe une réduction transitoire, voire permanente, des cellules assurant le fonctionnement de l'organe. Le seuil dépend de la dose absorbée et du type de tissu. En général, les tissus avec un taux de renouvellement élevé et les cellules peu différenciées, sont plus vulnérables qu’un tissu différencié et à faible division cellulaire. Quelques exemples sont donnés dans le Tableau 7.3. La sévérité des réactions tissulaires augmente avec la dose. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -94- Edition septembre 2014

Tableau 7.3. Estimation des seuils pour les effets tissulaires

Tissus et efffets Dose totale reçu lors d’une

exposition unique Dose totale reçue lors

d’expositions prolongées Testicules

Stérilité temporaire 0,15 Gy Non applicable Stérilité permanente 3,5 – 6 Gy Non applicable

Ovaires Stérilité 2.5 – 6 Gy 6 Gy

Cristallin Opacité détectables 0.5 – 2 Gy 5 Gy

Déficience visuelle (Cataracte) 5 Gy >8 Gy Moelle osseuse

Dépression de l’hématopoïèse 0.5 Gy Non applicable Les réactions tissulaires peuvent être précoces ou tardifs. Le plus souvent, les réactions tissulaires apparaissent peu après l’irradiation. Les cellules différenciées endommagées par la radiation sont remplacées grâce aux multiplications et différenciations des cellules souches. L’intervalle entre l’irradiation et l’apparition des effets cliniques dépend donc de la durée de vie des cellules différenciées (sensiblement constante pour un tissu donné), mais également de la proportion de cellules souches partiellement atteintes, qui dépend de la dose. La dose de seuil est celle dont les effets correspondent au pourcentage de cellules mortes dans le tissu concerné, nécessaire pour désorganiser sa fonction. Le seuil est variable selon la radiosensibilité individuelle et il est défini par une seule exposition et dans une période de temps court. En cas d'irradiation aiguë du corps entier à des doses létales, les tissus hématopoïétiques, gastro-intestinaux et ceux du système nerveux central sont endommagés. La Figure 7.9 montre les gammes de dose dans lequel les effets interviennent et le temps séparant l'irradiation et la mort de l'individu (temps de survie). La dose semi-létale (50% de survie sur l’ensemble d’une population) est située pour des individus sains, entre 3 et 5 Gy.

Figure 7.9. Syndromes de l'irradiation aiguë


3.1.1. Effets sur l’hématopoïèse L'irradiation du tissu hématopoïétique conduit à la destruction des cellules souches des lignées cellulaires sanguines. Lors de ce syndrome, deux systèmes très radiosensibles sont atteints : le système lymphatique où sont produits les lymphocytes, conduisant à une diminution rapide et brutale des cellules, et la moelle osseuse où sont produits les globules rouges et les globules blancs, conduisant à une diminution plus lente de ces cellules. On assiste ainsi dans les jours qui suivent l'irradiation à une réduction des populations cellulaires du sang (leucopénie, anémie, réduction des plaquettes), et à une modification de la formule sanguine. Le risque de décès de l'individu par infection devient important. En l’absence de traitement adéquat tel que la greffe de moelle, l’issue est fatale pour le 100% des individus au-delà d’une dose de 5 Gy. 3.1.2. Effets sur le tractus gastro-intestinal L'irradiation du tractus gastro-intestinal conduit à la destruction des cellules basales de la muqueuse intestinale et a pour conséquences la perte de mobilité de l'intestin, l'altération de la sécrétion des enzymes, l'ulcération et l'infection de la muqueuse intestinale. Ceci se manifeste par la douleur gastro-intestinale, la perte d'appétit, les nausées, la diarrhée et les vomissements. L'atteinte du tractus gastro-intestinal, combinée à la destruction du système hématopoïétique, conduisent à la mort de l'individu qui survient suite à la perte considérable des fluides et électrolytes de l'organisme (due à la déshydratation), à la détérioration du système nutritionnel et à l'infection. 3.1.3. Effets sur le système cérébrovasculaire L'irradiation à des doses élevées du système nerveux central conduit à un état de choc, lié à une atteinte de la vascularisation. Après une période d'ataxie, la mort survient dans les heures qui suivent. Aux doses élevées (> 10 Gy), les manifestations pulmonaires (pneumonie actinique) peuvent aussi être responsables de la mort de l'individu. 3.1.4. Irradiation aiguë de la peau La peau est un tissu particulièrement radiosensible à cause de son taux de renouvellement élevé. En outre, c'est le principal tissu concerné en cas d'exposition externe par un rayonnement peu pénétrant, par exemple par la radiation β. Les effets d'une irradiation de la peau en fonction de la dose absorbée, qui apparaissent environ 3 semaines après l'irradiation, sont indiqués dans le Tableau 7.4.

Tableau 7.4 Effets de l'irradiation aiguë de la peau

Dose (Gy) Effets

3-5 Erythème et desquamation sèche

20 Desquamation humide avec formation d’ampoules

50 Nécrose de la peau

En cas d’irradiation répétée, le seuil d’apparition des lésions cutanées est abaissé à chaque nouvelle irradiation. En effet, un faible dépeuplement de la couche basale n’a pas d’effet macroscopiquement observable mais diminue le capital de renouvellement de l’épiderme. Une dose initiale, sans aucune traduction clinique, peut donc abaisser suffisamment le seuil pour qu’une autre dose, quelques mois ou quelques années après, déclenche une nécrose. Ce cas de figure n’est pas exceptionnel en radiologie interventionnelle où des actes peuvent se répéter et où les faisceaux de rayons X irradient toujours le même champ d’entrée. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -96- Edition septembre 2014

3.2. Effets stochastiques Les effets stochastiques (ou aléatoires) sont ceux dont l’apparition des symptômes n’est pas systématique. Pour ces effets, on associe une probabilité de manifestations de conséquences suite à l’irradiation. La quantification du risque des effets stochastiques n’est pas possible au niveau individuel, mais uniquement au niveau d’une population. Il ne peut pas non plus être estimé dans les cultures cellulaires, comme pour les réactions tissulaires. Toutes les estimations de risque et l’amélioration des connaissances sur les impacts sanitaires des radiations ionisantes sont donc basées sur des études épidémiologiques. Les effets stochastiques ont une manifestation tardive. Ils peuvent apparaître plusieurs années ou décennies après l’irradiation des cellules somatiques et même plusieurs générations plus tard en cas de mutations dans les cellules germinales. Cela présente une difficulté supplémentaire pour estimer les risques sanitaires chez l’homme. Par conséquent, la relation entre la dose et l’effet est moins bien établie que pour les fortes doses engendrant des réactions tissulaires. Tous les effets stochastiques sont la conséquence de mutations. La sévérité de ces effets ne dépend pas de la dose reçue, mais uniquement du type de cellule et du gène muté. Cependant, la probabilité de leur incidence varie avec la dose. La courbe de réponse (Figure 7.10) exprime la probabilité de l'effet stochastique en fonction de la dose équivalente (voir chapitre 5).

Figure 7.10. Courbe de réponse pour un effet stochastique et extrapolation du risque vers les faibles de doses.

Selon la CIPR, pour des faibles doses d’irradiation (<100 mSv par an), l’augmentation de l’incidence des effets stochastiques est supposée proportionnelle à la dose. On parle d’un modèle linéaire sans seuil, également appelé modèle LNT (en anglais linear no-threshold model), qui prédit les effets biologiques des radiations ionisantes à long terme. Quel que soit le niveau de dose, le risque est directement proportionnel à la dose. Le facteur de risque (R), qui correspond à la pente de la droite de réponse, exprime l'augmentation de l'incidence de l'effet par


unité de dose. Son unité est le Sv-1. En d’autres termes, la somme de plusieurs petites expositions a le même effet qu'une plus grande exposition. La plupart des expériences radiobiologiques mettent en évidence une relation linéaire entre 20 et 100 mGy. Ces expériences suggèrent même la continuation de cette linéarité jusqu’à 5 mGy (dose aiguë). Même s'il y a débat autour des petites valeurs de dose, le consensus international est le modèle linéaire sans seuil (voir aussi figure 7.11). A dose élevée (voir figure 7.11), on observe soit une réduction de la probabilité des effets stochastiques liée à la destruction des cellules, soit une augmentation associée à des phénomènes inflammatoires causés par des réactions tissulaires. L'extrapolation aux faibles doses (~ 10 mSv) des facteurs de risque obtenus à des doses élevées (~ 1 Sv) est délicate (Figure 7.11). Sur la base des connaissances radiobiologiques, le facteur de réduction à introduire (DDREF : Dose and Dose Rate Reduction Factor) est estimé entre 2 et 10. Par mesure de prudence, la CIPR propose d'utiliser un facteur de réduction de 2 (CIPR-60). Ce facteur de 2 est maintenu dans les nouvelles recommandations CIPR-103. Le rapport du BEIR VII paru en 2005 (BEIR : Biologic Effects of Ionizing Radiation) concernant les études des expositions à faible dose conclut toutefois à un DDREF moyen de 1.5 avec un intervalle de confiance 95% de [1.1 ;2.3].

Figure 7.11 Modèles de risque basés sur les données épidémiologiques des survivants des

bombes atomiques de Hiroshima et Nagasaki. Sur cette base, le risque d'induction de cancer est estimé à 4.1 % Sv-1 pour une population de travailleurs et à 5.5 % Sv-1 pour la population en général. 3.2.1. Types d’effets stochastiques Les principaux effets stochastiques sont l’induction des : (1) cancers chez l'individu irradié, si la mutation est induite dans certains gènes des cellules somatiques, (2) maladies génétiques dans la descendance, si la mutation est induite dans les cellules germinales, (3) maladies cardiovasculaire. L’estimation du risque sanitaire dû exclusivement aux radiations ionisantes est difficile car il est impossible d’isoler les symptômes provoqués par une irradiation de ceux induits par d’autres sources. L’estimation du risque radioinduit se base donc sur l’étude de


l’augmentation de cancers et maladies dans des populations irradiées, comme celles de Hiroshima, Nagasaki et de Tchernobyl.


3.2.1.1. Cancérogénèse Le cancer est une maladie caractérisée par une prolifération cellulaire élevée et incontrôlée au sein d'un tissu normal. Cette prolifération accélérée est toujours le résultat de multiples mutations dans les gènes qui contrôlent le cycle cellulaire. Trois groupes de gènes peuvent être responsables de transformations d’un tissu sain en cancer : a. Les oncogènes codent pour des protéines qui accélèrent la division ou inhibent la mort cellulaire. Ces gènes sont actifs au cours de l’embryogenèse et pendant la croissance d’un organe durant laquelle ils permettent la multiplication de lignées cellulaires. A l’âge adulte ils sont inactifs. Néanmoins, ils peuvent être réactivés par certaines mutations ou réarrangements chromosomiques, parfois provoquées par les radiations ionisantes. Les différences dans les séquences d’ADN des oncogènes expliquent les différentes prédispositions au développent du cancer ainsi que les différences de radiosensibilité. b. Les suppresseurs de tumeur encodent les protéines qui inhibent la division cellulaire ou accélèrent leur mort. Le mécanisme d’inactivation des suppresseurs de tumeur est beaucoup plus souvent la cause de la genèse d’un cancer que les mutations dans l’oncogène. Le gène le plus connu impliqué dans la cancérogenèse est le P53. C’est un facteur de transcription qui stimule la réparation d’ADN et contrôle la mort cellulaire (apoptose). Il répond à l’endommagement de l’ADN et dirige la cellule soit vers la réparation, soit vers la mort. De nombreuses mutations sont connues dans ce gène et le destin de la cellule dépend de leur position. Certaines mutations dans la partie codante diminuent l’efficacité de la protéine dans le contrôle de l’état cellulaire et la division cellulaire est perturbée. Les mutations dans ce gène peuvent aussi induire l’instabilité génétique, également observée suite à une irradiation. c. Les gènes de réparation de l’ADN sont multiples et agissent en générale ensemble pour former un complexe et pour induire un système efficace de correction des mutations. L’analyse cellulaire et moléculaire suite à l’irradiation a relevé la formation d’un foyer (le complexe de molécules) autour de l’endommagement et la caractérisation de nombreuses protéines nécessaires à la réparation de l’ADN. Le nombre de ces foyers est proportionnel à la dose reçue. Cette propriété est utilisée en dosimétrie biologique via la détection d’une molécule de ce complexe (H2AX). En plus d’un système efficace de réparation des modifications moléculaires de l’ADN, l’organisme possède d’autres moyens de protections. Il élimine les cellules cancéreuses par le système immunitaire et réduit l’incidence du développement des maladies. Tous les cancers présentent une altération d’un ou de plusieurs de ces gènes, causant une prolifération tissulaire incontrôlable. Les mutations radioinduites s’ajoutent aux mutations « spontanées ». La localisation et le types de mutation radioinduites sont le résultat du hasard. La probabilité de leur incidence est proportionnelle à la dose. Les conséquences dépendent du type de cellule affecté, de la capacité de l’organisme à réparer la mutation et de reconnaitre les cellules modifiées pour les éliminer grâce au système immunitaire. Les connaissances dans le domaine de la cancérogenèse due à l'exposition aux radiations ionisantes sont limitées pour car d’une part la probabilité d'induction est faible et d’autre part l'incidence naturelle du cancer est élevée et varie d'une population à l'autre. De plus, les études épidémiologiques à disposition sont limitées. Nos connaissances reposent principalement sur le suivi des survivants d’Hiroshima et de Nagasaki, ainsi que sur le suivi des patients ayant bénéficié de traitements de radiothérapie, et le suivi des personnes professionnellement exposées. L’épidémiologie est donc la seule source d’information qui a permis de mettre en Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -100- Edition septembre 2014

http://fr.wikipedia.org/wiki/Maladie

http://fr.wikipedia.org/wiki/Mitose

http://fr.wikipedia.org/wiki/Tissu_biologique

évidence l’incidence, statistiquement significatives, de cancers dans les populations exposées par rapport aux populations non exposées. Les doses pour lesquelles des effets ont été observés sont de l'ordre de 1 Sv et concernent un rayonnement de faible TEL. Il n’y a aujourd’hui aucun doute sur le fait qu’une dose supérieure à 100 mSv peut avoir des conséquences néfastes telles que l’induction d’un cancer. La situation est moins claire dans le domaine des faibles doses (~ 10 mSv) (voir figure 7.11). Les différents organes montrent différentes radiosensibilités ainsi que différents temps de latence. L’augmentation du risque de cancer pour une population exposée est par exemple, plus importante pour les cancers de la moelle osseuse (leucémie), de la thyroïde, du sein et des os. Le temps de latence pour les leucémies est de l'ordre de 5 ans. Après une période estimée à 20 ans, le taux de leucémie dans une population irradiée retrouve sa valeur initiale. Pour les tumeurs solides, le temps de latence est estimé à 15 ans, mais le risque ne revient jamais à sa valeur normale. Notons que les niveaux de risque dépendent aussi de l'âge et du sexe des personnes. La radiosensibilité varie typiquement d’un facteur 2 avec l'âge, les personnes jeunes étant les plus sensibles. La Figure 7.12 montre le risque total ou LAR (life attributable risk) d’incidence de cancer et de mortalité en fonction de l’âge suite à une exposition unique de 0.1 Gy.

Figure 7.12. Risque de mortalité par cancer en fonction de l’âge (Source : BEIR VII). 3.2.1.3. Effets héréditaires L'action des radiations sur les cellules reproductives, de même que sur les cellules somatiques, consiste en mutations ponctuelles et en aberrations chromosomiques. Les aberrations chromosomiques sont généralement éliminées pendant la division cellulaire, et sont par conséquent sans effet sur les générations suivantes. Malgré le système de réparation moléculaire, Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -101- Edition septembre 2014

les mutations ponctuelles échappent parfois à leur correction et sont plus fréquemment transmises aux générations suivantes. Si les modifications dans les séquences d’ADN présentent un désavantage fonctionnel, ces mutations sont éliminées dans les générations suivantes. Néanmoins, les maladies génétiques sont en fait le résultat de mutations dans les cellules reproductives. Le taux de mutations « spontanées » est de l’ordre de 10 d’une génération de cellule à l’autre. Malgré de nombreuses études sur des animaux qui ont montré les effets de l’irradiation sur les gonades, aucune maladie héréditaire après irradiation des gonades chez l’homme n’a pu être mise en évidence à ce jour. Trois types d’études épidémiologiques dont le but est d’estimer le risque d’apparition des maladies génétique chez l’homme, sont possibles : (1) sur les descendants des patients qui ont subi un traitement médical, (2) sur les populations qui habitent dans les régions dont la radiation naturelle est élevée, (3) les populations d’Hiroshima et de Nagasaki. Aucune étude de ce type n’a démontré d’effet néfaste des irradiations sur les générations suivantes. Toutefois, la CIPR définit des facteurs de risque et introduit le concept de la dose de doublement (DD) qui est défini comme la quantité de rayonnements requise pour doubler le taux de mutations spontanées dans une population. Cette valeur estimée à 1Sv n’est pas valable pour les larges délétions ou d’autres modifications importantes du génome, mais uniquement pour les mutations ponctuelles. Le risque génétique de la deuxième génération est d’environ 0.2% par Gy et ce risque ne semble pas augmenter jusqu’à la 10ème génération. 3.3. Autres effets somatiques Mis-à part le cancer, les rayonnements ionisants peuvent provoquer d’autres maladies telles que des maladies cardiaques, des attaques cérébrales, des affections digestives, respiratoires et hématopoïétiques et surtout la cataracte. Les récentes recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) considèrent pour la première fois les affections non cancéreuses (CIPR 103). En effet, le rapport du Biologic Effects of Ionizing Radiation VII I (BEIR) a mis en évidence des associations entre l’irradiation et ces autres effets ; la CIPR recommande de considérer que ces effets fassent l’objet d’un seuil à 100 mSv. 3.4. Exposition prénatale Pendant l’embryogenèse la plupart des cellules sont en phase de réplication et de différenciation. Elles ont donc une radiosensibilité élevée. Des précautions particulières doivent être prises pendant le période prénatale afin de réduire l’irradiation in utero. Les effets embryologiques dépendent du stade de développement: - Avant la nidation (0 -10 jours) l’œuf est soit éliminé soit il se développe normalement (loi

du tout ou rien). - Pendant l’embryogenèse (10 jours à 9 semaines) le risque est maximal en raison de

l’intense organogenèse. Le seuil d’apparition des réactions tissulaires est estimé à 100 mGy.

- Dès 3 semaines après la conception et jusqu'à la naissance, l'exposition aux radiations augmente le taux de cancers chez l'enfant. Le risque est supérieur à celui de la population en général, mais similaire à celui qui existe après une exposition pendant la petite enfance (facteur 2 à 3 selon la figure 7.12).

- Pendant la phase fœtale le risque de migration neuronale anormal persiste et peut aboutir à un retard mental. Le seuil d’apparitions des réactions tissulaires après la 10ème semaine est estimé à 300 mGy.


4. Dosimétrie biologique La dosimétrie biologique est l’application à l’échelle moléculaire et cellulaire des connaissances des effets biologiques. Elle permet, en absence d’information de dosimétrie physique, d’estimer la dose reçue. La dosimétrie biologique est essentielle en cas d’accident et d’exposition à de faibles doses. 4.1. Dosimétrie cytogénétique La dosimétrie cytogénétique est basée sur l’analyse des caryotypes des lymphocytes circulants. Elle s’appuie sur le dénombrement des aberrations chromosomiques radio-induites. La fréquence de ces anormalités est liée : (1) à la nature de la source d’irradiation, (2) à la durée de l’exposition, et (3) au débit de dose. Les aberrations facilement détectables sont les chromosomes dicentriques et les anneaux centriques (Figure 7.13.a). La dose minimale détectable est de l’ordre de 0.1 Gy, pour une irradiation récente et homogène, lorsque l’on observe 500 cellules. Le dénombrement des chromosomes dicentriques est uniquement adapté à une estimation de dose récente due à un accident d’irradiation, car 50% de ces aberrations sont éliminés à chaque mitose.

Figure 7.13 Aberration chromosomique observée dans le lymphocyte suite à une irradiation et utilisée pour la dosimétrie biologique. a) Le caryotype montre les chromosomes dicentriques et les anneaux centriques; b) Le test M-band révèle une inversion dans le chromosome 2. Les aberrations plus subtiles comme les translocations, les inversions ou les petites délétions sont détectables par la méthode de M-Band (« multicolor banding ») qui est largement utilisée en dosimétrie biologique (Figure 7.13.b). Malgré le fait que cette technique soit plus complexe que l’analyse simple de caryotype, elle est très utile dans la dosimétrie tardive, car les aberrations de ce type sont plus stables que les chromosomes dicentriques. 4.2. Dosimétrie moléculaire Les techniques moléculaires développées récemment permettent la quantification directe des modifications de la structure d’ADN, sans passer par la culture cellulaire. Cette méthode peut être utilisée avec des tissus autres que le sang, notamment la peau qui est l’organe le plus exposé aux rayonnements. Les cassures double brin, très fréquentes suite à une irradiation, sont détectées par immunohistochimie en utilisant les anticorps dirigés contre le foyer du système de réparation, un complexe des protéines formé autour de la double cassure d’ADN (Figure 7.14.a). Ces foyers apparaissent quelques minutes après l’irradiation et sont détectables pendant plusieurs heures. Leur nombre est proportionnel à la dose absorbée (7.14.b).


Étant donné que l’efficacité de dosimétrie dépend de facteurs biologiques que nous ne pouvons pas influencer, le choix de la méthode doit être adapté à chaque situation.

Figure 7.14. Les foyers de réparation des cassures double brin (CDR) dans des fibroblastes humaine suite à l’irradiation. A. le marquage par immunofluorescence des noyaux irradiés avec 300 mGy. B. Le nombre des CDRs en fonction de la dose. 5. Risque radiologique 5.1. Notion de détriment Pour les besoins de la radioprotection, la CIPR a introduit la notion de détriment pour identifier et quantifier (lorsque cela est possible) les effets délétères des radiations. La CIPR a limité dans sa publication 60 (1991) la notion de détriment au préjudice sur la santé, excluant ainsi les autres formes de préjudice (social, économique, environnemental, etc). Le détriment est conçu comme une combinaison de la probabilité d’incidence de tous les effets nuisibles des radiations et de la gravité de ces effets. En considération des niveaux de dose mis en cause en radioprotection, les réactions tissulaires ont été exclues par la CIPR dans l’évaluation du détriment. Seuls les effets stochastiques sont pris en compte. Ceci comprend notamment : • la probabilité d’un cancer mortel attribuable aux rayonnements ; • la probabilité pondérée d’un cancer non mortel attribuable aux rayonnements ; • la probabilité pondérée d’effets héréditaires grave et la durée de vie perdue, si le préjudice a

lieu.

Le Tableau 7.5 rassemble toutes les données utilisées pour évaluer le détriment selon les recommandations CIPR 103 de 2007. La démarche consiste à déterminer les contributions relatives des différents organes au détriment total. Ce tableau présente des données pour la population entière.


Tableau 7.5. Résumé des risques nominaux et du détriment pour l’ensemble de la population,

moyennés entre les deux sexes

Tissu

Coefficients de risque nominal (cas

pour 10 000 personnes par Sv)

Létalité

Risque nominal ajusté pour la létalité et la

qualité de vie1

Perte relative de vie sans cancer2

Détriment (par

rapport à la colonne 1)3

Détriment

relatif

Œsophage 15 0.93 15.1 0.87 13.1 0.023 Estomac 79 0.83 77.0 0.88 67.7 0.118 Côlon 65 0.48 49.4 0.97 47.9 0.083 Foie 30 0.95 30.2 0.88 26.6 0.046 Poumon 114 0.89 112.9 0.80 90.3 0.157 Os 7 0.45 5.1 1.00 5.1 0.009 Peau 1000 0.002 4.0 1.00 4.0 0.007 Sein 112 0.29 61.9 1.29 79.8 0.139 Ovaire 11 0.57 8.8 1.12 9.9 0.017 Vessie 43 0.29 23.5 0.71 16.7 0.029 Thyroïde 33 0.07 9.8 1.29 12.7 0.022 Moelle osseuse 42 0.67 37.7 1.63 61.5 0.107 Autres solides 144 0.49 110.2 1.03 113.5 0.198 Gonades* 20 0.80 19.3 1.32 25.4 0.044 TOTAL 1715 565 574 1.000 *effets héréditaires 1 Définie comme R* q + R* (1 - q)* ((1 - qmin) q + qmin), où R est le coefficient de risque nominal, q est la fraction de mortalité, et (1 - qmin) q + qmin est le poids donné aux cancers non mortels. Ici, qmin est le poids minimal pour les cancers non mortels 2 Définie comme la durée de vie moyenne perdue du fait de la maladie par rapport à l’espérance de vie normale, exprimée par rapport à la moyenne pour tous les cancers. 3 Définie comme la multiplication du risque nominal ajusté pour la létalité et la qualité de vie avec la perte relative de vie sans cancer. Les facteurs wT présentés au Tableau 5.4 du chapitre 5 correspondent aux valeurs arrondies des contributions relatives au détriment total présentées dans la dernière colonne du Tableau 7.5. Ces nouveaux facteurs ne sont pas encore intégrés dans l’Ordonnance sur la radioprotection (ORaP) qui est basée sur les recommandations CIPR 60. Le tableau 7.6 montre la comparaison des détriments pour la population entière et pour les adultes de 18 à 64 ans de deux sexes que nous trouvons dans les recommandations CIPR 60 de 1990 et dans les recommandations CIPR 103 de 2007.

Tableau 7.6. Détriment pour le cancer et les effets héréditaires (10-2Sv-1)

Population exposée

Cancer Effets héréditaires Total

CIPR 103 CIPR 60 CIPR 103 CIPR 60 CIPR 103 CIPR 60 Travailleurs

adultes 4.1 4.8 0.1 0.8 4.2 5.6

Population entière

5.5 6.0 0.2 1.3 5.7 7.3


Les différences entre les deux publications de la CIPR sont liées aux méthodes de calcul du risque nominal et du détriment. En particulier, les nouvelles estimations de la publication CIPR 103 reposent sur les données relatives à l’incidence du cancer avec des pondérations pour prendre en compte la mortalité et la dégradation de la qualité de vie. Dans la publication CIRP 60, les risques nominaux sont calculés en s’appuyant sur des données relatives à la mortalité. Concernant les effets héréditaires, l’estimation du risque a été sensiblement révisée par rapport à la Publication CIPR 60. En particulier, les nouveaux coefficients de risque génétique considèrent l’exposition et le risque génétique seulement sur deux générations et non plus sur l’ensemble des générations. 5.2. Notion de dose effective Afin de pouvoir comparer des situations d’irradiation hétérogène qui conduisent à différentes distributions de la dose équivalente dans l’organisme, la CIPR a introduit la notion de dose effective E, appelée également dose efficace, comme la somme pondérée des doses équivalentes HT aux organes et tissus T irradiés.

T TT

E w H= ⋅∑

wT, facteur de pondération pour l’organe ou tissu T, exprime le détriment relatif à cet organe ou tissu, c’est-à-dire la fraction du risque radiologique associée à cet organe ou tissu dans le cas où tous les organes et tissus reçoivent la même dose. Tout comme la dose équivalente, l’unité de la dose effective est le Sievert (Sv). Les valeurs wT sont des valeurs établies pour une population de référence de nombre égal des deux sexes et d’une large gamme d’âges. Ils sont donc applicables dans le cas des travailleurs, de la population entière et de chacun des deux sexes. N.B. La dose effective, conçue pour les besoins de la radioprotection, est liée exclusivement aux

effets stochastiques des radiations. Dans le cas où des réactions tissulaires sont probables, la grandeur dosimétrique d’intérêt est la dose absorbée par la partie du corps qui a été fortement irradiée.

Ouvrages de référence ICRP Publication 103 – Recommandations 2007 de la Commission internationale de protection radiologique. Ed. Tec et Doc, 2009, ISBN : 978-2-7430-1120-8

NAS/NRC. Health risks from exposure to low levels of ionizing radiation: BEIR VII Phase 2. 2006

Personne compétente en radioprotection. Principes de radioprotection –réglementation. Ch Jimonet et H. Métivier. Ed. EDP Sciences, 2009, ISBN: 978-2-7598-0448-1

Radioprotection en milieu médical. Y.-S. Cordoliani et H. Foehrenbach Ed Elsevier Masson 2008, ISBN: 978-2-294-70315-7

P.Galle et R.Paulin. Biophysique :radiobiologie, radiopathologie. Masson 2003, ISBN: 978-2-294-70315-7 Radiobiologie. Radiothérapie et radioprotection. M.Tubiana, Ed Hermann/Médicine, 2008, ISBN: 978-2-7056-6530-2

H. Foehrenbach et Y.-S. Cordoliani (2002) Effets biologiques des rayonnements ionisants. Feuillets de Radiologie 42 : 517-523


6. Résumé • L'absorption d'énergie s'effectue par ionisation et excitation des atomes et

molécules du milieu irradié. • Dans le cas de l'action directe de la radiation, les biomolécules fondamentales

(ADN) sont directement touchées. • Dans le cas de l'action indirecte, la radiation crée des radicaux libres par

interaction avec l'eau de la cellule; ces radicaux diffusent et provoquent des lésions moléculaires au niveau de l'ADN.

• Le résultat final d’une exposition aux radiations dépend toujours de la lésion originale de l’ADN, ainsi que de l’efficacité des mécanismes de réparation.

• La courbe de survie des cellules présente un épaulement lié aux mécanismes de réparation cellulaire.

• Au cours de la mitose, la cellule est particulièrement sensible, alors qu'elle est particulièrement résistante lors de la synthèse.

• La présence d'oxygène augmente la sensibilité cellulaire. • Certaines radiations (neutrons, α) ont une plus grande efficacité biologique que

les rayonnements classiques (rayons X, γ, β); ceci est lié à la répartition microscopique du dépôt d'énergie.

• La sensibilité intrinsèque des cellules est importante pour les cellules à renouvellement rapide, jeunes et peu différenciées. Ceci concerne en particulier les cellules souches des lignées cellulaires.

• Parmi les effets de l'exposition aux radiations, on distingue les effets somatiques, qui concernent l'individu irradié, et les effets héréditaires, se manifestant sur sa descendance.

• Les effets somatiques peuvent être déterministes ou stochastiques : - les effets déterministes sont caractérisés par un seuil en dose et une sévérité

qui augmente avec la dose; ils sont en général immédiats (quelques heures à quelques semaines);

- les effets stochastiques sont caractérisés par une augmentation de leur probabilité d'occurrence avec la dose, sans seuil démontré; ils se manifestent en général longtemps après l'irradiation.

• La dose de seuil des effets déterministes est située à 0,5 Gy. • En cas d'irradiation aiguë du corps entier, la cause principale de la mort et la

durée de survie (DT) sont les suivantes : - 3 à 5 Gy : hématopoïétique;DT = 30 à 60 jours; - 5 à 15 Gy : gastrointestinal et poumons; DT = 10 à 20 jours; - > 50 Gy : système nerveux central; DT = 1 à 5 jours.

• La dose semi-létale est située pour une population d'individus sains, entre 3 et 5 Gy.

• L'irradiation de la peau conduit aux effets suivants : - 3 à 5 Gy : érythème; - 5 à 15 Gy : desquamation humide; - > 50 Gy : nécrose; qui apparaissent environ 3 semaines après l'irradiation.


• Les effets stochastiques sont caractérisés : - par une probabilité de l'incidence de l'effet qui varie avec la dose (courbe de

réponse); - par un temps de latence important; - par l'absence d'un seuil démontré.

• Le facteur de risque de l'induction de cancer est estimé à 4 % Sv-1 pour une population de travailleurs et à 5 % Sv-1 pour la population en général.

• Les effets héréditaires induits par l'irradiation n'ont jamais été mis en évidence chez l'homme. Le facteur de risque, basé sur les expériences animales, est estimé à 1,3 % Sv-1 pour la population en général et à 0.8 Sv-1 pour une population de travailleurs.

• L'irradiation in utero conduit : - dans les 3 premières semaines, à un avortement ou est sans effet; - dès la 3ème semaine et jusqu'à 2 mois (période de l'organogenèse), à des

malformations; le seuil de ces effets est estimé à 0,1 Sv; - dès la 3ème semaine et jusqu'à la naissance, à un risque d'induction de cancer

(facteur de risque : 0,1 à 0,2 Sv-1); - de la 8ème à la 15ème semaine, à une réduction du QI de 30 points par Sv;

l'effet a un seuil estimé à environ 0,1 Sv; - de la 16ème semaine à la 25ème semaine, à une réduction du QI quatre fois plus

faible qu'entre la 8ème et la 15ème semaine • Le détriment est conçu comme une combinaison de la probabilité d’incidence de

tous les effets nuisibles des radiations et de la gravité de ces effets. • Le risque radiologique global est de :

- 6 % par Sv pour les travailleurs; - 7,5 % par Sv pour la population en général.


7. Exercices 1 Indiquer les principales étapes de l’action biologique des radiations.

2. Indiquer les effets déterministes chez un individu recevant une dose au corps entier de 0,1 Gy.

3. Indiquer l'effet d'une dose au corps entier de 10 Gy chez un individu en l'absence de traitement subséquent.

4. On admet qu'un effet (hypothétique) a une probabilité de 10 % par Sv à haute dose. Calculer le nombre d'effets induits dans une population de 7 millions d'habitants (population suisse) recevant en moyenne une dose de 1 mSv, en admettant un DDREF de 5 pour cet effet spécifique.

5. Calculer pour la population suisse le nombre annuel de cancers induits par l'irradiation naturelle dont la dose effective moyenne est estimée à 4 mSv par an.

6. Comparer le résultat de l'exercice 5 au nombre de morts annuels par cancer en Suisse (17'000).

7. Quels effets des radiations sont considérés dans l’évaluation du détriment ?

8. Calculer la dose effective dans la situation suivante :

- dose aux gonades : 2 mSv - dose à la moelle osseuse : 1 mSv - dose à la thyroïde : 5 mSv - dose aux autres organes : 0 mSv.


CHAPITRE • 8

BASES DE LA RADIOPROTECTION

Objectifs du cours • Situer les principes de base de la radioprotection dans un contexte éthique. • Illustrer l'application des principes de base de la radioprotection dans des

situations concrètes. • Expliquer comment les limites de dose ont été définies au niveau international. • Citer les diverses limites de dose individuelle fixées par la législation suisse.

8. Bases de la radioprotection 1. Introduction 1.1. Définition La radioprotection a pour but la protection de l’homme et de sa descendance contre les effets des radiations ionisantes. Ses objectifs sont les suivants :

• prévenir tout effet pathologique déterministe de l’irradiation; • limiter à un niveau acceptable les effets de nature stochastique.

La CIPR-103 propose de distinguer trois situations d’exposition : • situation d’exposition planifiée; il s’agit de la situation normale de planification de

l’introduction d’une source et de son exploitation; • situation d’exposition en cas d’urgence; il s’agit d’une situation inattendue intervenant

dans le courant d’une situation planifiée ou d’un acte délictueux, et dans laquelle une action urgente est requise;

• situation d’exposition pré-existante; il s’agit d’une situation qui existe déjà au moment où une décision de contrôle intervient (exposition naturelle, résidus d’activités antérieures, radon).

En outre, trois catégories d’exposition se distinguent : • exposition professionnelle • exposition du public • exposition médicale; elle comprend l’exposition de l’individu en tant que patient,

l’exposition des proches du patient en tant qu’aides dans les soins ainsi que les personnes exposées dans le cadre d’études biomédicales.

Finalement, il existe deux approches pour fixer les niveaux de protection • approche liée à la source; dans ce cas, on définit une dose individuelle associée à la

source qui ne devrait pas être dépassée. Cette grandeur est appelée « contrainte de dose » et il ne s’agit pas d’une vraie limite légale. Toutefois si cette grandeur est dépassée, une


réflexion doit avoir lieu. Notons que dans le cas de l’application médicale, cette grandeur est appelée « niveau de référence diagnostique » (NRD).

• approche liée à l’individu ; cette approche ne s’applique qu’aux situations d’exposition planifiée. Elle fixe une dose, égale à la somme des doses reçues associées à toutes les sources qui font l’objet d’une réglementation, qui ne doit pas être dépassée. Cette grandeur est appelée « limite de dose individuelle ».

Deux principes de radioprotection sont associés à l’approche liée à la source et s’appliquent à toutes les situations d’exposition :

• justification • optimisation

Un principe est associé à l’approche liée à l’individu et s’applique aux situations d’exposition planifiée, mais cependant pas à la catégorie de l’exposition médicale :

• limitation des doses individuelles

Tableau 8.1 Application des différents principes de radioprotection en fonction des situations, des catégories et des approches (légende : J : principe de justification; O : principe d’optimisation; L : principe de limitation des doses individuelles; NRD : niveau de référence diagnostique).

Professionnels Public Patient

Situ

atio

n d'

expo

siti

on

planifiée

App

roch

e

source

J + O contraintes

J + O contraintes

J + O NRD

individu

L L Pas de limite

urgence

App

roch

e

source

J + O contraintes

J + O contraintes

Ne s’applique pas

individu

Pas de limite Pas de limite Ne s’applique pas

pré-existante

App

roch

e

source

J + O contraintes

J + O Contraintes

Ne s’applique pas

individu

Pas de limite Pas de limite Ne s’applique pas

2. Principe de justification Selon le principe de justification, toute activité faisant intervenir un risque radiologique doit être justifiée, c’est-à-dire qu’il faut que le bénéfice net que la société en retire soit positif. En particulier, les procédures alternatives doivent être analysées et retenues le cas échéant. L’analyse coût-bénéfice est proposée comme technique de démonstration de la justification. Pour une activité mettant en jeu des radiations ionisantes, le bénéfice net (B) d’une opération est la différence entre le bénéfice brut (V) et la somme des trois composantes suivantes : le coût de


production (P), le coût nécessaire pour assurer le niveau de protection choisi (X) et le coût du détriment (Y) :

( )B V P X Y= − + +.

Dans ce genre d’analyse, beaucoup de facteurs importants sont difficilement quantifiables et le choix ne peut se baser sur une arithmétique élémentaire. Au niveau de l’estimation du détriment, la dose collective, somme des doses individuelles des individus irradiés par une pratique, est souvent retenue. Elle s’exprime en personne-Sievert (pers.Sv). L’ICRP met en garde contre l’exploitation de la dose collective sous forme agrégée, c’est-à-dire en additionnant des doses délivrées sur de longues périodes, sur de grands territoires ou sur une large gamme de dose (en particulier sur le cas du calcul du taux de cancers obtenus sur une grande population exposée à de très faibles doses). 3. Principe d’optimisation La mise en évidence des effets stochastiques des radiations et l’hypothèse d’une absence de seuil pour de tels effets conduisent naturellement à l’exigence de l’optimisation. Il s’agit ainsi de maintenir les doses aussi faibles que cela est raisonnablement possible (principe ALARA : As low As Reasonably Achievable). Des méthodes formelles d’optimisation sont proposées : comparaison d’options par la méthode coût-bénéfice, ou par la fonction d’utilité, analyse multicritère, etc. Au stade actuel, ces méthodes n’ont pas apporté des informations nouvelles, cependant, la présentation explicite des options et des critères de choix amène une transparence dans l’analyse des problèmes de sécurité. L’évaluation des divers facteurs de l’analyse en un terme commun a conduit à évaluer le coût monétaire du pers.Sv, somme d’argent que la société est prête à engager pour éviter une telle dose collective. Ce facteur, appelé facteur α, a fait l’objet de controverses aussi bien quant à son principe que quant à sa valeur que l’on situe aux environs de 200'000 francs par pers.Sv. Mais il faut souligner la nature statistique de cette approche. En effet, le choix du paramètre α implique le choix d’un montant d’argent à payer pour sauver, dans un sens strictement statistique, la vie d’un être humain non identifié. 4. Principe de limitation des doses individuelles L’application des principes de justification et d’optimisation discutés ci-dessus pourrait conduire à ce qu’un petit nombre d’individus reçoivent des doses trop élevées. Pour cette raison, il est nécessaire de définir un principe supplémentaire qui est celui de la limitation des doses. Les limites de dose doivent assurer que le risque stochastique est maintenu à un niveau acceptable pour l’individu. En outre, des contraintes complémentaires sont à envisager pour le cas où les limites fixées par le risque stochastique n’assurent pas que les seuils des effets déterministes sont respectés. Dans le cadre de la limitation des doses, on distingue les personnes exposées aux radiations dans l’exercice de leur profession et les individus du public. En outre, l’irradiation des personnes à des fins médicales constitue une situation particulière et sera traitée séparément. Le système de limitation des doses proposé par la Commission internationale de protection radiologique (CIPR, 1990) et qui a inspiré la législation suisse (ORaP, 1994) est présenté ci-après.


5. Système de limitation des doses de la CIPR 5.1. Notion de limite de dose Selon la philosophie de la CIPR, la limite de dose est définie comme la valeur de dose au-dessus de laquelle le risque encouru est inacceptable. En dessous de cette limite, le risque est tolérable. L’application des principes de justification et d’optimisation permet d’atteindre un risque acceptable. En outre une limite est fixée, dans les très faibles doses, au-dessous de laquelle les démarches de justification et d’optimisation ne sont plus à appliquer (dose de minimis). Ces différents domaines et limites de dose sont illustrées à la Figure 8.1. 5.2. Irradiation professionnelle 5.2.1. Limitation pour le risque stochastique

Le problème de la limitation des doses pour les effets stochastiques est complexe. En effet, si l’on admet, par mesure de prudence, l’absence d’un seuil, il n’existe pas d’irradiation sans risque stochastique, aussi faible que soit la dose. Pour résoudre ce problème, la CIPR a étudié le risque lié à une irradiation annuelle régulière à une dose donnée, en admettant 47 ans d’activité (18 à 65 ans). Pour mesurer ce risque, les critères suivants ont été analysés :

• probabilité de décès, durant toute la vie, attribuable à l’irradiation; • années perdues, suite au décès, attribuables à l’irradiation; • réduction de l’espérance de vie (combinaison des deux critères ci-dessus); • distribution annuelle de la probabilité de décès lié à l’irradiation; • augmentation du taux de mortalité en fonction de l’âge, c’est-à-dire probabilité de

décéder dans l’année des suites de l’irradiation, sous condition d’avoir atteint l’âge en question.

En outre le risque de cancer non mortel a été introduit en admettant qu’il représente 20% du risque de cancer mortel. Les effets héréditaires ont été également considérés en admettant qu’ils représentent 20% du risque de décès par cancer pour une population de travailleurs (26% pour l’ensemble de la population).

Limitede dose

Valeur de doseobtenue paroptimisation

Dose de minimis

Dom

aine

d'o

ptim

isat

ion

Domaine de l'inacceptable

Domaine du tolérable

Domaine de l'acceptable

Domaine du négligeable

Figure 8.1. Les différents domaines et limites de dose définis selon la philosophie de la CIPR


Le calcul de ces indicateurs a été effectué sur la base d’un modèle multiplicatif du risque pour des doses annuelles de 10 mSv, 20 mSv, 30 mSv et 50 mSv, correspondant à une dose de carrière (lifetime dose) de 0,5 Sv, 1,0 Sv, 1,4 Sv et 2,4 Sv. Les résultats obtenus sont présentés au Tableau 8.2. A la Figure 8.2, la probabilité annuelle des décès est reportée en fonction de l’âge pour différentes valeurs de la dose annuelle. Le calcul est effectué pour une population de femmes; le résultat est équivalent pour une population d’hommes. On observe que selon le modèle multiplicatif, le maximum des décès se situe à 78 ans lors que pour le modèle additif, il se situe à 68 ans. Sur la base de ces données, la valeur annuelle limite de dose effective a été choisie pour que le risque à cette dose soit à la limite du tolérable. La valeur de 20 mSv/an a été retenue. Pour assurer une certaine flexibilité à l’application des limites, il a été admis que durant une année, et avec l’accord de l’autorité de surveillance, la dose d’un travailleur puisse aller jusqu’à 50 mSv, pour autant que la valeur moyenne sur 5 ans ne dépasse pas 20 mSv/an.

Tableau 8.2. Critères pour évaluer le détriment lié à l’irradiation d’une population de travailleurs

Dose effective annuelle (mSv) 10 20 30 50

Dose carrière (Sv) 0.5 1.0 1.4 2.4

Probabilité de décès lié à l’irradiation (%) 1.8 3.6 5.3 8.6

Contribution des cancers non mortels (%) 0.4 0.7 1.1 1.7

Contribution des effets héréditaires (%) 0.4 0.7 1.1 1.7

Détriment global (%) 2.5 5.0 7.5 12

Nombre moyen d’années perdues suite à un décès lié à l’irradiation 13 13 13 13

Perte moyenne de l’espérance de vie à 18 ans (années) 0.2 0.5 0.7 1.1

Age (année)

Pro

babi

lité

de d

écès

par

ann

ée

50 10000

1.10-3

2.10-3

3.10-3

10

30

20

50

modèle multiplicatif (dose annuelle indiquée)modèle additif (dose annuelle: 50mSv)

Figure 8.2. Probabilité non conditionnelle de décès pour une exposition entre 18 et 65 ans à une dose annuelle donnée


Dans le cas des femmes enceintes, la protection du fœtus, considéré comme un individu du public, n’est pas garantie par la protection de la mère professionnellement exposée aux radiations. Pour la période avant la déclaration de la grossesse, on considère que la protection de la mère garantit celle du fœtus. Pour assurer la protection du fœtus à partir du moment où la grossesse est déclarée, les limites de 2 mSv à la surface de l’abdomen de la mère et de 1 mSv à la mère en cas d’incorporation sont fixées pour toute la durée de la grossesse. Pour les personnes âgées de 16 à 18 ans et professionnellement exposées aux radiations, la limite de dose est fixée à 5 mSv/an. 5.2.2. Limitation pour le risque déterministe

Pour tous les organes, à l’exception de la peau et de la surface des os, la limite de dose pour les effets stochastiques, en cas d’irradiation de ce seul organe, est inférieure au seuil déterministe de 0,5 Sv. En outre, l’irradiation de la surface des os n’est pas associée à un risque déterministe. Les extrémités et le cristallin ne sont quant à eux pas susceptibles de conduire à des effets stochastiques; ainsi une limitation pour les effets déterministes est dans ce cas nécessaire. Les limites supplémentaires nécessaires pour garantir, aux côtés des limites fixées pour les effets stochastiques, la non-apparition des effets déterministes, sont les suivantes : Hcristallin < 0,15 Sv/an Hpeau < 0,5 Sv/an (moyenne sur 1 cm²) Hextrémités < 0,5 Sv/an. 5.3. Irradiation de la population en général La population en général est soumise à l’exposition aux irradiations provenant des sources suivantes :

• exposition externe pour les personnes du public présentes dans les environs immédiats de sources radioactives ou de générateurs de radiations (installations radiologiques médicales, entreprises industrielles);

• rejets radioactifs d’installations médicales ou industrielles (hôpitaux, centrales nucléaires);

• objets de consommation ou dispositifs de contrôle contenant des sources radioactives (montres, détecteurs d’incendie, etc);

• situations particulières impliquant une augmentation artificielle de l’irradiation naturelle (vol en altitude, galeries de mines, etc).

C’est pour ces situations que sont prévues les limitations de dose pour les individus du public. 5.3.1. Limitation pour le risque stochastique

La démarche pour le choix de la limite est la même que dans le cas des professionnels. Au Tableau 8.3, le détriment lié à un niveau d’irradiation continu à partir de la naissance est donné.


Tableau 8.3. Détriment lié à une irradiation continue dès la naissance pour la population

Dose effective annuelle (mSv)

Probabilité (10-2)

Cancer mortel Cancer non mortel Effet héréditaire Détriment global

5 2.0 0.40 0.53 2.93

3 1.1 0.22 0.29 1.61

2 0.8 0.16 0.21 1.17

1 0.4 0.08 0.11 0.59

0.5 0.2 0.04 0.05 0.29

A la Figure 8.3, la probabilité de décès annuel en fonction de l’âge est indiquée, en admettant une irradiation régulière, pendant toute la vie, à une dose donnée. Sur cette base, la valeur de 1 mSv/an a été choisie, correspondant à la limite du tolérable.

Age (année)

Prob

abilit

é de

déc

ès p

ar a

nnée

50 10000

200

400

600

1

3

2

5 mSv/an(x10-6)

âge (ans)

Figure 8.3. Probabilité de décès pour une exposition depuis la naissance sur toute la durée de la vie à une dose effective annuelle donnée (modèle multiplicatif)

5.3.2. Limitation pour le risque déterministe

La limitation pour le risque stochastique assure, dans le cas de la population, la non-apparition des effets déterministes. 5.4. Irradiation médicale Les deux premiers principes de la radioprotection (justification des activités impliquant l’emploi des radiations ionisantes, optimisation de la radioprotection) trouvent leur pleine application dans le domaine médical; par contre, la fixation d’une limite pour les doses individuelles n’est pas envisageable. En effet, la personne subissant l’examen est la bénéficiaire directe de l’application et le risque encouru doit alors être comparé à l’avantage tiré de l’examen. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -117- Edition septembre 2014

L’analyse de ce calcul coût-bénéfice est entre les mains du médecin : c’est l’indication de l’examen. Le matériel et la technique utilisés doivent assurer que la dose est aussi petite que possible pour le but diagnostic fixé : c’est l’exigence d’optimisation. 6. Concept de contrainte de dose Les contraintes de dose sont fixées dans le cadre de la planification d’une activité ou d’une intervention. Elles déterminent le niveau de dose individuelle résultant au-dessus duquel la situation est jugée inacceptable. L’optimisation s’applique en dessous de ces niveaux pour réduire les doses aussi bas que cela est raisonnablement possible. Les contraintes sont fixées par l’exploitant pour les grandes entreprises ou par l’autorité réglementaire pour les petites entreprises. Dans les recommandations de l’ICRP-103, des bandes de valeur sont indiquées pour les contraintes en dose effective par an et peuvent se résumer comme suit :

• pas de contrainte : pour sauver des vies humaines ou éviter des catastrophes; • 20 à 100 mSv : grand bénéfice individuel (exemple : examen médical); • 1 à 20 mSv : bénéfice individuel indirect (exemple : exposition professionnelle); • < 1 mSv : bénéfice individuel nul, mais bénéfice social (exemple : exposition du

public par les rejets des entreprises). N.B. Le système de radioprotection en vigueur en Suisse se base essentiellement sur les trois

principes, i.e. justification, optimisation et limitation des doses individuelles, introduits dans les recommandations CIPR-60 publiées en 1991. Dans ces nouvelles recommandations de 2007 (CIPR-103), la commission met plus l’accent sur le concept de contrainte de dose afin de mieux protéger l’individu. Alors que la limite de dose est multisource, la contrainte se fixe au niveau d’une source unique.


7. Résumé • Les objectifs de la radioprotection sont de prévenir les effets déterministes et de

limiter à un niveau acceptable les effets stochastiques. • Les principes de la radioprotection sont :

- la justification des activités utilisant les radiations; - l’optimisation des mesures de protection; - la limitation des doses individuelles.

• Les limites de dose sont :

Professionnels - dose effective

en situation normale 20 mSv/an en situation exceptionnelle 50 mSv/an (avec l’accord de l’autorité de surveillance)

- dose équivalente au cristallin 150 mSv/an - dose équivalente à la peau 500 mSv/an - dose équivalente aux extrémités 500 mSv/an

Cas particuliers - entre 16 et 18 ans 5 mSv/an - femmes enceintes

à l’abdomen 2 mSv par incorporation 1 mSv

Public

- dose effective 1 mSv/an

Irradiation médicale pas de limite


8. Exercices 1. Expliquer et illustrer les principes de la radioprotection.

2. Expliquer la démarche suivie dans la limitation des doses individuelles pour les professionnels.

4. Estimer la différence de probabilité de décès entre un individu du public (sans irradiation professionnelle) et un travailleur recevant dès 18 ans une dose annuelle de 10 mSv.

5. Démontrer que l’irradiation de la thyroïde (à l’exception de tout autre organe) jusqu’à la limite de la dose effective n’induit pas d’effet déterministe.


CHAPITRE • 9

IRRADIATION DE LA POPULATION

Objectifs du cours • Inventorier les différentes sources d’irradiation de la population suisse et les

doses correspondantes. • Discuter les ordres de grandeur des doses reçues par la population par rapport

aux limites légales. 9. Irradiation de la population 1. Les sources d’irradiation de la population 1.1. Irradiations naturelles 1.1.1. Rayonnement cosmique

Le rayonnement cosmique, d’origine galactique ou solaire, est composé de particules chargées, principalement des protons, mais aussi des particules α et des noyaux plus lourds. Ces particules hautement énergétiques (énergie moyenne de 10 GeV) interagissent avec les noyaux des atomes de l’atmosphère par spallation et produisent des particules secondaires qui initient d’autres réactions en cascade, aboutissant à la présence d’une variété de particules : protons, neutrons, pions, kaons, muons, électrons, neutrinos et photons. La composition des rayons cosmiques (en particulier le rapport des particules directement ionisantes aux neutrons), leur énergie et leur intensité dépendent fortement de l’altitude. L’intensité des rayons cosmiques dépend à un degré moindre d’autres facteurs tels que la latitude géographique (à cause de l’influence du champ magnétique terrestre) et l’activité solaire. La Figure 9.1 présente la variation de la dose due aux rayons cosmiques en fonction de l’altitude et indique à quel point la dose est réduite aux basses énergies ce qui montre que l’atmosphère joue le rôle de blindage contre ces rayons. Le Tableau 9.1donne quelques valeurs de dose due aux rayons cosmiques selon l’UNSCEAR 2000, ainsi que la variation et la valeur moyenne suisse qui est proche de la moyenne mondiale.

Tableau 9.1 Valeurs typiques de dose due aux rayons cosmiques

Situation Altitude (m)

Dose effective annuelle (mSv)

Radiations directement ionisantes

Neutrons Total

Niveau de la mer 0 0.27 0.05 0.32

Moyenne suisse - 0.25 0.10 0.35

Suisse 2000 0.47 0.33 0.80

Moyenne mondiale - 0.28 0.10 0.38


Altitude (km)

10

0.01

0.001

0.1

1

100

1000

Dos

e éq

uiva

lent

e an

nuel

le (m

Sv/a

nnée

)

0 5 10 15 20 25 30 35

Total

NeutronsElectronsProtons

Muons

Pions

Figure 9.1. Dose équivalente due aux rayons cosmiques en fonction de l’altitude A bord d’un avion, la dose reçue due au rayonnement cosmique est donc plus importante qu’au niveau du sol. Pour un vol Genève - New-York, à une altitude de croisière entre 9000 et 11000 m, la dose supplémentaire est de l’ordre de 0.04 mSv par vol. Ainsi, pour le personnel navigant et certains passagers prenant fréquemment l’avion, la dose annuelle supplémentaire atteint en moyenne 3 à 4 mSv par an. La moitié de la dose est imputable aux neutrons à bord d’avions long courrier. (consulter le site internet http://www.sievert-system.org). Outre l’exposition externe, les rayons cosmiques produisent une série de radionucléides dans l’atmosphère conduisant à une irradiation interne essentiellement par ingestion. Le principal radioélément est le carbone-14 avec une dose effective annuelle de 12 µSv. L’hélium-3, le bérillium-7 et le sodium-22 donnent des doses négligeables. 1.1.2. Rayonnement terrestre

La radioactivité naturelle du sol provient de son contenu en potassium-40 ainsi qu’aux produits de filiation de l’uranium et du thorium. Leur concentration varie d’une région à l’autre et est de quelques centaines de Bq/kg pour le potassium-40 et de quelques dizaines de Bq/kg pour les produits de filiation de l’uranium et du thorium. La dose effective due aux rayons γ à l’intérieur d’une habitation est en moyenne 1,5 fois plus grande qu’à l’air libre. Selon l’UNSCEAR 2000, la dose effective moyenne mondiale est de 0,5 mSv/an. 1.1.3. Rayonnement propre

Le potassium-40 se trouve en quantité relativement importante dans les plantes et dans l’alimentation. Sa concentration est de l’ordre de 100 Bq/kg pour les céréales (matière sèche) et de 30 à 60 Bq/l de lait. A l’équilibre, le corps humain contient 3000 à 6000 Bq de potassium-40. D’autres radioéléments, tels que le plomb-210, le bismuth-210 et le polonium-210 se trouvent Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -122- Edition septembre 2014

aussi présents, mais en quantité beaucoup plus faible, dans l’organisme. La dose effective due à l’irradiation par ces radioéléments varie entre 0,2 et 0,5 mSv en Suisse, avec comme valeur moyenne 0,38 mSv. La valeur moyenne mondiale de la dose engagée selon l’UNSCEAR 2000 est de 0,3 mSv dont près de 60% est due au potassium-40. 1.1.4. Radon

Le radon-222 est formé dans le sol lors de la désintégration du radium-226, produit de filiation de l’uranium-238. La période du radon-222 est de 3,8 jours. Ce gaz produit dans le sol est en partie libéré de sa matrice solide et diffuse jusqu’à l’air libre où il est fortement dilué. Si le sous-sol d’une maison n’est pas étanche, il peut pénétrer dans l’air des locaux où sa concentration peut être élevée à cause de la faible dilution. Le taux de radon dans une habitation va dépendre ainsi de la concentration du sol en radium-226, de la perméabilité du sol et de la construction de la maison. Le radon-222 présent dans l’air se désintègre et donne lieu à une chaîne de filiation contenant le polonium-218, plomb-214, bismuth-214, polonium-214, radioéléments de courte période. Ces éléments n’étant pas gazeux, ils sont adsorbés à la surface des parois ou des meubles ou se fixent à des aérosols présents dans l’air. Lors de la respiration, ces aérosols sont déposés sur la surface des bronches ou des poumons. La poursuite de la chaîne de désintégration conduit à une irradiation des cellules basales du parenchyme pulmonaire par le rayonnement α. Les concentrations dans les locaux habités sont très variables, allant de quelques Bq/m³ à plusieurs milliers de Bq/m³. Le Tableau 9.2 donne des valeurs typiques de concentration de radon.

Tableau 9.2. Concentrations typiques de radon (Bq/m³)

Pays Année de l’enquête

Moyenne arithmétique

Valeur maximale

Etats-Unis 1996 46 -

Japon 1996 16 310

Suède 1996 108 85’000

Suisse 2003 75 10’000

Moyenne mondiale 1996 40 1’200

La moyenne en Suisse de 75 Bq/m³ conduit à une dose effective moyenne de 1,8 mSv/an : c’est la contribution la plus importante de l’irradiation de la population. Dans l’ORaP, une limite de 1000 Bq/m³ a été fixée, à partir de laquelle un assainissement des locaux de séjour est obligatoire. Pour les nouvelles constructions, la valeur directrice applicable est de 400 Bq/m³. L’irradiation du radon a été classée ici dans les irradiations naturelles. Cette manière de procéder n’est pas généralement acceptée et certains la considèrent comme artificielle, car due au type d’habitat.


1.2. Irradiations artificielles 1.2.1. Irradiations professionnelles

En Suisse, les irradiations professionnelles font l’objet d’une surveillance constante de la part de la Commission fédérale de radioprotection qui publie chaque année un rapport à ce sujet. Les doses dues à l’irradiation professionnelle sont présentées dans la figure la Figure 9.2. A la Figure 9.3 sont représentés le nombre de personnes contrôlées et les doses collectives (somme des doses individuelles) pour les quatre secteurs d’activité : médecine, recherche, centrales nucléaires, industrie et services publics. Le secteur médical est caractérisé par un grand nombre de personnes surveillées et une dose collective relativement faible, alors que la situation est inversée dans le domaine des centrales nucléaires. Les contributions des irradiations partielles et des incorporations sont relativement moins importantes que celles de l’exposition externe données ci-dessous.

1

100000

10000

1000

100

10

mSv

nom

bre

de p

erso

nnes

0-2 2-4 4-6 6-8 10-12 12-14 14-16 16-18 18-20 >20

Figure 9.2. Nombre de personnes professionnellement exposées aux radiations en 2002 en Suisse et doses collectives

Université/rechercheMédecine Centrales

nucléaires Industrie

0

5000

10000

15000

20000

25000

30000

35000

40000

45000

50000

0

0.5

1

1.5

2

2.5

3

3.5

Nom

bre

de p

erso

nnes

Dos

e co

llect

ive

en p

erso

nne

SVNombre de personnesDose collective


Figure 9.3. Nombre de personnes professionnellement exposées aux radiations en 2002 en Suisse et doses collectives

1.2.2. Irradiations médicales

La répartition des doses sur l’organisme dans le cas des applications médicales est très hétérogène. En outre, les doses varient énormément d’une personne à l’autre et sont aussi fonction de la classe d’âge et du sexe. Une enquête à l’échelle mondiale (UNSCEAR 2000) a permis d’évaluer les doses reçues par la population dans le cadre des applications médicales. Dans l’analyse des résultats de cette enquête, les pays ont été regroupés en quatre niveaux sanitaires qui diffèrent sensiblement tant dans la fréquence des procédures radiologiques que dans les doses reçues, comme le montrent le Tableau 9.3 et le Tableau 9.4. La Suisse, tout comme les pays européens et les Etats-Unis, appartient au niveau sanitaire I. La classe II, qui représente plus de la moitié de la population mondiale, se compose essentiellement de la Chine et de l’Inde. Le continent africain est le principal représentant des niveaux III et IV.

Tableau 9.3. Fréquence des procédures radiologiques entre 1991 et 1996 (selon UNSCEAR 2000) (Nombre d’examens par année et par 1000 habitants)

Niveau Sanitaire

Population (million)

Diagnostic Thérapie

Diagnostic Au rayon X

Diagnostic Dentaire

Médecine nucléaire

Faisceaux externes et

curiethérapie

Thérapie métabolique

I 1530 920 310 19 1.7 0.2

II 3070 150 14 1.1 0.7 0.04

III 640 20 0.2

0.3 0.5 0.02

IV 565 0.02 0.07 0.0004

Monde 5800 330 90 5.6 0.9 0.065

Tableau 9.4. Dose effective annuelle par habitant en mSv (selon UNSCEAR 2000)

Niveau Sanitaire

Diagnostic Total

Diagnostic Aux rayon X

Diagnostic dentaire

Médecine Nucléaire

I 1.2 0.01 0.08 1.3

II 0.14 0.001 0.008 0.15

III 0.02 <0.0001

0.006 0.03

IV 0.0003 0.02

Monde 0.40 0.002 0.03 0.4


En suisse, une enquête a été effectuée en 1998 pour déterminer les doses reçues par la population dans le cadre des applications en radiodiagnostic. Les résultats globaux de cette enquête sont les suivants :

• dose moyenne à la population : 1,0 mSv/an • dose corrigée par l’âge* : 0,6 mSv/an.

*Cette correction admet globalement une sensibilité deux fois plus élevée pour les enfants (< 15 ans) et deux fois moins élevée pour les personnes âgées (> 60 ans).

Les doses varient largement en fonction de la nature de l’examen (voir Figure 9.4). De même, la répartition de la fréquence des 9.5 millions d’examens réalisés annuellement en Suisse varie sensiblement. Ceci est illustré à la Figure 9.5.

Dose effective Examen typique

100 mSv

10 mSv

1 mSv

100 µSv

10 µSv

1 µSv

0.1 µSv

Expositionannuelle

Expositionjournalière

Radiographie du doigt

Radiographie d'une dent

Bitewing

Radiographie du thorax

Mammographie

Radiographie de la col. cervicale

radiographie de l'abdomenLavement barytéUréthrographie

TIPSEmbolisation thoraciqueCT du foie

Figure 9.4. Dose par examen radiologique


Figure 9.5 Répartition de la fréquence des examens et de leur contribution à la dose moyenne 1.2.3. Irradiations par d’autres sources artificielles

La population est en outre soumise aux sources d’irradiation suivantes : • rejets radioactifs dans l’environnement provenant des entreprises (hôpitaux, centrales

nucléaires, entreprises industrielles) utilisant des radiations ionisantes; les limites de rejet sont fixées de façon très stricte; ainsi la dose reçue par la personne la plus exposée aux environs d’une centrale nucléaire ne doit pas dépasser 0,2 mSv par an; les rejets sont en règle générale encore 100 fois plus faibles que les limites fixées.

• exposition externe dans les entreprises ou lieux publics (hôpitaux) où sont manipulées des installations génératrices de radiations ionisantes ou des sources radioactives scellées; les blindages des locaux sont dimensionnés de manière à réduire cette contribution à 1 mSv par an au maximum pour un taux d’occupation de 100 %.

• contamination des aliments; les valeurs limites et de tolérance pour les radionucléides dans les denrées alimentaires sont publiées dans l’ordonnance sur les substances étrangères et les composantes (voir Tableau 9.5); la valeur limite est la concentration maximale au-delà de laquelle la denrée alimentaire est jugée impropre à l’alimentation humaine; la valeur de tolérance est la concentration maximale au-delà de laquelle la denrée alimentaire est considérée comme diminuée dans sa valeur intrinsèque; les résidus des retombées des essais nucléaires et de l’accident de Tchernobyl ne représentent plus qu’une contribution négligeable à l’irradiation de la population en Suisse.

• contributions diverses; il s’agit des contributions mineures dues au tabagisme, aux vols en altitude, aux petites sources utilisées dans les produits de consommation (montres); l’irradiation est difficile à chiffrer, mais est inférieure en moyenne à 0,1 mSv/an.

Tableau 9.5. Valeurs limites et de tolérance, ainsi que les valeurs mesurées en Suisse en 2003, pour le Sr-90 et le Cs-137 dans les denrées alimentaires.

Radionucléide Denrée alimentaire

Valeur limite

[Bq/kg]

Valeur de tolérance [Bq/kg]

Valeur médiane en Suisse en

2005 [Bq/kg]

Valeur maximale en Suisse en

2005 [Bq/kg]

nombre annuel d'examens

Dosecollective

7100 Sv

9.5 M d'examensGraphie

Dentaire

Tomodensitométrie

Mammographie

Graphie et scopie

Angiographie

Interventionnel

MinéralométrieTomographieconventionelle


Sr-90 Lait 125 1 0.05 0.77

Sr-90 Céréales 750 1 0.4 -

Cs-137 Lait 1000 10 < 1 25

Cs-137 Champignons 1250 600 200 2000

2. Doses reçues par la population en Suisse La surveillance de la radioactivité est assurée en Suisse par l’Office fédéral de la santé publique (section de la surveillance de la radioactivité). Chaque année, un rapport présentant la situation d’irradiation de la population est présenté. Le résumé en est donné au Tableau 9.6 et à la Figure 9.6.

Tableau 9.6. Sources d’irradiation de la population suisse

Source Dose effective Moyenne (mSv/an)

Naturelle Rayonnement cosmique Rayonnement terrestre Rayonnement propre Radon et produits de filiation Somme des irradiations naturelles

0.38 0.35 0.34 1.60 ~2.7

Artificielle Applications médicales Irradiations par d’autre sources (retombées des essais nucléaires, installations nucléaires, industrie et hôpitaux, petites sources) Irradiations professionnelles Somme des irradiations artificielles

1.00

0.20 0.003 ~1.20

Dose effective totale ~3.9


Médecine1 mSv/an

(26%)

Divers0.2 mSv/an

(5%)

Radon1.6 mSv/an

(41%)

Interne0.34 mSv/an

(9%)

Cosmique0.38 mSv/an

(10%)

Terrestre0.35 mSv/an

(9%)

Figure 9.6. Répartition de l’irradiation de la population suisse en fonction des sources


3. Résumé • Les contributions de l’irradiation naturelle sont les suivantes :

- rayonnement cosmique : 0,38 mSv - rayonnement terrestre : 0, 35 mSv - rayonnement propre : 0,34 mSv.

• Le radon est la principale source d’irradiation de la population suisse; la dose effective moyenne est estimée en Suisse à 1,6 mSv/an.

• Le nombre de personnes professionnellement exposées aux radiations en Suisse est d’environ 50'000 et la dose effective collective totale de l’ordre de 10 pers.Sv.

• L’application médicale constitue la source d’irradiation artificielle de la population la plus importante (~ 1 mSv/an).

• La dose effective moyenne totale de la population suisse est estimée à 4,0 mSv/an.


4. Exercices 1. Quelles sont les diverses composantes de l’irradiation naturelle et quelle est la plus

importante en Suisse ?

2. Quels facteurs déterminent la dose due au rayonnement cosmique ?

3. Quelle est la concentration de radon admise dans une habitation en Suisse ?

4. A combien s’élève le nombre de travailleurs faisant l’objet d’une surveillance dosimétrique en Suisse ?

5. Quel est le secteur d’activité qui conduit à la dose collective la plus élevée en Suisse ?

6. Dans un pays technologiquement avancé, quelle est la fréquence des procédures radiologiques médicales (diagnostiques et thérapeutiques) et quelle est la dose délivrée par habitant à la population par l’ensemble de ces procédures ?


CHAPITRE • 10

RADIOPROTECTION OPERATIONNELLE

Objectifs du cours • Citer les limites secondaires et les valeurs directrices • Décrire les méthodes de protection contre l’exposition externe. • Décrire les méthodes de protection contre l’exposition interne. • Avoir les bases nécessaires pour préparer la décontamination du matériel. • Etre à même de gérer les sources et les déchets radioactifs. • Etre informé des problèmes liés au transport des substances radioactives. • Utiliser l’annexe 3 de l’OraP dans des situations particulières.

10. Radioprotection opérationnelle 1. Limites secondaires et valeurs directrices 1.1.1. Introduction

Les grandeurs limitées primaires (celles sur lesquelles s’applique une limite fixée dans l’ordonnance [1]) sont des doses équivalentes aux organes HT, particulièrement au cristallin, à la peau et aux extrémités, ainsi que la dose effective (ou dose efficace) E. Comme il n’est pas possible de mesurer directement les doses équivalentes aux organes, ni la dose effective, on a défini les grandeurs limitées secondaires, appelées grandeurs opérationnelles.

• Pour la dosimétrie d’ambiance, il s’agit de l’équivalent de dose ambiant H*(10) et l’équivalent de dose directionnel H’(0.07).

• Pour la dosimétrie individuelle, la dose individuelle en profondeur Hp(10) et la dose individuelle en surface Hp(0.07) sont utilisées dans le cas d’une exposition externe, et la dose effective engagée E50 dans le cas d’une exposition interne. Toutes ces grandeurs ont été décrites en détail au chapitre 5.

De plus, pour les besoins de la radioprotection, deux limites secondaires d’activité et deux valeurs directrices ont été établies, à savoir :

• la limite d’exemption, LE • la limite d’autorisation, LA • la valeur directrice de la contamination de l’air, CA • la valeur directrice de la contamination des surfaces, CS.

Ci-dessous nous présentons le rôle de ces grandeurs et la manière dont elles sont calculées à partir des grandeurs d’appréciation.


1.1.2. Limite d’exemption – LE

La limite d’exemption s’applique à l’activité spécifique des solides et des liquides. En dessous de la limite d’exemption, l’ordonnance n’est plus applicable. Les situations suivantes font exception :

• contamination de l’eau; les quantités ingérées peuvent être importantes; la limite d’activité spécifique est fixée à un centième de LE;

• objets usuels; la limite d’activité spécifique est fixée au centième de LE; • denrées alimentaires; des limites particulières sont fixées dans l’Ordonnance sur les

substances étrangères et les composants des denrées alimentaires. Des calculs ont été effectués en se basant sur différents modèles en tenant compte des voies suivantes d’exposition :

• exposition externe du corps entier; en considérant que l’environnement entier est contaminé au niveau LE/1000;

• exposition de la peau en contact avec les substances; en considérant une dilution d’un facteur 1000 et une contamination de surface correspondant à l’activité contenue dans une épaisseur massique de 1 g.cm-2;

• inhalation de la substance; en considérant une dilution d’un facteur 1000 et une contamination sous forme de poussière correspondant à la limite MAC9 pour les travailleurs;

• ingestion de la substance; en considérant une dilution d’un facteur 1000 et une ingestion de 1000 kg de la substance par année.

De ces quatre scénarios, le plus contraignant est celui de l’ingestion et c’est celui qui a été retenu dans l’ordonnance pour fixer la limite d’exemption qui correspond à une dose effective engagée annuelle à 10 µSv.

LE, la limite d’exemption pour l’activité spécifique, conduit, en cas d’ingestion de 1 kg de la substance à une dose effective engagée de 10 µSv.

LE se déduit donc du facteur de dose pour l’ingestion, eing,comme suit :

( )( )( )

5 1

1ing

10 Sv kgLE Bq / kg

e Sv Bq

− −

−

⋅=

⋅.

1.1.3. Limite d’autorisation – LA

La limite d’autorisation est l’activité d’une substance à partir de laquelle une autorisation est nécessaire pour sa manipulation sous forme non scellée. Le risque majeur est dans ce cas l’inhalation La limite est fixée telle que la dose effective engagée dûe à l’inhalation de la quantité totale manipulée en une fois ne dépasse pas 5mSv.

LA, la limite d’autorisation, conduit, en cas d’inhalation de la substance, a une dose effective engagée de 5 mSv..

9 La valeur MAC est la limite supérieure de concentration dans l'air d'une substance donnée qui selon les connaissances actuelles ne provoque pas d'atteinte à la santé chez la très grande majorité des personnes saines exposées, même lorsque l'exposition s’étend sur de relativement longues périodes de travail à raison de 8 heures par jour et jusqu'à 40 heures par semaine. La substance peut être sous forme de gaz, de vapeur ou de poussière. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -133- Edition septembre 2014

LA se déduit donc du facteur de dose pour l’inhalation, einh,comme suit :

( ) ( )( )

3

1inh

5 10 SvLA Bq

e Sv Bq

−

−

⋅=

⋅.

Il existe des situations où la valeur de LA calculée avec le modèle ci-dessus serait inférieure à LE. Dans ce cas, la valeur de LE est choisie également pour LA. 1.1.4. Valeur directrice de la contamination de l’air – CA

La valeur directrice de la contamination de l’air est calculée de manière à ce qu’une personne, travaillant toute l’année (40 heures par semaine et 50 semaines par année; respiration de 1,2 m³/h) dans un air contaminé à la valeur directrice, reçoive une dose effective engagée égale à la limite annuelle de dose pour les professionnels (20 mSv). CA se déduit donc du facteur de dose pour l’inhalation, einh, comme suit :

( ) ( )( )

6 33

1inh

8,33 10 Sv mCA Bq m

e Sv Bq

− −−

−

⋅ ⋅⋅ =

⋅.

1.1.5. Valeur directrice de la contamination des surfaces – CS

La valeur directrice pour la contamination surfacique, moyenne sur 100 cm2, correspond à la valeur limite acceptée hors des zones contrôlées. Elle est calculée en admettant :

• qu’une exposition de la peau contaminée en continu toute l’année ne dépasse pas 50 mSv par an;

• qu’une ingestion quotidienne de la contamination d’une surface de 10 cm² ne conduise pas à une dose effective supérieure à 0,5 mSv/an;

• qu’une inhalation unique de 10 % de l’activité correspond à 100 cm² ne conduise pas une dose supérieure à 0,5 mSv/an;

• une valeur maximale de 1000 Bq.cm-2. La valeur CS s’établit donc comme suit :

( )

( )( )

( )

( )

1 1 2e

7

12ing

5

1inh

2

5,71

h 0,07 mSv h kBq cm

2,5 10

e Sv BqCS Bq cm min

5 10

e Sv Bq

1000 Bq cm .

•− −

−

−−

−

−

−

⋅ ⋅ ⋅ ⋅ ⋅⋅ = ⋅

⋅ ⋅

Les valeurs de CS sont arrondies à la demi-décade.


1.1.6. Limites et valeurs directrices

L’ensemble des limites, LE et LA, ainsi que des valeurs directrices, CA et CS, est répertorié dans l’annexe 3 de l’ORaP :

2. Modes d’expositions 2.1. Exposition externe Une personne se trouve à proximité d'une source de rayonnements est soumis à une exposition externe. L'exposition externe est due essentiellement au rayonnement gamma. L’exposition externe due au rayonnement alpha peut être négligé. 2.2. Exposition interne Lorsqu’une personne inhale de l'air contaminé, ou ingère des aliments contaminés, on dit qu'il y a contamination interne de son organisme. La substance radioactive est dans le corps qui est soumis alors à une exposition interne. L'exposition interne concerne tous les types de rayonnements car il n'y a plus d'écran pour arrêter les alpha et les bêta. Si la source est en contact direct avec la peau, on parle de contamination qui engendre une exposition externe et qui peut également engendrer une exposition interne si la substance radioactive pénètre dans le corps (par une blessure, une coupure ou les pores de la peau). 3. Méthodes de protection contre l’exposition externe La dose reçue par une personne placée près d’une source radioactive peut se calculer globalement comme suit :

2"h""H" "A" t Tr

= ⋅ ⋅ ⋅

avec "H" : grandeur représentative des grandeurs caractérisant la dose reçue par une personne (HT, E, H10, H0,07, ...);

"A" : grandeur caractérisant l'importance de la source de radiations; c'est l'activité dans le cas d'une source, la quantité de radiations produites par un accélérateur, etc;

"h" : grandeur d’appréciation pour l’exposition externe, il s’agit d’une constante indiquant la dose par unité d'intensité de la source;

r : distance entre la personne et la source de radiations;


t : durée de l'exposition; T : facteur de transmission du rayonnement à travers un écran placé entre la

source et la personne. De ce modèle, on tire les quatre règles de protection contre l'exposition externe :

• choix de la source (action sur "h" et "A"); • augmentation de la distance; • réduction du temps d'exposition; • interposition d'un écran.

- CHOIX de la source – TEMPS – DISTANCE – ECRAN

- 3.1. Choix de la source Le choix de la source concerne l'intensité de la source (action sur "A") et les caractéristiques du rayonnement émis (action sur "h"). La protection par la réduction de l'intensité de la source est évidente, c'est pourquoi l'activité de la source de rayonnement utilisée sera toujours réduite au minimum nécessaire pour l'application prévue. Voici un exemple d'application de cette règle :

• rangement immédiat de la solution-mère après une dilution lors d'une application en chimie ou en biologie;

Pour toute application, on utilisera le rayonnement le moins pénétrant possible compatible avec l'objectif de l'application. En particulier lors du choix d'un radionucléide, on préférera celui présentant des valeurs minimales des grandeurs d'appréciation "h". On tentera également d'éviter les rayonnements pénétrants parasites, c'est-à-dire inutiles dans l'application en question. Citons à titre d'exemple :

• utilisation de sources β purs dans le cas où l'on n'est intéressé qu'aux propriétés du rayonnement β (dispositif de mesure d'épaisseur, source de scintillation, etc);

• utilisation de iode-125 (γ de 35 keV) plutôt que de iode-131 (γ de 360 keV) pour les marquages en biologie.

- 3.2. Réduction du temps de travail Il s'agit d'une mesure simple, efficace et économique, à laquelle on n'a peut-être pas toujours suffisamment recours. La répétition préalable, à blanc, permet dans bien des cas de réduire beaucoup l'exposition du travailleur en augmentant la rapidité des opérations et en éliminant systématiquement tout geste inutile, tout temps mort et toute présence inopportune. 3.3. Maintien d'une distance maximale Le débit de dose évoluant comme l'inverse du carré de la distance à la source, l'utilisateur se tiendra toujours aussi éloigné que possible de celle-ci. A 1 m d'une source donnée, le débit n'est plus que d'environ 1/10'000 m de sa valeur à 1 cm. Le gain est surtout important dans les premiers centimètres; l'utilisation de pincettes est, pour la même raison, très efficace vis-à-vis de la dose reçue aux mains lors de la manipulation de sources radioactives. Notons que dans le cas où la source est étendue (contamination de surface ou objets activés), la dose diminue moins vite que le carré de la distance dans les zones proches de la source.


3.4. Utilisation d'écrans protecteurs L'absorption du rayonnement par interposition d'un écran entre la source et l'utilisateur est une méthode couramment appliquée en radioprotection. Dans ce contexte, la caractéristique importante d'un rayonnement est son pouvoir de pénétration dans les écrans considérés. Dans le cas du rayonnement α, l'épaisseur de l'écran doit être supérieure au parcours des particules. Le rayonnement α étant très peu pénétrant, le parcours des particules dans les tissus ne dépasse pas quelques dizaines de µm, ce qui est inférieur à la couche cornée de l'épiderme (70 µm) composée de cellules mortes. Il suffit pour arrêter le rayonnement α d'utiliser une simple feuille de papier. Dans ce cas, le risque d'exposition externe est pratiquement négligeable et la protection vise essentiellement à contrôler les risques de contamination. Dans le cas du rayonnement β, le parcours des particules varie de quelques mm à environ 1 cm dans l'eau (voir Tableau 10.1). La caractéristique primaire de l'écran est sa densité. Les risques d'exposition externe entraînés par la manipulation des radioéléments émetteurs β sont relativement plus élevés que ceux des émetteurs alpha. Cependant, ils restent assez limités et la mise en place d'une radioprotection efficace est pratiquement toujours possible. Dans ces conditions, la protection contre le rayonnement β d'énergie supérieure à 150 keV est effectuée dans la plupart des cas à l'aide d'écrans de plastic de 1 cm d'épaisseur. Pour le rayonnement β de haute énergie, la production de rayonnement de freinage dans les matériaux de Z élevés doit être prise en considération. Lorsque la source est intense et de haute énergie, ce rayonnement devient non négligeable, même pour des matériaux de blindage de Z plus faible. Il est nécessaire d'ajouter une protection de plomb destinée à atténuer le rayonnement de freinage autour du plastic destiné à l'arrêt des β. Selon G. Sitzlack [2]il est possible de calculer le rayonnement de freinage produit à l'aide de la relation empirique suivante :

22

Z AH 0,26 Er

• ⋅= ⋅ ⋅

dans laquelle H•

: débit de dose en mSv/h; Z : numéro atomique du matériau absorbant les électrons; A : activité en GBq; r : distance à la source en cm; E : Emax des β en MeV. Attention, cette formule n'est valable que si tout le rayonnement β est absorbé ! Dans le cas du rayonnement γ, l'atténuation est exponentielle. L'écran est caractérisé par son facteur de transmission (T), rapport du débit de dose avec et sans écran. Pour un facteur de transmission donné, l'épaisseur de l'écran dépendra de l'énergie du rayonnement γ et du matériau. Aux Figure 10.1 et Figure 10.2, la transmission du rayonnement γ de différentes sources radioactives est donnée en fonction de l'épaisseur de l'écran pour le plomb et le béton [3]. Dans le domaine des rayonnements γ de faible énergie, l'utilisation de matériaux de haut numéro atomique est recommandée à cause de leur forte absorption liée à l'effet photoélectrique. Le choix d'une épaisseur de blindage présuppose donc le choix d'un débit de dose résiduel "acceptable" derrière l'écran. L'atténuation des neutrons se fait en deux étapes : la première consiste à thermaliser les neutrons, la seconde à les absorber. L'atténuation dépend de l'énergie des neutrons, du matériau et de la géométrie. Pour les sources du type Am-Be ou Ra-Be, les couches de demi-atténuation au


dixième sont de l'ordre de 20 cm pour des matériaux hydrogénés (polyéthylène, paraffine) et de l'ordre de 30 cm pour le béton.

Tableau 10.1. Caractéristiques de quelques émetteurs β couramment utilisés

Radionucléide 3H 14C 35S 45Ca 32P 90Sr

Période 12.3 a 5730 a 88 j 165 j 14.2 j 28.1 j

Energie maximum (MeV) 0.018 0.154 0.167 0.254 1.71 2.24

Energie moyenne (MeV) 0.006 0.050 0.049 0.077 0.70 0.93

Parcours dans l'air (cm) 0.60 30 30 60 600 870

Parcours dans l'eau (cm) 0.00052 0.029 0.032 0.060 0.80 1.1

Fraction transmise à travers la couche morte de la peau (0,007 cm)

--- 0.11 0.16 0.37 0.95 0.97

3.5. Contrôle de la radiation ambiante La mesure régulière de la radiation ambiante est une mesure de protection indirecte qui permet d'adapter son comportement. Le débit de radiation ambiante est contrôlé à trois niveaux :

• à l'aide de moniteurs fixes. Ces appareils, en général munis d'une alarme, assurent que le niveau de radiation reste acceptable. L'information fournie par ces appareils peut être enregistrée au besoin;

• à l'aide d'appareils de mesure portables. Ces appareils sont à disposition de façon permanente dans le laboratoire et mis en service selon les besoins;

• à l'aide d'instruments de contrôle personnels. Ces appareils indiquent la dose reçue par l'individu et peuvent être munis d'un dispositif d'alarme ou de lecture rapide.

Le niveau de radiation ambiante doit être contrôlé fréquemment dans les locaux où des sources de radiations importantes sont utilisées ou lorsque le débit de dose peut évoluer de manière brutale ou incontrôlée.


Figure 10.1. Transmission du béton pour divers radionucléides (ρ = 2.35 g/cm3)

0 25 50 75 100 125 15010-6

10-5

10-4

10-3

10-2

10-1

1

131I 137Cs 60Cs 124Sb

cm

0 25 50 75 100 125 15010-6

10-5

10-4

10-3

10-2

10-1

1

198Au

226Ra

cm

192Ir

60Co


Figure 10.2. Transmission du plomb pour divers radionucléides (ρ = 11.35 g/cm3)

0 5 10 15 20 25 3010-6

10-5

10-4

10-3

10-2

10-1

1

cm

192Ir 198Au 182Ta 226Ra

0 5 10 15 20 25 3010-6

10-5

10-4

10-3

10-2

10-1

1

131I

cm

60Co137Cs 124Sb 24Na


3.6. Signe de danger lié aux radiations ionisantes et marquage des zones contrôlées Les zones contrôlées doivent être indiquées par un signe de danger. Ce signe doit être accompagné d'indications complémentaires selon la nature des sources de radiations.

Source : ORaP

Sources radioactives non scellées a. le nucléide le plus radiotoxique et sont activité maximale; b. la classification du secteur de travail (type A, B ou C); c. le degré maximal de contamination non fixée sur les surfaces, en Bq/cm² ou sous forme du

nombre de valeurs directrices pour le nucléide en cause; d. le débit de dose ambiante en mSv par heure dans le secteur accessible, si cela se révèle

judicieux; e. les indications sur les vêtements de protection nécessaires ainsi que les mesures de

protection à prendre; f. le signe de danger.

Sources radioactives scellées a. le nucléide le plus radiotoxique et le nucléide ayant le rayonnement gamma de plus haute

énergie et son activité maximale; b. le débit de dose ambiante en mSv par heure dans le secteur accessible, si cela se révèle

judicieux; c. le signe de danger.


Installations génératrices de radiations ionisantes a. la désignation de l'installation; b. la nature du rayonnement (p. ex. électrons, rayons X, neutrons); c. le débit de dose ambiante en mSv par heure dans le secteur accessible, si cela se révèle

judicieux; d. le signe de danger.

4. Méthodes de protection contre l’exposition interne Dans le cas d’une exposition interne, consécutive à une contamination, la source de radiation est présente à l’intérieur de l’organisme. 4.1. Risques de contamination Le risque de contamination lié aux substances radioactives dépend directement de leur état physique : gaz, aérosol, liquide et solide. Les gaz et les aérosols présentent un risque particulièrement important dû à leur facilité d'inhalation. Les aérosols sont captés rapidement sur toute matière se trouvant sur leur chemin : en particulier, ils prennent pour support les particules de poussières. Ces dernières deviennent alors de puissants vecteurs de contamination. D'où l'exigence d'un nettoyage fréquent des laboratoires. Les liquides constituent un danger de contamination des surfaces et de l'atmosphère lorsqu'ils sont chauffés, agités ou répandus.


Les solides ne présentent pas un risque de contamination important, sauf lorsqu'ils sont sous forme pulvérulente ou lorsqu'on procède à certaines opérations de transformation pouvant produire des aérosols (pulvérisation, fusion, mise en solution). En règle générale, la protection contre la contamination consiste avant tout à éviter tout contact direct des personnes avec les substances et matières radioactives et à limiter au strict minimum la pollution du matériel et équipement de laboratoire. Il faut cependant être conscient que le travail avec des substances radioactives entraîne inévitablement une certaine contamination. Les principes de base de la protection en cas de travail avec des sources non scellées sont les suivants :

• choix de la source; • confinement de la source; • protection de la personne afin d'éviter le contact et l'incorporation; • adaptation des méthodes de travail.

4.2. Choix de la source Comme dans le cas de l'exposition externe, le choix de la source concerne d'une part les caractéristiques de la source et d'autre part son activité. Dans le cas du travail avec une source ouverte, on choisira les caractéristiques de la source d'après les critères suivants :

• période du radioélément; on choisira la période la plus courte compatible avec l'application envisagée;

• type d'émetteur et énergie des radiations; on choisira le radioélément présentant les radiations les moins dangereuses et de plus faible énergie;

• formes chimiques; les formes chimiques les plus rapidement éliminées par l'organisme sont à préférer.

Les facteurs de dose pour l'incorporation, einh et eing, qui tiennent compte de tous ces paramètres, permettent d'apprécier le risque lié à l'utilisation d'une source non scellée. La réduction de l'activité de la source est également une méthode très efficace de limitation du risque radiologique. 4.3. Protection par les structures Les laboratoires, ou plus généralement les secteurs de travail, dans lesquels sont manipulées des substances radioactives sont considérés comme des zones contrôlées, zones dans lesquelles les personnes peuvent recevoir, au cours de leur travail, une dose effective supérieure à 1 mSv par année. La protection par les structures vise à limiter le risque ou à circonscrire le danger en confinant la substance radioactive. Elle est assurée tout d'abord par le choix du type de secteur de travail et de son équipement. En Suisse, ce choix est fixé par l'ORaP, en fonction du radionucléide et de l'activité utilisés. L'annexe 3 de l'ORaP indique, pour chaque radionucléide, la limite d'autorisation LA. Le type de secteur de travail à utiliser en fonction de l'activité manipulée est donné au Tableau 10.2.


Tableau 10.2. Types de secteur de travail

Type Activité maximale

Normal LA

Type C 100 x LA

Type B 10'000 x LA

Type A Selon l'autorisation

La grandeur LA est basée sur le risque d'inhalation. Lorsque ce risque n'est pas présent, l'autorité de surveillance peut fixer de cas en cas le type de secteur de travail en fonction du risque d'incorporation existant. Les exigences liées aux différents types de secteurs de travail sont fixées dans une ordonnance technique du département fédéral de l'intérieur[4]. Elles sont résumées ci-dessous. Les exigences liées aux secteurs de travail de type C sont les suivantes :

• désignation du laboratoire; • résistance au feu F30 des sols, plafonds et parois (espaces vitrés y compris); • résistance au feu T30 pour les portes ; • revêtement continu et imperméable des sols et des places de travail • les plinthes doivent être étanchéifiées ou soudées au sol ; • sols, parois et surfaces de travail aisément décontaminables; • parois recouvertes de peinture lavable; • mobilier réduit au strict minimum; • récipient collecteur pour les liquides radioactifs (cuves de rétention peuvent être exigées

par l’autorité de surveillance); • lavabo pour la décontamination des mains; • robinet de lavabo et distributeur de savon actionnables autrement que manuellement; • la ventilation dans un secteur de travail isolé du type C n’est pas soumise à des exigences

particulières. L’autorité de surveillance peut exiger une ventilation artificielle dans les bâtiments qui comportent plusieurs secteurs de travail du type CLe système d’évacuation des eaux usées d’un secteur de travail du type C isolé n’est pas soumis à des exigences particulières. L’autorité de surveillance peut prescrire l’aménagement d’une installation de contrôle des eaux usées si plusieurs secteurs de travail du type C sont reliés au même

• un moniteur de contrôle des mains approprié doit être installé de manière fixe à chaque sortie des secteurs de travail du type C

• dispositif d'aspiration (hotte, chapelle) lors de production de vapeurs ou de poussières;


A ces exigences, s'ajoutent, pour les secteurs de travail de type B, les exigences suivantes : • résistance au feu des fenêtres intérieures de classe R30; revêtement de sol remontant de

10 cm sur les parois; • les secteurs de travail des types B doivent être ventilés artificiellement à raison d’au

moins cinq renouvellements d’air par heure. Le débit d’air des hottes d’aspiration en position de travail, c’est-à-dire avec une ouverture de 20 cm, doit être d’au moins 0,5 m par seconde en tant que valeur directrice; concernant la ventilation artificielle, la conduite d’évacuation de l’air doit être aménagée de manière que l’air qui quitte le local ne puisse refluer dans celui-ci ni dans d’autres locaux (p. ex. clapet anti-retour, clapet coupe-feu,….)

• l’air provenant des hottes d’aspiration doit être évacué au travers d’un filtre approprié • cuves de contrôle des eaux usées; • vestiaire à l'entrée;

Laboratoire type C

LABO

PINTURELAVABLE

T30

F30

F30

F30

Clavable

Laboratoire type C


• moniteur de contrôle pour les pieds et les mains à la sortie.

Pour les secteurs de travail de type A, s'ajoutent les exigences suivantes :

• résistance au feu F90 pour les sols, plafonds et parois; • cuves de contrôle des eaux usées obligatoire; • ventilation artificielle avec dépression continue et filtration de l'air; • vestiaire muni de douches ou de possibilités de décontamination; • surveillance des locaux et des dispositifs de protection (peut être automatique).

4.4. Moyens de protection personnels La structure particulière des secteurs de travail a pour objectif le confinement de la substance radioactive dans une enceinte d'où elle ne puisse s'échapper. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -146- Edition septembre 2014

Les moyens de protection personnels visent au contraire à confiner l'utilisateur dans une enceinte à l'intérieur de laquelle la substance ne puisse entrer. La protection personnelle minimale pour la manipulation de sources radioactives non scellées se compose de gants et d’habits de travail couvrants, auxquels on peut adjoindre pour des situations particulières (accident, opération rare et risquée) une protection des voies respiratoires (filtres adaptés aux radionucléides manipulés) ainsi qu’une tenue étanche. Dans certains cas, lorsque l'environnement est particulièrement agressif, on peut aller jusqu'au confinement complet de l'individu dans un scaphandre pressurisé. Il faut relever que les masques hygiéniques (masques de chirurgien) ou les masques à poussière à usage domestique sont à proscrire. Ils ne sont d'aucune utilité et n'apportent qu'une fausse impression de sécurité. 4.5. Protection par les méthodes de travail Cette protection est assurée par une série de règle, de principes et de techniques adoptés par le travailleur dans le but de diminuer les risques d'incorporation. Il s'agit en règle générale de se comporter vis-à-vis des radionucléides comme on le ferait vis-à-vis d'un toxique chimique. L'organisation pratique du travail en laboratoire doit être étudiée de cas en cas sur la base des principes de radioprotection discutés auparavant. On peut cependant indiquer une série de règles pratiques, d'application générale :

• ne pas fumer, boire ou manger dans un laboratoire où l'on manipule des sources non scellées;

• utiliser des gants pour toute manipulation; • prendre toutes les précautions pour éviter les piqûres, coupures ou autres blessures; • ne jamais pipeter avec la bouche; • contrôler fréquemment la contamination des mains; • contrôler périodiquement et en fin de manipulation la contamination des surfaces de

travail, des chaussures et des vêtements; • ne jamais laisser subsister une contamination, se laver les mains aussi fréquemment que

cela est nécessaire; • éviter de travailler en présence du stock de la substance radioactive : le ranger dès que le

prélèvement est effectué; • effectuer la manipulation au-dessus d'un bac permettant la récupération de la substance

en cas de dispersion; • prévoir des récipients spéciaux pour les déchets radioactifs; • signaler les produits radioactifs; • contrôler la contamination de tout objet sortant d'un secteur de travail; • prévoir les mesures à prendre en cas de contamination; • en cas d'accident, agir avec calme et réflexion, éviter de disperser la contamination, faire

appel à l'expert en radioprotection. Le contrôle fréquent des débits de dose et des contaminations des places de travail permet de vérifier que les méthodes de travail sont adéquates. Dans certains cas, un contrôle en continu de la contamination de l'air du secteur de travail peut s'avérer nécessaire.


4.6. Décontamination Tout objet qui entre en contact avec des matières radioactives ou avec une surface contaminée peut être contaminé. La décontamination est l'opération qui vise à éliminer les substances radioactives déposées sur les surfaces de travail, les objets ou les personnes. En règle générale, toute contamination doit être éliminée. On distingue deux types de contamination, à savoir la contamination fixée et la contamination non fixée. Dans le premier cas, la substance radioactive est liée à la surface de l'objet et ne présente ainsi pas de risque de dispersion. Dans le second cas, la contamination est transmissible à tout objet entrant en contact avec cette surface. Les mesures de décontamination visent donc à l'élimination de cette seconde catégorie de contamination. 4.6.1. Valeurs directrices

La contamination maximale admissible est donnée dans l'ORaP en fonction du radionucléide contaminant. Ces valeurs, CS, figurent dans l'annexe 3 et correspondent à l'activité non fixée maximale pouvant se trouver sur des surfaces à l'extérieur des zones contrôlées. Elles s'appliquent également à la contamination corporelle. A l'intérieur des zones contrôlées, la contamination des surfaces peut correspondre à 10 x CS. 4.6.2. Mesure de la contamination des surfaces

On distingue deux méthodes de mesure de la contamination : la méthode directe et la méthode indirecte. La première consiste à mesurer, à l'aide d'un instrument approprié, la contamination sur l'objet en question. Pour le rayonnement β de très basse énergie (par exemple 3H) ou en présence de radiations externes (mesure de la contamination externe d'un récipient contenant une source, en présence d'un bruit de fond élevé ou d'une contamination fixée), on a recours à la méthode indirecte. Celle-ci consiste à effectuer un frottis au moyen d'un papier filtre ou d'un tampon humide. L'activité recueillie sur le frottis est mesurée et donne une indication sur l'état de la contamination non fixée de l'objet en question. 4.6.3. Décontamination des objets et surfaces de travail

La contamination des zones de travail est liée directement à la manipulation des substances radioactives. Celles-ci peuvent se trouver sous forme d'ions, de combinaisons non chargées, ou d'agrégats de molécules colloïdales de taille submicroscopique, microscopique ou macroscopique. La fixation sur les surfaces dépend de la taille des particules et de la nature des forces de liaison existant entre celles-ci et le substrat. Ces forces peuvent être de type électrostatique (particules chargées), chimique (formation de combinaisons chimiques) et mécanique (piégeage dans les aspérités de la surface). Compte tenu de ces différentes forces, les procédés de décontamination peuvent être divisés en trois grandes catégories :

• élimination de la contamination non fixée par nettoyage classique; • décontamination au moyen de méthodes chimiques ou de procédés électrochimiques

(eau, acides, bases, oxydants, réducteurs, etc); • décontamination au moyen de procédés physiques (aspiration, abrasion, ultra-son, etc).

Dans tous les cas, il faut commencer par appliquer la première méthode. Lorsqu'une contamination fixée est constatée, on passera à la deuxième méthode. L'emploi de la méthode physique ne sera envisagé que si la contamination chimique ne donne pas de résultats satisfaisants. Le caractère destructif de la décontamination physique présente un réel désavantage. En effet, les surfaces décontaminées risquent d'être endommagées et rendues


inutilisables en raison de leur tendance à retenir facilement la contamination lors de manipulations ultérieures.

La règle générale est de décontaminer tout matériel aussitôt que possible après le constat de contamination. Toute contamination, ignorée pendant un certain temps, se fixe et devient de plus en plus difficile à éliminer. L'efficacité de la décontamination dépend en pratique :

• de la composition de la substance radioactive; • de la nature du substrat; • du laps de temps entre la contamination et la décontamination; • du procédé de décontamination.

La décontamination est toujours effectuée par voie humide. La procédure à suivre est la même quel que soit le matériau à traiter, seuls les réactifs utilisés changent :

• laver l'objet dans une solution détersive portée à une certaine température. La contamination non fixée ou adhérente aux corps gras est ainsi éliminée. On peut, de plus, brosser légèrement l'objet dans la même solution;

• laver l'objet à l'eau courante et le sécher; • contrôler la contamination; • si la décontamination est insuffisante, répéter l'opération en brossant un peu plu

énergiquement. Laisser pendant un certain temps (trempage) les objets dans la solution détersive, éventuellement à une certaine température;

• laver l'objet à l'eau courante et le sécher; • contrôler la contamination; • s'il reste encore de la contamination, on appliquera d'autres méthodes chimiques qui

dépendront de l'étendue et de la nature de la contamination résiduelle, de même que la composition chimique du substrat;

• en cas d'échec, envisager une décontamination physique appropriée; • en cas d'échec, traiter l'objet comme un déchet radioactif.

4.6.4. Décontamination des personnes

Pour la contamination du visage, on procèdera comme suit : • laver longuement à grande eau (en gardant les yeux et la bouche fermée) en utilisant un

savon doux; • en cas de contamination des yeux, des oreilles ou de la bouche, faire appel à un médecin

spécialiste. 5. Gestion des sources radioactives 5.1. Enregistrement et étiquetage Toute source radioactive doit faire l'objet d'un enregistrement où seront mentionnées les données suivantes :

• radionucléide; • activité; • date de référence; • nature chimique de la substance; • état physique.


Ces indications figureront également avec le symbole de la radioactivité sur le récipient contenant la substance radioactive, sur la source radioactive elle-même si sa géométrie le permet, le cas échéant sur son conteneur. En cas de fractionnement de la substance radioactive, les données devront être mises à jour et les sources obtenues devront également être enregistrées. Dans certains cas, l'organe de contrôle demande un inventaire des sources radioactives présentes dans un service ou un décompte annuel des achats de substances radioactives. Un décompte peut également être demandé en ce qui concerne la remise de sources radioactives à des tiers ou l'élimination des déchets radioactifs, de manière à pouvoir localiser les sources de radiation. 5.2. Entreposage des substances radioactives Pour leur entreposage, les sources radioactives doivent être scellées et les récipients doivent être exempts de contamination. Les récipients contenant des liquides doivent en plus être disposés dans des bacs de rétention permettant d'éviter la dispersion de contamination en cas d'écoulement. Le blindage des sources entreposées doit assurer que le débit de dose à 1 m de leur surface soit inférieur à 0,1 mSv/h. La zone d'entreposage (coffre-fort, armoire métallique, armoire frigorifique, congélateur) doit être réservée à cet usage et distinctement signalée par le signe de danger "radiations ionisantes". Cette condition restreint son accès aux seules personnes habilitées à manipuler les sources de radiations. La nature et l'épaisseur du blindage seront adaptées au type de rayonnement et à l'activité des sources et assureront un débit de radiation ambiante aussi faible que possible. Dans tous les cas, le débit de dose provoqué par un dépôt de sources radioactives doit être inférieur à 0,02 mSv/semaine aux endroits où des personnes peuvent séjourner et inférieur à 0,1 mSv/semaine dans les endroits où personne ne peut séjourner durablement. En cas de risque de dégagement gazeux, il est nécessaire de ventiler l'entrepôt. 5.3. Contrôles de contamination Les sources radioactives scellées doivent être soumises périodiquement (en général annuellement) à un contrôle de contamination. Le but de cette opération est de vérifier que la substance radioactive ne s'échappe pas de la source. Cette opération peut être une source d'exposition du personnel et doit être planifiée par l'expert en radioprotection. 5.4. Elimination des sources en fin d'usage En règle générale, les fournisseurs de sources radioactives sont tenus de reprendre les sources en fin d'usage, de manière à les recycler ou à les éliminer comme déchet radioactif. A défaut de pouvoir la rendre au fournisseur, le détenteur d'une source radioactive est responsable de son élimination dans les règles, opération qui peut représenter un coût important selon le type de source et son activité.


6. Transport des substances radioactives 6.1. Transport dans l'enceinte de l'entreprise Dans le cadre de l'entreprise, les exigences suivantes doivent être remplies :

• emballage des substances radioactives empêchant toute fuite; • surveillance continue des sources radioactives transportées; • signalisation de la substance radioactive par le signe de danger "radiations ionisantes"; • débit de dose ambiante inférieur à 0,1 mSv/h à 1 m de la surface de l'emballage et

inférieur à 2 mSv/h à la surface; • contamination de la surface extérieure de l'emballage inférieure à CS; • récipient incassable pour les sources sous forme liquide, gazeuse ou pulvérulente; • pour les liquides, présence dans l'emballage de matériau absorbant pour éviter la

dispersion en cas de fuite; • éviter le stationnement des sources dans les zones non contrôlées (secrétariat, corridor,

bureaux, etc). Le transport de sources radioactives non emballées peut s'envisager, mais uniquement sous la surveillance directe d'un expert en radioprotection. 6.2. Législation en vigueur pour le transport sur le domaine public Les substances radioactives constituent la classe 7 des matières dites dangereuses, au niveau des règlements de transport. Le transport hors de l'entreprise est ainsi régi par des règlements et prescriptions particuliers :

SDR ordonnance fédérale relative au transport de marchandises dangereuses par route.

ADR accord européen relatif au transport international des marchandises dangereuses par route.

RID / RSD règlement international (Suisse) concernant le transport de marchandises dangereuses par chemin de fer.

IATA réglementation pour le transport des articles réglementés.

Au-dessous d'une certaine activité, appelée limite d'exemption et tabulée dans l'ADR, les prescriptions de la réglementation ne s'appliquent plus [5]. On distingue dans l'ADR les sources radioactives sous forme spéciale des autres sources radioactives. On entend par forme spéciale une forme non susceptible de dispersion. La forme spéciale doit être attestée par un certificat de résistance mécanique, thermique et à l’immersion. L'ADR utile comme valeur limite des grandeurs spécifiques à chaque radionucléide :

• limite d'exemption en activité massique en Bq/g ou en activité absolue par envoi en Bq; • activité maximale en colis de type A pour une source sous forme spéciale (A1); • activité maximale en colis de type A pour une source sous forme non spéciale (A2).

6.3. L'emballage du colis Les exigences concernant l'emballage des matières radioactives dépendent de l'activité de la substance radioactive, de ses propriétés radiologiques et de dispersion. On distingue 5 types d'emballages pour lesquels des exigences précises sont fixées : Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -151- Edition septembre 2014

• colis excepté : le colis doit être solide, facilement manipulable et empêcher toute dispersion de la substance radioactive, dans les conditions normales de transport. Le colis excepté peut recevoir une fraction (10-2 à 10-4) de l’activité limite A1 ou A2.

• colis industriel : le colis doit satisfaire aux prescriptions générales applicables aux colis industriels. On distingue des colis de type 1 (IP1), de type 2 (IP2) ou de type 3 (IP3). Le colis industriel est utilisé pour le transport de gros volumes de matériaux à faible activité spécifique ou contaminés en surface.

• colis de type A : outre les conditions fixées pour les colis industriels, le colis de type A doit comprendre une enveloppe de confinement et résister à une série d'épreuves mécaniques correspondant à de mauvaises conditions de transport. Le colis de type A est le colis habituellement utilisé pour le transport de sources radioactives. Il peut contenir jusqu’à des activités A1 ou A2.

• colis de type B : les exigences de résistance sont plus sévères que celles du colis de type A. On distingue les colis de type B(U) satisfaisant à toutes les prescriptions applicables aux colis de type B, des colis de type B(M) ne remplissant pas toutes les prescriptions fixées. Il est nécessaire d'obtenir des autorisations particulières lors de l'utilisation d'un colis de type B(M). Le colis de type B résiste aux énergies mises en oeuvre lors des accidents terrestres. Il permet de transporter des activités comprises entre A1 ou A2 et 3000x A1 ou A2 par voie terrestre ou maritime.

• colis de type C : les exigences de résistance sont encore plus sévères que celles du colis de type B. Le colis de type C est destiné à résister aux énergies mises en oeuvre lors d'accidents aériens. Ce colis est destiné au transport par avion d’activités supérieures à A1 ou A2, ou au transport terrestre ou maritime d’activités supérieures à 3000x A1 ou A2.

Il existe en outre pour les matières fissiles des prescriptions particulières sur les colis, prescriptions liées à la sécurité nucléaire. 6.4. Le marquage et l'étiquetage des colis Les colis doivent être marqués avec les indications suivantes :

• identification de l'expéditeur et/ou du destinataire • numéro ONU précédé de l'indication "UN" • désignation officielle de la matière transportée (sauf pour les colis exceptés) • masse du colis (si elle dépasse 50 kg) • type de colis (IP-1; IP-2; IP-3, A, B(U); B(M); C) • cote attribuée par l'autorité compétente et numéro de série de l'emballage (colis type B et

C) • signe de danger "Radiations" résistant au feu et à l'eau (colis de type B ou C).


De plus, les colis autres que les colis exceptés contenant des substances radioactives doivent être munis d'étiquettes particulières apposées sur les deux faces latérales opposées du colis portant les indications suivantes :

• le débit de dose maximum à la surface du colis; définit la catégorie de l'étiquette (I, II ou III);

• le contenu du colis; on précise la matière dont la présence constitue le danger principal en cas de dommage au colis; (exemple : Strontium-90);

• l'activité; elle est donnée en multiples du Bq (kBq, MBq, GBq, etc); • l'indice de transport (IT); ce nombre est calculé à partir du débit de dose à 1 m de la

surface du colis. L'IT est égal au débit de dose mesuré en mSv/h, multiplié par 100 et arrondi à la 1ère décimale (voir Figure 10.3);

• la classe de matière dangereuse (7).

RADIOACTIVEInhaltContenu

AktivitätActivitéAttività............................

7

Contenuto..................................................

1 m

Débit de dose en mSv/h x 100

Arrondi à la 1ère décimale

Indice de transport

Figure 10.3. Procédure permettant de déterminer l’indice de transport Etiquette de danger – catégorie I – blanche

• débit de dose maximum à la surface du colis 5µSv/h

• indice de transport : < 0,05

RADIOACTIVEInhaltContenu

AktivitätActivitéAttività............................

7

Contenuto..................................................Matières Radioactives

Colis Typ

e A O

NU 1915


Etiquette de danger – catégorie II – jaune

• débit de dose maximum à la surface du colis 0,5 mSv/h

• indice de transport maximum : 1,0

Matières RadioactivesColis

Type A

ONU 19

15

RADIOACTIVE

Inhalt Contenu

Aktivität Activité Attività............................

7

Contenuto..................................................

Etiquette de danger – catégorie III – jaune

• débit de dose maximum à la surface du colis 2 mSv/h

• indice de transport maximum : 10,0

Matières RadioactivesColis

Type A

ONU 19

15

RADIOACTIVE

Inhalt Contenu

Aktivität Activité Attività............................

7

Contenuto..................................................

Figure 4 Exemple de colis Type A


6.5. Le document de transport Chaque colis contenant des matières radioactives est accompagné d'un document de transport qui doit comporter :

• la mention : "Marchandise et emballage conformes aux prescriptions de l'ADR"; • le numéro d'identification ONU et la désignation de la matière; • le nom ou le symbole de chaque radionucléide ou du plus important; • la forme physique et chimique de la matière; • l'activité des matières radioactives en Bq ou en multiple du Bq; • la catégorie du colis : I-BLANCHE / II-JAUNE / III-JAUNE; • l'indice de transport; • la mention "Matières fissiles", le cas échéant; • la marque d'identification des certificats d'agrément pour les formes spéciales,

arrangements spéciaux, colis de type B ou C, etc; • le cas échéant, la mention "Expédition sous utilisation exclusive".

6.6. La consigne de sécurité Avec le document de transport, l’expéditeur doit établir une consigne de sécurité destinée au chauffeur ou aux organes d’intervention. Elle décrit :

• le contenu du chargement; • les dangers de la matière transportée; • l’équipement de protection nécessaire pour ce transport; • les mesures d’urgence à prendre en cas d’accident; • les mesures à prendre en cas de fuite ou de déversement du chargement; • la manière de procéder pour éteindre un incendie; • les précautions pour apporter les premiers secours aux blessés; • les organismes à informer en cas d’accident.

6.7. Les exigences concernant le véhicule Les véhicules transportant des matières radioactives doivent être équipés du matériel obligatoire standard pour le transport de matières dangereuses, de l’équipement nécessaire pour les premières mesures à prendre décrites dans les consignes de sécurité. Bien que ce ne soit pas obligatoire, un instrument de mesure est recommandé pour vérifier les débits de dose à la surface des colis, du véhicule et à l'emplacement du chauffeur. Lors de transport de substances radioactives, les véhicules sont munis des étiquettes de danger suivantes:

• trèfle schématisé avec mention "Radioactive" sur chaque paroi latérale et sur la paroi arrière;

• panneaux oranges à l'avant et à l'arrière. Tout véhicule assurant le transport de substances radioactives doit posséder une assurance responsabilité civile couvrant le transport de matières dangereuses et dont la garantie est au minimum de 6 millions, ceci étant mentionné dans le permis de circulation du véhicule.


6.8. La formation du chauffeur Les conducteurs de véhicule transportant des marchandises dangereuses sont instruits des particularités de ces transports. Ceux qui font fréquemment de tels transports reçoivent une formation adéquate attestée par un certificat. Le certificat de formation est valable 5 ans et doit être renouvelé avant son échéance par le suivi d'un cours de répétition. 6.9. Exigences concernant l'entreprise transportant des matières radioactives 6.9.1. Autorisation

Le transport de matières radioactives est une activité qui tombe dans le champ d'application de la loi et de l'ordonnance sur la radioprotection. Au terme de ces deux documents, une autorisation de l'Office fédéral de la santé publique est nécessaire pour manipuler des matières radioactives. On entend par "manipulation" la production, la fabrication, le traitement, la commercialisation, le montage, l'utilisation, l'entreposage, le transport, l'élimination, l'importation, l'exportation, le transit et toute autre forme de remise à un tiers. Ainsi le transporteur doit disposer de ladite autorisation et l'expéditeur de matières radioactives est tenu de contrôler que l'entreprise qu'il mandate en dispose. 6.9.2. Conseiller à la sécurité

Chaque entreprise dont l'activité comporte le transport de marchandises dangereuses par route ou les opérations d'emballage, de chargement, de remplissage ou de déchargement liées à ces transports, désigne un ou plusieurs conseillers à la sécurité, chargés d'aider à la prévention des risques pour les personnes, les biens ou l'environnement inhérents à ces activités. Le conseiller à la sécurité doit être titulaire d'un certificat de formation professionnelle valable pour les transports par route. Ce certificat est délivré par l'autorité compétente ou par l'instance désignée à cet effet par chaque partie contractante. Pour l'obtention du certificat, le candidat doit recevoir une formation sanctionnée par la réussite d'un examen agréé par l'autorité compétente de la partie contractante. L'examen est organisé par l'autorité compétente ou par un organisme examinateur désigné par elle.


7. Gestion des déchets radioactifs La manipulation de substances radioactives en laboratoire conduit à la production de déchets radioactifs. On entend par là les résidus de la substance radioactive, les sources en fin d'utilisation, de même que les objets ayant servi à la décontamination (serviettes, tampons) ou n'ayant pu être décontaminés. Les déchets radioactifs seront, d'une manière ou d'une autre, rejetés dans l'environnement. On utilise la décroissance des radionucléides et leur dispersion pour faire en sorte qu'au moment de leur reconcentration éventuelle, ils ne présentent plus de risque d'exposition de l'individu. La gestion des déchets commence à la production. Le principe ALARA s'applique également à ce domaine de la radioprotection et la réduction au minimum nécessaire de la quantité de déchets, en activité et en volume, est le premier objectif du producteur de déchets radioactifs. Pour atteindre cet objectif, il y a lieu de n'utiliser que l'activité minimale nécessaire, de réduire au minimum nécessaire les objets entrant en contact avec la substance radioactive et de séparer de manière très stricte les déchets contaminés des déchets non contaminés. 7.1. Récolte des déchets Les déchets radioactifs seront disposés dans des récipients réservés à cet effet. D'autre part, la décroissance étant la méthode généralement utilisée pour résoudre le problème posé par ces déchets, il est indispensable de séparer à la production des déchets, les radionucléides de périodes différentes. On peut éviter de récolter séparément chaque nucléide en créant quelques catégories de nucléides de périodes comparables : Il s'agit ensuite de séparer les catégories de déchets qui nécessiteront des traitements ultérieurs différents. On peut grossièrement distinguer les catégories suivantes :

• déchets solides non agressifs de faible activité (gants, frottis de décontamination, papier de protection souillé, etc). Ils seront récoltés en sacs plastiques solides;

• déchets solides agressifs (aiguilles, bris de verre, scies à ampoules, etc). Ils seront récoltés en petits récipients solides, si possible combustibles (tubes en carton épais, boîtes en plastique, etc);

• déchets solides de forte activité (sources scellées en fin d'usage, flacons d'origine ayant contenu la substance radioactive, etc);

• déchets liquides aqueux de faible activité (résidus de dilutions, surnageant, etc). Ils seront récupérés en bidons plastiques solides, après neutralisation si nécessaire. Les tubes à essais seront vidés pour séparer les déchets liquides des déchets solides, si le traitement ultérieur de ces déchets le nécessite;

• déchets liquides de forte activité (soldes de solution-mère, produits périmés, etc). Ils seront conservés dans leur emballage original, placé dans un récipient en plastique solide et étanche;

• déchets liquides en solutions organiques (liquides de scintillation). Ils seront récupérés en récipients incassables résistant aux solvants, les tubes de comptage seront vidés si le traitement ultérieur de ces déchets le nécessite;

• déchets biologiquement instables (excrétions, déchets carnés, déchets végétaux, etc). Ils seront récoltés en sacs plastiques solides et stabilisés par une méthode appropriée à leur traitement ultérieur (congélation, momification, dessiccation, etc).


Chaque récipient de déchets plein est fermé et muni d'un étiquetage comprenant au moins les indications suivantes :

• nom et adresse du producteur du déchet; • radionucléide(s) présent(s) dans le récipient; • activité(s) approximative(s) présente(s); • date de fermeture du récipient; • nature physique et chimique du déchet.

La connaissance de l'activité est nécessaire pour la gestion du déchet et seul le producteur du déchet peut l'estimer de manière fiable. Même s'il ne s'agit que d'ordres de grandeur, cette information est plus précise que toute mesure à posteriori d'un récipient à la géométrie non maîtrisée. Le récipient de déchets est ensuite stocké pour décroissance. L'entrepôt de stockage est soumis aux mêmes règles de celui destiné aux sources radioactives. Il doit en principe être réservé à cet usage et assurer la radioprotection vis-à-vis de l'extérieur, c'est-à-dire que les parois doivent assurer le blindage du rayonnement émis par les déchets et une ventilation doit évacuer d'éventuelles émanations gazeuses. D'autre part, l'accès à l'entrepôt doit être réservé aux personnes compétentes en charge de la gestion des déchets. 7.2. Rejets dans l'environnement 7.2.1. Evacuation des déchets solides et liquides

Lorsque l'activité des déchets radioactifs est suffisamment faible, ils peuvent rejoindre le cycle d'élimination des déchets non radioactifs. La limite d'activité éliminable de cette manière est définie dans l'annexe 2 de l'ORaP, en fonction de la catégorie de déchets et de la limite d'exemption LE fixée par radionucléide à l'annexe 3. Il s'agit de l'une ou l'autre des conditions suivantes :

Genre de déchets Activité spécifique Activité absolue

Déchets solides et liquides A < LE

et < 0,1 µSv/h à 10 cm A < 100 x LE / mois

et < 0,1 µSv/h à 10 cm

Eaux usées A < 1 % de LE 1) A < 100 x LE / mois 1) Valeur moyenne par semaine dans les eaux usées du secteur de travail

Lorsque les périodes des déchets stockés sont supérieures à deux mois, les durées de stockage peuvent devenir extrêmement longues. Dans ces conditions, il est possible de remettre ses déchets radioactifs à un organisme chargé par la Confédération de récolter et de gérer à long terme ce genre de déchets. Une ordonnance fédérale fixe les conditions de prise en charge de ces déchets ainsi que les émoluments correspondants. Une campagne annuelle de ramassage est organisée par l'Office fédéral de la santé publique et c'est l'Institut Paul Scherrer (PSI) qui est chargé de la récolte et du conditionnement de ces déchets. Pour le producteur de déchets, cette opération d'élimination est à coordonner avec son autorité de surveillance.


7.2.2. Evacuation des eaux usées des laboratoires

Il n'y a pas de restriction à l'évacuation et à la canalisation des eaux de décontamination des personnes ou du matériel. Par contre le rejet de substances radioactives dans l'environnement par l'intermédiaire des eaux usées est en principe interdit. S'il existe une cuve de rétention des eaux usées, le rejet contrôlé de radionucléides dans l'environnement peut être admis. Les activités hebdomadaires maximales rejetables sont alors fixées dans l'autorisation délivrée par l'Office fédéral de la santé publique. Ces activités sont calculées en tenant compte des diverses sources de contamination possibles de manière à ce que nulle part dans le réseau de récolte des eaux usées des concentrations conduisant à des doses supérieures à la dose maximum admissible pour le public ne puissent se produire. Par conséquent, toute opération de vidange des cuves de rétention doit être précédée d'un prélèvement et d'une analyse des activités présentes. L'autorité de surveillance demande généralement l'installation de telles cuves pour les zones de travail de type B ou lorsque plusieurs zones de travail de type C sont reliées à la même canalisation. Les activités maximales rejetables sont calculées de cas en cas par l'Office fédéral de la santé publique et fixées dans l'autorisation d'utiliser des substances radioactives. Ce calcul est basé sur la consommation d'eau du bâtiment concerné, qui assure la dilution de l'activité rejetée. 7.2.3. Evacuation de l'air des laboratoires

Pour les secteurs de travail de niveau C, aucune exigence particulière n'est fixée concernant l'évacuation de l'air du laboratoire. Par contre, dès le niveau B, les dispositifs d'aspiration doivent être munis de filtres adaptés au radionucléide manipulé. Dans ces conditions, la contamination de l'air rejeté est négligeable. Les filtres usagés sont en général contaminés et doivent être considérés comme des déchets radioactifs. Pour les secteurs de travail de type A ou pour certains cas particuliers, l'organe de contrôle peut fixer une contamination maximale admissible de l'air rejeté et demander l'installation d'un moniteur de contrôle en continu de la contamination de l'air évacué. L'activité maximale rejetable est calculée en tenant compte des diverses sources de contamination possibles de manière à ce que nulle part dans l'environnement de la cheminée d'évacuation des concentrations conduisant à des doses supérieures à la dose maximum admissible pour le public ne puissent se produire.


Références [1] Ordonnance sur la radioprotection - ORaP (RO 1994 1947).

[2] G. Sitzlack, Strahlenschutzpraxis, Verlag Tribüne, Berlin, 1974

[3] ICRP 21, Data for Protection against Ionizing Radiation from External Sources : supplement

to ICRP Publication 15 (1973).

[4] Ordonnance sur l’utilisation des sources radioactives non scellées (RO 1997 2923)

[5] European Agreement concerning the International Carriage of Dangerous Goods by Road, ADR applicable as from 1 January 2011, United Nations, 2010. http://live.unece.org/trans/danger/publi/adr/adr2011/11contentse.html

Ouvrages de référence Manuel pour les experts en radioprotection dans le domaine médical, Philipp R. Trueb (éd.), ISBN 3-258-06494-6 Guide pratique : Radionucléides & Radioprotection Nouvelle édition révisée, D. DELACROIX, JP. GUERRE et P. LEBLANC, ISBN 2 86883 864 2 Personne compétente en radioprotection, Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche, sources non scellées, Hugues Bruchet, Ed. EDP Sciences, 2009, ISBN : 978-2-86883-951-0 Personne compétente en radioprotection, Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche, sources scellées, Jean-Claude Moreau et Marc Ammerich, Ed. EDP Sciences, 2010, ISBN : 978-2-86883-590-9 ICRP, 1996. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. ICRP Publication 74. Ann. ICRP 26 (3-4). "Introduction to Radiation Protection", Practical knowledge for Handling Radioactive Sources Claus Grupen, Springer, ISBN 978-3-642-02585-3


http://livres.edpsciences.org/ouvrage.php?ISBN=978-2-86883-951-0

http://livres.edpsciences.org/ouvrage.php?ISBN=978-2-86883-951-0

8. Résumé • Les grandeurs opérationnelles sont des grandeurs limitées secondaires; elles sont

mesurables en routine et représentent une approximation des grandeurs limitées primaires (inaccessibles à la mesure).

• Les limites secondaires d’activité sont : - la limite d’exemption, LE; - la limite d’autorisation, LA.

• Les valeurs directrices sont : - la valeur directrice de la contamination de l’air, CA; - la valeur directrice de la contamination des surfaces, CS;

• Les règles de protection contre l'exposition externe sont : - choix de la source et de son activité - maintien de la plus grande distance possible entre la source et la personne; - réduction du temps d'exposition; - utilisation d'écrans protecteurs.

• Les blindages utilisés doivent être adaptés au rayonnement considéré : - pour le rayonnement α, le risque d'exposition externe est nul, car le

rayonnement est arrêté dans la couche morte de l'épiderme; - pour le rayonnement β, un écran de matériau de faible numéro et d'une

épaisseur d'environ 1 cm assure une protection efficace; - pour le rayonnement γ ou X, l'atténuation est exponentielle, ainsi il n'y a pas de

protection totale. Le facteur de transmission de l'écran, qui dépend de l'énergie de la radiation et du matériau de l'écran, peut être tiré de tables ou de graphes.

• Les règles de protection contre l'exposition interne sont : - choix de la source ayant la toxicité la plus faible et de l'activité la plus faible; - prévention par l’isolement et le confinement de la substance radioactive; - prévention de tout contact entre la personne et la substance radioactive.

• La protection est assurée par les structures, par des moyens de protection personnels et par des méthodes de travail appropriées.

• Le type de secteur de travail est déterminé par la limite d'autorisation (LA) du radioélément et par l'activité manipulée;

• La contamination est contrôlée de manière directe ou par frottis. • La contamination résiduelle maximale admissible correspond à CS hors des

zones contrôlées et à 10 x CS à l'intérieur des zones contrôlées. • Toute source radioactive doit être marquée et enregistrée avec les indications

suivantes : - radionucléide; - activité et date de référence; - état physique et nature chimique. Les sources radioactives doivent être stockées dans un blindage de sorte que le débit de dose à 1 m de leur surface soit inférieur à 0,1 mSv/h.


Elles sont ensuite entreposées dans des zones signalées et réservées à cet usage. Ces zones doivent être blindées de manière à ce que le débit de dose en dehors de l'entrepôt soit inférieur à 0,02 mSv/semaine.

• Le transport de sources radioactives est régi par l’ADR L'activité maximum que l'on peut mettre dans un colis de type A est donnée par les valeurs A1 ou A2 Une activité restreinte peut être transportée dans un colis excepté Les colis de type A ou B doivent être munis d'étiquettes de danger. Les colis radioactifs doivent être accompagnés d'un document de transport et d'une consigne de sécurité en cas d'accident.

• Les déchets radioactifs doivent être séparés à la production selon leurs caractéristiques (période, niveau d'activité, état physique, nature chimique, risque de blessure, etc). Ils sont ensuite stockés pour décroissance. Ils peuvent être éliminés lorsque leur activité est en dessous de LE en activité spécifique ou 100 x LE/mois en activité absolue. Les déchets de période supérieure à deux mois peuvent être remis annuellement lors d'une campagne de ramassage organisée par l'OFSP. Les limites de rejet pour les eaux usées sont spécifiées dans l’autorisation.


9. Exercices 1. Calculer la dose effective engagée reçue par une personne qui inhale une activité égale à la

LA de iode-125. Indiquer aussi la dose équivalente à la thyroïde en admettant que c’est le seul organe irradié.

2. Estimer la dose annuelle pour une personne travaillant 10 h par semaine à 1 m d’une source de césium-137 de 500 kBq (source de contrôle).

3. Calculer la dose annuelle à la peau pour une personne contaminée en strontium-90 à une valeur égale à CS.

4. Comparer à transmission égale (1%) l'épaisseur de plomb à utiliser pour un local où est utilisée une source de cobalt-60 ou d'iridium-192.

5. Calculer, pour la dose à la peau, le gain lié à l'utilisation d'une pince (longueur du manche : 20 cm) pour tenir un flacon de technétium-99m.

6. On admet que la manipulation à la pince de l'exercice 5 dure 1 minute. Calculer la durée de la manipulation à la main si l'on veut maintenir la même dose.

7. Calculer l'épaisseur du mur (béton) d'un local (25 m²) où est manipulée une source de césium-137 de 20 GBq durant 10 h par semaine, en admettant que les locaux attenant sont occupés par des individus du public (0,02 mSv par semaine).

8. Déterminer le secteur de travail dont il faut disposer pour manipuler une source non scellée de strontium-90 de 10 MBq.

9. Indiquer la dose effective reçue en cas d'inhalation d'une activité de strontium-90 correspondant à la limite d'autorisation.

10. Calculer la durée d'attente pour qu'une contamination de surface de 200 Bq.cm-2 en iode-125 passe en dessous de la valeur directrice valable hors des zones contrôlées.

11. Dans quel genre de colis faut-il placer une source de 400 MBq de 241Am ?

12. Quelle étiquette de danger faut-il placer sur le colis de l'exercice 8 si aucun blindage du rayonnement n'est prévu ?

13. Quel est l'indice de transport d'un colis dont le débit de dose à 1 m de la surface est de 20 µSv/h ?

14. Pendant combien de temps faut-il conserver un déchet solide de 32P de 50 MBq avant de pouvoir le jeter à la poubelle ?

15. Que faut-il faire d'un déchet liquide de 1 GBq de 125I ?


CHAPITRE • 11

CONTROLES INDIVIDUELS DE RADIOPROTECTION

Objectifs du cours • Expliquer les méthodes de dosimétrie individuelle. • Calculer les doses délivrées en cas d'incorporation. • Concevoir une surveillance dosimétrique dans une situation donnée.

11. Contrôles individuels de radioprotection 1. Rôle de la surveillance individuelle en radioprotection Les contrôles individuels comprennent toutes les démarches faites pour connaître la dose accumulée par un individu. Cette accumulée permet de déterminer :

• le risque encouru par l'individu. Des mesures fréquentes de la dose permettent de s'assurer qu'elle est réduite au minimum possible et qu'elle reste dans tous les cas inférieure aux maxima légaux. Si la dose accumulée devrait approcher ou même dépasser les limites admissibles, un réexamen des conditions de travail serait à envisager de façon à réduire les doses individuelles et, par là, assurer la sécurité du travailleur;

• le risque lié au poste de travail. Les contrôles individuels vont mettre en évidence les tâches et places de travail où l'irradiation est la plus importante. Ces observations permettront de renforcer les mesures de protection là où elles sont les plus utiles;

• les erreurs professionnelles. Une augmentation de dose non justifiée par une modification quelconque du travail laissera supposer un accident. Elle fera l'objet d'une enquête de façon à en éviter la répétition. Des tâches semblables sont souvent faites par plusieurs laboratoires ou entreprises. En comparant les doses respectives, il est possible de mettre en évidence les qualités et défauts (au sens de la radioprotection) des différentes méthodes utilisées;

• les risques encourus par la population. Par sommation des doses individuelles, on pourra calculer la contribution des différentes professions à l'irradiation de la population en général et faciliter ainsi le calcul apport/nuisance de chaque activité.

Le contrôle médical a quant à lui pour objectifs de vérifier l'aptitude de la personne aux travaux impliquant des radiations ionisantes et d'assurer le suivi de son état de santé.

2. Contrôle individuel de l'exposition externe 2.1. Grandeurs contrôlées Les grandeurs faisant l'objet des mesures de contrôle sont les grandeurs opérationnelles de l'exposition externe, déjà introduites dans le chapitre 5. Il s'agit de :

• la dose individuelle en profondeur Hp(10) (avec l'abréviation Hp); c'est la dose équivalente à 10 mm de profondeur dans le tissu mou au niveau du thorax; la mesure de cette grandeur s'effectue à partir d'un dosimètre porté sur la poitrine (badge); en général,


l'élément sensible du dosimètre est recouvert d'un filtre pour simuler l'absorption par les 10 mm de tissu;

• la dose individuelle en surface Hp(0,07) (avec l'abréviation Hs); c'est la dose équivalente à 0,07 mm de profondeur dans le tissu mou au niveau du thorax; la mesure s'effectue également par le port d'un dosimètre sur la poitrine; pour cette mesure, l'élément sensible est directement soumis au champ de radiations (pas de filtre);

• la dose équivalente aux extrémités, Hext; les dosimètres sont placés au niveau des mains (bracelet, bagues, etc).

Lorsque la dose mesurée Hp est inférieure à la valeur limite de la dose effective, on accepte Hp comme dose reçue (inscription dans le document dosimétrique). De même lorsque la dose mesurée Hs est inférieure à la valeur limite de la dose à la peau, on accepte Hs comme dose reçue à la peau (inscription dans le document dosimétrique). Dans le cas où les doses mesurées sont supérieures aux valeurs limites, une enquête est effectuée, sur la base de laquelle la dose effective et la dose à la peau sont déterminées, à partir des mesures du dosimètre, en tenant compte des conditions spécifiques d'irradiation. 2.2. Technique de mesure Parmi les instruments de mesure, on distingue :

• les dosimètres intégrateurs portés au niveau du tronc (badges); • les dosimètres intégrateurs portés au niveau des mains (bagues); • les dosimètres à lecture directe ou d'alarme.

2.2.1. Dosimètre-badge

La technique de mesure utilisée dépend du type de rayonnement. Dans le cas des rayonnements β, γ ou X, les systèmes de détection les plus courants sont la thermoluminescence (voir Figure 11.1.a) , le film photographique et la radiophotoluminescence. Les exigences suivantes sont fixées :

• dose minimale détectable : 0,1 mSv • dose maximale détectable : 5 Sv • variation de la réponse avec l'énergie γ : < ± 40 % • variation de la réponse γ avec la direction : < ± 40 % • reproductibilité (2 σ) : < ± 20 % • variation de la réponse due à d'autres effets (fading, humidité) : < ± 10 %.

Un dosimètre répondant à ces exigences doit permettre, dans les conditions de routine, de mesurer la dose avec une précision de + 50 % à – 30 % comme le fixe l'ordonnance sur la dosimétrie individuelle. Les services de dosimétrie doivent être au bénéfice d'une homologation et participer annuellement à une intercomparaison dosimétrique.

La fréquence habituelle des mesures est mensuelle. Cependant, en cas d'accident ou lorsque l'on soupçonne une irradiation, la lecture immédiate du dosimètre est toujours possible.

En cas de port d'un tablier de protection, le dosimètre doit se porter sous le tablier. Si l'on soupçonne une irradiation importante des parties de l'organisme non protégées, on porte un deuxième dosimètre placé sur une partie non protégée ou sur le tablier.


La dose se calcule comme suit en cas de port de deux dosimètres : Hp = Hpsous + a⋅Hpsur avec a = 0.1 si le tablier ne protège pas la glande thyroïde Hs = Hssous + Hssur a=0.05 si le tablier la protège

où Hsous et Hsur représentent la dose mesurée sous, respectivement sur, le tablier. Ceci signifie que l'on admet que 90 à 95 % du risque se situe au niveau des organes protégés par le tablier. 2.2.2. Dosimètre-bague

Le détecteur, en général une pastille thermoluminescente, est placé dans une bague, ce qui permet d'évaluer la dose reçue par les mains. Dans certains cas de manipulation, on place la bague à l'extrémité des doigts pour apprécier la dose au contact.

(a) (b) Figure 11.1. (a) Dosimètre thermoluminescent (b) Dosimètre électronique à alarme

2.2.3. Dosimètre à lecture directe ou d'alarme

Chaque fois que le risque encouru est élevé ou mal connu, le badge est doublé par un instrument à lecture directe (voir Figure 11.1.b). Le stylodosimètre, basé sur la décharge d'un condensateur, permet une lecture immédiate. Le dosimètre d'alarme, basé en général sur un compteur GM, un compteur proportionnel ou un détecteur semi-conducteur, comprend une électronique de mesure permettant d'additionner les doses. Il délivre en général un signal sonore intermittent, ou continu en cas de dépassement d'un seuil de dose ou de débit de dose. Actuellement, le dosimètre électronique est utilisé uniquement dans les situations de haut débit de dose. Cependant un gros effort de recherche est consenti sur le plan international pour développer un dosimètre électronique de contrôle individuel, à cause de plusieurs avantages qui contribuent au meilleur contrôle des doses et facilitent ainsi l'implémentation efficace des programmes d'optimisation, notamment :

• une bonne précision, car on a moins de variables associées à la lecture; • une bonne exactitude, à cause de la meilleure précision et la stabilité à long terme; • une bonne limite de détection, donc une plus grande fiabilité dans le cas des faibles

doses; • des alarmes sonores et visibles, fonction de la dose et du débit de dose; • une lecture plus facile, donc un allègement des services dosimétriques; • un transfert facile de l'information dosimétrique vers une base de données, donc facilité

et rapidité du traitement de l'information; • une bonne acceptabilité chez les utilisateurs qui ont plus de confiance dans une valeur de

dose qu'ils obtiennent immédiatement.

Cependant, à l'heure actuelle, l'introduction du dosimètre électronique en contrôle individuel de routine est freinée par quelques problèmes encore à régler, notamment :


• l'absence de normes (standards) industrielles nationales ou internationales; • la réticence des autorités de contrôle envers des dosimètres de type nouveau; • le prix encore relativement élevé; • la sous-estimation de la dose aux hauts débits (qq Gy/h), à cause des effets de temps

mort, ce qui pose problème en cas d'accident; • l'interférence électromagnétique; • la difficulté de mesurer la dose en surface; • l'absence de dosimètres pour les extrémités.

3. Contrôle individuel de la contamination externe Fréquemment, au cours du travail avec des sources ouvertes, et au moins lors de la sortie du laboratoire, chacun est tenu de surveiller la contamination de la peau et des habits. L'instrumentation n'est plus individuelle, mais chacun à son tour passera devant un compteur et y présentera en particulier ses mains, ses pieds ou tout son corps. En présence d'un résultat positif (valeur supérieure à Cs), il s'agit de se nettoyer ou de changer d'habits jusqu'à la diminution de l'activité en dessous du seuil toléré. Les doses, qui peuvent avoir ainsi été délivrées, sont difficiles à estimer et faibles. Elles ne sont pas calculées, ni prises en compte. 4. Contrôle individuel de la contamination interne 4.1. Introduction L'incorporation d'une substance radioactive conduit à une irradiation interne. La détermination des doses liées à une telle situation est relativement complexe, car elle fait intervenir, outre les paramètres physiques du radionucléide incorporé, les caractéristiques chimiques de la substance radioactive qui déterminent le métabolisme du produit dans l'organisme. Dans la pratique, on définit un certain nombre de limites dérivées qui doivent permettre de manière simple de vérifier que la limitation des doses individuelles est respectée. La mesure d'une incorporation se fait de diverses manières, soit par la détermination de l'activité dans l'organisme entier ou dans un organe, soit par le biais de l'activité dans les excréta. L'interprétation de telles mesures s'effectue par comparaison aux limites secondaires. 4.2. Détermination de la dose liée à une incorporation 4.2.1. Calcul de la dose à un organe

Considérons l'incorporation d'une activité unitaire d'un radionucléide. La substance se répartit dans l'organisme suivant son métabolisme et est éliminée après une période plus ou moins longue. Lorsqu'une désintégration a lieu dans un organe-source s, la dose dans l'organe-cible t, produite par le rayonnement de type i est appelée énergie effective spécifique et est symbolisée comme suit :

( )iS s t→ Cette grandeur qui est un des éléments de base de la dosimétrie des incorporations dépend

uniquement de l'énergie du rayonnement i et des relations spatiales entre les organes s et t. La dose totale liée à une désintégration dans l'organe s s'obtient par sommation sur toutes les particules émises lors de la désintégration :


( ) ( ) ( )50 s i siH s t U S s t U S s t→ = ⋅ Σ → = ⋅ → .

Us étant le nombre de désintégrations qui ont lieu dans l'organe-source s par unité d'activité incorporée durant une période de 50 ans. Afin d'obtenir la dose totale à l'organe t, il faut sommer la contribution de tous les organes-sources s et en présence de filiation radioactive, sur tous les nucléides formés j. On obtient :

( )50,t s j sH U S s t= Σ Σ → .

Cette formule montre qu'à partir de la connaissance des grandeurs Us et S, la dose s'obtient par simple sommation. Ainsi on obtient en cas d'inhalation :

( )inh T T s s,inh inhE I w U S s t I e= ⋅ Σ Σ → = ⋅.

Où I est l'activité incorporée, et la sommation complexe, symbolisée par einh, est la dose effective liée à l'inhalation d'une activité de 1 Bq. Cette grandeur est indiquée pour tous les radioéléments à l'appendice 3 de l'ORaP.

La situation est équivalente pour l'ingestion :

( )ing T T s s,ing ingE I w U S s t I e= ⋅ Σ Σ → = ⋅ .

4.2.2. Nombre de désintégrations dans un organe-source durant 50 ans

Le métabolisme des substances dans l'organisme est relativement complexe (voir Figure 11.2.). Pour les besoins dosimétriques, on utilise un modèle à compartiments avec des cinétiques de premier ordre. Après inhalation ou ingestion, le radionucléide passe dans le fluide extracellulaire qui est simulé par un compartiment de transfert réparti de manière uniforme sur l'organisme entier. Sa période biologique a été fixée à 0,25 j. Le radionucléide passe ensuite dans les divers organes avant d'être excrété. Des modèles particuliers ont été développés par la CIPR pour le système respiratoire, le tractus gastro-intestinal, la rétention dans l'os et la respiration de gaz nobles.


Exhalation Sueur

Fèces

Contaminationexterne

Urine

Poumons Peau

BlessureIngestion Inhalation

Tissus souscutanéGlanglions

Foie Reins

tract

us g

astro

-inte

stin

al

Organes de dêpot

Fluides extracellulaires (sang,lymphe)

Figure 11.2. Voies métaboliques principales des radionucléides dans l'organisme

4.3. Techniques de mesure de la contamination interne 4.3.1. Mesures in vivo

Le radioisotope absorbé émet des radiations γ d'énergie suffisante pour être détectées depuis l'extérieur de l'organisme. Un compteur, placé à proximité de la personne, permet la mesure des radiations émises. Les deux situations de mesure les plus courantes sont les suivantes :

• mesure de radiations émises par tout le corps. Le patient et les détecteurs sont placés dans une enceinte blindée de façon à soustraire les détecteurs de l'irradiation naturelle. Cette précaution est indispensable, car les concentrations admises dans l'organisme sont très faibles pour beaucoup d'isotopes et difficiles à mesurer. Cette technique relativement lourde à mettre en oeuvre se prête particulièrement à la détection des éléments qui se distribuent de manière plus ou moins uniforme dans l'organisme, par exemple K, Co, Na;

• mesure des radiations émises par la glande thyroïde. Elle se pratique surtout pour les incorporations de radioiode qui se fixe en bonne partie (20 à 30%) dans la thyroïde; il est donc facile de le mesurer avec une sonde blindée placée en regard de la glande thyroïde. Les temps de mesure sont de l'ordre de quelques dizaines de minutes. L'instrument est un détecteur à scintillation, généralement un cristal de NaI, qui permet l'identification des radioéléments par analyse spectrométrique.

4.3.2. Mesures in vitro

L'analyse de la radioactivité sur un prélèvement biologique permet de déterminer la contamination interne. Si l'urine est généralement utilisée pour des raisons de facilité d'une part, et parce qu'elle est représentative des excréta corporels d'autre part, il est des cas où une mesure de l'activité du sang ou des selles peut être plus appropriée. En présence d'émetteurs γ, la technique de mesure pratiquée sur le prélèvement est semblable à celle des mesures in vivo. Il est difficile cependant d'atteindre, par cette méthode, une aussi bonne sensibilité. En présence d'émetteurs β ou α, le prélèvement est mesuré en scintillation liquide ou par comptage après préparation sur couche mince.


4.4. Détermination de la dose à partir de l'incorporation 4.4.1. Généralités

En cas d'incorporation, la dose reçue dépend de nombreux facteurs : • quantité du radionucléide incorporé; • type et énergie des rayonnements émis; • période du radionucléide; • mode d'incorporation (inhalation, ingestion, contamination par une blessure); • métabolisme de la substance incorporée.

En cas d'incorporation, la grandeur opérationnelle à déterminer est la dose effective engagée E50. Dans le cas où l'on connaît l'activité incorporée I, la dose effective engagée se calcule comme suit :

• pour l'ingestion : E50 = I.eing • pour l'inhalation : E50 = I.einh.

La surveillance d'incorporation, qui a pour objectif de mesurer l'incorporation, I, et par là la dose effective engagée, E50, est basée :

• dans le cas d'un rayonnement pénétrant (γ), sur la radiation émise par la personne (par exemple à l'aide d'un moniteur thyroïdien ou d'un compteur du corps entier);

• dans le cas d'un rayonnement peu pénétrant (α, β), sur la mesure de la contamination des excrétas (urine, selles).

Les personnes qui travaillent régulièrement avec des sources radioactives non-scellées doivent être soumises à une surveillance d'incorporation lorsque l'incorporation du nucléide en question peut conduire à une dose annuelle effective supérieure à 0,1 mSv. 4.4.2. Procédure de mesure

On distingue les deux procédures suivantes : • mesure d'incorporation proprement dite; il s'agit d'une mesure permettant la

détermination de E50; elle doit être effectuée par un service de dosimétrie au bénéfice d'une homologation;

• mesure de tri; il s'agit d'une mesure simple permettant de s'assurer que l'activité incorporée est située en-dessous d'un seuil; celui-ci est fixé en général de manière à ce qu'une personne reçoive une dose annuelle inférieure à 1 mSv. Le diagramme de décision pour la surveillance de l’incorporation par mesure de tri est donné à la Figure 11.3.

4.4.3. Intervalles de mesure

L'intervalle de mesure va dépendre de la période effective du radioélément et de la limite de détection. Dans la pratique, on admet que l'incorporation a lieu au milieu de l'intervalle entre 2 mesures. On choisit l'intervalle de mesure se sorte que l'incorporation au début ou à la fin de l'intervalle ne conduise ni à une sous-estimation, ni à une surestimation supérieure à un facteur 3. Il existe cependant des cas où cette exigence ne peut être atteinte à cause des limites de détection trop élevées (incorporation d'actinides). Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -171- Edition septembre 2014

Aucune autre mesureE50 = 0

Mesure d'incorporationE50 = I • einh

> seuil?oui

non

Mesure de tri

Figure 11.3. Diagramme de décision pour la surveillance de l’incorporation par mesure de tri.

4.4.4. Calcul de la dose effective engagée

Pour le calcul de la dose engagée, on admet que l'activité a été inhalée. La grandeur m(t), fraction de l'activité inhalée (I) se trouvant après le temps t dans l'organe ou l'excrétion considérée, a été déterminée pour des conditions standards (métabolisme moyen) et est tabulée dans la littérature (publication 54 de la CIPR). A titre d'exemple, cette grandeur est indiquée dans le cas de l'activité dans la thyroïde après inhalation de iode-125 à la Figure 11.4.

m(t)

Temps [jour]1 10 100 1000 10000

1.0E-08

1.0E-07

1.0E-06

1.0E-05

1.0E-04

1.0E-03

1.0E-02

1.0E-01

1.0E-00

ThyroïdeUrine

Figure 11.4. Rétention du iode-125 dans la thyroïde après inhalation

Si l'on mesure une activité M(t) dans l'organe ou l'excrétion au temps t, on peut calculer I comme suit :

( )M tI

m(t)=

et de même E50 :


( )( ) ( ) ( )

inh50 inh inh

M t eE I e e M tm t m t

= ⋅ = ⋅ = ⋅.

Pour la surveillance de routine, où l'on admet que l'incorporation est intervenue au milieu de l'intervalle T, la dose effective engagée s'écrit :

( ) ( )inh

50eE M t

m T / 2= ⋅

. Au cas où une partie de l'incorporation mise en évidence dans la mesure antérieure est encore présente dans l'organe, la formule devient :

( ) ( )( )( )

ainh50 50

m 3T / 2eE M t Em T / 2 m T / 2

= ⋅ − ⋅

où a50E est la dose effective engagée mesurée lors du contrôle précédent.

4.4.5. Mesures à prendre en cas d'incorporation dépassant la limite de dose

Dans le cas où la dose déterminée avec la méthode standard décrite ci-dessus dépasse la valeur limite, une détermination spécifique de la dose doit être effectuée, tenant compte de la situation particulière :

• moment supposé de l'incorporation; • métabolisme spécifique de la personne; • voie spécifique d'incorporation; • caractéristiques chimiques du radioélément.

Cette détermination est confiée à un expert qui s'appuiera sur une enquête et sur des mesures complémentaires effectuées sur la personne. 4.4.6. Cas particuliers

Il existe des situations où les méthodes standards ne s'appliquent pas, par exemple incorporation uniquement par ingestion, forme chimique particulière, état physique particulier (dimension de l'aérosol). Dans ce cas, d'autres modèles sont à appliquer, après accord de l'autorité de surveillance. 4.4.7. Valeurs des paramètres pour le calcul d'incorporation

Les valeurs des paramètres nécessaires à la surveillance et au calcul de la dose engagée : • intervalle de surveillance, • seuil de mesure, • méthode de mesure, • valeur de einh/m(t),

font l'objet d'une recommandation de la Commission fédérale de radioprotection. Elles sont intégrées à l'ordonnance sur la dosimétrie. 5. Surveillance médicale Un examen médical est effectué :


• au début de l'activité; • périodiquement, selon un rythme défini par la Caisse nationale d'assurance en cas

d'accident (SUVA) (généralement tous les deux ans pour les situations dans lesquelles un risque important d'irradiation existe; quand le risque est faible, on renonce au contrôle périodique).

L'examen comprend ne formule sanguine complète. Il faut souligner cependant que le but de l'examen médical n'est pas l'observation de symptômes liés à l'irradiation puisque seuls les effets de nature déterministe sont décelables. L'examen médical fait partie de la démarche de prévention des maladies professionnelles définie par la loi sur l'assurance-accidents, tâche dévolue à la SUVA. 6. Document dosimétrique personnel Chaque personne professionnellement exposée aux radiations possède un document dosimétrique personnel sur lequel sont indiquées les doses reçues. Ce document est tenu à jour par l'employeur et remis à la personne lorsqu'elle quitte l'entreprise. Lors d'un nouvel emploi comme professionnellement exposé aux radiations, la personne remet son document dosimétrique au nouvel employeur.

7. Résumé • Le contrôle individuel de l'exposition externe s'effectue à l'aide du dosimètre

personnel porté au niveau de la poitrine (badge). Il mesure les grandeurs Hp (dose individuelle en profondeur) et Hs (dose individuelle en surface).

• La sensibilité du dosimètre est de 0,1 mSv. Sa précision en routine est de – 30% à + 50 %.

• En cas de port d'un tablier de protection, le dosimètre est placé sous le tablier. • En cas de risque particulier d'irradiation des mains, on porte un dosimètre-

bague. • Le dosimètre d'alarme est utilisé, en plus du dosimètre individuel, dans le cas où

le risque encouru est élevé ou la situation d'irradiation mal connue. • La mesure de l'incorporation s'effectue :

- soit in vivo; pour des rayonnements pénétrants (anthropogammamètre, moniteur thyroïdien);

- soit in vitro; pour les rayonnements peu pénétrants (mesure du tritium et du carbone-14 dans l'urine, mesure des actinides dans les selles).

• La dose liée à une incorporation s'exprime comme suit : ( )T T s sE I w U S s t I e= ⋅ Σ Σ ⋅ → = ⋅

Elle est le produit des trois grandeurs suivantes : - I; l'activité incorporée; - S(s→t); la dose à l'organe-cible t par désintégration dans l'organe-source s;

cette grandeur est fonction du type de particules émises et de leurs énergies, ainsi que de la morphologie;

- Us; le nombre de désintégrations dans l'organe-source s par unité d'activité incorporée.

• On distingue deux situations d'incorporation : l'inhalation (par les voies Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -174- Edition septembre 2014

respiratoires) et l'ingestion (par voie orale). On a ainsi : inh inh ing ingE I e et E I e= ⋅ = ⋅

. Les grandeurs einh et eing sont tabulées dans l'appendice 3 de l'ordonnance.

• Pour le calcul d'une incorporation : - on admet qu'il s'agit d'une inhalation; - on fixe un intervalle de mesure assurant une précision d'un facteur 3 (environ

3 périodes effectives); - on admet que l'incorporation a eu lieu au milieu de l'intervalle; - on procède à une mesure de tri (réponse oui/non); - en cas de dépassement d'un seuil, on effectue une mesure d'incorporation; - la dose se calcule à l'aide de la formule :

( )inheE M

m T / 2= ⋅

où M est la valeur de mesure et m(t) la fraction fixée (ou excrétée) au temps t après l'incorporation.

• Les personnes professionnellement exposées aux radiations sont soumises à une surveillance médicale.

• Les doses reçues par les personnes professionnellement exposées aux radiations sont reportées dans un document dosimétrique personnel tenu à jour par l'employeur.


8. Exercices 1. Indiquer la dose à rapporter sur le document dosimétrique si les deux dosimètres (un sous

le tablier et un sur le tablier) donnent les valeurs suivantes :

Hsous = 0,4 mSv ; Hsur = 2 mSv.

2. Indiquer un programme de surveillance dans le cas du travail avec du tritium sous forme non-scellée.

3. On mesure une concentration radioactive de 106 Bq.1-1 en tritium dans l'urine d'un travailleur lors de la mesure de tri. Que doit-on faire ?

4. Calculer la dose effective engagée reçue par une personne qui a une activité en iode-125 de 2 MBq dans la glande thyroïde lors du contrôle trimestriel.

5. On mesure une activité de 5 MBq de cobalt-60 lors d'un contrôle à l'anthropogammamètre. Estimez la dose si l'on admet que l'incorporation a eu lieu 3 mois avant.

6. Imaginer une mesure de surveillance de l'incorporation de technétium-99m.


CHAPITRE • 12

INTERVENTION LORS D’ACCIDENTS AVEC RISQUE LIE AUX RADIATIONS IONISANTES

Objectifs du cours • Analyser le risque lié l'utilisation des radiations ionisantes dans une situation

donnée. • Définir une procédure à appliquer en cas d'incident ou d'accident.

12. Intervention lors d’accidents avec risque lié aux radiations ionisantes 1. Bases de la gestion d'un accident radiologique 1.1. Introduction On distingue en radioprotection les accidents radiologiques des incidents. On peut définir ces deux situations de la manière suivante :

• incident : il s'agit d'une situation où le danger est plus élevé ou augmente de façon incontrôlée et qui peut donner lieu à un dépassement d'une valeur limite d'immiscions ou de la valeur limite de dose applicable aux personnes exposées aux rayonnements dans des circonstances non liées à l'exercice de leur profession (1 mSv);

• accident : des personnes ont reçu une dose d'exposition externe ou ont subi une incorporation dépassant la valeur limite de dose pour les cas d'intervention (50 mSv).

Les accidents radiologiques sont relativement rares. Une liste des plus récentes est donnes au Tableau X.8.2. Leur analyse montre que personne n'est à l'abri, dans la mesure où le potentiel de risque est suffisamment élevé. Face à cette constatation, deux efforts sont à engager, d'abord au niveau de la prévention et ensuite au niveau de la gestion de l'accident. Dans ce chapitre, nous présenterons les bases légales de la prévention et l'organisation de l'intervention en cas d'accident radiologique au niveau national. 1.2. Situation générale Toute activité avec des radiations ionisantes fait intervenir deux situations d'exposition :

• expositions en fonctionnement normal; dans cette situation, les trois principes de la radioprotection s'appliquent : justification, optimisation et limitation des doses individuelles; c'est la radioprotection opérationnelle classique;

• expositions potentielles; il s'agit des expositions qui pourraient être reçues au cas où un accident survient; alors que s'appliquent la justification et l'optimisation, la limitation individuelle concerne ici le risque, plutôt que la dose; le risque est défini, en première approximation, par le produit de la probabilité de l'accident par le détriment associé (par exemple la dose).


Pour réduire les expositions potentielles, on distingue deux méthodes : • prévention; l'objectif est de réduire la probabilité des accidents; • mitigation; l'objectif est d'atténuer les effets si l'accident arrive.

Dès l'instant où l'accident est survenu, on passe du fonctionnement normal à l'intervention. Ici les principes de radioprotection sont la justification et l'optimalisation des démarches visant à réduire les doses; le critère de dose est plus la dose évitée que la dose reçue. 1.3. Prévention Les méthodes de prévention des accidents radiologiques sont de même nature que celles appliquées aux accidents conventionnels. Le principe est celui de la défense en profondeur. Elle consiste à prévoir une série de mesures de sécurité (barrières) qui se superposent et rendent ainsi, par leur indépendance, la probabilité de l'accident très faible. Sont associées à ce principe, les notions de redondance (chaque fonction de sécurité est assurée par plusieurs dispositifs permettant de faire face à une panne unique), de diversification (chaque fonction de sécurité est assurée par des dispositifs reposant sur des principes différents; ceci permet d'éviter les pannes avec origine commune) et la séparation (les dispositifs redondants sont placés à des endroits différents pour éviter le risque local : incendie, etc). Les exigences légales concernant la prévention sont données à l'article 94 de l'ordonnance sur la radioprotection du 22 juin 1994. On observe que plutôt que de limiter le risque (produit de la probabilité par la dose), on a classé les scénarios de défaillance d'après leur fréquence et fixé, dans chaque domaine de fréquence, une limite de dose. L'ordonnance prévoit aussi (art. 95), pour les entreprises présentant un risque important, qu'un rapport de sécurité soit établi. La notion de Défaillance est utilisée dans l'ORaP et définie à l'annexe 1, de la manière suivante : Evénement au cours duquel l'exploitation d'une installation s'écarte des conditions normales et :

a. qui porte attente à la sécurité d'une installation ou d'un objet (défaillance technique)

b. qui peut donner lieu à un dépassement d'une valeur limite d'immission ou de la valeur limite de dose applicable aux personnes exposées aux rayonnements dans des circonstances non liées à l'exercice de leur profession (incident radiologique)

c. au cours duquel une personne est exposée à une dose supérieure à 50 mSv (accident radiologique).

1.4. Mitigation L'objectif est ici de prévoir des mesures qui viseront, si l'accident arrive, à en atténuer les conséquences. Ces mesures concernent aussi bien la réalisation de dispositifs (tels que bacs de rétention, filtres de décompression, etc) que la préparation de l'intervention (procédure d'alarme, plans d'évacuation, etc). 1.5. Intervention Comme indiqué ci-dessus, la gestion des interventions après un accident radiologique est basée sur le fait que chaque démarche doit être globalement positive ("faire plus de bien que de tort"). Dans une telle situation, les limites de dose classiques ne sont pas applicables; en effet, on pourrait se trouver soit dans l'impossibilité de les respecter, soit leur respect pourrait conduire à des désagréments plus importants que le détriment lié à l'irradiation.


Sur le plan suisse, l'intervention suite à un accident radiologique est organisée au niveau national (voir l'ordonnance relative à l'organisation d'intervention en cas d'événement ABCN).

Cette organisation comprend : • un état-major fédéral de conduite (EMF ABC) composé des directeurs des principaux

offices fédéraux concernés et de représentants des cantons comme mission l'analyse de la situation et la proposition des mesures au Conseil fédéral;

• une centrale nationale d'alarme (CENAL); elle a comme mission l'alarme et la collecte des informations; dans la première phase de l'accident (avant la mise en place de l'EMF ABC), elle ordonne les mesures urgente de protection de la population;

• une organisation de prélèvement et de mesure (OM); elle comprend des réseaux de mesure des débits de dose et de la contamination de l'air, ainsi que des laboratoires de mesure de la contamination.

Pour les petits accidents, une procédure plus adaptée a été mise en place.

RéseauNADAM

RéseauRADAIR

RéseauMADUK

RéseauLUSAN

Postes d'alerteatomique

Réseaux de mesure

Véhicules demesure

Hélicoptèresde mesure

Laboratoiresmobiles

Aéroradiométrie

Spectro gammain situ

Officiers NBCspécialistes

Equipes mobiles

Laboratoiresspécialisés

Laboratoirescantonaux

LaboratoiresNBC militaires

Autreslaboratoires

Laboratoires de mesure

Organisation de mesure

Météo Suisse

Poste d'alarme Organisation de mesure

CENAL

EMF ABC Conseil fédéral


Tableau X.12.1. Liste des principaux accidents radiologiques mortels

Date Lieu Source Nombre de décès

1945-46 Los Alamos I et II (US) criticité 2 1954 Iles Marshall (Pacifique) essai 1 1954 Sarov (URSS) source orpheline (Po-210) 1 1958 Mayak (URSS) criticité 3 1958 Los Alamos III (US) criticité 1 1958 Vinca (Y) criticité 1

1961 Atlantique Nord (URSS) réacteur sous-marin 8

1962 Mexico (Mexique) source orpheline (Co-60) 4 1963 Anhui(Chine) source orpheline (Co-60) 2 1964 Wood River (US) criticité 1 1968 Wisconsin et Chicago (US) Au-198 2

1968 Snezhinsk (URSS) criticité 2

1968 Mer Baltique (URSS) réacteur sous-marin 4

1971 Kurtchatov (URSS) criticité 2 1975 Brescia (I) irradiateur Co-60 1 1978 Sétif (Algérie) source orpheline (Ir-192) 1 1980 Leningrad (URSS) source orpheline (Co-60) 1 1982 Kjeller (Norvège) cobalt-60 1 1982 Bakou (URSS) source orpheline (Cs-137) 5 1983 Constituyentes (Arg.) criticité 1 1984 Casablanca (Maroc) Ir-192 8 1986 Texas (US) accélérateur 1 1986 Tchernobyl (URSS) réacteur (expl.) 28 1987 Goiãnia (Brésil) source orpheline (Cs-137) 4 1990 Soreq (Israël) source orpheline (Co-60) 1 1990 Saragosse (E) accélérateur 13 1990 Shangaï (Chine) irradiateur Co-60 2 1992 Shanxi (Chine) source orpheline (Co-60) 3 1996 San José (Costa Rica) Co-60 13 1997 Sarov (Russie) criticité 1 1998 Grozny (Tchétchénie) source orpheline (Co-60) 3 ? 1999 Tokaimura (Japon) criticité 2 1999 Bangkok (Thaïlande) source orpheline (Co-60) 3 2000 Le Caire (Egypte) source orpheline (Ir-192) 2 2000 Panama (Panama) radiothérapie (Co-60) 5


2. Gestion locale du risque et de l'incident radiologique 2.1. Introduction La gestion locale du risque et de l'incident radiologique s'appuie sur les recommandations internationales et sur la réglementation en vigueur dans ce domaine. Elle implique plusieurs démarches :

• les mesures de prévention destinées à réduire le risque; • les procédures d'alarme et d'information en cas d'incident; • les mesures d'intervention d'urgence destinées à réduire les conséquences du sinistre; • les mesures à moyen terme destinées à rétablir la situation après un incident; • les mesures de suivi des conséquences de l'incident; • les démarches d'analyse de l'incident et les mesures correctives destinées à éviter sa

répétition. Le chapitre 7 de l'Ordonnance sur la radioprotection (ORaP) définit les mesures obligatoires à prendre dans le domaine des défaillances.

2.2. Mesures de prévention La démarche la plus importante est sans conteste la prévention des défaillances. Elle est non seulement souhaitée mais obligatoire au terme de l'article 94, al. 1 de l'ORaP. Les mesures de prévention se prennent à la suite d'une analyse de risque destinée à mettre en lumière les risques de défaillance. L'analyse de risque peut se résumer à une simple réflexion de l'expert de radioprotection dans les cas simples. Les critères à analyser sont les suivants :

• inventaire des radionucléides et des activités présents dans le service; • dose que représenterait l'inhalation de la totalité de l'inventaire; • inventaire des opérations présentant un risque particulier; • facteurs d'augmentation du risque (opérations délicates, produits inflammables, produits

agressifs, travaux sous pression, volatilité, création d'aérosols, réactivité chimique, etc); • facteurs de diminution du risque (enceintes de confinement, équipements de protection,

instructions claires, formation du personnel, etc); • détermination d'un incident de référence (incident dont la probabilité est la plus

importante); • détermination d'un modèle réaliste des conditions d'exposition en cas d'incident

(exposition externe et incorporation); • détermination de la dose attendue lors de l'incident de référence.

Des exigences différenciées en fonction de la fréquence des défaillances sont fixées à l'article 94 de l'ORaP. Pour ces cas plus complexes, l'autorité de surveillance peut fixer la méthode et les conditions de l'analyse des défaillances (ORaP, art. 94, al. 6). Elle peut également exiger du titulaire de l'autorisation un véritable rapport de sécurité (ORaP, art. 95, al. 1) dont le contenu est défini à l'article 94, alinéa 2 de l'ORaP. Sur la base des conclusions de cette analyse, diverses mesures de prévention seront prises. L'ampleur de ces mesures dépend des conséquences prévisibles d'une défaillance et de sa


probabilité d'occurrence. Quelques mesures fondamentales se retrouveront dans tous les cas de figure. On peut citer en particulier les démarches suivantes :

• réduction de l'intensité des sources de radiation au minimum nécessaire; • réduction des stocks de sources de radiation au minimum nécessaire; • formation du personnel; • consignes internes de travail; • contrôle du respect des consignes internes; • consignes internes de comportement en cas d'incident; • établissement d'un plan d'intervention en collaboration avec les sapeurs-pompiers; • préparation et entretien de matériel d'intervention d'urgence (extincteurs appropriés,

douche de secours, instruments de mesure, décontamination, etc); • analyse de l'opportunité de détenir une pharmacie de décorporation en collaboration avec

un médecin spécialisé; • le cas échéant, préparation et entretien d'une pharmacie de décorporation.

Une partie de ces mesures trouve un caractère obligatoire par les dispositions de l'article 96 de l'ORaP ou sous forme de charges liées à l'autorisation d'utiliser des radiations ionisantes délivrées par l'OFSP. Une check-list des points à analyser localement est proposée en annexe. Elle est destinée à aider l'expert à entreprendre la démarche d'analyse de la situation dans son service et à localiser les points critiques. 2.3. Plan d'intervention Lorsqu'un risque d'irradiation aiguë existe, c'est-à-dire lorsque les sources utilisées sont suffisamment intenses, il y a lieu de prévoir un plan d'intervention en cas d'accident. En principe, ce plan est nécessaire lorsque l'on travaille avec des installations à rayons X ou des accélérateurs (débits de dose relativement élevés, risque d'exposition externe). En présence de sources radioactives dont l'activité dépasse la limite d'autorisation, un plan d'intervention est en général également à envisager. Lorsque l'on utilise une source scellée, la possibilité d'incorporation existe également en cas d'accident car la source peut se trouver détériorée. Le plan d'intervention comprendra alors aussi des mesures pour les cas d'incorporation. Le niveau d'élaboration du plan dépendra, outre des niveaux d'activité mis en jeu, de la probabilité d'occurrence d'un accident. Le plan d'intervention devra comprendre les niveaux de dose ou d'incorporation à partir desquels une action est entreprise et les procédures à utiliser. Les numéros de téléphone des services appelés à collaborer doivent également y figurer. Les produits pharmaceutiques nécessaires à la décorporation d'urgence seront préparés à l'avance et à disposition immédiate. Dans les cas où les services d'intervention en cas d'accident (service du feu, police) pourraient se trouver confrontés au risque d'irradiation en cours d'intervention, il est nécessaire de préparer, en collaboration avec un officier de radioprotection de ces services, un plan d'intervention à leur intention. Cette obligation est en général formulée sous forme d'une charge dans l'autorisation délivrée par l'OFSP. 2.4. Procédures d'alarme Une intervention rapide et l'engagement des moyens spécialisés permettent de réduire les conséquences d'un incident radiologique. Dans ce but, la mise en place d'un schéma d'alarme permettant d'atteindre rapidement les services de secours compétents est nécessaire et peut se résumer ainsi : Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -182- Edition septembre 2014

• alarme de sapeurs-pompiers avec la mention "présence de radiations ionisantes"; • information de la CENAL avec indication des mesures prises au niveau local; • information de l'autorité de surveillance (OFSP, Suva ou DSN); • information de la Suva si un travailleur est victime de l'incident.

Il faut noter que l'annonce des défaillances a également un aspect obligatoire au terme de l'article 98 de l'ORaP. Le premier échelon d'intervention est assuré par les sapeurs-pompiers. L'organisation des services de lutte contre le feu prévoit l'équipement et l'instruction de spécialistes de centres de renfort "radioprotection". Ce sont eux qui sont appelés sur les lieux d'un sinistre dans lequel sont impliquées des radiations ionisantes, au même titre que les centres de renfort "chimiques" ou "hydrocarbures" dans leurs domaines respectifs. C'est avec ces centres de renfort que l'expert en radioprotection de l'entreprise établit si nécessaire un plan d'intervention. En second lieu, la CENAL peut engager les moyens de l'organisation d'intervention en cas d'augmentation de la radioactivité de la Confédération (OIR) avec, en particulier, un hélicoptère d'intervention, un autre de détection, les équipes mobiles des laboratoires spécialisés, de même que les moyens de la protection civile ou de l'armée en cas d'incident de grande envergure. La CENAL a décrit dans un petit document intitulé "Fiche d'instruction DEFAILLANCES (INCIDENTS MINEURS)" la procédure en cas d'incident radiologique. Ce document s'adresse à tous les organismes qui doivent collaborer avec la CENAL et en premier lieu aux experts en radioprotection des entreprises et aux services d'intervention (sapeurs-pompiers et polices cantonales). Ce document est donné en annexe. 2.5. Procédure d'intervention Le schéma général d'intervention au niveau local est indiqué à la Figure X.12.1.

Evénement

Accident Incident

Evacuation des personnes

Dosimétrie et traitement des personnes

Mesures d'urgence: -arrêter les traveaux

-bloquer l'accès -avertir responsable

Figure X.12.1. Schéma général d'intervention au niveau local Les expositions aux radiations peuvent être volontaires (dans le cas des interventions d'urgence pour parer à une défaillance) ou involontaires (irradiations accidentelles). Le problème des doses maximales admissibles posé par une telle situation est très différent de celui rencontré dans la radioprotection classique, où l'on est principalement préoccupé par des effets de nature stochastique ayant un temps de latence très long (15-25 ans). Le problème qui se pose ici est lié à une irradiation aiguë. Cours de formation destiné aux experts en radioprotection dans le domaine des secteurs de travail de type B et C -183- Edition septembre 2014

Pour une irradiation exceptionnelle concertée, situation rendue nécessaire parce qu'il n'existe pas d'autres moyens techniques pour parer à une défaillance et en limiter les conséquences, la limite de dose est fixée à 50 mSv. Pour le sauvetage de vies humaines, une exposition concertée maximale de 250 mSv est admise (art. 121 de l'ORaP). 2.5.1. Mesures d'urgence

Les mesures d'intervention d'urgence envisagées sont celles qui peuvent être prises par le personnel et par l'expert au sein même de l'entreprise. Dans cette situation à nouveau, le titulaire de l'autorisation est tenu de prendre des mesures destinées à parer à la défaillance, en vertu de l'article 97, alinéa 1 de l'ORaP. Le reste de l'article définit les mesures d'urgence qui doivent être prises sur les lieux de l'incident. Les objectifs principaux des mesures d'urgence qui peuvent être relevés sont les suivants :

• limiter les doses délivrées à la suite de l'incident; • limiter le nombre des personnes exposées; • restreindre l'extension de la contamination; • assurer la sécurité des intervenants sur les lieux du sinistre.

On relèvera en particulier que s'il existe un corps de pompiers d'entreprise, une collaboration entre ceux-ci et l'expert en radioprotection est nécessaire pour conduire la première intervention. Dans cette phase des opérations, la présence de l'expert au côté de l'officier de radioprotection est extrêmement précieuse. Il connaît les risques spécifiques à son entreprise et peut donner des indications importantes pour la sécurité des intervenants. On considérera aussi comme mesure d'urgence l'analyse des incorporations subies par les personnes impliquées dans l'incident. En effet, des mesures médicales, de décorporation notamment, peuvent être envisagées dans le but de limiter les doses reçues. Dans ce but, la collaboration avec un médecin spécialiste est nécessaire et des informations telles que les radionucléides et activités susceptibles d'avoir été incorporés ou, dans une moindre mesure, l'estimation des doses reçues par exposition externe au moment de l'incident sont importantes. 2.5.2. Enquête

L'enquête effectuée immédiatement a pour but de déterminer les personnes impliquées dans l'accident et les doses reçues. Elle peut s'avérer délicate, en particulier lorsque le personnel concerné se trouve en état de choc. La démarche en question a une importance fondamentale, car elle permet de recueillir le maximum d'informations de façon à pouvoir traiter la personne irradiée de façon efficace. 2.6. Méthodes de dosimétrie 2.6.1. Dosimétrie physique de l'exposition externe.

Le dosimètre personnel de l'individu irradié donne une information très importante et doit être évalué dans les plus brefs délais. Son interprétation mérite une attention très particulière basée sur les conditions de l'accident (géométrie, énergie). L'information fournie par des moniteurs locaux peut aussi être utile. Dans le cas de l'irradiation aux neutrons, une analyse de l'activation du sang, des cheveux ou d'objets portés par la personne peut améliorer la connaissance des doses reçues. Une reconstitution de l'accident permet le cas échéant de mieux évaluer l'irradiation, en particulier la répartition des doses.


2.6.2. Dosimétrie de la contamination interne

En plus de la mesure des contaminations internes définie par l'ordonnance sur la dosimétrie, des mesures locales de la contamination de l'air ou des surfaces de travail peuvent apporter une aide à l'estimation de l'incorporation 2.6.3. Dosimétrie biologique

Afin de compléter les informations souvent lacunaires de la dosimétrie physique, on utilise l'action des radiations sur l'organisme pour juger du niveau de l'irradiation. Citons parmi les signes externes les plus évidents :

• les nausées et vomissements; • l'apparition d'un érythème; • les troubles du système nerveux et cardiovasculaire.

Le délai séparant l’irradiation de l’apparition de ces symptômes est un bon indicateur de la dose reçue. L’observation des personnes irradiées et la consignation des observations est dans ce sens une mesure importante. D'autres analyses comme :

• l'évolution de la formule sanguine; • les aberrations chromosomiques par culture lymphocytaire; • l'analyse du sperme;

peuvent s'avérer utiles. Ces examens sont du ressort du médecin et de laboratoires spécialisés. 2.7. Premiers secours En cas d'exposition externe, il n'y a pas de geste d'urgence. La personne irradiée est soit suivie ambulatoirement, soit hospitalisée (lutte contre les hémorragies et les infections). En cas de contamination interne, on pourra procéder comme suit :

• décontamination de la peau (lavage); • décontamination des voies d'entrée :

o système respiratoire : rinçage de la bouche et du nez; o système gastro-intestinal : vomitifs et laxatifs;

• décorporation : • par dilution isotopique (voir Tableau X.12.2); • par absorption d'antidotes (voir Tableau X.12.2).

L'indication doit être posée par un médecin. Les modalités de traitement en urgence sans le médecin (conditions, quantités) doivent être fixées dans le cadre de la préparation de l'intervention.


Tableau X.12.2. Méthodes de décorporation

Radioélément Méthode Produits

Tritium dilution isotopique eau, tisane, autres boissons

Sodium dilution isotopique sel de cuisine

Strontium dilution isotopique gluconate de calcium

Antidote sulfate de barium

Iode dilution isotopique iodure de potassium

Césium Antidote radiogardase ("bleu de Prusse")

Lanthanides Antidote DPTA

transuraniens 2.8. Mesures de rétablissement de la situation Le rétablissement de la situation, c'est-à-dire le retour à un fonctionnement normal du service, peut être long et laborieux. Si les services d'intervention externes ont été engagés, ils abandonneront à l'expert en radioprotection les lieux du sinistre dès que la situation sera stabilisée. C'est à ce moment que le plus gros du travail spécialisé reste à faire :

• localisation des contaminations; • décontamination; • gestion des déchets radioactifs produits; • mesures d'incorporation des personnes impliquées et évaluation dosimétrique; • consultation de l'autorité de surveillance au sujet des mesures envisagées.

Cette phase du travail implique généralement fortement l'entreprise, car elle nécessite les compétences et les moyens spécialisés qui existent au sein du service. Par l'intermédiaire de l'autorité de surveillance, le titulaire de l'autorisation ou l'expert en radioprotection a la possibilité d'obtenir l'aide d'un organisme spécialisé si nécessaire. 2.9. Mesures de suivi des conséquences de l'incident Un certain nombre de conséquences de l'incident peuvent nécessiter des mesures de suivi à plus long terme. Il s'agit par exemple du contrôle de l'évolution de la contamination interne des personnes exposées, le cas échéant de l'évolution de la contamination de l'environnement ou de la gestion des déchets radioactifs produits. 2.10. Analyse de l'incident et mesures correctives Une analyse détaillée de la défaillance, de ses causes, du déroulement des opérations, des dispositions prises pour le rétablissement de la situation, des conséquences en terme d'irradiation des personnes impliquées, des intervenants ou des tiers, et des conséquences en terme de contamination de l'environnement doit être effectuée. A nouveau, cette opération a un caractère obligatoire puisqu'elle est fixée par l'article 99 de l'ORaP.


En plus de l'analyse de la défaillance, la description des mesures correctives déjà prises ou prévues en vue de prévenir le renouvellement de l'incident doit faire partie du rapport établi par un expert mandaté par le titulaire de l'autorisation.


3. Résumé • On distingue les incidents au cours desquels la situation radiologique évolue de

manière incontrôlée des accidents au cours desquels une dose maximale admissible a été dépassée.

• Lors d'une intervention pour parer à une défaillance, on admet qu'une personne reçoive une irradiation exceptionnelle concertée allant jusqu'à 50 mSv. S'il s'agit de sauver des vies humaines, la dose maximale admissible est alors de 250 mSv.

• Lorsqu'un risque d'irradiation aiguë existe, un plan d'intervention en cas d'accident doit être élaboré, le cas échéant en collaboration avec les services d'intervention concernés (pompiers, police, service sanitaire).

• Diverses méthodes de dosimétrie biologique peuvent confirmer une suspicion de dose élevée, en particulier : - les symptômes observables à la suite de l'irradiation; - l'évolution de la formule sanguine; - les aberrations chromosomiques.

• Des gestes médicaux d'urgence peuvent être entrepris par un médecin en cas de contamination : - décontamination approfondie de la peau et des muqueuses; - décontamination des voies d'incorporation du radionucléide; - décorporation.

• En cas d'accident, des démarches administratives visant à informer l'autorité de surveillance (OFSP, SUVA ou DSN) et la Centrale nationale d'alarme (CENAL) doivent également être entreprises.


4. Exercices 1. Quelle différence fait-on entre un accident et un incident ?

2. Qui décide d'une irradiation exceptionnelle concertée destinée à parer à une défaillance ?

3. Quelles sont les premières mesures à prendre en cas de suspicion d'irradiation accidentelle d'une personne professionnellement exposée aux radiations ?

4. Avec quel service d'intervention devez-vous préparer un plan d'intervention pour votre service ?

5. Hors des heures de bureau, comment peut-on atteindre l'autorité de surveillance en cas d'accident dans un laboratoire ?

6. Comment se fait l'information du public en cas d'accident dans une entreprise ?


CHAPITRE • 13

ROLE L’EXPERT EN RADIOPROTECTION

Objectifs du cours • Connaître les bases légales de la fonction d'expert en radioprotection. • Décrire les tâches concrètes et les devoirs de l'expert en radioprotection dans une

situation donnée. 13. Rôle l’expert en radioprotection La notion d'expert est fixée à l’article 16 de la loi sur la radioprotection. Ses attributions doivent être fixées par écrit par le détenteur de l'autorisation qui endosse la responsabilité de la radioprotection dans son entreprise (ORaP, art. 132). L’expert en radioprotection soutient et conseille le détenteur de l’autorisation dans toutes les questions relatives à la radioprotection. Pour la mise en pratique de la radioprotection, il doit disposer des compétences et des moyens nécessaires. L’expert en radioprotection a la possibilité de déléguer ses tâches. Dans une entreprise, tous les collaborateurs sont impliqués par la radioprotection (directeur, détenteur de l’autorisation, expert en radioprotection, employés) Les tâches incombant à l'expert en radioprotection sont en particulier les suivantes :

• équipement (éventuellement planification) des secteurs de travail; • organisation de la radioprotection et gestion des secteurs de travail; • contrôle et surveillance des secteurs de travail et des méthodes de travail; • gestion des aspects administratifs; • information de l’autorité de surveillance; • formation de base et formation continue des collaborateurs en matière de radioprotection.

1. Equipement En ce qui concerne l'équipement des secteurs de travail, les tâches de l'expert sont les suivantes :

• désignation des secteurs de travail; • organisation des secteurs de travail, soit : répartition, équipement, blindage des locaux; • mise au point des méthodes de travail efficaces du point de vue de la radioprotection; • acquisition et entretien des instruments de mesure de radioprotection; • acquisition des moyens de protection (tablier, protège thyroïde, gants, blouse…).

L’expert vérifie que les moyens de protection sont disponibles, en nombre suffisant, correctement et systématiquement utilisés;

• préparation de consignes concernant la radioprotection, ainsi que des mesures à prendre en cas d'accident et d'incendie. L’expert s’assure que ces instructions sont connues et appliquées par les personnes concernées.


2. Organisation et gestion En ce qui concerne l'organisation et la gestion de la radioprotection, les tâches de l'expert sont les suivantes :

• désignation des personnes professionnellement exposées aux radiations; • organisation des contrôles individuels. Il s’agit d’une part de s’assurer que toutes les

personnes exposées à une exposition externe portent un dosimètre, et d’autre part de définir les besoins de dosimétrie interne et de mettre en place les mesures de tri de la contamination interne nécessaires;

• déclaration à la Suva des personnes professionnellement exposées aux radiations pour en assurer la surveillance médicale;

• organisation et gestion de l'achat, du transport, de la réception, du stockage et de l'élimination des substances radioactives;

• gestion des déchets radioactifs; • gestion des eaux usées des laboratoires; • organisation de la maintenance et contrôle d’état des installations.

3. Contrôles et surveillance Dans le domaine du contrôle et de la surveillance des secteurs de travail et des méthodes de travail, les tâches de l'expert sont les suivantes :

• analyse des résultats de la dosimétrie individuelle des personnes professionnellement exposées au rayonnement et information régulière de ces personnes quant à ces résultats;

• contrôle des installations et des places de travail en ce qui concerne la contamination et l'exposition externe;

• vérification des blindages et des débits de dose; • contrôle de l'intégrité des sources radioactives scellées; • surveillance d'essais ou de travaux comportant des risques particuliers; • contrôles réguliers dans les secteurs de travail, principalement les laboratoires; • contrôles de stabilité des installations; • surveillance du comportement des personnes non professionnellement exposées aux

radiations (conciergerie, services de réparation, visites, etc). Dans le secteur médical, l’expert en radioprotection est chargé de veiller à ce que les mesures de protection des patients soient appliquées de manière optimale. Il a également la tâche d’informer les patients et leur entourage avant et après un examen radiologique, particulièrement lors d’un examen ou d’un traitement en médecine nucléaire.

4. Administration En ce qui concerne les aspects administratifs de la radioprotection, les tâches de l'expert sont les suivantes :

• information et formation interne des personnes professionnellement exposées aux radiations;

• tenue des registres concernant l'acquisition, l'utilisation et l'élimination ou le rejet des substances radioactives;

• gestion des autorisations d’utiliser des radiations ionisantes; • mise à jour des documents dosimétriques du personnel.


5. Information de l’autorité de surveillance L’OFSP, la SUVA et la DSN sont les trois organismes suisses compétents pour la surveillance de la protection des personnes et du voisinage. L’OFSP exerce la surveillance sur les entreprises dans lesquelles il s’agit avant tout de protéger le public, notamment les entreprises médicales et les instituts de recherche; la SUVA s’intéresse plutôt à la protection des travailleurs en contrôlant les entreprises industrielles et artisanales, alors que la DSN s’occupe principalement de la surveillance des installations nucléaires. L’expert en radioprotection doit contacter l’autorité de surveillance dans les situations suivantes, notamment :

• modification des conditions de l’autorisation (changements concernant la puissance de l’installation, des données touchant le bâtiment et la construction de l’installation ou encore de l’endroit où sont entreposées des sources radioactives);

• achat et utilisation de nouvelles installations radiologiques; • dépassement des valeurs limites de dose; • incident ou accident radiologique; • essais cliniques avec des radiations; • suppression de secteurs de travail (arrêt de l’activité); • changement de l’expert en radioprotection.

Les demandes de modification des conditions d’une autorisation doivent être faites de manière précoce et les modifications ne peuvent intervenir qu’après l’autorisation de l’autorité de surveillance.

6. Formation en radioprotection 6.1. But de la formation La formation des personnes pouvant être exposées aux radiations est prévue à l'article 6 de la loi sur la radioprotection et les modalités de formation le sont aux articles 11 à 22 de l'ORaP. Le détail de cette formation et fixé dans une ordonnance technique départementale. Elle vise les objectifs suivants :

• l'acquisition des connaissances de base nécessaires à la compréhension des risques liés aux radiations et des moyens de protection;

• l'acquisition des principes de base de la radioprotection et des méthodes pratiques destinées à protéger les travailleurs, les patients, le public et l'environnement;

• l'acquisition de la connaissance de la législation et des procédures administratives liées à l'utilisation des radiations ionisantes.

La radioprotection n'étant pas une science mais une technique, la formation doit être essentiellement tournée vers la pratique. 6.2. Modes de formation On distingue plusieurs modes de formation en radioprotection :

• formation intégrée à la formation professionnelle (TRM, laborantins médicaux, aides médicales, etc);

• formation donnée dans le cadre de cours de post-formation spécifique à la profession (gynécologues, spécialistes en médecine nucléaire, services d'intervention, etc);


• formation donnée dans le cadre de cours indépendants (experts en radioprotection, laborantins, etc);

• formation interne à l'entreprise (personnel de laboratoire, services techniques, personnel de nettoyage).

6.3. Niveaux de formation Les niveaux de formation suivants sont à distinguer :

• experts en radioprotection. La formation doit être large et couvrir tout le spectre de la radioprotection. L'expert doit être à même d'agir indépendamment, d'organiser l'activité du personnel et de prendre les décisions utiles en cas de problème de radioprotection. La personne ayant qualité d’expert doit justifier d’une connaissance approfondie de la législation sur la radioprotection et des tâches de radioprotection spécifiques au domaine d’activité concerné;

• collaborateur avec participation active. La formation doit permettre la compréhension des phénomènes de base, la maîtrise des problèmes spécifiques à l'application envisagée et un comportement adéquat en cas de problème de radioprotection;

• collaborateur sans participation active. La formation doit donner une information générale sur l'application envisagée et permettre un comportement adéquat vis-à-vis des radiations ionisantes.

6.4. Centres de formation La formation est dispensée par :

• les autorités de surveillance (OFSP, SUVA); • des centres de formation reconnus par l'autorité compétente (PSI, Safpro, IRA); • les écoles de formation universitaires ou professionnelle dont le programme

d'enseignement a été accepté par l'autorité de surveillance et dont l'examen final en radioprotection est surveillé par un expert désigné par la dite autorité;

• les entreprises et laboratoires disposant d'un expert en radioprotection formé, sous réserve de l'accord de l'autorité de surveillance.


7. Résumé • La notion d'expert est fixée dans la loi sur la radioprotection. • Les attributions de l'expert doivent être fixées par écrit par le détenteur de

l'autorisation qui endosse la responsabilité de la radioprotection dans son entreprise.

• Les principales tâches de l'expert sont : - l'identification des problèmes de radioprotection; - l'équipement des secteurs de travail; - l'organisation de la radioprotection et la gestion des laboratoires; - le contrôle des secteurs de travail et la surveillance des méthodes de travail; - les aspects administratifs, contact avec l'autorité de surveillance; - la formation du personnel professionnellement exposé aux radiations.

• La formation en radioprotection est définie dans l'ordonnance sur la radioprotection. Les détails en sont fixés dans une ordonnance technique.


8. Exercices 1. Pourquoi les compétences de l'expert doivent-elles faire l'objet d'un cahier des charges

écrit ?

2. Quelles sont les "armes" de l'expert pour faire appliquer les règles de radioprotection dans son entreprise ?

3. Comment assurer la formation en radioprotection de doctorants étrangers venant faire un travail de thèse dans votre service ?

4. De quelle formation minimum doit disposer le personnel de nettoyage des laboratoires ?

5. Préparer un plan pour la première information concernant la radioprotection à donner aux nouveaux collaborateurs de votre service.

6. A qui s'adresser pour connaître les possibilités de formation en radioprotection spécifique à une application ?


CHAPITRE • 14

LEGISLATION EN RADIOPROTECTION

Objectifs du cours • Situer la législation suisse en radioprotection dans le contexte international. • Décrire l'appareil législatif suisse en radioprotection et sa mise en application. • Identifier les prescriptions de radioprotection s'appliquant à une situation

donnée. 14. Législation en radioprotection 1. Situation générale Au niveau international, la radioprotection est au centre des préoccupations de plusieurs organismes. En premier lieu, on peut citer la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR en français et ICRP en anglais). Il s'agit d'un collège de spécialistes de toutes nationalités et venant de tous les horizons concernés par l'exposition de l'homme aux radiations ionisantes. La commission, organisée en groupes de travail, publie régulièrement des recommandations dans le domaine de la radioprotection. Les positions de la CIPR sont peu remises en question et servent très largement de base aux réglementations internationales ou aux législations nationales. Les publications de la CIPR concernent aussi bien le domaine général de la radioprotection (par exemple) : • ICRP Publication 38 "Radionucléides transformations : energy and intensity of emissions", • ICRP Publication 60 "1990 recommendations of the ICRP", • ICRP Publication 89 "Basic anatomical and physiological data for use in radiological

protection : Reference values ", celui de l'exposition des travailleurs : • ICRP Publication 47 "Radiation protection of workers in mines", • ICRP Publication 75 "General principles for the radiation protection of workers", • ICRP Publication 78 "Individual monitoring for internal exposure of workers",

celui de l'exposition du patient : • ICRP Publication 34 "Protection of the patient in diagnostic radiology", • ICRP Publication 86 "Prevention of accidents to patients undergoing radiation therapy", • ICRP Publication 93 "Managing patient dose in digital radiology",

celui de l'exposition du public : • ICRP Publication 29 "Radionucléides release into the environment : assessment of doses to

man", • ICRP Publication 39 "Principles for limiting exposure of the public to natural sources of

radiation",


• ICRP Publication 63 "Principles of intervention for protection of the public in a radiological emergency",

• ICRP Publication 82 "Protection of the public in situations of prolonged radiation exposure", ou encore celui de l'exposition de l'environnement : • ICRP Publication 91 "A Framework for Assessing the Impact of Ionising Radioation on Non-

Human Species" Une autre commission dont les travaux influent directement la radioprotection est la Commission Internationale sur les mesures et les Unités dans le domaine des Radiations (CIUR en français et ICRU en anglais). C'est elle qui définit les grandeurs et les unités utilisées dans le domaine de la radioprotection. Toujours au niveau international, l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA en français et IAEA en anglais) édite des normes de sûreté applicables aux opérations placées sous le contrôle de l'agence. Les Normes de Base Internationales (en anglais BSS : Basic Safety Standards) de protection contre les rayonnements ionisants et de sûreté des sources radioactives ont été publiées en 1996 par l’AIEA. Elles définissent les conditions requises pour la protection des êtres humains dans toutes les activités impliquant l'exposition aux rayonnements. On peut encore citer le Comité scientifique des nations unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR) dont les volumineux rapports représentent la base de nos connaissances dans ce domaine. D'autres organes mènent des études et publient des rapports dans le domaine de la radioprotection et dont les conclusions influencent le législateur lors de la préparation des réglementations liées à la radioprotection. On peut citer par exemple le National Radiological Protection Board (NRPB) en Angleterre, le National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP) aux Etats-Unis, le Centre d'Etudes et de Protection Nucléaire (CEPN) en France, le Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) en Allemagne. De nombreux travaux scientifiques sont également effectués dans le cadre des sociétés professionnelles regroupées sous l'égide de l'International Radiation Protection Association (IRPA). A ce niveau, la Suisse est représentée par le Fachverband für Strahlenschutz (FS). 2. Situation suisse La loi du 22 mars 1991 sur la radioprotection (LRaP), l'ordonnance du 22 juin 1994 sur la radioprotection (ORaP) sont entrées en vigueur au 1er octobre 1994. A ces textes légaux viennent s'ajouter un certain nombre d'ordonnances ou de directives départementales. Il faut relever que cette réglementation se base sur les dernières recommandations internationales et en particulier sur la publication 60 de la CIPR datant de 1990. Bien que la plupart des thèmes concernant la radioprotection soient abordés dans la loi sur la radioprotection, ils le sont de manière très générale et la compétence est donnée au Conseil fédéral pour édicter les dispositions d'application. Les aspects spécifiques aux diverses applications n'ont pas été intégrés à l'ORaP. Ils font l'objet d'ordonnances départementales. L'appareil législatif mis en place dans le domaine de la radioprotection (voir Tableau X.14.1.) est ainsi bien structuré. Les textes de ces documents peuvent être obtenus sur les sites web de l'OFSP (www.bag.admin.ch), du METAS (www.metas.ch) ou de la Chancellerie fédérale (ww.admin.ch).


Tableau X.14.1. Appareil législatif en radioprotection

Niveau Texte législatif de radioprotection Législation complémentaire

Loi Loi du 22 mars 1991 sur la radioprotection (LRaP)

Loi du 23 décembre 1959 sur l'énergie atomique et arrêté fédéral du 6 octobre 1978 Loi du 18 mars 1983 sur la responsabilité en matière nucléaire Ordonnance du 17 avril 1985 relative au transport des marchandises dangereuses par la route

Ordonnance fédérale Ordonnance du 22 juin 1994 sur la radioprotection (ORaP)

Ordonnance du 26 juin 1991 relative à l'organisation d'intervention en cas d'augmentation de la radioactivité (OROIR)

Ordonnances départementales

Ordonnance du 15 septembre 1998 sur les formations et les activités autorisées en matière de radioprotection

Ordonnance du 7 octobre 1999 sur la dosimétrie individuelle

Ordonnance du 20 janvier 1998 sur les installations radiologiques à usage médical

Ordonnance du 15 novembre 2001 sur l'utilisation de sources radioactives scellées en médecine

Ordonnance du 15 décembre 2004 sur la radioprotection s’appliquant aux accélérateurs d’électrons utilisés à des fins médicales

Ordonnance du 31 janvier 2001 sur les installations non médicales de production de radiations ionisantes

Ordonnance du 21 novembre 1997 sur l'utilisation des sources radioactives non scellées

Ordonnance du 1er juillet 1992 sur la distribution de comprimés d’iode à la population

Ordonnance du 8 juillet 1996 sur les déchets radioactifs soumis à l'obligation de livraison

Ordonnance du 24 mars 1999 sur les émoluments perçus dans le domaine de la radioprotection

Directive de l’Office fédéral de la santé publique (OFSP) dans le domaine des rayonnements ionisants

Directives de l'Office fédéral de métrologie (METAS) sur la vérification des instruments de radioprotection


Domaine Notices / Directives OFSP dans le domaine de la radioprotection

Laboratoires

Radioprotection dans les écoles (L-02-01) Minéraux radioactifs (L-02-2) Application thérapeutique de I-131 (L-04-01) Marquage et biopsie des ganglions lymphatiques sentinelles (L-04-02) Dosimétrie lors de l’utilisation de sources radioactives non scellées (L-06-01) Calcul de l’épaisseur du blindage pour les locaux avec TEP (L-07-01) Calcul du blindage de chambres de patients en thérapie au I-131 (L-07-03) Valeurs directrices pour les débits de dose ambiante dans les services de médecine nucléaire (L-07-04) Contrôle de stabilité des activimètes (L-09-01) Notice d’information concernant l’iodure de potassium 65 mg

Rayons X

Ordonnance sur les émoluments (R-02-01) Mesures relatives au remplacement des installations radiologiques (R-04-01) Formulaire d’annonce pour les entreprises + procès-verbal pour le contrôle périodique de la radioprotection (R-04-02) Assurance de qualité pour les fournisseurs d’appareils radiologiques (R-06-01) Surveillance dosimétrique dans les hôpitaux (R-06-03) Marquage des salles de radiologie (R-07-01) Filtration totale des installations radiologiques destinées au diagnostic médical (R-08-01) Contrôle de la qualité des installations de mammographies (R-08-02) Niveaux de référence diagnostiques pour des examens de radiographie (R-08-04) Contrôle de la qualité des installations de radiographie dentaire numérique (R-08-05) Contrôle de la qualité des systèmes de radiographie numérique (R-08-06) Classe de sensibilité des couples écrans-film et des systèmes d’imagerie médicale (R-09-01) Protection pour les patients, le personnel et les tiers pour les examens diagnostiques (R-09-02) Développement manuel des films (R-09-03)


Directives METAS dans le domaine de la radioprotection

Directives concernant la construction, les caractéristiques métrologiques, la vérification et le contrôle des instruments de radioprotection pour la mesure de la radiation externe. Directives concernant la construction, les caractéristiques métrologiques, la vérification et le contrôle des moniteurs de la contamination de surface. Directives concernant la construction, les caractéristiques métrologiques et la vérification des systèmes dosimétriques de référence mobiles utilisés en radiothérapie. Directives concernant la construction, les caractéristiques métrologiques, la vérification et le contrôle des dosimètres utilisés en radiodiagnostic et des instruments de mesure utilisés pour le contrôle des installations de radiodiagnostic. Directives concernant la construction, les caractéristiques métrologiques et les contrôles, par vérification ou intercomparaison, des appareils de mesure de l'activité (activimètres) utilisés dans les laboratoires de médicine nucléaire.


http://www.metas.ch/fr/calib/dod/w5013_f.pdf

3. Loi et ordonnance sur la radioprotection La loi est structurée de la manière suivante : Chapitre 1 : Dispositions générales Chapitre 2 : Protection de l'homme et de l'environnement Chapitre 3 : Autorisations et surveillance Chapitre 4 : Responsabilité civile et assurance Chapitre 5 : Procédure, voies de recours et émoluments Chapitre 6 : Dispositions pénale Chapitre 7 : Dispositions finales L'ordonnance quant à elle présente la structure suivante : Chapitre 1 : Dispositions générales et principes de radioprotection Chapitre 2 : Qualification techniques, experts, formation et perfectionnement des connaissances Chapitre 3 : Applications médicales de rayonnements Chapitre 4 : Protection des personnes exposées aux radiations Chapitre 5 : Utilisation d'installations et de sources radioactives Chapitre 6 : Déchets radioactifs Chapitre 7 : Défaillance Chapitre 8 : Surveillance de l'environnement et denrées alimentaires Chapitre 9 : Protection de la population en cas d'augmentation de la radioactivité Chapitre 10 : Autorisations et surveillance Chapitre 11 : Dispositions pénales et finales


4. Résumé • La radioprotection est basée sur des recommandations ou des réglementations

internationales issues en particulier de : - la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR ou ICRP); - la Commission Internationale sur les mesures et les Unités dans le domaine

des Radiations (CIUR ou ICRU); - l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA ou IAEA).

• La radioprotection est régie en Suisse par : - la loi du 22 mars 1991 sur la radioprotection; - l'ordonnance du 22 juin 1994 sur la radioprotection; - diverses ordonnances techniques :

- ordonnance sur la formation en radioprotection; - ordonnance sur la dosimétrie individuelle; - ordonnance sur l'utilisation de sources radioactives non scellées; - ordonnance sur les installations non médicale à rayons X; - ordonnance sur les déchets radioactifs; - des directives issues des offices fédéraux compétents : OFSP et METAS.

• Les points principaux régis par la réglementation sont : - la fixation des limites d'exemption; - la qualification technique et la formation des personnes professionnellement

exposées aux radiations; - la dosimétrie et les limites de dose des personnes professionnellement

exposées aux radiations; - les conditions d'utilisation des sources de radiations, y compris l'assurance de

qualité; - la gestion des déchets radioactifs; - les mesures à prendre en cas de défaillance; - la surveillance de l'environnement, radon y compris, et des denrées

alimentaires; - la protection de la population en cas d'augmentation de la radioactivité; - le régime d'autorisation et surveillance des services.


5. Exercices 1. Dans quel texte légal est défini le principe de la limitation des doses ?

2. Dans quel document peut-on trouver les exigences d'équipement d'un secteur de travail de type C ?

3. Comment l'ordonnance sur la radioprotection régit-elle le contrôle dosimétrique des personnes professionnellement exposées aux radiations ?

4. Comment savoir si une source radioactive est soumise à la loi sur la radioprotection ?

5. Quels documents devrait posséder l'expert en radioprotection d'un service de médecine nucléaire disposant d'un laboratoire de type B ?

6. Quel est le département fédéral concerné par les ordonnances techniques dans le domaine de la radioprotection ?


cours de formation destiné aux experts en...

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