PRINCIPES GENERAUX DE LA PROTECTION CONTRE L’EXPOSITION EXTERNE (Cas de sources ponctuelles) DEFINITIONS On désigne sous le terme « exposition » toute action des R.I. sur l’organisme humain. On distingue : Exposition externe : Elle désigne l’action des R.I. émis par des sources situées à l’extérieur de l’organisme Exposition interne : Elle désigne l’action des R.I. émis par des sources situées à l’intérieur de l’organisme. Principes Généraux de la Protection contre l’exposition externe Avant de mettre en œuvre une technique de protection, il faut connaître: L’activité de la source; La nature du rayonnement émis (α, β, γ, χ, n); Son énergie; Son intensité d’émission. Il faut donc définir le terme source C’EST QUOI LE TERME SOURCE ? 1. Terme source Définition Le terme source est le débit de dose (en Sv.h-1 ou en Gy.h-1) à une distance (d ) pour une activité donnée d’une source radioactive. Unités: •Gy.h-1/GBq à 1m de la source ou •Sv.h-1/GBq à 1m de la source 1. Terme source (suite) deux méthodes pour calculer le Terme source : Facteurs de conversion Formules empiriques Calcul du terme source (photons) Formule empirique I% 1,3.10 . A( Bq ).E ( MeV ). 100 DmGy h 1 d2 10 ou Cas particulier Utilisation de la constante spécifique (Γ): Exemple Cas du 60Co: Γ= 0,35 mSv.h-1.GBq-1 à 1m Cas du 137Cs Γ= 0,084 mSv.h-1.GBq-1 à 1m H mSv h 1 1,3.10 10. A( Bq ).E ( MeV ). d2 I% 100 Cas de 192Ir Γ= 0,13 mSv.h-1.GBq-1 à 1m Cas des rayons X Le tableau ci-dessous donne des constantes spécifiques pour les GX en fonction de la HT (en kV), I (mA) et les épaisseurs des filtres du Cu. Les valeurs données dans ce tableau permettent de calculer le débit de dose dans le faisceau primaire à différentes distances Constante spécifique ( Γ ) en Gy.h-1. à 1 m pour 1mA Epaisseurs demi-atténuation (mm) X1/2 0,07 mm du Cu 0,1 mm du Cu 0,5 mm du Cu Béton (ρ: 2,35 ) Acier (ρ : 7,8) Plomb (ρ : 11,35) 50 0,2 0,1 - 7 0,6 0,1 100 0,7 0,5 0,1 18 1,8 0,2 150 1,4 1 0,35 - - - 200 2,15 1,7 0,75 28 7 0,6 250 - - 1,15 _- - - 300 - - 1,7 31 16 1,7 Haute Tension kV 1.2 Cas des βNous ne considérons que les β- d’énergie E > 100 keV capables d’atteindre la couche basale de l’épiderme provoquant un risque d’exposition externe. La formule empirique, ci-dessous, permet de calculer le débit de dose «D » au niveau de la peau à une distance 10 cm de la source dans l’air: I D(mGy.h ) 9.10 A( Bq ) 100 1 7 Exemple 1 Calculer le débit d’équivalent de dose à 10cm d’une source du P-32 d’une activité de 37 GBq, l’intensité d’émission I=100%; DED (mGy/h) = 9.10-7.A.I = 9.10-7 . 37.109 . 1 DED = 3,3. 102.102 = 3,3.104 mGy/h DED = 33.103 mGy/h = 33 Gy/h à 10 cm de la source Attention à l’exposition des mains!!! Exemple 2 Calculons le débit de dose à 10cm d’une source ponctuelle émettrice β- ayant les caractéristiques suivantes: Eβ- = 1 MeV, I= 100%, A = 1GBq D = 9.10-7 .1.109 . 1 = 900 mGy/h Comparons maintenant la valeur de ce débit de dose absorbée avec celui induit par une source émettrice γ ayant les mêmes caractéristiques que celles de la source β- ci dessus Calculons le débit de dose γ à 1m de cette source: D= 1,3.10-10.A.E.I%/100 =1,3.10-10.109.1.1 = 0,13 mGy/h A 10 cm: Dγ = 0,13.(100/10)2 = 13 mGy/h Le rapport entre les débits de dose β et γ sera donc: D 900 R 69 70 D 13 Pour les mêmes caractéristiques et à la même distance (10cm) , nous constatons que le débit de dose induit par la source β est considérablement plus grand que celui dû au rayonnement γ (un rapport voisin de 70) La surveillance des mains doit donc être obligatoirement respectée !!! Cas particulier des β+ Toute source émettrice ß+ devra être considérée comme une source de photons d’énergie E de 511 keV avec une intensité d’émission I égale au double de celle des particules ß+. Exemple: Soit une source du 22Na d’une activité de 0,5 GBq. Elle émet des ß+ d’énergie E = 546 keV avec une intensité I = 90%. Calculons d’abord le débit de dose dû aux ß+: A 10 cm: D ß+ = 9.10-7.A.I = 9.10-7. 0,5. 109. 90/100 = 405 mGy/h Calculons maintenant le débit de dose dû aux photons γ : l’intensité d’émission des photons sera égale à Iγ =2.Iß soit 2 . 90 = 180 % D1m = 1,3.10-10.A.E.I = 1,3.10-10.0,5.109. 0,511.180/100 = 0,06 mGy/h D10cm = 0,06. (100/10)2 = 6 mGy/h Donc le débit de dose total à 10cm de la source sera égal à: 405 + 6 = 411 mGy/h Principes généraux de la protection (cas des photons gamma) Principes généraux de protection Le corps humain est soumis, en partie ou en totalité, aux rayonnements d’une source radioactive qui lui est externe. Source de rayonnements ionisants Principes généraux (suite) On considère: Le rayonnement direct; Le rayonnement diffusé; Principes généraux (suite) Pour réduire l’exposition aux R.I, il faut agir sur quatre paramètres: 1. 2. 3. 4. L’activité de la source; La distance; Le temps; Les écrans. 1. L’ACTIVITE 1.L’activité de la source Le risque d’exposition externe est proportionnel à l’activité (A) de la source mise en œuvre: H k . A.E.I veillez à n’utiliser pour votre manipulation l’activité minimale nécessaire; que Exemple Une source radioactive d’une activité de 3 GBq, émet des rayons gamma de 1MeV avec une intensité de 100%, calculer le débit d’équivalent de dose à 1m de cette source? DED (H) = k.A.E.I DED= 1,3.10-10.3.109.1.1 = 3,9. 10-1 = 0,39 mSv/h à 1m Quel sera ce DED si l’activité de cette source est de 6 GBq? DED = 1,3.10-10.6.109.1.1 = 0,78 mSv/h à 1m Soit 0,39 . 2 = 0,78 mSv/h PROTECTION CONTRE L'EXPOSITION EXTERNE 2. LA DISTANCE 2. La distance (cas des photons) Garder la plus grande distance possible par rapport à la source; La loi en 1/d2 (uniquement pour les sources ponctuelles) D1 (d1 ) 2 D2 (d 2 ) 2 D1 D2 d2 d 1 2 Exemple Le DED à 1m d’une source radioactive est 40 mSv/h, quelle est la valeur de ce DED à 50cm de cette source? H1 . (d1)2 = H50 .(d50)2 H50 = H1 . (d1/d50)2 = 40. (100/50)2 = 40 . 4 = 160 mSv/h Quel sera ce DED à 2m de cette source? H2 = H1 . (d1/d2)2 = 40 . (1/2)2 = 40/4 = 10 mSv/h 3. LE TEMPS 2. Le temps Pour réduire la dose intégrée il faut réduire le temps d’exposition : D D t Réduction du temps d’exposition Pour réduire le temps d’exposition, il faut mettre en œuvre certaines mesures de bon sens et d’organisation: • • • • Préparer soigneusement votre manipulation; Utiliser des systèmes à démontage rapide; Coordonner les actions entre les différents intervenants; Procéder à des essais à blanc et employer des techniques modernes de simulation (vidéos, …); • Partager le temps d’intervention entre plusieurs personnes quand il est nécessaire ; • Prendre en compte les expériences acquises dans les expériences antérieures (le retour d’expérience) Exemple D’après les DED calculés dans l’exemple précédent : • À 50 cm, le DED = 160 mSv/h •Si un opérateur passe 1 heure dans cette position, il va intégrer une dose de 160 mSv; •Par contre s’il ne passe dans cette position que 3 minutes, il va recevoir une dose de 160 x (3/60) = 8 mSv • Les essais à blanc jouent un rôle très important dans la réduction de la dose susceptible d’être reçue, à condition de prendre soin de ne pas provoquer d’incident ou d’accident !!! 4. LES ECRANS 4. Les Ecrans Utiliser des écrans adaptés aux rayonnements !!! 4. Les Ecrans (suite) Sous forme solide ou liquide. Leur nature et leur épaisseur dépendent de: La nature rayonnement émis, Son énergie, L’ activité de la source. « ALPHA » Le rayonnement « α » Le rayonnement α, dont l’énergie est comprise généralement entre 4 et 9 MeV ont un parcours dans l’air qui ne dépasse pas 5 à 6 cm, dans les tissus de l’organisme, leur parcours ne dépasse pas quelques dizaines de μm. Donc le rayonnement α ne présente pas de risque d’exposition externe, à condition que la source de ce rayonnement n’émette que des α, ce qui est rare, les α sont souvent accompagnés des rayons gamma. Attention aux sources α non scellées (risque de contamination interne !!!) Parcours des alpha dans l’air et dans l’eau Radionucléides 232Th 210Po Energies (MeV) 4,2 5,3 6 8,8 Parcours dans l’air (cm) 2,6 3,84 4,6 8,6 32 48 75 107 Parcours dans l’eau (µm) 218Po 212Po NB. Les particules α ne présentent pas de risque d’exposition externe, il est donc aisé de s’en protéger. Une simple feuille du papier est suffisante pour arrêter ces particules. Le TLE On peut définir un TLE (Energie moyenne transférée par unité de longueur de la trajectoire parcourue). Si l’on considère une particule α d’énergie égale à 5 MeV avec un parcours dans les tissus égal à 50µm, le TLE sera égal à: TLE = 5MeV/50µm = 0,1 MeV/µm = 100keV/µm = 1000 MeV/cm Remarque: On peut donc dire que ce type de rayonnement est particulièrement nocif en cas de contamination interne. La trajectoire des particules alpha « BETA » 4. Les Ecrans ( cas des β) L’énergie du rayonnement β est comprise entre 17 keV (tritium) et quelques MeV. Leur parcours dans la matière peut se calculer à l’aide de la formule empirique suivante : R 0,412.E n Avec: n = 1,265 - 0,0954.LnE(MeV) R en cm ρ: la masse volumique du matériau utilisé (g.cm-3) Exemple Calculer le parcours dans l’air des bêta de 1,7 MeV, sachant que la masse volumique de l’air est de 1,294 10-3 g/cm3. R 0,412.E n 0,412.1,71, 2650, 0954Ln1, 7 3 1,294.10 0,412.1,71, 26 0,8 621cm 6m 3 3 1,294.10 1,294.10 N.B Pour se protéger contre les particules bêta, il faut toujours utiliser les écrans constitués de matériaux légers tels que le plexiglas et l’aluminium, et ce, pour minimiser… quoi? Exemple Calculer l’épaisseur d’un écran du plexiglas pour se protéger contre le rayonnement β d’énergie 1,7 MeV. ρ du plexiglas = 1,18 g/cm3 R 0,412.E n 0,412.1,71, 2650, 0954Ln1, 7 1,18 0,412.1,71, 26 0,68cm 0,7cm 1,18 Donc un écran en plexiglas de 7mm d’épaisseur peut arrêter tous les β dont E 1,7 MeV Cas particulier des positons (β+) Tout ce qui a été dit sur les négatons (β-) s’applique aussi au positons; Une particularité importante apparait dans le cas des (β+) lorsqu’ils ont perdu la totalité de leur énergie cinétique; Au repos, le positon s’associe à un électron négatif et ces deux particules se dématérialisent (annihilation de la matière) et donnent naissance à deux photons de 511 keV émis dans deux directions opposées; Tout écran utilisé pour absorber les positons devient une source secondaire de rayonnements X monoénergitique dont le nombre est deux fois plus important que celui des positons absorbés, au point de vue de radioprotection, il faut tenir compte de ce phénomène. Cas des photons GAMMA Deux cas à considérer: Faisceau collimaté (fin) Faisceau large 1. Faisceau collimaté Loi d’atténuation collimateur écran obs On considère ici un faisceau de rayons gamma étroit. Les photons diffusés dans l’écran sont peu nombreux à atteindre le point d’observation. Dans ce cas: N N 0 .e µx (1) µ: coéf. d’atténuation linéique en cm-1 N0 : nbre de ph. arrivant à l’obs. sans écran, N: nbre de ph. arrivant à l’obs. avec écran, x: épaisseur de l’écran en cm 4. Les Ecrans (cas des photons) Loi d’atténuation le débit de dose étant proportionnel au nombre de photons arrivant au point de mesure, on peut écrire: Où D: D D 0 .e x est le débit de dose derrière l’écran D0 : est le débit de dose au même point de mesure mais sans écran (1) 4. Les Ecrans (gamma) Les épaisseurs x1/2 et x 1/10 La loi (1) peut s’exprimer sous d’autres formes en utilisant les épaisseurs (moitié et dixième): D D0 2 x x1 / 2 D D 0 .10 x x1 / 10 avec x1 / 10 D D0 2 n Ln 2 ; µ Ln10 µ x1 / 2 D D 0 .10 n ' • n représente le nombre d’épaisseurs moitié • n’ représente le nombre d’épaisseurs dixième x1/2 et x1/10 (en cm) de certains radioéléments Plomb Fer Béton x1/2 x1/10 x1/2 x1/10 x1/2 x1/10 99mTc 0,02 - - - - - 131I 0,72 2,4 - - 4,7 15,7 137Cs 0,65 2,2 1,6 5,4 4,9 16,3 192Ir 0,55 1,9 1,3 4,3 4,3 14,0 60Co 1,1 4,0 2,0 6,7 6,3 20,3 4. Les écrans 2. Faisceau large Sce x Rayons mono énergétiques Parallèle directs Rayons diffusés par l’écran contribuant à l’augmentation de la dose reçue par l’opérateur Cas du faisceau large C’est le cas le plus fréquent dans le domaine de la radioprotection. Dans ce cas il faut prendre en compte les photons diffusés dans l’écran. L’atténuation n’est plus une fonction exponentielle pure mais doit être corrigée d’un facteur multiplicatif B "Build up factor" Atténuation D D 0 .B ( µx ).e µx A D0 D D D0 .B( µx ).e µx Le B (toujours >1), dépend généralement de µx, de l’énergie du rayt. et de l’épaisseur de l’écran. En pratique, ces facteurs sont tabulés 1 1 1 . µx .e µx B e B Transmission D D0 .B ( µx ).e µx T D D0 B.e µx « NEUTRONS » 4. Les Ecrans (neutrons) L’absorption des neutrons dans un écran met en jeu des phénomènes de ralentissement et de capture. Attention aux de capture !!! forte énergie 4. Les Ecrans (neutrons) La loi d’atténuation des neutrons : x 0 .e t . x .B t d c Avec: Σd et Σc sections efficaces de diffusion et de capture 4. Les Ecrans (neutrons) a) Cas des neutrons thermiques Le phénomène prépondérant est la capture x 0 .e c. x 4. Les Ecrans (neutrons) Épaisseur x1/10 pour les neutrons thermiques Matériaux Fe Pb+5%Cd Cd Epaisseurs x1/10 (cm) 2,3 0,5 0,02 4. Les Ecrans (neutrons) c) Épaisseur x1/10 des sources de neutrons (rapides) x1/10 Sources E (MeV) Paraf. Bét. Eau Pb 252Cf 2,35 14 25,5 19 Am-Be 4,5 23 37 Am-Li 0,45 8 22 - MERCI
