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LA DOSIMETRIE ET LA RADIOPROTECTION
Professeur Michel Bourguignon
Faculté de Médecine Paris Ile de France Ouest
Université de Versailles Saint-Quentin-en-Yvelines
Autorité de Sûreté Nucléaire
Question 1Parmi les interactions du rayonnement ionisant électromagnétique avec la matière, quelle est celle qui est la plus probable à haute énergie ?• A = Effet photoélectrique• B = Effet Compton• C = Effet de production de paires• D = Effet de diffusion Rayleigh• E = Effet Raman
Question 2Lors de l’interaction d’une particule alpha de 6,78 MeV avec un électron de la matière, quel est l’ordre de grandeur de l’énergie cédée à cet électron ?• A = 10 eV• B = 100 eV• C = 1 keV• D = 10 keV• E = 100 keV
Question 3Les principes fondamentaux suivants sont tous des principes de la radioprotection sauf un. Lequel?
• A = Précaution
• B = Justification
• C = Limitation
• D = Optimisation
• E = ALARA
Question 4Parmi les paramètres suivants, lequel est pris en compte pour la classification d’un travailleur exposé aux rayonnements ionisants ?• A = Situation accidentelle éventuelle• B = Zonage • C = Dose efficace < 6 mSv• D = Dose efficace > 6 mSv• E = Dose efficace < 10 mSv
Question 5Quelle est la valeur du débit de dose efficace au delà de laquelle une zone contrôlée est classée au niveau orange ?
• A = 7,5 µSv/h
• B = 25 µSv/h
• C = 200 µSv/h
• D = 2 mSv/h
• E = 100 mSv/h
énergie des photons (eV)
50 Hz1022
1020 14
1010
105
13.6 -6 01 -11
rayonnements ionisants
rayonnements non ionisants
1010 7
Le spectre électromagnétique
10
fréquence (Hz)
Les destins possibles du photon X ou dans l ’interaction avec la matière
h h
h
h
hh ’
he-
e-
e-
e+
h
Energie du
photonMeV
Coefficient d’absorption µ /
Total
Paire
Compton
Photoélectrique
E1 0,5 E2 5 100
L ’interaction du rayonnement électromagnétique avec la
matièreLes différents processus
engendrent la libération d ’électrons qui créent des ionisations en
épuisant leur énergie en traversant les tissus biologiques
Les destins possibles des particules dans leurs interaction avec la matière
e-
n
e-
e-
e-
X
Absorption
Les interactions des radiations ionisantes
:
X :
n :
AA noter le dépôt
important d ’énergie en fin de parcours, responsable d ’une
grande hétérogénéité de la
distribution des doses absorbées
Les parcours des radiations ionisantes
, protons très peu pénétrants,
densité ions créés +++ : peu pénétrants,
densité ions créés + et X : pénétrants,
densité ions créés + neutrons : pénétrants,
densité ions créés ++
PARCOURS
DANS L'AIR DANS L'EAU
X
n
5 à 10 cm
1 m
100 m à 1 km
100 m à 1 km
qq µm
1 à qq mm
~ 10 cm
~ 10 cm
Les effets moléculaires des rayonnements ionisants
Les rayonnements ionisants vont toucher l’ ADN directement ou indirectement via les espèces radicalaires de l’eau
H.et OH
.qui sont
chimiquement très réactives en quelques µsec
0
10-15 s
10-5 s
seconde
minute
jour,semaine
année
descendance
Ionisations, excitations
Formation de radicaux, produits moléculaires
Atteinte des molécules vitales
Lésions de l'ADN
Mort cellulaire
Cancérisation
Mutations génétiques
IRRADIATION
CHRONOLOGIE DES EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS
Effets déterministes
EFFETS ALEATOIRESSOMATIQUES GENETIQUES
ALTERATION VIABLE
EFFETS SUR L'ORGANISME RADIOPATHOLOGIE
4 GRANDS TYPES D'OBSERVATIONS HIROSHIMA, NAGASAKI POPULATIONS PARTICULIERES ACCIDENTS EXPERIMENTATION ANIMALE
EFFETS OBLIGATOIRES
PAS DE REPARATION
REPARATION FAUTIVE
MORT CELLULAIRE
PAS D'EFFET
REPARATION FIDELE
REPARATION
LESION ADN
IRRADIATION
EFFETS OBLIGATOIRES OU DETERMINISTESOU NON STOCHASTIQUES
MORT CELLULAIRE
SEUIL
CARACTERE OBLIGATOIRE
GENERALEMENT REVERSIBLES
PROPORTIONNELS A LA DOSE
CARACTERISTIQUES
PRECOCES OU MOYEN TERME
• SYNDROME D'IRRADIATION
GLOBALE AIGUE• BRULURES RADIOLOGIQUES
EFFETS ALEATOIRESOU NON DETERMINISTES
OU STOCHASTIQUES
SURVIE DE CELLULES LESEES
PAS DE SEUIL RECONNU
GENERALEMENT IRREVERSIBLES
GRAVITE NON PROPORTIONNELLE A LA DOSE
FREQUENCE PROPORTIONNELLE A LA DOSE
NON CARACTERISTIQUES
TARDIFS
• CANCERS• EFFETS GENETIQUES
La radioprotection
Une nécessitéUn moyen : la prévention Eviter d’être exposé ou contaminé car les effets
moléculaires des rayonnements ionisants sont immédiats et les effets tardifs peuvent être graves et difficiles à soigner
Etre exposé le moins possiblePour supprimer les effets déterministesPour minimiser les effets stochastiques
La radioprotection internationale : les acteurs internationaux
Historique 1/2• La radioprotection naît internationale dans le
domaine médical : contexte de leucémies des radiologues (1920 – 1950)
• Création en 1925 d’un comité des unités de mesure des rayonnements (future ICRU) par la Société internationale de radiologie
• Création en 1928 d’un comité de protection contre les rayons X et le radium (future CIPR) par la Société internationale de radiologie
La radioprotection internationale : les acteurs internationaux
Historique 2/2• Les instances nationales sont postérieures : NRC
(1929), SCPRI (1956)• Création après la 2ème guerre mondiale de
nouveaux organismes internationaux : UNSCEAR, AIEA, AEN, OMS, FAO, ISO, sauf OIT (1919)
• Traité Euratom (1957), réseau ALARA de l’UE (1996)
• Autres organismes : sociétés savantes (IRPA 1964)
La radioprotection internationale : les acteurs internationaux
Les organismes : ICRU (1925)International committee on radiation units
• Détermine la métrologie, les paramètres dosimétriques et les unités de mesure des rayonnements
• Élabore un langage scientifique commun : dose absorbée Gray (rad), dose équivalente Sievert (rem), dose efficace
• Rôle scientifique unique, non contesté • Organisme indépendant depuis 1956
La radioprotection internationale : les acteurs internationaux
Les organismes : UNSCEAR (1955)United Nations scientific Committee on the effects of atomic radiations
• Compile les publications internationales concernant les sources et les effets des rayonnements atomiques
• Synthétise les connaissances de base et les met en perspective vis-à-vis de la radioprotection
• Rôle scientifique unique, non contesté sur le plan scientifique
• Fragilité au sein du système ONUsien
La radioprotection internationale : les acteurs internationaux
Les organismes : CIPR (1928)Commission internationale de protection radiologique
Petite association de droit britannique qui coopte ses membres
Élabore des recommandations de radioprotection sur la base des connaissances scientifiques
Rôle historique, plus unique aujourd’huiRôle contesté récemment CIPR 60 non appliquée aux USA
La radioprotection internationale : les acteurs internationaux
Élaboration des règles internationales
ICRU - UNSCEAR
CIPR - AIEA - AENOMS - FAO - OIT - ISO
Union européenne
Etats membres
La dosimétrie
Paramètres Dosimétriques (1)
Dose absorbée (D) en Gray : énergie absorbée par unité de masse de matière irradiée ( 1 Gy = 1 Joule/kg)
Dose équivalente (H) en Sievert : dose absorbée par un tissu (T) pondérée par le type et la qualité du rayonnement (R)
HT,R = WR DT,R HT = R HT,R
1 kg de plomb 1 kg de plumes
avant
après
DOSE ÉQUIVALENTE H
Facteurs de pondération des
rayonnements WR
Gamma et X ……………………...1 Electrons et beta…………………1 Alpha ………………………..……..20 Neutrons…………………………..5-20 Protons…………………………….5
Attention, pour un rayonnement donné : EBR (variable avec la dose) WR
(constant)
Dose (Gy)1
10-1
10-2
10-3
Survie
2 4 6 8
EBR = 2
EBR = 1,7
Neutrons Gamma
EBR =D référence
Détudié
EBR=
EFFICACITE BIOLOGIQUE
RELATIVE
EBR=
EFFICACITE BIOLOGIQUE
RELATIVE
Gy x EBR = Gy équivalent EN RADIOPROTECTION UNIQUEMENT Gy x WR = Sv
EBR n =D
Dn
Pour S = 10 -1
=4 Gy
2 Gy= 2
En termes de toxicité
2 Gy neutrons = 4 Gy gamma
Paramètres Dosimétriques (2)
Dose efficace (E) en Sievert : somme des doses équivalentes reçues par un tissu (T) pondérées par le type et la qualité des tissus
E = T WT HT = T WT R HT,R
E = T WT R WR DT,R
Facteurs de pondération tissulaire WT
Gonades: 0,2 Moelle: 0,12 Colon: 0,12 Poumon: 0,12 Estomac: 0,12 Vessie: 0,05 Sein: 0,05 Foie: 0,05 Oesophage: 0,05 Thyroïde: 0,05 Peau: 0,01 Os: 0,01 Reste: 0,05 WT = 1
Intérêt et limites de la dose efficace (Sv)
bien adaptée aux besoins de la radioprotection
unité additive
• exemple WR WT %RX : 100 mGy / 50 dm2 peau 1 0,01 30 %131I : 10 mGy / thyroïde 1 0,05 100 %dose efficace = (100 x 1 x 0,01 x 0,30) + (10 x 1 x 0,05 x 1)dose efficace = 0,8 mSv
indicateur de risque tardif (connu > 100 mSv)
sans signification de probabilité aux faibles doses
ne tient compte ni de l’âge, ni du débit de dose, ni …
10 mSv ORGANISME ENTIER (WT = 1)
H = E = 10 mSv
10 mSv AUX POUMONS (WT = 0,12)
E = 10mSv . 0,12 = 1,2 mSv
E
RISQUE ENCOURU POUR 10 mSv (poumons) : MEME NIVEAU QUE POUR 1,2 mSv
A L'ORGANISME ENTIER(mais nature différente)
D
Intérêt et limites de la dose efficace
Rayonnements terrestres
0,50 mSv
Rayonnements cosmiques
0,40 mSv
Radionucléides de l'organisme
0,20 mSv
Expositions médicales
1 mSv
Autres: rejets de l'industrie
nucléaire, retombées
atmosphériques des essais
nucléaires...
0,01 mSvRadon
1,3 mSv
Doses efficaces en France (ordres de grandeur)
Dose efficace moyenne = 3,4 mSv
Paramètres Dosimétriques (3)
Dose engagée en Sievert : intégrale des doses sur le temps de présence du (des) radionucléide(s) contaminant(s). Dépend de la période effective [Teff] du (des) radionucléide(s).
Teff = temps au bout duquel l’activité d’un radionucléide dans l’organisme a diminué d’un facteur 2
Période effective
Disparition progressive d’un radionucléide par élimination biologique (métabolique) et par décroissance radioactive
dA = -bio.A(t)dt – rad.A(t)dt = -[bio+rad] A(t)dt
A(t) = A0 e -eff t avec eff = bio + rad
Comme = ln2 /T
1/Teff = 1/Tbio + 1/Trad
Gray et Sievert
Gray mesure l ’énergie absorbée Sievert ne mesure pas l ’énergie
absorbée mais intègre les effets biologiques liés au type de radiation et à la sensibilité des tissus.
Gray = Sievert pour les rayons & X, et les électrons & , puisque leur WR =
1
Doses des effets déterministes
Erythème………….. > 3 Sv (Dose équivalente)
Stérilité …………….3 Sv (Dose
équivalente)
Cataracte………… > 2 Sv (Dose
équivalente)
Hématopoïèse…… > 0.5 Sv (Dose
efficace)
Dose létale 50 …. ~ 5 Sv (Dose efficace)
(Dose efficace naturelle 0,002 Sv/an)
Doses des effets stochastiques
Etudes épidémiologiques En particulier, l’analyse des cohortes de survivants de Hiroshima & Nagasaki: excès de leucémies et de cancers
Relation dose effet : relation linéaire sans seuil à forte dose et fort débit de dose
Evaluation du risque radiologique
risque relatif
exposition
effets avérés
0
relation linéaire
Exemples d’effets stochastiques
Pour 86 572 personnes Cas attendus Cas observés Excès 1950-1997 (témoins)
Leucémies 156 231 75Cancers solides 8895 9335 440
515
HIROSHIMA NAGASAKI Irradiation externe
Environ 5000 CANCERS DE LA THYROIDE (cumulés)• INCIDENCE NATURELLE : 0,04/100 000• INCIDENCE OBSERVEE : BELARUS : 3,4 / 100 000
GOMEL : 9,5 / 100 000STABILISATION ACTUELLE DU BILAN
TCHERNOBYL (Thyroïde)Contamination interne
La radioprotectionen pratique
LA RADIOPROTECTION
Expertise scientifique de l’UNSCEAR
Recommandations de radioprotection de la CIPR : CIPR 60 de 1990 et 103 de 2007 Directive Euratom du Conseil de l’Union Européenne
96/29 : normes de base en radioprotection 97/43 : directive « patients » nouvelle directive en cours
Législation et réglementation française
Accord international (CIPR, AIEA,UE) Protection des individus, leur descendance et l ’humanité en général
Les règles de radioprotection des Hommes sont adéquates pour la protection des autres espèces puisque les humains sont assez sensibles aux radiations
LES PRINCIPES DE RADIOPROTECTION
JUSTIFICATION : toute exposition aux rayonnements ionisants doit être justifiée au regard des avantages qu’elle procure compte tenu du risque OPTIMISATION : toute exposition justifiée doit être réalisée de telle sorte que la dose délivrée soit abaissée au niveau le plus bas raisonnablement possible compte tenu des facteurs économiques et sociaux : ALARA LIMITATION : des limites de doses à ne pas dépasser sont réglementairement fixées pour les travailleurs et la population (à l’exception des patients) pour empêcher la survenue des effets déterministes et minimiser la probabilité de survenue des effets stochastiques
Travailleurs Patients
Public
InstallationSource de RI
Les dispositions législatives et réglementaires:
• Code de la santé publique Insertion des 3 principes de radioprotection : justification, optimisation, limitation des doses Exposition aux rayonnements naturels Instauration d’un régime unique de gestion des sources pour tous (le CEA perd son autorisation permanente)
• Code du travail Renforcement de la protection des travailleurs non salariés, précaires, extérieurs ou non : tous les travailleurs sont soumis aux mêmes règles
consultables et téléchargeables sur www.asn.fr
Publication/ guides pour les professionnels / radioprotection
Gestion du risque radiologique pour tous les niveaux de dose et de débit
de dose
Hypothèse « majorante » à faible dose et faible débit de dose d ’une relation dose effet linéaire sans seuil, comme si toute exposition aux rayonnements ionisants était dangereuse
Evaluation du risque radiologique
risque relatif
exposition
effets avérés
0X
RR
relation linéairesans seuil
relation quadratiquequasi-seuil
effetshypothétiques
RR
Gestion du risque radiologique pour tous les niveaux de dose et de débit
de dose
Utilisation de la dose efficace collective pour l’évaluation du risque : 5 % de cancer fatal en excès par Sv, quels que soient la dose et le débit (CIRP 60)
Gestion quantitative du risqueConsensus international
Adoption d’une relation dose-effet linéaire sans seuil, quels que soient la dose et le débit de dose
Quantification du risque par Sv de dose efficace
Risque tératogène : 50 %
Risque de cancers mortel : 5 %
Risque de maladie héréditaire : 0,5 %
Le risque surestimé (1)
Pas d’effets significatifs en dessous de doses de l’ordre de 100mSv
Pas d’effets observés dans les régions à forte radioactivité naturelle
Réponse adaptative « mythridatisation »
Induction, promotion et progression du cancer: non linéaire
Le risque surestimé (2)
Un biais dans l’utilisation de la dose collective
OK pour des raisons d’équité: calcul de la dose collective a priori et répartition sur tous les travailleurs
Utilisation erronée pour les doses triviales. Exemple dans le domaine médical : 60 millions de français x 0,001 Sv x 5 % = 3000 cancers en excès
Le risque sous-estimé Effet « bystander »: lésions génomiques des cellules voisinesde la cellule irradiée
Instabilité génomique dans la descendance de cellules irradiées, avec amplification des anomalies observées
Complexité des mécanismes cellulaires
La radiosensibilité individuelle
• Variabilité dans la réparation de l’ADN aux fortes doses
• Environ 5% de la population par défaut ou par excès
• Hyper-radiosensibilité responsable des effets secondaires et des complications « normales » de la radiothérapie (400.000 patients dans le monde) = vrai sujet de radioprotection
• Hypo-radiosensibilité conduit à une dose insuffisante pour un traitement curatif optimal en radiothérapie ? Vrai sujet de cancérologie.
• Existence d’une radiosensibilité individuelle aux faibles doses ?
Catégorisation des travailleursPour leur protection dans les conditions
normales de travail Travailleurs de catégorie A : susceptibles d’une dose > à 3/10ème d’une des limites réglementaires Travailleurs de catégorie B : susceptibles d’une dose < à 3/10ème mais > limite réglementaire de dose efficace du public (1mSv) Autres travailleurs : considérés comme le public (limite de dose efficace de 1mSv)
Limites réglementaires de doses Travailleurs
dose efficace : 20 mSv / an cristallin : 150 mSv / an peau : 500 mSv / an extrémités des membres : 500 mSv / an
Population (incluant le fœtus) Dose efficace : 1 mSv/an
Patients Pas de limite de dose car il ne faut compromettre ni la qualité du diagnostic ni l’efficacité thérapeutique
Limites de doses des catégories de travailleurs
Travailleurs de catégorie A susceptibles de
dose efficace > 6 mSv/an dose cristallin > 45 mSv / an dose peau > 150 mSv / an dose extrémités > 150 mSv / an
Travailleurs de catégorie B (entre A et autres T) Autres travailleurs
Dose efficace < 1 mSv/an
Zonage en milieu de travailProtection par rapport aux sources
Zone interdite
Zone contrôlée : zone où un travailleur est susceptible de recevoir une dose supérieure à 3/10ème d’une limité réglementaire
Zone surveillée : zone où un travailleur est susceptible de recevoir une dose supérieure à 1/10ème d’une limité réglementaire
Zone non réglementée Z.R. Z.R. ZSR ZSR ZSR
80 µSv
(mois)
7,5 µSv
(1h)
25 µSv
(1h)
2 mSv
(1h)
100 mSv
(1h)
0,2 mSv(1h)
0,65 mSv(1h)
Dose équivalente aux extrémités (mains, avant bras, pied, cheville) : HT
50 mSv(1h)
2,5 Sv(1h)
Dose efficace ET
Contrôle de l’état de propreté
radiologique si risque de contaminationdans les ZR attenantes
Zone surveillée
Zonecontrôlée
Zone contrôléejaune
Zone contrôléeorange
Zone interdite rouge
Débit d’équivalent de dose
Au niveau de l’organisme entier (exposition externe seule)
2 mSv/h 100 mSv/h
! Les valeurs de doses (ET et HT) correspondent à des doses intégrées sur la période considérée (le mois ou l’heure)
Délimitation des zones réglementées (ZR) et spécialement réglementées (ZSR) - Installations fixes-
Matière radioactive
ZONES DE TRAVAIL
A l ’intérieur des zones de travail les sources individualisées de rayonnements comme les sources radioactives doivent être signalées.
La dosimétrie en milieu de travail Obligation d’une dosimétrie passive
Film dosimètre porté au niveau de la poitrine Dose efficace a posteriori Mensuel (cat A), trimestriel (cat B)
Obligation d’une dosimétrie active pour toute personne entrant en zone contrôlée
Dosimètre électronique Dose efficace en temps réel Alarme de dose et de débit de dose
Dosimétrie prise en compte dans le suivi médical obligatoire et adapté
La Personne compétente en radioprotection
Spécialiste de radioprotection en milieu de travail
Obligatoire Etudes des postes de travail Optimisation de la radioprotection Gestion des dosimètres Gestion des résultats dosimétriques Recommandations …
Irradiation et grossesse
A priori : justification (US, IRM ?), optimisationA posteriori, développement ? ( héréditaire)
0 à 8 jours : tout ou rien9 à 60 j, organogenèse : risque malformatif ++ et
retard de croissance60 à 270 j, fœtus : anomalies possibles (cancers
infantiles)
Au-dessous de 100 mGy : RASEntre 100 et 200 mGy : à voir
Au-dessus de 200 mGy : recommander une interruption de grossesse
La radioprotection
Des règles simples
RAYONNEMENTS
LES MODES D’EXPOSITION
IRRADIATIONEXTERNE
IRRADIATIONEXTERNE
CONTAMINATIONINTERNE
CONTAMINATIONINTERNE
CONTAMINATIONEXTERNE
CONTAMINATIONEXTERNE
QUELLE EST LA DIFFÉRENCE ENTRE IRRADIATION ET CONTAMINATION ?
ou EXPOSITION EXTERNE
QUELLE EST LA DIFFÉRENCE ENTRE IRRADIATION ET CONTAMINATION ?
CONTAMINATIONCONTAMINATION EXTERNE
CONTAMINATIONCONTAMINATION INTERNEINTERNE
MODES DE PÉNÉTRATION DE LA CONTAMINATIONCONTAMINATION INTERNEINTERNE
COMMENT SE PROTÉGER DE LA CONTAMINATIONCONTAMINATION INTERNE INTERNE ?
COMMENT SE PROTÉGER DE L’IRRADIATION ?