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Journées Scientifiques Algéro-Françaises, Jijel décembre 2004 A. NOURREDDINE

RADIOPROTECTION ET DOSIMETRTIE

Abdel Mjid NOURREDDINE Groupe de Radioprotection et Mesures Environnementales

Institut de Recherches Subatomiques UMR 7500 CNRS/in2p3 et Université Louis Pasteur

B.P. 28 - 67037 STRASBOURG CEDEX 2 (FRANCE) [email protected]

INTRODUCTION

L'objectif de la radioprotection est de déterminer le risque potentiel des rayonnements ionisants de façon à s'en protéger efficacement. La dosimétrie occupe une place importante dans la mission de radioprotection. Elle permet de mesurer le risque lié à l’utilisation des rayonnements directement ou indirectement ionisants en terme de grandeurs telles que l’équivalent de dose ou dose efficace et de mettre en perspective les résultats de cette quantification avec les limites réglementaires.

La mise en application des nouveaux textes réglementaires relatifs à la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants, nécessite l’utilisation d’appareillages spécifiques de dosimétrie externe de plus en plus performants.

Les dosimètres en usage actuellement se répartissent en deux grandes catégories: ceux qui produisent une mesure de dose intégrée (émulsions photographiques, détecteurs solides de traces nucléaires, détecteurs thermoluminescents, …), et ceux à mesure impulsionnelle (chambres à ionisation, diodes silicium, …). Le film photographique est certainement le dosimètre passif le plus connu et permet la mesure de l’exposition externe de plusieurs centaines de milliers de travailleurs en France. 1- RAPPELS : INTERACTION RAYONNEMENTS-MATIERE

D’une manière générale, on peut définir un rayonnement ou radiation comme un mode de propagation de l’énergie dans l’espace, sous forme d’ondes électromagnétiques ou de particules. Les rayonnements ne peuvent être détectés et caractérisés que grâce à leurs interactions avec la matière dans laquelle ils se propagent. Ils peuvent céder au milieu qu’ils traversent la totalité ou une partie de leur énergie au cours de ces interactions. Le milieu absorbant, subit des modifications dues au passage des radiations.

La classification utilisée essentiellement par les biologistes et radioprotectionnistes, est fondée sur les effets des interactions des rayonnements sur la matière.

• Les rayonnements ionisants dont l’énergie est suffisante pour arracher un électron aux atomes du milieu rencontré et les transformer ainsi en ions positifs.

• Les rayonnements non ionisants dont l’énergie est insuffisante pour déclencher cet arrachement.

On considère comme radiations ionisantes celles qui ont une énergie suffisante pour ioniser l'air, soit supérieure à l'énergie de liaison des électrons (environ 10 eV au minimum).

Rayonnements Directement Ionisants Spectres de raies Spectres continus

α, Electrons Auger β − , β+

Rayonnements Indirectement Ionisants γ, X de fluorescence X de freinage, Neutrons

1

http://ireswww.in2p3.fr/ires/recherche/ramses


Le tableau ci-après résume les principaux types d'interaction et les rayonnements émis après interaction de chaque rayonnement ionisant avec la matière.

Rayonnement Type d'interaction Rayonnements émis après interaction

Ionisation

Mise en mouvement d'un e- atomique du matériau traversé.

Réorganisation du cortège électronique : émission de rayons X et/ou e- Auger

Excitation Réorganisation du cortège électronique : émission de rayons X et/ou e- Auger

Rayonnement de freinage (β) Emission d'un rayon X de freinage

Particules chargées α, β

Cas particulier en fin de parcours des (β-) : annihilation de la

matière Emission de 2 photons de 511 keV à 180°

Effet photoélectrique (faibles E)

Disparition du photon incident/éjection d'un e- atomique.

Réorganisation du cortège électronique : émission de rayons X et/ou e- Auger.

Effet Compton (E intermédiaires)

Diffusion du photon incident/ éjection d'un e- atomique.

Réorganisation du cortège électronique : mission de rayons X et/ou e- Auger.

Rayonnements électromagnétiques

γ, X

Effet de production de paires (E 1,022 MeV) Mise en mouvement d'une paire e-/e+

Absorption (n thermiques) Emission d'un rayonnement de type : n, p,α, γ Neutrons Diffusion (n rapides) Diffusion du n incident / projection du noyau de

recul Dans le domaine de la radioprotection on dispose d'une multitude de grandeurs, qu’on peut être classer en trois grandes catégories :

• Les grandeurs physiques, • Les grandeurs de protection, • Les grandeurs opérationnelles.

2 - GRANDEURS UTILISEES EN RADIOPROTECTION Les grandeurs utilisées en radioprotection sont essentiellement :

• Activité : Becquerel (Bq) • Dose : Gray (Gy) • Débit de dose (Gy/s) • Section efficace : Barns (b) • Transfert linéique d’énergie : MeV/cm • débit de fluence : Particules ou photons/cm2.s

Un rayonnement est défini par les grandeurs particulaires et énergétiques. Toute source de rayonnement est entourée d’un champ de particules : même si elle émet un faisceau bien défini géométriquement, des phénomènes secondaires, particulièrement des diffusions, font que le champs réel est beaucoup plus complexe, en direction comme en énergie. On peut caractériser le champ de rayonnement en chaque point, en direction comme en énergie. 2.1 - Quantités intégrales

• Nombre de particules Le nombre de particules N venant d’une source : émises, transmises à l’intérieur d’un milieu ou reçues dans un autre milieu

2


• Flux de particules : l’incrément du nombre de particules par unité de temps

dtdNN =& Unité : [nombre de particules/s]

• Energie radiante : énergie des N particules en dehors de l’énergie de masse (m0c2) en fraction émise, transmise ou reçue

R = N.E Unité : [MeV] • Flux énergétique : l’incrément de l’energie radiante dans l’intervalle de temps dt.

dtdRR =& Unité : [MeV/s] ou [W]

2.2 - Quantités globales en un point

Un point M d’un champ de rayonnement peut être défini par plusieurs grandeurs :

• Fluence particulaire : le rapport du nombre de particules pénétrant dans une sphère de centre

M et dont l’aire du plan diamétral est dS

dSdN

=F Unité : [nombre de particules/m2]

• Débit de fluence particulaire : la dérivée de la fluence particulaire par rapport au temps.

dSNd

=dSdtNd

=dtdF

=F2. &

. Unité : [nombre de particules/m2.s]

• Fluence énergétique : rapport de l’énergie radiante (transportée par les dN particules) à la surface dS du plan diamétral de la sphère.

dSdR=ψ Unité : [MeV/m2]

• Débit de fluence énergétique : la dérivée de la fluence énergétique par rapport au temps.

dSRd

dSdtRd

dtd 2 &

& ==ψ=ψ Unité : [MeV/m2.s] ou [W/m2]

2.3 – Quantités différentielles en direction

Grandeurs caractérisant le champ de rayonnement en un point M selon la direction et en fonction de l’angle solide dΩ autour du point considéré.

• Radiance particulaire : rapport du débit de fluence des particules par l’angle solide dΩ(r, θ,ϕ)

dSdΩdtΝd

=dΩ

Fd=p

3.

Unité : [m-2.s-1sr-1]

• Radiance énergétique : rapport du débit de fluence d’énergie par l’angle solide dΩ(r, θ,ϕ)

dSdΩdtRd

=dΩΨd

=r3

.

2.4 – Distributions spatiale et énergétique

A l’intérieur d’un angle solide dΩ, un point M du champ de rayonnement peut être défini par un spectre différentiel du nombre de particules en fonction de leur énergie.

3


Dans un intervalle d’énergie compris entre E1 et E2, la radiance particulaire est :

∫2

1

E

EE21 dΕp=)E,p(E

pE : radiance différentielle en énergie ou distribution spectrale de la radiance de particules. On peut remonter à la radiance totale des particules en intégrant sur toutes les énergies :

∫∞

0EdΕp=p

La connaissance de pE permet de remonter à toutes les quantités qui caractérisent le champ de rayonnement en un point M :

• Radiance énergétique : ∫∞

0EEdΕp=r

• Débit de fluence particulaire : dΕΩdp=F EΩE

.

∫∫• Fluence particulaire : dΕΩdtdp=F E

tΩE∫∫∫

• Débit de fluence énergétique : dΕΩdEp=Ψ EΩE

.

∫∫• Fluence énergétique : dΕΩdtdEp=Ψ E

tΩE∫∫∫

3 - NOTION DE DOSE En 1911, Lind trouva qu’un gramme de radium dans l’air produisait 0.7 gramme d’ozone par heure. C’est ainsi qu’il initiait les bases indispensables à toute étude radiobiologique où les relations Dose-Effet sont à l’origine de la compréhension des mécanismes et de l’estimation des risques que la radioprotection est amenée à prendre en compte. Le mot « dose » provient du grec « Dosis », action de donner. Utilisé initialement en médecine pour définir les quantités de médicament à administrer, son usage s’est étendu à toute quantité déterminée, notamment en radiobiologie, en radiologie, en radioprotection.

3.1 - Dose d’exposition La dose d’exposition est une des notions les plus anciennes utilisée en radiologie. Elle ne s’applique qu’aux rayonnements électromagnétiques (rayons X ou photons γ). La dose d’exposition caractérise un faisceau de rayonnement électromagnétique par l’intermédiaire de la charge électrique qu’il crée dans l’air par irradiation, en un point donné. Cette charge est due aux électrons que ces rayonnements indirectement ionisants mettent en mouvement ou créent tout au long de leur parcours. Son unité, le Rœntgen (symbole R). 1 Roentgen est la « quantité » de rayonnement X ou γ qui engendre dans 1 cm3 d’air (dans les conditions normales de température et de pression) la création d’une unité électrostatique d’ions (u.e.s) de chaque signe. Dans le système C.G.S : 1 u.e.s. = 3,33 10-10 C Cela correspond à une production de 2,08 109 paires d’ions par 0,001293 g d’air (masse de 1 cm3 d’air dans les conditions normales de température et de pression).

4


Dans le système international (SI), la dose d’exposition est exprimée en coulomb par kilogramme.

1 R = 2.58 10-4 C.kg-1 ou 1 C.kg-1 = 3.88 103 R

Bien que le Rœntgen soit encore très utilisé en radiologie, il a été peu à peu abandonné en radiobiologie car il dépend à la fois des caractéristiques du faisceau et du milieu, en l’occurrence l’air; en outre, pour les énergies photoniques supérieures à 3 MeV, le parcours des électrons secondaires devient très grand et les rayonnements de freinage, qui ne sont pas pris en compte, commencent à intervenir. Officiellement, son utilisation n’est plus autorisée depuis le 1er janvier 1986. Energie délivrée : quantité d’énergie délivrée à la matière, Edel, dans un volume donné V, par un flux de rayonnement ionisant, est égale à :

Edel = Eent + Q - Esort Eent : somme des énergies de toutes les particules qui ont pénétré dans le volume V Esort : somme des énergies de toutes les particules qui ont quitté le volume V de référence, Q : somme de toutes les énergies imparties dans les réactions nucléaires qui ont été initiées dans le volume V. Q = 0 pour les expositions aux rayonnements électromagnétiques dont l’énergie est inférieure au seuil des réactions nucléaires ( γ, n) aux environs de 10 MeV. Pour les neutrons qui sont capturés dans un milieu et pour les radionucléides qui se désintègrent dans le volume de référence V, Q est supérieure à zéro. 3.2 - Dose transférée : Kerma La quantité dénommée Kerma (kinetic Energy Released in Matter) a été définie pour les rayonnements indirectement ionisants.

La dose absorbée ou le kerma est le quotient dmdEcin où Ecin représente la somme des énergies

cinétiques initiales de toutes les particules chargées mises en mouvement par les rayonnements dans le volume de référence de masse dm. Il est défini en un point donné de l’objet irradié. Il décroît avec la fluence du rayonnement. Le kerma traduit le premier acte du transfert d’énergie, à savoir la mise en mouvement par collision des particules secondaires. Il s’applique quelle que soit la nature du rayonnement indirectement ionisant.

dmdE

K cin=

Le kerma s’exprime en J.kg-1. Son unité dans le SI est le gray (symbole : Gy) 3.3 - Dose absorbée C’est la quantité d’énergie absorbée dans un volume dV de masse dm :

dmdE

D absorbéeabs =

Dans la grande majorité des cas pratiques, on peut dire que dEabsorbée = Edel ; Dabs s’exprime aussi en grays. La dose absorbée a été essentiellement définie pour les radiothérapeutes ; elle correspond à la dose administrée à la tumeur. La dose au sens thérapeutique ou toxicologique devrait être en toute rigueur le produit de la dose absorbée par la masse du système, c’est-à-dire la quantité totale d’énergie délivrée à celui-ci. Pour l’homme standard, une dose absorbée de 1 gray correspond donc à 70 joules. 3.3.1 - Relation kerma – dose absorbée

5


Le kerma et la dose absorbée s’expriment avec la même unité. Cependant, ce n’est que lorsque l’équilibre électronique est atteint dans le milieu que les quantités kerma et dose absorbée sont égales. Cette égalité n’est vérifiée que si les deux conditions sont satisfaites :

• ∆m représente un petit élément situé au sein de la masse totale de l’absorbant. • L’épaisseur de la matière irradiée est inférieure au libre parcours moyen des photons

( µ=>< 1L ), ce qui correspond à une énergie transmise égale à %37e1 = de l’énergie

initiale. Cas des neutrons : Du fait du parcours restreint des particules secondaires chargées mises en mouvement par les neutrons rapides, le kerma « neutron » est égal à la dose absorbée par un fragment de tissu, dite « dose de première collision ». Le tableau ci-dessous donne quelques valeurs du kerma pour des neutrons de différentes énergies.

Energie de neutrons (MeV) Kerma (pGy/n.cm2) 1 24.5 3 35.0

10 51.3 14 50 - 67

Une ancienne unité est encore très souvent employée par les radiologistes et les radioprotectionnistes : le rad, bien que son usage ne soit plus autorisé depuis 1er Janvier 1986 (son symbole est rd).

1 rad = 10-2 Gy ⇒ 1 Gy = 100 rd

On appelle débit de dose absorbée la quantité dtdD

D absorbée=& .

Elle s’exprime Gy.s-1. 3.3.2 - Dose absorbée et transfert linéique d’énergie Dans le cadre strictement restrictif des rayonnements directement ionisants, la dose absorbée en chaque point du parcours est corrélée très fortement au TLE dès l’instant où l’équilibre électronique est atteint. Lors des premiers millimètres de pénétration dans la matière, cet équilibre électronique n’est pas encore atteint et dans ces conditions, dose absorbée et énergie transférée diffèrent. Le transfert linéique d’énergie reflète d’une certaine façon, tout au long du parcours de la particule chargée, la variation locale de la dose absorbée au passage de la particule. Comme le transfert linéique d’énergie varie de manière continue tout au long du parcours, il contribue déjà à l’hétérogénéité de la dose absorbée, notamment au sein des tissus biologiques. La grandeur TLE représente une « moyenne » parmi tous les évènements qui se sont produits tout au long du parcours élémentaire dx :

dxdETLE abs=

Il est intéressant globalement, mais il n’est pas corrélé à l’énergie déposée dans un petit volume. Plusieurs facteurs contribuent à limiter sa validité dans ce domaine :

• la perte d’énergie par des rayons δ (électrons provenant de l’ionisation secondaire), • la variation intrinsèque au long du parcours : spectre de TLE, • la longueur du parcours, • la non linéarité de la trajectoire.

6


A titre d’exemple, pour une particule α traversant une cible de 5 µm d’épaisseur, il faut une énergie supérieure à 1 MeV/nucléon pour que le concept de TLE s’applique correctement. Aux faibles énergies, se pose le problème lié à la longueur du parcours ; aux fortes énergies celui de la non linéarité de la trajectoire et de la perte aléatoire d’énergie (energy loss sraggling). 3.3.3 - Relation dose exposition –dose absorbée La dose d’exposition, utilisable seulement pour les rayonnements électromagnétiques, est mesurée dans l’air à l’aide notamment de chambre d’ionisation. Si on prend 34 eV pour la valeur de l’énergie nécessaire à la création d’une paire d’ions dans l’air, une dose d’exposition de 1 R correspond à 8.8 mGy. Dans le domaine d’énergie des rayonnements électromagnétiques, entre 0.2 et 10 MeV, le faisceau de rayonnement qui délivre un Rœntgen dans l’air dispense dans les tissus ou l’eau, une dose absorbée égale à 9.3 mGy. On voit ici l’influence de la composition chimique du milieu. Ceci explique pourquoi à l’époque où l’usage du rad était très répandu, certains confondaient allègrement dose absorbée et dose d’exposition puisque leurs valeurs étaient équivalentes à 7 % près. 3.3.4 - Signification de la dose absorbée Si l’on considère un volume de matière ∆V de masse ∆m, assez petit pour que l'irradiation y soit uniforme et assez grand pour qu’un nombre important de particules le traversent et y interagissent, il y entre des particules directement et indirectement ionisantes ; il en ressort :

• des particules directement ionisantes ayant perdu une partie de leur énergie, • des particules indirectement ionisantes n'ayant subi aucune interaction, • des particules indirectement ionisantes ayant subi une diffusion (donc ayant cédé de l'énergie), • des photons de freinage.

L'énergie E communiquée au volume V de masse M est donc la différence entre la somme des énergies entrantes et la somme des énergies sortantes

mED ∆

∆=

D est une grandeur macroscopique et représente la dose absorbée en un point de la matière : il est important de noter que la dose absorbée est définie par rapport à une matière déterminée ; parler de dose absorbée en un point sans préciser de quelle matière il s'agit n'a aucun sens. On dira dose absorbée dans l’air, dose absorbée dans les tissus mous de l’organisme, …. 3.4 - Calcul des doses absorbées 3.4.1 - Paramètres des champs de rayonnements

• Nature des rayonnements le composant • Energie ou spectre d’énergie • Fluence ou débit de fluence (spectre s'il est complexe)

n champ de rayonnements au sens général peut comprendre : U

• des particules alpha émises sous forme de raies monoénergétiques, • des rayonnements bêta d’énergie répartie suivant un spectre continu monoénergétique ou des

électrons monoénergétiques (électrons de conversion), • des photons γ émis sous forme de raies monoénergétiques, • des photons de freinage suivant un spectre d’énergie continu, • des neutrons généralement sous forme de spectre d’énergie plus ou moins complexe.

7


La fluence de ce champ en un point est définie comme le nombre de particules par unité de surface en ce point; elle correspond:

• dans le cas de trajectoires parallèles, au quotient du nombre de particules traversant une surface élémentaire centrée sur ce point et perpendiculaire à la direction des rayonnements par la valeur de cette surface,

• dans le cas de trajectoires non parallèles, au quotient du nombre de particules traversant une sphère élémentaire centrée sur ce point par la valeur de la surface d’un grand cercle de cette sphère.

Le débit de fluence ou densité de flux est défini comme la fluence par unité de temps. Nous allons donner l'expression de la dose absorbée pour des rayonnements bien définis d’énergie donnée, la généralisation se faisant par addition des doses ou intégration. En se rapportant à la définition de la dose absorbée, et à la notion d’énergie communiquée à la matière, on voit que cette énergie est celle qui est cédée localement dans le volume élémentaire autour du point considéré, donc qu'elle correspond à celle provoquant des ionisations et excitations. 3.4.2 - Cas des particules chargées La relation est, en reprenant la théorie des interactions :

c)S(FD ρ=

F fluence en particules/m2, dans le système S.I, où D est en Gray et c)S(ρ en JouIe-m2/kg.

Dans les tables disponibles, les pouvoirs d’arrêt sont généralement exprimés en MeV.cm2/g.

En exprimant c)S(ρ dans cette unité, l'expression (1) devient :

c14 )S(F106,1D ρ= −

[Gy] = [m-2].[MeV.cm2.g-1] 3.4.3 - Cas des particules non chargées

a - Photons A l'équilibre électronique, l'énergie émise dans un volume élémentaire de matière (électrons mis en mouvement par les photons, donc énergie cédée par les photons) est égale à l'énergie absorbée dans ce volume. Dans la zone où l'équilibre électronique n’est pas réalisé, il n'y a pas cette égalité puisque l'énergie émise est supérieure à celle qui est absorbée à cet endroit.

Puisque )( enρ

µ exprime justement la fraction d’énergie transférée aux électrons, la dose absorbée a

pour expression dans le système S.I :

).(E.FD enρ

µ=

F représente la fluence des photons en particules par mètre carré, E leur énergie en Joule, )( enρ

µle

coefficient massique d’absorption en énergie, en (m2/kg) Dans les tables disponibles, les coefficients massiques d’absorption en énergie sont généralement exprimés en cm2g-1 et les énergies des photons en MeV. L'expression ci dessus devient alors :

).(E.F106,1D en14ρ

µ= −

[Gy]=[m-2].[MeV.cm2.g-1]

8


Remarque : Les expressions précédentes sont également valables pour les débits de dose en remplaçant la fluence par de débit de fluence.

c, )ρS.(FD && =βα )

ρµ.(.EFD en&& =γ

Pour une source ponctuelle, le débit de fluence à une distance d est donc égal à :

2d4

AFπ

ϑ=&

A : l’activité de la source en Bq ; ϑ la probabilité d’émission ; d la distance source-opérateur en m.

b - Neutrons Le problème de calcul est beaucoup plus compliqué, car les interactions sont diverses en fonction de l’énergie et du milieu. La méthode générale consiste à calculer pour chaque réaction considérée une contribution à la dose par la formule :

iii END Φσ= où, exprimés en unités convenables :

Ni représente le nombre de cibles dans le milieu susceptibles de donner la réaction,

iσ la section efficace de la réaction, Φ la fluence des neutrons, Ei énergie moyenne des particules chargées produites au cours de la réaction (protons, noyaux)

Pour connaître la dose réelle, il faut faire intervenir un facteur d’accroissement prenant en compte les gamma produits, les neutrons diffusés provenant de réactions ayant eu lieu dans des volumes voisins,… 3.5 - Facteur de qualité La notion de dose absorbée dans la matière ne rend pas compte à elle seule des effets provoqués dans les tissus de l'organisme vivant. L'énergie cédée par unité de masse entraîne en effet sur les atomes et molécules, des ionisations et excitations, mais dans la matière vivante cet effet physique initial engendre des suites de nature biochimique d’abord dans la cellule touchée puis éventuellement dans le tissu. On conçoit que la densité d’énergie cédée doive jouer un rôle, c'est-à-dire ce que nous venons de définir comme le transfert linéique d’énergie. Des expériences sur des animaux de laboratoire confirment ce fait : à même dose absorbée délivrée par des rayonnements ionisants de nature différente, les effets globaux étudiés ne sont pas les mêmes. Comme il n’est pas possible de tenir compte pour chaque rayonnement constituant un champ de rayonnements, de son TLE, il a été introduit un Facteur de Qualité Q dont la valeur est associée à un intervalle de TLE suivant le tableau ci-dessous

TLE (keV/micron)

Q d’après la CIPR

Rayonnement

3,5 ou moins 1 X, γ, e+, e- 7 2

23 5 53 10

neutron suivant l’énergie

protons 175 ou plus 20 Alpha

9


A partir de ce facteur Q et de la dose absorbée, on définit alors une notion d'équivalent de dose H à partir de :

H =D.Q Q étant un facteur sans dimensions, H représente donc dans le système normalisé des joules par kilo comme la dose absorbée. L'unité dans ce système est le Sievert (D exprimé en Gray) ; le rem est un sous multiple (D exprimé en Rad) : 1 Sv = 100 Rems La directive européenne du 13 mai 1996 remplace la notion d'« équivalent de dose » par celle de «dose équivalente ». 3.6 - Dose équivalente C’est la dose absorbée par le tissu ou l'organe T, pondérée suivant le type et l'énergie du rayonnement R. Elle est donnée par la formule:

HT,R = WR x DT,R

DT,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R, WR est le facteur de pondération radiologique. La notion de facteur de qualité est remplacée par celle de facteur de pondération radiologique. Lorsque le champ de rayonnements comprend des rayonnements de type et d'énergies correspondant à des valeurs différentes de WR, la dose équivalente pour l'organe ou le tissu T est :

∑= R,TRT DWH

Le débit d’équivalent de dose (ou de dose équivalente) dtdHH =& s'exprime en Sievert par unité de

temps (heure, minute,...). Notons que la notion de facteur de qualité (ou de facteur de pondération radiologique) s'applique principalement aux faibles doses absorbées dans l'organisme humain et aux effets aléatoires qui peuvent en découler ; pour les fortes doses, une analyse plus fine est nécessaire, elle relève du domaine du médecin spécialiste. Les valeurs du facteur de pondération radiologique sont données dans le tableau ci-après.

Type de rayonnement et gamme d'énergie WR

Photons, toutes énergies 1 Electrons et muons, toutes énergies 1

E < 0,010 MeV 5 0,01 < E < 0,1 MeV 10

0,1 < E < 2 MeV 20 2 < E < 20 MeV 10

Neutrons

E > 20 MeV 5 Protons E > 2 MeV 5

alpha, fragments de fission, noyaux lourds 20 3.7 - Dose efficace C’est la somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux différents tissus et organes du corps.

∑ ∑ ∑==T T R

R,TRTTT DWWHWE Unité : Sv

DT,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R, WR le facteur de pondération radiologique, WT le facteur de pondération tissulaire.

10


Tissu ou organe WT (%) Gonades 20 Moelle rouge ; Colon ; Poumons ; Estomac 12 Vessie ; Seins ; Foie ; Œsophage ; Thyroïde ; 5 Peau ; Surface des os 1 Autres tissus 5

3.8 - Dose équivalente engagée C'est l'intégrale sur le temps t du débit de dose équivalente au tissu ou à l’organe T qui sera reçu par un individu à la suite de l'incorporation de matière radioactive. Pour une incorporation d'activité à un moment t0, elle est définie par la formule :

∫τt

tTT

0

0

(t)dtH)(H+

= &τ Unité : Sv

(t)HT& : le débit de dose équivalente à l'organe ou au tissu T au moment t

τ : la période sur laquelle l'intégration est effectuée. Dans HT(τ), τ est indiquée en année . Si la valeur de τ n’est pas donnée elle est implicitement de 50 ans pour les adultes et pour les enfants du nombre d’années restant jusqu’à l’age de 70 ans. 3.9 - Dose efficace engagée Somme des doses équivalentes engagées dans les divers tissus ou organes chacune multipliée par le facteur de pondération tissulaire approprié.

∑=T

TTT HWE )(τ Unité : Sv

3.9.1 - Dose efficace engagée par unité d'incorporation C'est la dose efficace engagée par l'incorporation d'un Becquerel d'un radioélément donné. Pour un même radioélément elle dépend :

• du mode d'incorporation (ingestion ou inhalation), • de la forme chimique du radioélément, • de l'âge de l'individu.

On appelle également cette grandeur « coefficient de dose efficace » Unité : le Sievert /Becquerel (Sv/Bq) 3.9.2 - Limite annuelle d'incorporation (LAI) La limite annuelle d'incorporation (LAI) par ingestion ou par inhalation pour un radionucléïde donné est l'activité incorporée en un an dont la valeur est la plus faible des deux valeurs suivantes :

• celle qui entraîne un équivalent de dose engagé égal à 0,5 Sv pour l'organe ou le tissu le plus irradié

• celle qui entraîne la valeur de 0,05 Sv pour la somme des équivalents de dose engagés au niveau des différents organes ou tissus, pondérés par des coefficients appropriés.

Selon le mode de pénétration du radionucléide (ingestion ou inhalation) deux séries de valeurs de LAI sont fixées pour chaque radionucléide. Si on désigne par IAi l’incorporation annuelle pour un radioisotope i, la limite d’incorporation pour l’exposition externe est :

1≤ΙLA

ΙΑ∑ i

i i

11


3.9.3 - Limite dérivée de concentration d'un radionucléïde dans l'air (LDCA)

gaz rares autres que le radon, un équivalent de dose égal

tration dans l’air pour un isotope i, la limite en concentration pour l’exposition interne est :

Concentration moyenne annuelle dans l'air inhalé, exprimée en unités d'activité par unité de volume qui pour 2000 heures de travail par an, entraîne une incorporation égale à la limite annuelle d'incorporation par inhalation ou, pour les aux limites annuelles d'exposition externe. Si on désigne par CAi et LDCAi respectivement la concentration dans l’air et la limite dérivée de la concen

∑ 1≤LDCA

CΑ i iι

- GRANDEURS OPERATIONNELLES

jectif d'estimer de façon "raisonnable"

Lesants,

elles sont des estimateurs majorants de la dose efficace et de la dose équivalente.

.1 - Dosimétrie de zone ou d'ambiance

te en sievert qui existerait dans la sphère si cette dernière était placée dans le champ de yonnement.

eur d (en mm) dans la sphère ICRU, sur

ayonnements fortement

ir de cette grandeur, laquelle donne ne approximation (surestimation) raisonnable de la dose efficace.

deur est communément utilisée

l est un bon estimateur (majorant) e la dose équivalente dans les tissus superficiels (peau, cristallin).

.2 - Dosimétrie individuelle : l'équivalent de dose individuel

ps à une profondeur d (en mm). Le champ de rayonnement étant le champ

Les profondeurs d préconisées par l'ICRU sont :

4 Le principal inconvénient des grandeurs de protection citées ci-dessus est qu'elles ne sont pas mesurables. Ainsi, afin de répondre à l'attente des organismes chargés de suivre l'exposition des personnels, l'ICRU (International Commission on Radiation Units and measurements) a introduit le concept de grandeurs opérationnelles. Ces dernières ont pour obles grandeurs de protection : dose efficace et dose équivalente.

grandeurs opérationnelles ont les caractéristiques suivantes : • elles sont mesurables par des appareils munis de détecteurs de rayonnements ionis•

4 Pour définir ses grandeurs opérationnelles, l'ICRU utilise une sphère de 30 cm en matériau équivalent tissu qui représente le corps humain : la sphère ICRU. Les grandeurs opérationnelles se réfèrent à la dose équivalenra

• L'équivalent de dose ambiant L'équivalent de dose ambiant H*(d) en un point dans le champ de rayonnement est la dose équivalente qui serait produite par le champ de rayonnement à une profondun rayon qui fait face à la direction du champ unidirectionnel. Cette grandeur est communément utilisée pour estimer les doses dues à des rpénétrants. La profondeur recommandée est 10 mm et l'on peut écrire H*(10). La majorité des appareils de contrôle d'ambiance est calibrée à partu

• L'équivalent de dose directionnel L'équivalent de dose directionnel H'(d,Ω) en un point dans le champ de rayonnement est la dose équivalente qui serait produite par le champ de rayonnement à une profondeur d (en mm) dans la sphère ICRU, sur un rayon et dans une direction spécifiée Ω. Cette granpour estimer les doses dues à des rayonnements faiblement pénétrants. Les profondeurs recommandées sont de 0,07 mm (pour la peau) et de 3 mm (pour le cristallin) et l'on peut écrire H'(0,07,Ω) et H'(3,Ω). L'équivalent de dose directionned 4

L'équivalent de dose individuel Hp(d) est la dose équivalente dans le tissu mou au point spécifié sur la surface du corréel où se trouve l'individu.

12


• 0,07 mm pour la peau (rayonnements faiblement pénétrants) : Hp(0,07), • 3 mm pour le cristallin (rayonnements faiblement pénétrants) : Hp(3), • 10 mm pour le corps entier (rayonnements fortement pénétrants) : Hp(10).

En pratique, les mesures de Hp(10) et de Hp(0,07) sont réalisées en plaçant un dosimètre opérationnel à la surface du corps. Ce dosimètre peut être constitué d'un détecteur recouvert d'une épaisseur appropriée de matériau équivalent tissu (pour les principes de la dosimétrie opérationnelle, se référer au cours sur la réglementation). 4.3 - Grandeurs opérationnelles et limites annuelles de dose Les grandeurs opérationnelles étant de bons estimateurs majorant les grandeurs de protection, elles peuvent être reliées aux limites annuelles de dose efficace et de dose équivalente à la peau et au cristallin définies dans la réglementation française (cf. cours sur la réglementation et tableau suivant).

Grandeurs de protection Limites annuelles

(Décret n°2003-296 du 31 mars 2003) Grandeurs opérationnelles

correspondantes Dose efficace 20 mSv Hp(10) Dose équivalente :

• peau 500 mSv Hp(0,07) • cristallin 150 mSv Hp(3)

5 - PROTECTION CONTRE LES EXPOSITIONS 5.1 – Exposition externe 5.1.1 - Principes de protection La dose absorbée étant égale au débit de dose absorbée multiplié par le temps de présence, on peut réduire la dose en intervenant sur ces 2 paramètres. En se référant aux formules de calcul des débits de dose absorbée, on constate que dans une matière donnée et à une énergie du rayonnement donnée, le débit de dose est proportionnel au débit de fluence de particules. Réduire le débit de dose reviendra à réduire le débit de fluence, soit en augmentant la distance, soit en interposant un écran. On pourra donc en définitive réduire le temps d’exposition, augmenter la distance ou interposer des écrans de protection. 5.1.2 - Réduction du temps d’exposition Toute exposition inutile doit être strictement proscrite, les mesures à prendre dépendent de l’expérimentation à réaliser. Préparer soigneusement l’intervention en :

• Confiant le travail à des personnes compétentes • Utilisant un appareillage adéquat et performant • Coordonnant les interventions • Procédant à des essais à blanc • Partager entre plusieurs intervenants les diverses phases de l’opération si nécessaire. • Evaluer les interventions précédentes du même type en définissant les nécessités

d’amélioration des différents paramètres

.1. 3 - Variation du débit de dose avec la distance 5 D’une façon plus générale, le débit de dose est divisé par n2 si la distance est multipliée par n ce qui peut s’écrire :

13

http://acolad2.u-strasbg.fr/donneesdeposees/TNRP/Sites/site_2/html/navig/c6_frameset.htm


2

1

2

2

1⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛=

dd

DD&

&

On remarquera que plus on se rapproche de la source, plus le débit de dose augmente. Le dédit de dose au niveau des doigts peut être considérable si on prend la source à mains nues. Remarque : Pour les particules chargées on a vu que l’air ne peut pas être considéré comme ne donnant pas d’interactions. Le calcul ci-dessus est donc surtout réservé aux photons et aux neutrons. 5.1.4 - Protection par des écrans

a – Photons

a.1 - Géométrie parfaite

Selon la loi d’atténuation gamma, si N0 est le nombre de photons arrivant sur un détecteur en l’absence d’écran, N nombre de photons arrivant sur le détecteur lorsque un écran d’épaisseur x est en place sera donné par :

x0 e.NN µ−=

µ étant le coefficient d’atténuation, la même relation liera les débits de dose et les doses

x0 eDD µ−= &&

Le rapport DD0&

& est le facteur d’atténuation apporté par l’écran d’épaisseur x .Très souvent, on veut

calculer cette épaisseur d’écran :

x = DD

ln.1 0&

&

µ

A partir de ces relations, on définit l’épaisseur moitié µ

2ln2/1 =x et l’épaisseur dixième

µln10x1/10 =

Coefficients d’atténuation linéique et épaisseurs-moitié pour des matériaux usuels

de blindage pour des énergies supérieures à 1 MeV. a.2 - Géométrie réelle

14


ans la réalité, les photons diffusés ou générés par annihilation parviennent au détecteur car il n’y a D

pas de diaphragme : la dose ou le débit de dose sont donc supérieurs à ceux évalués au paragraphe précédent d’un facteur que l’on appelle B facteur d’accroissement de dose ou « build up factor ».

xeBDD 0µ−= &&

B dépend de nombreux paramètres :

de l’écran

La m compliquée, aussi il est tabulé en fonction du matériau constituant l’écran, de

Eγ (MeV)

• Energie des photons • Nature et dimensions• Géométrie for ulation est

l’énergie des photons et de l’épaisseur de l’écran.

µx 0,5 0,6 0,8 1 1,25 1,75 2 2,5 3 1,50 1 1,25 0 5 1,30 1,35 1,4 1,45 1,45 1,45 1,4 1,40 1,35 2 1,45 1,45 1,60 1,70 1,75 1,75 1,75 1,75 1,75 1,70 3 1,60 1,65 1,85 2,00 2,05 2,10 2,15 2,15 2,10 2,05 4 1,70 1,85 2,10 2,25 2,35 2,40 2,50 2,55 2,55 2,50 5 1,80 2,00 2,35 2,50 2,60 2,70 2,80 2,90 2,95 2,95 6 1,90 2,15 2,55 2,80 3,00 3,10 3,20 3,30 3,35 3,35 7 2,00 2,30 2,75 3,05 3,30 3,40 3,55 3,70 3,75 3,80 8 2,10 2,45 2,95 3,30 3,60 3,80 3,95 4,10 4,25 4,40 9 2,20 2,60 3,15 3,55 3,90 4,10 4,30 4,45 4,70 4,80 10 2,30 2,70 3,30 3,80 4,20 4,40 4,60 4,80 5,10 5,40 11 2,35 2,85 3,50 4,00 4,40 4,70 5,00 5,20 5,60 5,90 12 2,45 3,00 3,70 4,20 4,60 5,00 5,30 5,60 6,10 6,50 13 2,50 3,10 3,85 4,50 4,90 5,30 5,70 6,00 6,60 7,20 14 2,60 3,20 4,00 4,70 5,20 5,60 6,00 6,40 7,10 7,80 15 2,65 3,30 4,15 4,90 5,50 6,00 6,40 6,90 7,70 8,40

Facte ccro ent se p ne s γ p elle le p

Les écr protection gamma sont : l'Uranium appauvri pour les châteaux, le

• es piscines de stockage des éléments combustibles de réacteurs. ou de casemates

b - Rayonnements bêta

’énergie des rayons β est comprise entre 17 keV (tritium) et quelques MeV. Leur parcours dans la

ur d’a issem de do our u ource onctu dans lomb

ans les plus utilisés pour la • Le plomb (masse volumique élevée) et quelquefois

stockage, les enceintes blindées, la construction de protection d'expérimentation (briques à chevrons). L'eau pour l

• Les différents bétons pour la construction de protection d'accélérateurs d'irradiation.

Lmatière peut se calculer à l’aide d’une des deux formules empiriques suivantes :

• Energie supérieure à 0,8 MeV :

ρ−

=160,0E.543,0R max

cm

• Energie inférieure à 0,8 MeV :

ρ=

38,1max

cmE.4,0R

ρ étant la masse volumique du matériau en g/cm3.

n peut considérer que les tissus mous de l’organisme ont une masse volumique voisine de 1. On sait aussi que les matériaux de Z élevé donnent, par freinage des électrons auprès des

O

15


noyaux, un rayonnement gamma. On utilise donc plutôt comme écran un matériau léger comme le plexiglas, le verre ou l'aluminium. En réalité, mis à part 32P, 90Sr et 90Y, il y a peu d'émetteurs bêta purs. Dans le cas général, on recherchera la protection contre les gamma et celle-ci résoudra la protection contre les bêta.

c – Neutrons

Les neu d'abord être ralentis avant d'être absorbés à l'état thermique ou lent par des matériaux comme le bore ou le cadmium (réaction de capture émettant des photons gamma).

mpte

ctérisée par le fait que les radioéléments ont pénétré dans l’organisme, y

éjournent, irradient, pendant ce temps de présence, les tissus des organes et délivrent donc une dose à

s de l’exposition interne

ntamination radioactive anormale du milieu de travail : c’est la résence de produits radioactifs

de travail, matériels sur la peau

A s tion externe non contrôlée. Les produits radioactifs sont sous

iverses formes :

s, s ptibles de se d

La pén

inés, de fumée de t

aine, pour le tritium sous forme de gaz ou de vapeur d

.2 nsfert dans l’organisme

Su contenant le radioélément, on distingue la forme soluble et la

tion

Suivant ie, une fraction peut être arrêtée par les voies aériennes supérieures puis

trons doivent

Les matériaux ralentisseurs sont ceux qui contiennent beaucoup d'hydrogène comme l'eau, le polyéthylène, les bétons. Pour des neutrons de 5 MeV, l'épaisseur dixième dans le béton léger (cotenu des diffusions) est de 33 cm.

5.2 - Exposition interne

L’exposition interne est carasl’organisme. 5.2.1 - Cause En règle générale, elle découle d’une cop

• dans l’atmosphère • sur les surfaces : sols, plan• sur les vêtements ou

ce tade, il y a aussi risque d’exposid

• dans l’atmosphère : aérosols, poussières de diverses dimensions, gaz, vapeurs, … • sur les surfaces : poussières avec risque de remise en suspension. Liquides et dépôts solide

oit fixés au support (infiltrés en profondeur), soit seulement déposés et susceisséminer par contact.

étration dans l’organisme se fait donc suivant la nature de la contamination : • par inhalation • directe, rarement, mais plutôt par absorption d’aliments contam par ingestion (

abac, mains contaminées par exemple) • à travers une blessure

la peau, même s• directement à travers ’eau.

.2 - Tra5

ant la nature chimique du composé iv

forme insoluble.

a - Inhala la granulométr

entraînée dans le tube digestif par déglutition. Ce qui pénètre dans les poumons se répartit en plusieurs fractions : une première réexhalée, une partie qui passe à travers la paroi alvéolaire vers le sang (si le composé est soluble), une partie qui adhère au tissu pulmonaire, y stationne plus ou moins longtemps puis revient dans le tube digestif. Un schéma théorique résume cette répartition :

16


• Composés solubles (pour 1 inhalé) 0.25 exhalé 0.25 va à travers les poumons, vers le sang puis vers les organes

r les voies supérieures va dans le tube digestif • Compos

venant pour 0.125 des poumons, pour 0.625 de la s les voies respiratoires supérieures

b - Ingestion

Si le co ble, il passe à travers la paroi intestinale, dans le sang qui le conduit vers les organes. Si le composé est insoluble, il est éliminé par les selles après un séjour plus ou moins long

travers la peau ar blessure, il est entraîné par le sang ; par la peau intacte, il passe dans la lymphe.

Le radi emment se comporter comme le composé chimique orrespondant en matière d’affinité pour un organe. Par exemple, l’eau tritiée comme l’eau, l’iode

0.5 retenu paés insolubles (pour 1 inhalé)

0.25 exhalé 0.75 dans le tube digestif

rétention dan

mposé est solu

dans le tube digestif.

c - Passage à P

5.2.3 - Répartition dans l’organisme

oélément passé dans le sang va fréqucradioactif comme l’iode naturel. Par conséquent, soit il se répartira d’une façon homogène dans l’organisme, soit il se fixera préférentiellement sur certains organes qui seront alors les plus irradiés.

Radioélément Répartition

Tritium Organisme entier Car graisse bone Os,

P Os, hosphore foie Soufre Os, peau Iode Thyroïde

Césium Muscles

5.2.4 - Devenir du radioélément

D’une p ù il s’est fixé dans l’organisme par sa propre décroissance radioactive caractérisé par la période T .

loi exponentielle caractérisée par une période dite période

art, il va disparaître de l’endroit or

D’autre part, l’organisme élimine lui-même, par renouvellement de ses constituants, le produit radioactif. Cette élimination obéit à unebiologique Tb. La vitesse de disparition du produit radioactif obéit à la combinaison de ces deux décroissances, c’est-à-dire à une période dite période effective Te telle que :

breSi au temps 0, l’activité présente dans l’organisme ou l’organe est AO à l’instant t, elle sera seulemA liée à A et à T par :

T1

T1

T1

+=

ent t O e

teeAtA λ_ vec 0)( =e

e TExemple : 3H : Tr = 12 ans Tb = 10 jo

131I : Tr = 8 jours Tb = 140 jours Te = 7,6 jours

5.2.5 - E

693,0=λ

urs Te = 10 jours

quivalent de dose engagé

17


L’équivalent de dose résultant de la présence d’un radioélément dans un organe ou dans l’organisme

tivité incorporée ent (période effective d’élimination)

Ce nt de dose engagé ». Il est étalé dans le temps et est subi de

est lié à : • l’ac• la nature du radioélém• la nature des rayonnements émis t équivalent de dose est dit « équivale

façon progressive contrairement à l’équivalent de dose reçu par exposition externe qui n’est subi que pendant la durée de l’exposition. Dans l’organisme, le débit d’équivalent de dose décroît au fur et à mesure que l’activité présente diminue. Suivant les rayonnements émis par le radioélément, on peut remarquer que :

• Les α d’un parcours très faible dans les tissus céderont pratiquement toute leur énergie sur place

β• Les plus pénétrants vont irradier l’organe dans lequel le radioélément est fixé et éventuellement les organes voisins.

• Les γ de parcours important ne perdront qu’une faible partie de leur énergie dans l’organisme en l’irradiant de manière dispersée.

Du point de vue de l’exposition interne, les radioéléments émetteurs α sont donc les plus dangereux ; de surcroît, ils ont généralement des périodes effectives très longues. On verra que, sur ces critères, les radioéléments sont classés en quatre grands groupes en fonction de leur radio toxicité. Le débit d’équivalent de dose se calcule en principe de la façon suivante :

m

QEAH eff∑=&

H&

Où : : débit d’équivalent de dose au temps t

A : l’activité présente au même temps Eeff : la somme des énergies effectives émises (énergie cédée à l’organe ou à l’organisme) pondérées par leur pourcentage d’émission m : la masse de l’organe ou de l’organisme Q : facteur de qualité, sans dimensions

A partir de ce débit d’équivalent de dose, l’équivalent de dose engagé sur un temps τ est : τ

dteHH eτλ−

0∫= &

Généralement on prend τ correspondant à la vie active d’un travailleur, c’est-à-dire par convention 50 ans. Soit, en intégrant :

)e1(m

QEAH e

e

eff0 τλ−τ −

λ= ∑ (1)

5.2 - Protection contre l’exposition interne Cette exposition résulte généralement d’une contamination. Dans les laboratoires, elle peut provenir :

• dans l’atmosphère, de la tension de vapeur du composé manipulé (iode, eau tritiée, … ), de la mise en suspension de poussières à partir d’un produit pulvérulent, d’un liquide répandu par accident ou de déchets non emballés de façon étanche.

• sur les lieux de travail et sur soi-même, du contact avec le composé ou ses solutions, du contact avec des instruments de manipulation, avec des déchets ou d’un incident conduisant à un épandage du produit.

5.2.1 - Protection collective

18


a - Protection Contre l’exposition par inhalation

Sa mise nc en fonction des activités manipulées et

• Sorbonne Elle est réservée à la manipulation de faibles activités de produits de toxicité peu élevée. La protection

C’est une enceinte étanche mise en dépression par une ventilation contrôlée et filtrée. Les

La c es locaux dépend de la volatilité et de la toxicité des radioéléments

- Protection contre la contamination Tout pr scellées présente des risques de contamination de

.2.2 - Protection individuelle

a - Protection contre l’inhalation

Le port d’équipements de protection individuelle contre l’inhalation est généralement réservé à des

- Protection contre la contamination

Pour éviter la contamination de la peau on porte des vêtements de travail adaptés : blouse fermée,

nnes pratiques de laboratoire : passe également par le respect de certaines règles telles que :

e benchkote,

nventionnel),

.2.3 - Conduites à tenir en cas d’accident

en œuvre est déterminée en fonction des risques, dode la radiotoxicité du radioélément.

est réalisée par le confinement dynamique créé par l’aspiration de l’extérieur vers l’intérieur. Il faut s’assurer que la vitesse de l’air au droit des ouvertures n’est en aucun endroit inférieure à 0,5 m/s.

• Boite à gants

manipulations de produits se font à l’intérieur de cette enceinte au moyen de gants fixés sur la face avant. Des sas permettent l’introduction et la sortie des matériels et des produits. Elle est utilisée pour la manipulation de radioéléments de toxicité élevée.

• Ventilation des locaux con eption de la ventilation d

manipulés. Dans le cas de risques importants, elle assure une dépression croissante allant des zones à peu de risques vers les zones à risques élevées. Des sas séparent ces différentes zones. L’air est rejeté à travers des filtres. Dans le cas de risques moindres (faibles activités de radioéléments non volatils), on applique les règles générales pour les locaux à usage professionnel.

bocessus de manipulation de sources non

surfaces. Un certain nombre de règles sont à observer pour éviter un rejet de produit radioactif à l’extérieur et faciliter une éventuelle décontamination : 5

interventions en atmosphère contaminée ou lors d’opérations de décontamination. Il s’agit soit d’un masque respiratoire autonome soit d’un masque à adduction d’air. Le masque respiratoire autonome utilisant le principe de la filtration, il est important de choisir la cartouche filtrante en fonction de la nature du contaminant : cartouches en papier filtre absolu pour les aérosols, au charbon actif pour les gaz et vapeurs (iode notamment ) ou cartouche combinée. La filtration se faisant avec un certain rendement de piégeage, il faut évaluer « la fuite » inhérente à ce système. Il est de surcroît inefficace dans certains cas (tritium par exemple).

b

gants. Les boLa protection contre l’exposition interne

• Ne jamais manger, boire, fumer, se maquiller dans les locaux de travail, • Ne pas pipeter à la bouche des solutions radioactives, • Confiner : manipuler dans un plateau, sur du papier typ• Baliser : les surfaces de travail, le lieu d’entreposage des sources, • Marquer : les préparations radioactives, le matériel utilisé (trèfle co• Contrôler : les surfaces de travail, le sol, le matériel, les mains, les vêtements, • Eliminer les déchets selon les procédures établies.

5

19


a - Contamination des surfaces de travail

Il faudra définir un protocole d’intervention en cas de contamination accidentelle : toute contamination

contaminée, procéder au nettoyage à l’aide de cotons humides

iste, il s’agit de contamination fixée. Si le radioélément

b - Contamination de la peau Lavage immédiat à l’eau et au savon en vérifiant les progrès de la décontamination

duits agressifs alisé recommandé par le médecin si une

c - Inhalation ou d’ingestion

En cas d’inhalation ou d’ingestion, consulter rapidement le médecin. Il existe des moyens

es émetteurs alpha afin d’empêcher

• empêcher la fixation ultérieure de

• oissons pour renouveler le plus vite possible l’eau des tissus dans

Toutes ces thérapeutiques doivent être mises en œuvre sous surveillance médicale.

5.2.4 - Moyens d’évaluation de l’exposition interne

a – Anthropogammamétrie

C’est une spectrométrie du corps humain ou d’un organe. L’examen dure une vingtaine de minutes.

- Examen radiotoxicologique

Il consiste à recueillir pendant 24 heures les urines et à les analyser après séparation chimique. Cet

de surface doit être immédiatement traitée pour éviter sa dissémination et la mise en suspension d’aérosols dans l’atmosphère : Déterminer et baliser la zonefréquemment renouvelés et mis aux déchets en allant de l’extérieur vers l’intérieur de la zone, vérifier la contamination à l’aide d’un appareil adapté. Si après ces traitements une contamination persen cause à une période relativement courte, cette contamination peut être tolérée à condition de veiller à la signaler et de protéger la zone par un écran convenable s’il y a risque d’exposition externe.

•• Eviter d’étendre la contamination • Ne pas utiliser de solvants ni de pro• Consulter le service médical ou le service spéci

contamination persiste.

thérapeutiques spécifiques pour certains types de contaminations : • Injection intraveineuse de DTPA, chélateur qui précipite l

leur passage dans le sang et leur fixation dans un organe. Absorption d’iode stable pour saturer la thyroïde et l’isotope radioactif absorbé Absorption de beaucoup de ble cas de l’eau tritiée.

Un détecteur de rayonnement gamma transmet à un analyseur et à un calculateur le spectre en énergie des rayonnements émis par le corps humain. Une évaluation des activités incorporées est possible après étude du spectre. Cet examen est bien entendu totalement inefficace si la contamination est due à des émetteurs Bêta purs : 3H, 14C, 35S, 32P, …

b

examen peut être systématique (surveillance régulière) ou consécutif à un accident. Dans ce cas, suivant les indications médicales, il peut être complété par une recherche dans les selles et sur les mouchoirs utilisés après l’accident.

20

radioprotection et dosimetrtiecours2mn.o.c.f.unblog.fr/files/2013/01/cours_a._nourredine.pdf · ......

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