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Rayonnements ionisants et radioprotection

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Le ManiDuMeur
d 'imagerie médicale M. et de radiothérapie
RAYONNEMENTS IONISANTS
ET RADIOPROTECTION
, , SOCIETE FRANÇAISE DE, RADIOLOGIE
SQQETE FRANÇAISE DE RADIOTHERAPIE,ONCOLOGIQUE
SOCIETE FRANÇAISE DE BIOPHYSIQUE ET MEDECINE NUCLEAIRE
OFFICE DE PROTECTION CONTRE LES RAYONNEMENTS IONISANTS
CENTRE ANTOINE BECL^RE
DCIATION FRANÇAISE DU PERSONNEL PARAMEDICAL D'ELECTRORADIOLOGIE
-RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
Editorial
Cette brochure, placée sous l'égide
du Professeur M. TUBIANA, membre de l'Académie des
Sciences et de l'Académie de Médecine, Président dti
centre A. Béclère, a été rédigée sous la responsabilité
du Professeur C. VROUSOS, Service de CancérologieRadiothérapie, CHU de Grenoble, par un groupe de
travail associant des manipulateurs en électroradiologie
médicale, des médecins spécialistes et des experts
nationaux.
RESPECTER ET FAIRE RESPECTER LES TEXTES...
C'EST DEJA FAIRE DE LA RADIOPROTECTION !
L
es rayonnements ionisants et la radioactivité sont des thèmes familiers aux manipulateurs d'électroradiologie médicale. Nous avons
acquis des connaissances spécifiques et un savoir-faire reconnus
dans les différents domaines de l'utilisation médicale des rayonnements
ionisants et de la radioprotection, qui font de nous en la matière, des
référents indiscutables pour nos autres collègues paramédicaux.
L'utilisation médicale constitue, faut-il le rappeler, la source d'exposition
artificielle la plus importante pour la population et pour les travailleurs.
Notre rôle essentiel, en matière de radioprotection au sein de notre système de santé, a été de nombreuses fois pris en compte et enrichi par le
législateur, à savoir :
• Le décret n° 86-1103 du 20 Octobre 1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants, qui a institutionnalisé "la personne compétente en radioprotection". Le fait que de
nombreux M.E.R.M. aient été nommés - après formation - dans cette
fonction est une véritable reconnaissance de notre professionnalisme
dans ce domaine ;
• Les décrets n° 90-705 du 1er Août 1990 et n° 92-176 du 25 Février 1992
étendant la durée de notre formation initiale à trois années d'études,
pour accroître et approfondir nos connaissances ;
• La loi n° 95-116 du 4 Février 1995 inscrivant notre profession au Code
de la Santé Publique, et protégeant notre exercice professionnel, fruit
d'une formation qualifiante ;
• Enfin, plus récemment, le décret n° 97-1057 du 19 Novembre 1997 qui
reconnaît, entre autres, notre rôle spécifique en radioprotection et en
contrôle de qualité.
Parallèlement, et c'est heureux, les dispositions législatives et réglementaires relatives à la radioprotection évoluent. C'est ainsi qu'à compter du 13
Mai 2000, grâce à la transposition de deux directives européennes dans le
droit français, la réglementation de l'exposition du personnel, de la population et des patients sera modifiée. Une des principales nouveautés est la
nécessité d'évaluer les doses délivrées aux patients et de les optimiser au niveau le
plus faible possible pour obtenir l'information diagnostique requise. Ce processus
dépend des choix médicaux, des performances techniques du matériel utilisé, et
bien entendu, de la compétence du personnel qui réalise l'examen.
Nos connaissances reconnues dans les domaines de la technologie de
l'image, du contrôle de qualité et de la radioprotection, et notre position
d'interface entre le patient et la machine font des professionnels que
nous sommes, les personnages-clefs dans la mise en oeuvre, en partenariat avec d'autres acteurs, des programmes d'assurance qualité imposés par les textes précités. Faut-il redire ici que nous sommes les seuls
paramédicaux à recevoir une formation initiale nous permettant l'application optimale de telles procédures, dans le souci constant de la réduction des doses souhaitée par le législateur. Formation que nous devons
compléter tout au long de notre carrière pour appliquer au quotidien et
de façon parfaite les dispositions européennes.
En ma qualité de Président de l'A.FP.P.E., je suis convaincu que chaque
manipulatrice et manipulateur aura à cœur d'être un acteur reconnu dans
le domaine de la radioprotection tout au long de sa vie professionnelle.
Si ce numéro spécial de la "Revue du Manipulateur" apporte à chacun
quelques outils supplémentaires pour affiner, enrichir et consolider ses
connaissances, alors notre objectif sera atteint.
Cette revue n'aurait pas pu voir le jour sans la coopération et le soutien actif
du Comité d'Information des Professions de Santé d'E.D.F, des médecins et
experts qui ont accepté d'apporter leur contribution. En votre nom à tous, je
leur adresse notre profonde gratitude et nos plus sincères remerciements.
GUY SOURY
Président National de l'A.F.P.P.E.
2
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.RE. Septembre 1999.
Comité de rédaction
• Mr A. Biau. Sous-directeur chargé de la radioprotection.
OPRI. Le Vésinet.
• Pr A. Bonnin. Chef du service de radiologie A, PU.PH
d'imagerie médicale, CHU Cochin, Paris.
• Pr M. Bourguignon. Directeur médical et de la
Recherche. OPRI. Le Vésinet.
• MrJ.P. Chaussade. Conseiller technique, Direction de
la Communication, E.D.F., Paris.
• Dr H. Cassagnou. Direction médicale. OPRI.
Le Vésinet.
• Mr P. Cillard. Unité de radioprotection. Groupe hospitalier Pitié Salpétrière. Paris.
• Pr Y.S. Cordoliani. Service de radiologie. HIA du Val
de Grâce. Paris.
• Mr J.-M. Debaets. Directeur de la rédaction du Manipulateur
d'imagerie médicale et de radiothérapie. Paris.
• Mr R. Dollo. Ingénieur. Service de radioprotection.
EDF. Paris.
• Mr P. Fraboulet. Unité de radioprotection. Groupe hospitalier Pitié Salpétrière. Paris.
• Dr C. GaUin-Martel. Information des professions de
santé. SCAMT- SRP- EDF, Grenoble.
• Dr. V. Hazebroucq. Maître de conférences des universités, praticien hospitalier. CHU Cochin, AP-HP, Université
Paris VRené Descartes. Paris.
• Dr G. Herbelet. Praticien hospitalier. Médecine
nucléaire. CH Saint Germain en Laye.
• Dr H. Kolodié. Praticien hospitalier. Cancérologie radiothérapie. CHU Grenoble
• Pr M. Labrune. Service de radiologie. Hôpital Antoine
Béclère. Clamart.
• Dr J. I.allemand Service de radioprotection. EDF, Paris.
• Mr F. Mausoléo. Unité de radioprotection. Hôpital A.
Béclère. Clamart.
• Mr J. Musnier. Radioprotection. CHU Reims.
• Mr J.M. Pugin. Directeur de l'institut de
formation de manipulateurs du CHU de Nancy.
Secrétaire Général du Comité d Harmonisât ion des
Centres de Formation des Manipulateurs
• MrJ.P. Vidal. Sous-directeur. Responsable du contrôle
des installations. OPRI. Le Vésinet.
Comité des experts et
personnalités associés
• Pr J.C. Artus. Médecine nucléaire. CRLC. Val d'Aurelle.
Paul Lamarque. Montpellier.
• Pr A. Aurengo. Médecine nucléaire. Hôpital de la Pitié
Salpétrière. Conseil Supérieur d'Hygiène Publique de
France. Paris.
• Pr M. Carsin. Président du Syndicat des Radiologues
Hospitaliers. Rennes.
• Dr J.-F. Cholat. Chef du SCAMT E.D.F-G.D.F. Paris.
• Pr J.-M. Cosset. Département de radiothérapie. Institut
Curie. Paris.
• Dr L. Court. Maître de Recherches du Service de santé
des Armées. Chef du Service de radioprotection.
E.D.F. Paris.
• Pr F. Eschwège. Secrétaire. Société Française de
Radiothérapie Oncologique. Département de
radiothérapie. IGR. Villejuif.
• Dr M. Fatome. Médecin-chef des services. Sous-directeur chargé des questions scientifiques. Centre de
recherche du service de santé des armées. Grenoble.
• Dr A. Flury-Herard. Direction des Sciences du Vivant
CFA. Paris.
• Dr D. FoUiot. Médecin coordonnateur E.D.F - G.D.F.
Paris.
• Pr G. Frija. Secrétaire général. Société Française de
Radiologie. Paris.
• Pr P. Galle. Laboratoire de biophysique SC27 de
l'INSERM. Université Paris Val-de-Marne. Membre correspondant de l'Académie des Sciences. Conseil Supérieur
d'Hygiène Publique de France.
• PrJ.P. Gérard. Radiothérapie - oncologie. CHU Lyon Sud. Doyen de la Faculté de Médecine.
• Pr G. Kalifa. Société Française de Radiologie. Hôpital
Saint-Vincent de Paul. Paris.
• Pr J.F. Lacronique. Président du Conseil
d Administration. OPRI. Le Vésinet.
• Pr X. Marchandise. Président de la Société Française
de Biophysique et Médecine Nucléaire. Lille.
• Dr J.-F. Mazoyer. Président. Fédération Nationale des
Médecins Radiologues. Paris.
• Pr P. Rouleau. Président. Collège des Enseignants de
Radiologie de France. Tours.
• Mr G. Soury. Président de l Association française du
personnel paramédical d'électroradiologie - Gisors.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
Sommaire
1. Naissance et décroissance
de la dose maximale admissible
p4
2. Principales unités utilisées
en radioprotection. Sources des
rayonnements ionisants
N
p5
quotidien pour satisfaire leur demande.
3. Les effets des rayonnements
ionisants
4. Doctrine de la radioprotection
p9
p 11
5. A propos de l'irradiation médicale et
Directive Européenne 97/43 Euratom
du 30 Juin 1997
p 13
ous sommes très heureux de présenter aujourd'hui
la brochure "Manipulateurs en électroradiologie
médicale - rayonnements ionisants et
radioprotection", destinée à nos collaborateurs au
Cette profession, reconnue officiellement et inscrite
depuis 1995 au Code de la Santé est très profondément
convaincue de son rôle dans la limitation de la dose
délivrée au patient dans l'esprit de la directive
européenne qui définit une ligne de conduite cohérente
vis-à-vis de l'utilisation des rayonnements ionisants
6. La réglementation
de la radioprotection
p18
en médecine.
7. Les installations classées pour
la protection de l'environnement
p 21
8. Contrôles réglementaires de
radioprotection
Malgré la diversité de leur action dans les services
d'imagerie médicale, de radiothérapie et de médecine
p 22
9. Contrôles de qualité des
appareillages et radioprotection
en imagerie par rayons X
nucléaire, leur formation initiale et leurs modalités
d'exercice comportent un dénominateur commun, celui
de l'assurance qualité, l'application des principes de
p 24
10. Le système national
de matériovigilance
justification et d'optimisation pour la réduction des doses
d'irradiation aux patients, au personnel et à eux-mêmes.
p 26
Dans ce document sont présentés, de façon synthétique,
les risques liés aux rayonnements ionisants et les raisons
qui ont amené à faire évoluer la réglementation. Les
aspects plus pratiques du contrôle de qualité, des
11. Exemples d'exposition du personnel ... p 27
12. Surveillance dosimétrique
des travailleurs
p 31
13. Radiologie et dose patient :
exemples de doses délivrées
p 33
14. Conduite à tenir chez
la femme enceinte
p 35
15. Sources non scellées et
déchets radioactifs hospitaliers
p 36
16. Déchets nucléaires
p 38
17. Expositions accidentelles
aux rayonnements ionisants
p 41
18. Le manipulateur en électroradiologie,
acteur de santé publique
p 45
19. Formation des manipulateurs
en électroradiologie médicale
et radioprotection
p 46
20. Comment situer l'importance
d'une dose d'irradiation ?
p 48
Conclusion
Bibliographie
expositions du personnel et des patients sont ensuite
développés pour conclure sur les aspects de formation.
Les situations accidentelles sont abordées de façon
succincte.
Nous souhaitons que ce travail coopératif réponde
à leur attente.
PR CONSTANTIN VROUSOS, PR GABRIEL KALIFA
Photo de couverture : l'âge de la Terre (photographiée par le
satellite Météosat) a pu être estimé grâce à la radioactivité, tout
comme celui de l'ensemble du système solaire.
Tirage : 25 000 exemplaires
p 49
p 50
A.F.P.P.E. - Boîte Postale n° 09 - 75622 PARIS CEDEX 13
Directeur de la Rédaction : Jean-Marc DEBAETS
Tél. + Fax : 01.39.87.54.40 - E-mail : [email protected]
Impression : La Touraine Roto 16 Vincent - Tours
Réalisation : Graphisme Jérôme Poitte
Dépôt légal 3e trimestre 1999 - Commission paritaire n° 77365 AS
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
1. Naissance et décroissance
de la dose maximale
admissible
Pr Yves-Sébastien CORDOLIANI
aujourd'hui que la dose, délivrée en une fois, nécessaire à
l'obtention de cet effet est de
5 à 6 sieverts (Sv). Or les
observations de l'époque
avaient montré, chez les
opérateurs de ces installations, qu'une telle dose, délivrée par petites fractions en
un an, ne provoquait aucun
effet observable parmi ce
personnel. A partir de cette
dose pour laquelle il n'y
avait pas d'effet observable,
on détermina, en 1927, une
limite acceptable d'exposition professionnelle que l'on
fixa, pour assurer une marge
de sécurité, à un dixième de
cette dose "ineffective". La
première DMA était née ;
elle s'exprimait à l'époque en
Rœntgen (R) et valait 55R,
soit environ 550 mSv par
an (A).
L
a
dose
maximale
admissible (DMA) est,
à l'origine "la dose de
rayonnements ionisants qui
ne doit causer aucune lésion
corporelle appréciable chez
une personne exposée, à
aucun moment de sa vie".
On l'utilise comme norme
pour le contrôle d'exposition
des professions exposées.
C'est un équivalent de dose
annuel, représentant une
limite, dont le respect est
contrôlé par la dosimétrie
réglementaire des personnels exposés.
Il s'agit cependant d'une
dose empirique dont il faut
rappeler la genèse (cf. diagramme) : les applications
thérapeutiques des rayons X
suivirent de peu leur découverte, à la fin du siècle dernier. L'utilisation thérapeutique
nécessitait une dosimétrie,
et, à défaut de moyens de
mesure, celle-ci était estimée
d'après la dose nécessaire à
l'apparition d'effets cutanés
après une exposition délivrée en une fois, ou "doseérythème". Les irradiations
thérapeutiques étaient fondées sur cette dose. On sait
A la création de la
Commission Internationale
de Protection Radiologique
(CIPR), en 1928, il fut décidé
de fixer une limite journalière d'exposition correspondant à cette dose annuelle,
rapportée au nombre de
jours ouvrés. On obtenait
ainsi un chiffre correspondant à 2,5 mSv par jour, qui,
toujours dans le même souci
"d'arrondir vers la sécurité"
fut ramené à 2 mSv par jour
(B). Cette limite fut maintenue jusqu'en 1949. A cette
date, en prévision du développement de l'énergie
nucléaire et de l'exposition
potentielle d'un plus grand
nombre de travailleurs, il fut
décidé, dans un légitime
souci de prudence, mais toujours sans aucun argument
médical ou biologique, de
diminuer encore cette dose,
pour la porter à 3mSv par
semaine soit 150 mSv par
an. La dose-érythème d'origine se trouvait donc divisée
environ 40 fois (C). Puis, en
1956, certaines expérimentations sur la drosophile, à
doses moyennes et fortes,
mirent en évidence des modifications du génome et il fut
décidé, en appliquant le principe d'extrapolation à l'homme
pour de faibles doses, d'abaisser encore la DMA à 50 mSv
par an (D). En fait, on s'aperçut ultérieurement que la drosophile avait une grande
fréquence de mutations spon-
Evolution de la dose maximale admissible
E) CIPR 1990
■ 2<)
D)CIPR 1956
F
QCIPR 1949
LJf
"IQ^A
I CJH ,■ 9m^\//innr
É.IIIOWJUUI
| 50
■HH 150
A) la dose érythème/10
i
0
4
100
200
l
300
400
Dose en mSv
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
I
I
500
600
tanées et était extraordinairement sensible à tous les agents
physiques susceptibles d'induire des mutations génétiques.
Les
expériences
ultérieures effectuées sur des
souris ont montré une beaucoup moins grande sensibilité
des mammifères, invalidant le
principe d'extrapolation aux
rnammifères en général et à
l'homme
en
particulier.
Néanmoins, bien que fondée
sur des données non transposables à l'homme, cette limite fut
conservée. La DMA initiale n'en
était plus qu'au dixième de sa
valeur, soit le centième de la
dose-érythème et c'est elle qui
représente actuellement la limite
de la dose efficace annuelle
pour les personnels exposés.
En d'autres termes, les
travailleurs exposés aux
radiations ionisantes sont
actuellement soumis à un
plafond annuel d'exposition
conespondant à 1 % de
la dose pour laquelle on n'observait pas d'effet lorsqu'elle
était fractionnée. Cette dose ne
représente que 25 fois l'exposition naturelle moyenne
annuelle en France et égale
l'exposition naturelle de certaines régions du monde.
Enfin, les dernières recommandations de la CIPR, qui
seront reprises dans les
législations nationales, ramènent cette limite de dose à
100 mSv sur 5 ans, soit
20 mSv/an (E), c'est-à-dire,
pour les travailleurs exposés,
environ 10 fois l'exposition
naturelle annuelle.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
2. Principales unités utilisées
en radioprotection. Sources des
rayonnements ionisants Raymond DOLLO
I PRINCIPALES GRANDEURS ET UNITES UTILISEES
Dose efficace (E)
EN RADIOPROTECTION
Tous les organes ne sont pas
sensibles de la même manière
aux rayonnements. Pour les
effets tardifs (cancers et affections génétiques susceptibles
de survenir après une irradiation), on introduit la notion de
dose efficace. Elle correspond
à la dose équivalente qui, si
elle était reçue de façon uniforme au niveau de l'organisme entier, entraînerait le
même risque tardif sur la
santé que des doses équivalentes différentes reçues au
niveau de différents organes.
La notion de dose efficace est
surtout utilisée lorsque l'exposition de l'organisme n'est
pas homogène.
La dose efficace est la
somme des doses équivalentes pondérées dans tous
les tissus et les organes du
corps par un facteur de
pondération, WT.
Définition
Unité
Ancienne unité
Activité (A)
Nombre de
transitions nucléaires
par seconde
becquerel (Bq)
Curie (Ci)
1 Bq = 27.10-12 ci
Dose absorbée (D)
Energie absorbée
par l'unité de masse
de matière irradiée
gray (Gy)
Rad
1 Gy = 100 rad
Dose équivalente
(HT)
HT = D.WR
où WR = facteur de
pondération pour
les rayonnements
sievert (Sv)
Rem
1 Sv = 100 rem
Dose efficace (E)
E = IHJ.WT
Où Wj = facteur
de pondération
pour les tissus
sievert (Sv)
Rem
1 Sv = 100 rem
Grandeur
Activité (A)
L'activité d'un radionucléide
est le nombre de transitions
nucléaires qu'il subit par
unité de temps. L'unité est le
becquerel (Bq).
Cette dose équivalente n'est
pas une quantité physique
mesurable directement. On
l'obtient par le calcul, en multipliant la dose absorbée par un
Facteurs de pondération pour les rayonnements (WR)
Type de rayonnement
Dose absorbée (D)
C'est l'énergie communiquée à
la matière par unité de masse.
Son unité est le joule par kilogramme, ou Gray (Gy).
Rayons X et y
Particules p
Particules a
Neutrons (selon l'énergie)
Dose équivalente (HT)
A dose absorbée égale, les différentes variétés de rayonnements
produisent des effets biologiques
différents. La prise en compte de
l'effet biologique s'effectue en
pondérant la dose absorbée
dans un organe par la qualité
du rayonnement. On obtient
alors la dose équivalente, dont
l'unité est le sievert (Sv).
coefficient, appelé facteur de
pondération pour les rayonnements, WR. Il varie de 1 à 20
pour différents types de rayonnements.
Couche cornée
1
1
20
5à20
Épiderme
Derme
Hypoderme
Musculature
Couche basale
(3
(haute énergie)
Pénétration des différents types de rayonnements ionisants dans le corps humain.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
5
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
Facteurs de pondération pour les tissus (WT)
Tissu ou organe
Gonades (ovaires, testicules)
Moelle osseuse
Colon
Poumons
Estomac
Vessie
Seins
Foie
Œsophage
Thyroïde
Peau
Surface des os
Autres tissus ou organes
CIPR 26
0.25
0.12
0.15
HHHHHBHHHHI
0.03
-
HHHHHi
0.03
0.30
0.01
0.05
1.00
1.00
Exposition due aux sources naturelles
H PRINCIPALES
SOURCES DE
RAYONNEMENTS
IONISANTS
Les rayonnements ionisants
trouvent leur origine soit
dans des sources naturelles,
soit dans des sources liées
aux activités humaines.
Dans les deux cas, les rayonnements sont de même
nature et, à dose égale et
débit de dose égal, ont les
mêmes effets.
En moyenne mondiale,
d'après UNSCEAR 1998, les
doses reçues proviennent
pour 2/3 de sources naturelles et pour 1/3 de sources
artificielles essentiellement
d'origine médicale.
EXPOSITION EXTERNE
03,
Rayons cosmiques
=E
w
,9
(0 o
0.35 mSv
o
6
EXPOSITION INTERNE
Radioéléments
d'origine cosmique
(carbone 14)
0.015 mSv
Radioéléments
d'origine tellurique
0.41 mSv
0.34 mSv
<D3,
(K40, Rb87,
Pb210...) ;
il
Radioéléments
gazeux
d'origine tellurique
(Radon, Thoron)
En France, l'exposition naturelle moyenne est évaluée à
environ 2.4 mSv par an. Elle
peut varier d'un facteur de 1
à 3 suivant la région. Elle est
surtout élevée, dans les
Alpes du nord, en Bretagne
et dans le Massif Central.
La
cause
d'exposition
interne d'origine naturelle la
plus importante est le radon.
Y
Radioéléments
contenus dans le sol
(K40, Rb87, U238,
Th232...) :
Exposition due aux
sources naturelles
Le radon
CIPR 60
0.20
0.12
0.12
0.12
0.12
0 05
0.05
0.05
0.05
0.05
1.26 mSv
Total = 0.76 mSv
C
Total = 1.61 mSv
Exposition globale : 2.37 mSv
UNSCEAR 1998
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
C'est un descendant de l'uranium contenu dans les terrains naturels. Il diffuse dans
l'air à partir du sol ou des
matériaux de construction.
Le radon se présente soit
sous forme de gaz , soit fixé
à des aérosols formés de particules microscopiques. Lui,
et ses descendants (émetteurs alpha à vie courte),
entraînent une irradiation
des voies aériennes et du
tissu pulmonaire. Le radon
inhalé dans les maisons françaises est responsable de
50 % de l'exposition naturelle, soit une dose annuelle
d'environ 1.2 mSv.
D'autres radioéléments naturels en plus du radon sont
présents dans l'organisme
humain. Le plus important est
le potassium 40 qui se fixe en
particulier dans les muscles.
Le corps d'un homme de
80 Kg contient naturellement
environ 6 500 Bq de potassium 40 qui entraînent une
dose efficace annuelle de
l'ordre de 0.20 mSv.
La radioactivité naturelle est la
principale origine de l'exposition aux rayonnements ionisants : le corps humain, la
Tene, l'espace sont autant de
sources auxquelles il est difficile d'échapper. L'homme y a
toujours été soumis depuis son
apparition sur la Terre.
Exposition due aux
sources artificielles
En médecine, les radiations ionisantes artificielles
sont utilisées soit comme
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
Exposition moyenne reçue en France : 2,9 à 3,5 mSv/an/habitant
galaxies
étoiles
soleil
t
ions
électrons
protons
neutrons
IRRADIAT! ON
NATUREL LE
MOYENN IE
2,5*
osm
Externe cosmique
0,37*
Niveau de la mer 0,2
3 000 m altitude 1,1
Interne par inhalation 1,40* v,ol France USA 0,03
La Paz
Paz (Bolivie) 2,4
La
(radon 222...)
A.
Bouches du Rhône 0,60
Finistère, Loire
Creuse
Corrèze
IRRADIATION
ARTIFICIELLE
MOYENNE
0,4-1*
Radiodiagnostic 0,8*
A Essais nucléaires 0,02
Autres utilisations 0,01
Centrales < 0,01
Radioactivité
corps humain (70 kg)
10 000 Bq
Externe terrestre 0,46*
Bouches du Rhône 0,14
Creuse 0,8
lnde i
Kérala 7,5
Tamil Nadu 45
Interne par
ingestion
0,35*
(K40, U238)
Uranium
U238
Potassium
K40
Radium
Ra226
Thorium
Th232
Rubidium
Rb87
radioactivité naturelle du sol (moyenne 2 000 Bq/kg)
* Ces valeurs sont des moyennes par an et par habitant en France. Les autres valeurs sont des
exemples correspondant à certaines zones géographiques ou à certaines utilisations de la
radioactivité. Les fluctuations sont liées en particulier à la nature des sols et à l'altitude.
moyen de diagnostic,
soit comme moyen
de traitement.
L'impact du radiodiagnostic est évalué à
environ 1 mSv par an
et par habitant en
moyenne en France.
L'évaluation de l'exposition à des fins
thérapeutiques en
moyenne est d'utilisation hasardeuse dans
la mesure où la signification des doses en
terme de risque ne
peut être comparée à
celle de la population
en générale.
La contribution en
fonctionnement normal des centrales
nucléaires, essentiellement par leurs
rejets, ne représente
que moins de 1 % de
l'exposition naturelle.
Pour chaque site, les
pouvoirs publics ont
fixé des limites d'autorisation de rejet
précises. Les rejets
sont mesurés en permanence et l'OPPJ
effectue régulièrement le contrôle des
effluents gazeux et
liquides des centrales.
Autres applications
industrielles ou dans
l'art
Radiographie X et gammagraphie : ces procédés
explorent les matériaux denses
ou épais pour contrôler leur
structure métallique interne.
Les jauges radfiométriques :
ces appareils réalisent le
contrôle de remplissage ou
de vidange de réservoirs...
Industrie agroaBmentrire : par
inadiation (ionisation) des aliments, cette technique détruit
les insectes et micro-organismes sans nuire à la comestibilité ; elle peut permettre
également l'amélioration des
espèces végétales (résistance à
certaines maladies parasitaires).
Techniques de datation et
conservation des biens culturels dans le domaine des arts.
m LA PROTECTION
CONTRE LES RAYONNEMENTS IONISANTS
Contre le risque
d'exposition externe :
trois moyens,
distance — écrans —
durée
■ L'exposition est inversement proportionnelle au
carré de la distance.
CENTRALE NUCLEAIRE A URANIUM ENRICHI ET A EAU SOUS PRESSION (schéma de principe)
LES BARRIERES DE CONFINEMENT
enceinte de
«—confinement
cuve du
réacteur
gaine du
combustible
Dans la plupart des pays (lu monde et en France, les centrales nucléaires sont
équipées d'enceintes de confinement.
En cas d'accident les rejots radioactifs seraient ainsi limités à des niveaux faibles.
^™
s'interposent entre les produits radioactifs et l'environnement :
les gaines soudées contenant le combustiblola cuve du réacteur en acier de plus de 20 cm d'épaisseur et l'ensemble du circuit primaire,
l'enceinte de confinement en béton do 1 m d'épaisseur.
1 Cœur du réacteur
2 Barres do contrôle
3 Echangcur (genértitcur (te vapeur)
4 PnjHuriwur
5 Cuve
6 Pompe
Circuit primaire
{eau sous pression)
6 Turbine
7 Alternateur
H Pompe
9 Condenseur
10 Eau de refroidi .«ment
(mer, rivière ou réfrigérant
atmospruMiqiio)
Circuit secondaire
(oaU'Vapaur)
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
7
•RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION -
RADIOACTIVITÉ HABITUELLE DE QUELQUES ALIMENTS ET PRODUITS COURANTS (ORDRE DE GRANDEUR)
RADIOACTIVITE
PRODUITS
Blé
Eau potable
1 à 2 Bq/L
Fruits
40 à 90 Bq/k
Huile de table
180 Bq/L
Lait
50 à 80 Bq/L
Légumes verts
100 Bq/k
Poisson
75 à 100 Bq/kg
Pomme de terre
Viande
Vin
Eau de pluie
Eau de mer
Sources
radioactives
Débit de dose
en mSv/h à
1 mètre pour
37 GBq (1 Ci)
Epaisseur d'écran diminuant
le rayonnement direct de moitié (mm)
Béton
Acier
Plomb
Co 60
1300
66
22
13
Ir 192
500
45
13
4
Cs 137
350
52
17
6.5
I 131
200
49
15
6.5
Te 99m
60
20
4.5
0.3
"Doubler la distance à une
source ponctuelle revient à
diminuer par 4 l'exposition".
L'exposition peut souvent
être réduite par l'interposition d'écrans. L'efficacité
d'un écran dépend de sa
nature et est fonction des
rayonnements à intercepter.
■ A ces deux moyens s'ajoute
la durée. L'exposition est directement proportionnelle au
temps passé. Plus le temps
passé est court, moins l'exposition est forte, d'où la nécessité
de bien préparer les interventions. La décroissance des radioéléments à vie courte (par
exemple Te 99m : 6 h ; 1131 :
8 jours, à comparer à la période
du Co 60 : 5 ans) conditionne la
durée d'exposition.
8
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999,
Contre le risque
de contamination
radioactive :
un moyen essentiel,
le confinement
des sources
On prévient le risque de
contamination radioactive
par le confinement des
sources non scellées (boîte à
gants, hottes et locaux ventilés en dépression, port de
tenues étanches, ...).
L'exposition est directement proportionnelle au temps
passé près de la source. Plus ce temps est court,
moins l'exposition est forte.
L'exposition est inversement proportionnelle au carré
de la distance : doubler la distance à une source
diminue l'exposition par 4 ; tripler la distance diminue
l'exposition par 9...
L'exposition peut souvent être réduite par
l'interposition d'un écran dont la nature et l'épaisseur
sont adaptées aux caractéristiques du rayonnement
et à l'activité : paroi en béton, panneau de plomb,
flacon en verre au plomb...
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
3. Les effets
des rayonnements
ionisants
1. ACTION SUR
LES TISSUS
VIVANTS
Conséquences de l'irradiation d'une cellule
L
es rayonnements
"ionisants" perdent
leur énergie en arrachant des électrons à la
couche périphérique des
édifices atomiques de la
matière qu'ils traversent. On
assiste ainsi à la production
d'ions, porteurs de charges
électriques et de radicaux
libres, qui comportent un
électron non apparié.
Dans les tissus vivants, les
radicaux libres sont formés
essentiellement à partir de la
radiolyse de l'eau, qui
constitue plus de 60 % de la
matière vivante (H20 —► H*
et HO*).
Ces radicaux libres, très
réactifs, peuvent déclencher
des réactions chimiques et
entraîner l'altération d'autres
molécules, dont la plus
importante est l'ADN (acide
désoxyribonucléique).
Au niveau de la cellule, les
lésions de l'ADN peuvent
provoquer la modification
des informations contenues
dans le génome (mutation*), ou bien une perte de
viabilité (mort cellulaire,
apoptose).
La plupart des lésions produites au niveau de l'ADN sont
réparées par les systèmes
internes de la cellule. La dose
et le débit de dose jouent un
rôle essentiel. En effet, à fort
Dr Jeannine LALLEMAND
IRRADIATION
Cellule réparée
Effet nul
Cellule morte
Effets à seuil,
déterministes
réversibles
Cellule mutée
Survie mais perte de la
faculté de division.
Effet nul
Elimination par le système
immunitaire. Effet nul
débit de dose, il peut y avoir
saturation des mécanismes de
réparation. Ceci explique
qu'une dose reçue en une fois
ait des effets plus importants
qu'une même dose fractionnée
qui laisse aux mécanismes de
réparation la possibilité de
jouer efficacement leur rôle.
De plus, à dose égale de
rayonnements absorbés, les
cellules ont une sensibilité différente : elles sont d'autant
plus radiosensibles que
leur index mitotique est
élevé, c'est-à-dire qu'elles
se divisent plus (c'est le cas
de la moelle osseuse, des cellules reproductrices et du tissu
embryonnaire).
•mutation : remplacement d'une base par une autre au niveau de l'ADN
EL EFFETS
DÉTERMINISTES
(effets à seuil)
Ils se manifestent dans un
délai qui va de quelques
heures à plusieurs mois
après l'irradiation. Leur délai
d'apparition est égal à la
durée de vie de la cellule
considérée. Cette durée est
très variable d'un type cellulaire à l'autre : 15 jours pour
les cellules de la peau,
74 jours pour les spermatozoïdes.
Ce sont des effets à seuil,
c'est-à-dire qu'ils ne surviennent qu'au-dessus d'une certaine dose. Ils sont d'autant
Pas d'élimination par le
système immunitaire.
Effets aléatoires différés
Cancers
Effets génétiques
plus graves que la dose reçue
est élevée et que la zone irradiée est étendue. On distingue
les irradiations globales, qui
affectent le corps entier, et les
irradiations partielles.
■ Dans le cas d'une irradiation globale, le tissu critique est la moelle osseuse,
où se forment les cellules
sanguines.
Aucun effet n'est constaté pour
des doses absorbées inférieures
à 0.3 Gy. De 0.3 à 1 Sv, il y a
diminution temporaire spontanément réversible du nombre
des lymphocytes (variété de
globules blancs) ; aucun traitement n'est nécessaire.
|_e Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
9
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
Pour des équivalents de
dose compris entre 1 et 2 Sv,
des signes cliniques se manifestent. L'hospitalisation est
nécessaire, mais la guérison
survient spontanément.
Au-delà de 2 Sv, un traitement doit être entrepris dans
un centre spécialisé.
La "dose létale 50", qui
entraîne 50 % de décès en
l'absence de traitement, est
évaluée chez l'homme à 4.5
Sv reçus en une seule fois
par l'organisme entier.
Toutefois, pour certains traitements par radiothérapie et
dans des conditions bien
codifiées, on peut administrer des doses équivalentes
"corps entier" beaucoup
plus élevées, allant jusqu'à
10 Gy (préparation à la
greffe de moelle osseuse).
■ En matière d'irradiation
partielle, les tissus les plus
sensibles sont les tissus
reproducteurs, le cristallin et
la peau.
L'irradiation des organes
génitaux peut entraîner chez
l'homme une stérilité temporaire (entre 2 et 6 Gy), ou
définitive (équivalents de
dose supérieurs à 8 Gy).
Chez la femme, la stérilité est
induite par un équivalent de
dose qui diminue avec l'âge.
La cataracte (opacification
du cristallin) s'observe pour
des doses supérieures à 4 Gy
reçus par l'œil en une fois.
Enfin, l'exposition aux rayonnements de l'embryon ou du
fœtus peut entraîner des
effets tératogènes : malformations (squelette, œil, cerveau)
observées
chez
l'animal, retards mentaux
(aucun effet constaté pour
des doses inférieures à 0.2 Gy),
troubles de croissance (dimi-
10
nution de la taille, du poids, du
périmètre crânien) et augmentation de l'incidence de certains
cancers de l'enfant après irradiation fœtale tardive.
BŒ. EFFETS
ALÉATOIRES
(ou stochastiques)
Ce sont des effets dont la
probabilité d'apparition dans
une population exposée
augmente avec la dose efficace reçue. Il s'agit des cancers et des effets génétiques.
La gravité des effets stochastiques est indépendante de
la dose qui les a provoqués.
1. Les cancers
Les cancers radio-induits ne se
distinguent d'aucune façon
des autres cancers (25 % des
décès en France sont dus au
cancer). Bien que les enquêtes
épidémiologiques disponibles
poitent sur quelques milliers
ou dizaines de milliers d'observations, les cancers excédentaires, donc "radioinduits"
sont en petit nombre et il est
difficile de les distinguer des
fluctuations du nombre de
cancers spontanés.
Les conclusions des ces
études peuvent être résumées comme suit :
L'irradiation par de fortes
doses de rayonnements augmente la probabilité de certains cancers ;
# La fréquence des cancers
est très variable d'un tissu à
l'autre pour une même dose
d'irradiation. Après des
doses supérieures à 0.2 Gy,
on observe une augmentation de l'incidence de certains cancers : thyroïde chez
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
l'enfant, sein, leucémie ;
• Les cancers radio-induits
apparaissent après un certain temps de latence (5 à 10
ans pour les leucémies, jusqu'à 40 ans pour d'autres
cancers) ;
Pour les faibles doses de
rayonnement, on admet par
prudence :
• qu'il n'y a pas de dose
seuil, donc que toute exposition comporte un risque
théorique potentiel ;
• que ce risque est proportionnel à la dose reçue. Les
experts l'évaluent à une valeur
comprise entre zéro et 400
cancers pour 10 000 personnes qui auraient reçu
1 Sv (soit 4% par sievert).
2. Les effets génétiques
Les mutations de l'ADN, si
elles atteignent les cellules
reproductrices, sont susceptibles d'être transmises à leur
descendance par les personnes irradiées. De tels effets
ne se distinguent en rien
des mutations naturelles.
L'observation de la descendance de certaines populations
irradiées n'a pas montré de
résultats statistiquement significatifs (enfants des survivants
d'Hiroshima et Nagasaki, et des
radiologues du début du
siècle). On peut en conclure
que les effets génétiques, s'ils
existent chez l'homme, restent
très modestes.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
4. Doctrine
de la
radioprotection
T
rois directives européennes, en cours de
transposition en droit
français, obligent à une
refonte complète de la réglementation française
de
radioprotection. Il s'agit des
directives :
8 90/641 EURATOM du
4 Décembre 1990, traitant de
la protection opérationnelle
des travailleurs extérieurs en
zone contrôlée, dont les
décrets de transposition
viennent d'être publiés au
Journal Officiel.
• 96/29 EURATOM du
13 Mai 1996, fixant les
normes de base relatives à la
protection sanitaire de la
population et des travailleurs
contre les dangers résultant
des rayonnements ionisants.
• 97/43 EURATOM du
30 Juin 1997, relative à la
protection sanitaire des
patients.
Ces deux dernières directives sont à transposer avant
le 13 Mai 2000.
La directive 90/641 EURATOM
stipule que "l'exploitant
d'une zone contrôlée dans
laquelle des travailleurs extérieurs interviennent est responsable soit directement,
soit au travers des accords
contractuels, des aspects
opérationnels de leur protection radiologique qui sont
directement en relation avec
la nature de la zone contrôlée et de l'intervention".
La responsabilité de l'exploitant est à rapprocher de celle
de "l'entreprise responsable
de l'évaluation et de l'application des dispositions
visant à assurer la radioprotection des travailleurs
exposés".
Les décrets de transposition
de cette directive visent à
compléter le décret du
2 Octobre 1986 modifié,
relatif à la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants, et rendent
la dosimétrie opérationnelle
applicable à tous les travailleurs de catégorie A et
non pas seulement aux travailleurs extérieurs, objet de
la directive 90/641. Les personnels médicaux de catégorie A seront donc concernés
par la dosimétrie opérationnelle.
Celle-ci est fondée sur l'utilisation de dosimètres électroniques capables de donner
des valeurs en temps réel, et
de générer des alarmes
lorsque le débit de dose
dépasse une valeur seuil.
Outre le coût d'achat des
dosimètres électroniques,
l'insertion dans le cadre
réglementaire médical d'une
dosimétrie opérationnelle va
poser de nombreux problèmes pratiques.
C'est l'OPRI qui est chargé
de la gestion des données de
la dosimétrie opérationnelle.
La directive 96/29 EURATOM
remplace les
directives
80/836 EURATOM du 15
Juillet 1980 modifiée par la
directive 84/467 EURATOM
du 3 Septembre 1984. Elle
est fondée sur les concepts
Pr Michel BOURGUIGNON
de la CIPR 60 et introduit
une cohérence totale en
radioprotection, en élargissant le champ d'application
de la radioprotection aux
activités
professionnelles
avec la radioactivité naturelle et aux interventions en
cas d'urgence radiologique.
Un comité interministériel
de transposition a été mis en
place et est piloté conjointement par la Direction
Générale de la Santé et la
Direction des Relations du
Travail. La transposition
pourrait prendre la forme
d'une loi qui établirait les
principes généraux de radioprotection et de décrets qui
concerneraient la protection
des travailleurs, la protection
de la population, l'intervention en cas d'urgence radiologique et les procédures de
déclaration/autorisation.
La directive 96/29 EURATOM
établit de nouvelles limites
d'exposition qui ne doivent
pas être dépassées :
■ La dose efficace pour les
travailleurs exposés est abaissée à 100 mSv sur 5 années
consécutives sans toutefois
dépasser la limite de 50 mSv
en une seule année. Les
limites de doses équivalentes
ne sont pas modifiées :
150 mSv/an pour le cristallin, 500 mSv/an pour la peau
et les extrémités.
Les nouvelles limites dosimétriques induisent une
révision de la classification
des travailleurs en catégorie
A et B.
Sont classés en catégorie A
les travailleurs susceptibles de recevoir une dose
efficace supérieure à 6
mSv/an ou une dose équivalente supérieure à 3/10ème de
la limite, soit 45 mSv/an pour
le cristallin, 150 mSv/an pour
la peau et les extrémités. Les
travailleurs de catégorie B
sont ceux qui ne relèvent pas
de la catégorie A.
Parmi les 131 827 travailleurs
médicaux français exposés
aux rayonnements ionisants
(radiologie, médecine
nucléaire, radiothérapie, ...)
recensés par l'OPRI en 1996,
143 ont reçu une dose efficace supérieure à 20 mSv et
43 supérieure à 50 mSv.
L'optimisation de la radioprotection en milieu médical
va donc conduire d'une part
au calcul anticipé de doses
et à une planification rigoureuse des postes de travail à
risque, et d'autre part à la
réorganisation et la redéfinition des zones contrôlées et
surveillées sur des critères
opérationnels et de risque
de contamination.
■ La nouvelle limite de dose
efficace pour le public est
abaissée à 1 mSv/an. La
directive ne concerne pas les
malades, ceux qui participent
au soutien et réconfort des
patients en toute connaissance de cause, et les volontaires participant à des
programmes de recherche
médicale et biomédicale. Il
conviendra cependant de
surveiller les doses aux
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.RRE. Septembre 1999.
11
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
membres des familles en
particulier après radiothérapie métabolique.
La directive 97/43 EURATOM
complète le dispositif normatif européen (directive 96/29
EURATOM) en ce qui
concerne les expositions à
des fins médicales. Elle
prend en compte le fait que
l'irradiation médicale est la
plus élevée des expositions
aux rayonnements ionisants
artificiels pour les citoyens
de la communauté européenne, en moyenne de
1 mSv/an/habitant ; pour un
patient donné, l'exposition
médicale aux rayonnements
ionisants peut être considérable, en particulier en radiologie interventionnelle. De
plus, l'utilisation médicale
des rayonnements ionisants
progressant et le nombre des
installations ne cessant d'augmenter, les contrôles sont de
plus en plus nécessaires.
La directive 97/43 EURATOM
remplace la directive 84/466
EURATOM fixant les mesures
fondamentales relatives à la
protection radiologique des
personnes soumises à des
examens médicaux.
12
Cette directive cherche à éliminer les expositions inutiles,
s'appuie et prend en compte
les principes suivants qui se
trouvent renforcés :
■ Principe de justification
de toute exposition médicale
individuelle. Le nombre de clichés radiologiques effectués chez
un patient donné doit être justifié.
La répétition des actes au cours
de la maladie doit être justifiée.
Les procédures irradiantes non
justifiées devraient être interdites.
Par extension, cela pourrait aussi
vouloir dire qu'une procédure
n'utilisant pas les rayonnements
ionisants puisse être préférée à
une procédure irradiante.
■ Principe d'optimisation,
c'est-à-dire le concept selon
lequel "les matériels, les procédés
et l'organisation du travail doivent être conçus de telle sorte
que les expositions individuelles
et collectives soient maintenues
aussi bas qu'il est raisonnablement possible en dessous des
limites réglementaires" (décret
75-306 - article 8, et décret 861103 - article 4). Le principe
ALARA des anglo-saxons {as
knv as reasonable and achievablê) qui n'est pas nouveau est
cependant rappelé avec force.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.RE. Septembre 1999.
■ Principe de responsabilisation du praticien qui
réalise l'acte radiologique
comme de celui qui le prescrit. Il ne fait pas de doute
que des praticiens responsables justifieront et optimiseront leurs pratiques. Par
extension, tous ceux qui
exécutent des actes irradiants ont une part de responsabilité qu'il conviendra
sans doute de définir plus
précisément.
■ Principe d'exposition
potentielle avec probabilité
prévisible d'accident ou d'incident du type défaillance
d'équipement,
mauvaise
gestion, erreur humaine ou
panne d'ordinateur. Il sera
demandé
aux
acteurs
concernés d'anticiper toutes
les situations anormales possibles et imaginables.
Le champ d'application de la
directive est élargi aux expositions de personnes dans le
cadre de procédures médicolégales, d'assurance et de
droit et aux personnes qui
participent aux recherches en
qualité de volontaires ou qui
soutiennent et réconfortent
des patients.
La transposition en droit
français de la directive 97/43
n'est pas aussi avancée que
celle de la directive 96/29.
On peut cependant anticiper
les conséquences probables
de la directive 97/43 pour
optimiser la radioprotection
en milieu médical.
• Un inventaire strict des installations sera réalisé. Le
contrôle de qualité des appareillages sera renforcé avec
extension possible de la
notion de maintenance réglementaire dans le but de
contrôler effectivement et sur
une base au minimum
annuelle les quelques 60 000
appareils médicaux émetteurs
de rayonnements ionisants.
• Des mesures seront prises
pour améliorer et remédier
aux caractéristiques
inappropriées ou défectueuses des installations,
voire leur mise hors service.
• L'évaluation de la dose au
patient, pourtant souhaitable
et à inclure dans le carnet de
santé, sera plus difficile à
réaliser. Des solutions pratiques sont à trouver.
© Les formations initiales et
continues en radioprotection de tous les partenaires
médicaux utilisateurs de
rayonnements ionisants
seront mises à jour. En
effet, c'est en grande partie
par la responsabilisation du
prescripteur, du radiologue,
du médecin nucléaire, du
manipulateur... que l'on
pourra réduire la dose délivrée aux patients.
La justification des examens nouveaux contribuera
également à la limitation des
doses.
Des procédures d'accréditation des laboratoires seront
mises en place et/ou renforcées, car elles obligent à
revisiter l'ensemble des pratiques et ainsi à les améliorer
(procédures écrites, régularité
des contrôles, registres...).
Enfin, une bonne radioprotection médicale ne peut s'affranchir de l'adhésion des
malades dont l'information
est essentielle quelle que soit
la dose. Cette information
doit être systématique car
c'est au corps médical de
prouver qu'il a bien fourni
l'information au patient.
Dans un contexte de suspicion envers les rayonnements ionisants, qui ne
concerne pas (encore) les
irradiations médicales, les
acteurs médicaux sont invités à mener toutes les
actions nécessaires pour
une conduite irréprochable
dans l'utilisation des rayonnements ionisants, qui
passe d'abord par une
radioprotection exemplaire.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
5. À propos de l'irradiation médicale
et de la directive européenne 97/43
Euratom du 30 Juin 1997 Pr André BONNIN
I. INTRODUCTION
A ne pas confondre avec :
Les rayonnements ionisants
auxquels sont soumis les
populations humaines résultent de sources naturelles et
de sources artificielles, d'origine humaine. Cette dernière est principalement
représentée par l'exposition
médicale ; l'exposition liée
aux activités nucléaires,
civiles ou militaires est
en pratique négligeable.
Cette exposition médicale
concerne soit un petit
nombre de personnes irradiées à forte dose dans un
but thérapeutique, en radiothérapie, soit un grand
nombre de personnes exposées à faible dose dans un
but de diagnostic ou de
dépistage. Cette dernière est
en valeur collective la source
la plus importante d'exposition après l'exposition naturelle. Toutefois, il ne faut pas
oublier ou sous-estimer le
bénéfice que le patient est
en droit d'attendre de ces procédures ; c'est l'évaluation
des risques que fait courir
ce supplément d'irradiation
à la population qui est à
la base de la réflexion
actuelle sur la "dosimétrie
patient". Elle s'intègre dans
un contexte réglementaire :
■ La directive 97/43/Euratom
du 30 Juin 1997, relative à la
protection sanitaire des personnes contre les dangers
des rayonnements ionisants
lors d'exposition à des fins
médicales, remplaçant la
directive 84/466/Euratom.
■ Directive 96/29/Euratom
du 13 Mai 1996, fixant les
normes de bases relatives à
la protection sanitaire de la
population et des travailleurs
contre les dangers résultants
des rayonnements ionisants.
Cette directive ouvre les exigences concernants la justification des actes. Elle consiste
a ne pas effectuer d'examens
entraînant "inutilement" une
exposition, soit parce que
l'apport diagnostic est trop
faible, soit parce qu'ils peuvent aisément être remplacés
par des techniques diagnostiques qui n'utilisent pas les
rayonnements ionisants.
Ce principe de justification s'exerce à deux
niveaux :
■ La justification générique pour l'introduction
d'une procédure ou l'évaluation d'une pratique ; il s'agirait par exemple de textes
réglementaires concernant les
explorations
radiologiques
systématiques en médecine
du travail, de recommandations de pratiques cliniques,
de références médicales
opposables résultant de
conférences de consensus et
déclarant injustifiées certaines
explorations dans certains
types de pathologies.
■ La justification individuelle relève d'un ensemble
d'informations que seuls les
praticiens impliqués sont en
mesure d'évaluer. Elle nécessite d'évaluer pour chaque
examen le bénéfice pour le
patient et l'emploi possible
d'autres techniques diagnostiques
non
irradiantes,
tout particulièrement chez
l'enfant.
L'optimisation des
expositions
Une fois l'acte décidé, il
convient de réduire les
expositions au niveau le
plus bas qui permette
d'obtenir l'information recherchée. C'est l'adaptation au
diagnostic du principe général "Aussi bas que raisonnablement possible" de la
radioprotection des travailleurs exposé dans la
CIPR 73.
Il faut cependant souligner
que l'exposition à des fins
diagnostiques est entreprise
à la recherche d'une information nécessaire à la mise
en oeuvre d'un traitement
dont bénéficiera le patient,
alors que pour les travailleurs, l'exposition n'est
qu'une nuisance professionnelle potentielle.
La recherche systématique
de cette réduction des doses
délivrées aux patients passe
par :
le choix de l'équipement,
sa surveillance et le contrôle
de qualité ;
• l'utilisation de niveaux de
doses de référence pour les
examens ;
• l'évaluation des doses
délivrées aux patients, mis
en œuvre par l'exploitant de
l'installation ;
• la formation initiale et
continue des praticiens et des
techniciens de radiologie ;
• une attention particulière
portée à chaque cas d'exposition à des fins médicales,
concernant les enfants,
effectuée dans le cadre d'un
programme de dépistage
médical ou lors d'examens
impliquant des doses élevées, comme la scanographie ou la radiologie
interventionnelle.
Les variations considérables
que l'on peut constater dans
les niveaux de dose délivrée
pour un même type d'examen confirme qu'il existe un
large potentiel pour une
réduction significative des
doses individuelles moyennes
et collectives associées aux
pratiques de radiodiagnostic.
Ainsi, plus de 50 % de l'irradiation médicale devrait
pouvoir être limitée sans
coût supplémentaire, ou à
faible coût.
La transposition de la nouvelle directive avant le 13
Mai 2000 est l'occasion de
revoir en profondeur les dispositions législatives, réglementaires et administratives
françaises.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
13
■ RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION -
Exemple d'un contrôle de qualité d'un générateur
Reproductibilité
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
Dose tec.3 points
5080
5040
5040
5040
5040
5040
5040
5040
5040
kV
71,9
71,9
71,9
71,9
71,9
71,9
72
71,9
71,9
CV
Moyenne
a
5040
5044
12,65
0,%
72
71,92
0,04
0,1%
temps (ms)
400,4
400,4
400,4®
400,4
400,4
400,4
400,4
400,4
400,4
400,4
400,4
-
-
Dose cellule 1
6710
6350
6700
6720
6690
6700
6680
6800
6660
6690
6670
118,42
1,8 %
Dose cellule 2
-
-
-
-
-
-
-
-
-
-
-
-
-
kV affiché : 75 ; mA affiché : 250 ; tps affiché (ms) : 400 ; Gros foyer, Dose en microgray ; coefficient de variation maximum (CV) : 5 % ; DF film 115 cm ; DF détecteur : 100 cm
Contrôle des kV
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
kV (>60 kV)
60
65
70
75
80
85
90
95
100
105
110
115
120
kV
56,9
62
66,9
71,92
77,3
82,2
87,6
-
97,7
-
Ecart/kV
-5,2 %
-4,6 %
-4,4 %
-4,1 %
-3,4 %
-3,3 %
-2,7 %
-
-2,3 %
-
-
-
-1,6 %
118,1
mA affiché : 250 ; tps affiché (ms) : 100 ; Ecart toléré : +/-10 % (Norme NFC)
Contrôle du temps d'exposition
1
2
3
temps affiché (ms)
100
200
400
temps mesuré (ms)
100,1
200,2
400,3
Ecart
4
5
6
7
8
9
10
800
1600
800,5
1601
-
-
-
-
-
0,1 % 0,1 % 0,1 % 0,1 % 0,1 %
kV affiché : 75 ; mA affiché : 100 ; Ecart toléré : +/-10 %
Linéarité de la dose en fonction de l'intensité
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
mA
100
200
400
800
1020
2010
4040
-
-
-
540
-
-
Index de dose
-
-
-
kV affiché : 75 ; tps affiché (ms) : 100
H. ÉVALUATION DES
DOSES DÉLIVRÉES
2.1 Pourquoi estimer
les doses délivrées ?
Il est indispensable d'être en
mesure d'estimer les doses
délivrées au cours des examens radiologiques dans
l'Union Européenne, parce
que la population est de 360
millions d'habitants et que
l'on y pratique 230 millions
d'examens radiologiques par
an. Et l'on a constaté que
pour des examens identiques, similaires, des doses
délivrées aux patients peuvent varier considérablement. Pas seulement entre
les pays Européens, mais
aussi à l'intérieur même d'un
même pays ou entre deux
salles d'un même service.
Cette variation provient de
différences dans la pratique
radiologique :
• paramètres techniques utili14
sés (kV, filtration, récepteur, ...),
récepteur (cassette, écranfilm), développement, générateur (forme haute tension,
filtration, kV, mAs), grille antidiffusante, taille du champ
d'irradiation, géométrie de l'irradiation (distance foyer film,
distance patient film) ;
• nombre de films réalisés
par examen ;
@ distribution des âges et
corpulence des patients examinés ;
• nombre d'examens/1000
habitants/an.
On peut considérer que la
dose délivrée constitue un
véritable indice de qualité de
l'installation.
Une
enquête
de
la
Commission des Communautés Européennes montre
que plus nombreux sont
satisfaits les critères techniques proposés, plus basse
est la dose moyenne délivrée.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.RRE. Septembre 1999.
Il existe donc un potentiel
important pour une réduction significative des doses
individuelles associées aux
pratiques de radiodiagnostic,
que seuls les praticiens
impliqués sont en mesure de
réaliser.
La recherche des conditions
optimales reste donc une
priorité en radiologie.
L'estimation des doses délivrées permet :
• d'évaluer le risque pour le
patient ;
• de comparer différentes
techniques
entre
elles
(conventionnelle/numérique)
ou différents choix de techniques (couple écran-film) ;
• de surveiller les performances des installations ;
• de répondre à la demande
légitime d'information des
patients ;
• de se conformer à la législation en vigueur.
2.2 Quelles
grandeurs mesurer ?
Les grandeurs recommandées pour mesurer la dose
doivent :
• être définies sans ambiguïté de façon à ce que chacun
puisse
clairement
comprendre ce qui est
mesuré ;
w être simples et pouvoir
être mesurées précisément
avec des dosimètres facilement disponibles ;
• fournir une grandeur
mesurée typique de la dose
reçue par les patients :
- pour une incidence particulière,
- un type d'examen donné.
Pour atteindre ces objectifs
deux grandeurs sont recommandées :
• la Dose à la Surface
d'Entrée (DES), dose-peau ;
Produit Dose-Surface (PDS).
La mesure de la Dose à la
Surface d'Entrée est recommandée pour les procédures
radiologiques simples (thorax, bassin, abdomen, crâne,
rachis). Alors que l'on recommandera la détermination du
Produit Dose-Surface pour
les procédures radiologiques
complexes (UIV, lavement
Baryté, TGD, radiologie interventionnelle).
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
La connaissance de ces grandeurs est essentielle. En effet,
le détriment éventuel lié a
l'utilisation des rayonnements
ionisants est estimé à partir
de la dose aux organes ou de
la dose corporelle globale.
Ces doses aux organes sont
dans tous les cas calculées
soit à partir de la mesure de
la dose à la surface d'entrée
soit de la mesure du produit
dose surface.
Exemple de dosimètre
permettant la mesure de la dose
à la peau du patient.
2.2.1.Dose à la Surface
d'Entrée : DES dose-peau
Deux dosimètres sont communément utilisés pour
mesurer les doses à la surface d'entrée durant les examens de radiodiagnostic :
le détecteur à thermoluminescence (TLD) et un détecteur à fibres optiques type
"skin dose monitor".
Pour les examens considérés
les DES sont habituellement
exprimées en mGy.
2.2.2. Produit-Dose-Suface
L'appareillage consiste en
une chambre d'ionisation
plate suffisamment grande
pour intercepter la totalité du
faisceau d'examen.
Elle
mesure le produit de la surface du faisceau par la dose
délivrée. Ce dosimètre est
habituellement placé au
niveau du collimateur de
l'installation. Il est plutôt utilisé pour les procédures diagnostiques complexes. Il
permet de chiffrer séparé-
ment la contribution de la
graphie de celle de la scopie.
Habituellement le PDS s'exprime en Gy. cm2 ou cGy.
cm2 par incidence réalisée.
2.3 Quelle démarche
en pratique ?
Dans un souci de réalisme, il
pourrait être envisagé, au
cours d'un contrôle de qualité annuel des installations,
de mesurer les doses délivrées pour des conditions
d'examen standardisées
(Standardized Methods for
Measuring Diagnostic X-ray
exposures, AAPM report
n° 8, 1990). La dose mesurée
à la surface d'un fantôme
simple (fantômes ANSI, thorax, abdomen, rachis lombosacré; crâne, extrémités,
mammographie, scanner)
permettrait de déterminer
"l'indice dosimétrique" de
chaque installation pour ces
conditions standards donnant la possibilité de comparer deux salles, deux
services, deux hôpitaux.
Du fait de la grande variabilité biologique entre les différents patients examinés, la
détermination de la dose sur
fantôme dans des conditions
standardisées est insuffisante.
Il est donc indispensable :
es d'être en mesure de calculer les doses délivrées aux
patients ;
• d'effectuer périodiquement des mesures sur des
échantillonnages de patients.
Sans avoir recours directement à la mesure des doses,
les DES peuvent être calculées à partir des paramètres
de l'examen (kV, mAs,
épaisseur patient...). Ceux-ci
peuvent
être
relevés
manuellement (fastidieux)
ou directement fournis par
l'appareil.
Déjà quelques installations
fournissent ces résultats et
l'on peut espérer qu'avec les
appareils numérisés
modernes (informatique présente dans la conception de
ces installations) ces possibilités seront offertes en standard par les constructeurs.
2.4 Réduction
des doses
L'optimisation des procédures radiologiques d'examen doit permettre une
réduction significative des
doses délivrées. Il est nécessaire de rappeler que les
méthodes de réduction de la
dose délivrée sont assez
générales et peuvent s'appliquer en tout ou partie à l'ensemble des examens. Pour y
arriver, il faut posséder une
parfaite maîtrise des procédures radiologiques et des
facteurs techniques de l'examen.
2.5 Quelle
information fournir
au patient ?
La "dose" sur le carnet de
santé devrait tenir compte
de l'indice dosimétrique de
l'installation, de la procédure
réellement mise en œuvre
(paramètres de l'examen,
nombre total de clichés) et
devrait être comparée à
la dose de référence de
l'examen.
ELT. EXPOSITION
HUMAINE AUX
RAYONNEMENTS
IONISANTS
Nous vivons dans un monde
naturellement radioactif, qui
nous soumet en permanence
à une exposition variable.
L'irradiation qui en résulte
est donc inévitable et normale. L'exposition due aux
activités médicales représente, en pays développé un
supplément d'irradiation de
l'ordre de 50 %, cette irradiation étant bénéfique pour les
patients compte tenu de la
valeur diagnostique.
L'exposition naturelle se
divise en exposition par le
rayonnement cosmique de
0,3 mSv et en exposition
interne par le potassium 40
(0,3 mSv) et par le radon
(1,40 mSv) ; l'exposition par
le rayonnement tellurique est
de 0,40, ce qui nous donne
un total arrondi à 2,4 mSv.
Il faut savoir que l'exposition est variable selon la
région. Dans la région Ile de
France (au sol sédimentaire
contenant peu d'éléments
radioactifs), on constate que
la dose de rayonnement
reçue est de l'ordre de 1
mSv/an.
En Bretagne, le sol granitique contient des produits
de filiation de l'uranium.
L'exposition naturelle peut
atteindre 3 mSv/an.
En altitude, l'exposition cosmique augmente et dans les
Alpes à 2000 mètres d'altitude, l'exposition cosmique
passe à 1 mSv, l'exposition
tellurique interne, potassium
40 est constante à 0,3, l'exposition tellurique est de
1,37 et l'exposition totale
atteint 2,67 mSv.
Il faut rappeler un mémento
d'équivalence des faibles
doses et des doses d'origine
naairelle : une dose de 1 mSv
correspond à 6 mois
d'irradiation naturelle, une dose
de 40 pSv à 1 semaine d'irradiation naturelle par exemple.
IV. REDUCTION
DES DOSES PAR
LES PROCEDURES
RADIOLOGIQUES
• Exclure les examens non
nécessaires ;
Posséder les clichés précédents et les paramètres de
l'examen ;
Positionner le patient en
utilisant éventuellement des
moyens de contention, assu-
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.RRE. Septembre 1999.
15
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
rant son immobilité (diminution du flou cinétique) ;
Minimiser le nombre de clichés par examen. Il est de la
responsabilité du radiologue
de prescrire les incidences
nécessaires à chaque patient ;
© Diminuer la contribution
de la scopie ;
Collimater le faisceau strictement à la région à examiner.
On sera vigilant avec les systèmes de diaphragme automatique
se
réglant
aux
dimensions de la cassette,
lorsque la région examinée est
petite par rapport aux dimensions du film et particulièrement en radiopédiatrie ;
® Utiliser des dispositifs de
compression. On obtient ainsi
une diminution du rayonnement diffusé qui permet
d'améliorer la qualité de
l'image (contraste) tout en
assurant une meilleure protection du patient et du personnel ;
• Choisir les incidences
réduisant la dose aux organes
sensibles ;
Protéger les organes sensibles à l'aide de caches
plombés ;
Vérifier régulièrement le
taux de rejet des films et en
déduire les raisons et les
actions à entreprendre pour y
remédier ;
s Mesurer périodiquement la
dose délivrée au patient et
agir si les doses dépassent
les limites recommandées
(doses de références) ;
Elaborer un programme
d'assurance de qualité ;
• Choisir des films de sensibilité
optique
moyenne
acceptable, entraînant une
diminution de la dose.
V. REDUCTION
PARLES
FACTEURS
TECHNIQUES
• Choisir les couples
écrans/film les plus sensibles
compatibles avec une bonne
qualité d'image. Actuellement
l'utilisation d'écran aux tenes
rares s'impose ;
• S'assurer des conditions de
développement optimal des
films par un contrôle sensitométrique quotidien de la
chaîne de développement ;
Réduire au minimum l'atténuation du faisceau entre le
patient et le récepteur, par
l'utilisation de matériau en
fibre de carbone pour la
table, la grille, les cassettes
(gain de 30 à 50 %) ;
Diminuer la distance entre
le patient et le récepteur ;
Installer des grilles anti-diffusion avec un rapport de
grille le plus faible possible
compatible avec une élimination suffisante du diffusé ;
• Retirer cette grille durant la
scopie, pour les petits champs
ou dès que la résolution spatiale n'est pas critique, ou
pour les techniques en agrandissement ;
Installer des appareils de
mesure donnant le produit
surface-dose permettant un
contrôle de la dose délivrée et
de vérifier en particulier les
performances de l'amplificateur de brillance au cours des
examens en scopie ;
■ Choisir la valeur de la
haute tension la plus élevée
possible compatible avec le
contraste recherché ;
• Choisir des temps de pose
courts. Cela nécessite de disposer d'un équipement radiologique autorisant un débit
de dose élevé. On obtient
ainsi une diminution du flou
cinétique mais surtout de la
dose (environ 20 % - 30 %)
par rapport à un temps de
pose long (> ls) dû à l'effet
de non-réciprocité des films ;
Remplacer la radiographie
conventionnelle par la radiographie numérisée ;
Mettre en place un contrôle
de qualité périodique des
paramètres techniques de
l'équipement.
En conclusion, la dose délivrée à la surface d'entrée
DES (dose-peau exprimée en
mGy), est facilement mesurée
directement par des pastilles
thermoluminescentes posées
sur la peau, ou de façon instantanée par un appareil de
mesures type "skin dose
monitor". Il faut toutefois
savoir que cette dose-peau a
une valeur nettement supérieure à celle reçue en profondeur. Aussi ces doses ne
rendent pas compte de la réalité du risque de l'irradiation.
Il est donc préférable d'obtenir par calcul la dose efficace
résultant de chaque exposition. Ces doses exprimées en
mSv se calculent facilement à
partir d'abaques ou grâce à
un logiciel.
Par exemple, pour un cliché
de bassin de face sur un film
36/43, une distance foyerfilm de 110 cm, un générateur triphasé, une filtration
totale de 3 mm d'Al. pour
une tension de 70 kV et
70 mAs, la dose d'entrée en
incidence antéro-postérieure
mesurée par pastilles thermoluminescentes ou "skin
dose monitor" est de
8 mGy ; la dose à mi-épaisseur sur fantôme est de
1,5 mGy. A partir de la dosepeau un logiciel permet
d'obtenir la dose aux
organes qui est de 1 mSv
aux ovaires et de 3 mSv aux
testicules, la dose efficace
totale résultante est de
2 mSv.
Quant à la dose cumulative,
elle ne peut en aucun cas
correspondre à la dosepeau. Elle est déduite de la
dose efficace ramenant la
dose par organe à la dose
corporelle totale.
Monsieur le Professeur André BONNIN, Monsieur Jean-Marc BOUSSARD, Monsieur
le Professeur Yves-Sébastien CORDOLIANI, Madame Anne FLURY-HERARD, Monsieur le Professeur Vincent HAZEBROUCQ,
Monsieur Christian LEFAURE, Madame le Docteur Elisabeth MARSHALL-DEPOMMIER, Monsieur Alain NOËL et Monsieur Marc VALERO.
Composition du groupe de travail sur l'irradiation médicale :
Actualités concernant la radioprotection
des patients en radiologie diagnostique
La publication de la directive
européenne 97-43 relative à
la
radioprotection
des
patients lors des examens
d'imagerie
médicale
a
déclenché toute une série de
réflexions :
16
■ Une première mission
a été fixée par Madame
LAURENT, Directrice de la
politique médicale, aux
Professeurs André BONNIN
(Hôpital
COCHIN)
et
Maurice
LAVAL-JEANTET
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
Pr Vincent
(Hôpital
SAINT-LOUIS),
pour faire le point sur l'état
actuel de la radioprotection
des patients au sein de l'APHP, ainsi que sur les mesures
à prendre pour adapter l'institution et notamment son
HAZEBROUCQ
parc matériel aux évolutions
réglementaires.
■ Parallèlement, Monsieur
le Docteur Bernard KOUCHNER,
Secrétaire d'État à la Santé, a
chargé
les
Professeurs
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
André BONNIN et JeanFrançois LACRONIQUE,
(Président
de
l'OPRI)
d'une seconde mission
visant à apporter les éléments techniques nécessaires pour la transposition
en droit français par le
Ministère de la directive
européenne 97-43.
Un protocole rapide de
contrôle technique d'installation radiologique a été expérimenté, et divers dispositifs
de mesure des doses d'expositions testés de façon comparative.
importe, dans une optique
opérationnelle de décider
quel(s) type(s) de grandeurs)
doi(ven)t
être
mesuré(s) et de quelle façon
il conviendra d'exprimer les
résultats : dose dans l'air,
dose à la peau à la surface
d'entrée, dose à mi-épaisseur, dose à certains
"organes" sensibles, notamment au fœtus en cas de
grossesse, produit dose surface ou encore dose efficace ... Plusieurs approches
en effet sont observées : certains, ne se souciant que de
l'abaissement autant que
possible des doses d'irradiation, proposent des outils
dosimétriques d'utilisation
pratique simple, dans le but
exclusif de comparer l'évolution dans le temps des doses
délivrées par chaque installation, et d'ainsi optimiser la
technique et les procédures
médicales pour abaisser les
doses X délivrées aux
patients ; d'autres, qui ne
délaissent pas cet objectif,
souhaitent également pouvoir déterminer l'exposition
cumulée reçue par un
patient au cours d'examens
successifs, voire au cours de
sa vie, et défendent l'intérêt
de mesures permettant une
détermination des doses collectives plus crédibles que
par la méthode actuelle qui
comptabilisent le nombre de
Z remboursés par l'assurance maladie et qui le multiplie
par
l'irradiation
moyenne du Z... d'estimation très empirique !
■ Parallèlement à ces
réflexions,
un
groupe
pédagogique a été constitué à l'initiative du conseil
des enseignants de radiologie de France (CERF) pour
mettre en place au niveau
national une formation
renforcée des internes se
destinant à la radiologie
(DES de radiologie et imagerie médicale). Cet enseignement inclura tout le
programme de la "formation de
la
personne
compétente à la radioprotection", selon l'arrêté du
25 Novembre 1987 "relatif
à la radioprotection des
travailleurs contre les dangers des rayonnements
ionisants", et au-delà de ce
programme développera la
formation théorique et pratique en dosimétrie et
radioprotection des
patients, conformément
aux exigences de la directive européenne 97-43.
Ce travail expérimental, en
cours au moment de l'écriture de ces lignes, a été
complété par une étude
bibliographique approfondie
visant à préciser les mesures
et grandeurs dosimétriques
utiles en pratique. La littérature internationale est en
effet extraordinairement
diverse à ce propos, et il
Il est prévu que le rapport
définitif demandé par le
Secrétaire d'État à la Santé
soit publié pour constituer
un ouvrage de référence.
C'est pourquoi ses auteurs
ont soumis leur avant-projet
de rapport à de très nombreuses personnalités du
monde de la radioprotection et sont extrêmement
Ladite directive stipulant
que cette formation deviendra obligatoire pour tous les
professionnels de santé qui
utilisent les rayonnements
ionisants, les enseignants de
radiologie et d'imagerie
médicale proposeront aux
responsables des autres
spécialités médicales et chirurgicales concernées d'or-
Ces deux missions ont
motivé la constitution de
groupes de travail consacrés
à la réflexion sur le contrôle
technique des installations
radiologiques et à la réalisation d'une campagne de
mesures dosimétriques en
vue de la détermination de
"niveaux de références" de
l'exposition des patients aux
rayonnements ionisants lors
des examens d'imagerie
médicale radiologique.
Ces groupes de travail comprennent des personnalités
d'horizons multiples : médecins, cadres manipulateurs
spécialisés en radioprotection, ingénieurs biomédicaux ou physiciens d'hôpital.
Cette composition préfigure
certainement les origines
multiples des futurs spécialistes en radioprotection prévus par la Directive Euratom
97/43.
attentifs à leurs critiques et
commentaires.
ganiser ces enseignements
pour leurs internes.
■ Le Syndicat des radiologistes des hôpitaux de l'APHP a également entrepris
une réflexion spécifique en
radioprotection des personnels et des patients, qui
devrait aboutir à la recommandation de protocoles
d'examens optimisés du
point de vue du rapport
efficacité diagnostique/dose
X délivrée, en fonction des
grandes familles de situations radio-cliniques.
Ce groupe pédagogique,
avec la collaboration des
enseignants de biophysique, doit par ailleurs établir des propositions pour la
formation de l'ensemble des
étudiants en médecine des
deuxièmes et troisièmes
cycles, ainsi que des médecins en exercice, puisque la
directive 97-43 prévoit une
formation initiale et continue en dosimétrie et radioprotection des patients de
tous les praticiens susceptibles de prescrire des examens irradiants.
Enfin le CERF compte participer à la réflexion sur la
formation et le statut des
experts en physique médicale, aux côtés des associations
nationales
des
physiciens d'hôpitaux, des
ingénieurs biomédicaux et
des manipulateurs d'électroradiologie médicale ; il
convient enfin de déterminer dans quelle mesure les
diverses voies actuelles de
formation des manipulateurs
d'électroradiologie
médicale devront être enrichies pour répondre aux
nouvelles exigences de la
directive européenne en
matière de radioprotection
des patients.
Il est donc manifeste que la
promulgation des deux
directives européennes successives semble avoir
réveillé la Belle au bois dormant de la radioprotection
médicale... Gageons que ce
réveil ne sera pas temporaire et que la France
pourra ainsi retrouver une
place honorable dans le
peloton de tête des nations
qui se soucient de l'exposition médicale de leur population aux rayonnements
ionisants.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
17
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
6. La réglementation
de la radioprotection
Patrice FRABOULET - Franck MAUSOLEO
I. ORIGINES
I
radioprotection se caractérise
par une universalité de
réflexion et de doctrine dans
le cadre de la Commission
e mécanisme de production de la réglementation relative à la
Réglementations internationale
et française de la radioprotection
£
Publication 26
de 1977 de la CIPR
O
c
I
Normes
fondamentales
de radioprotection
AIEA1994
Normes
■
fondamentales
de radioprotection
AIEA H) 1982
CD
0)
>
c
3 <U
a) a
il
Publication 60
de 19$
de la CIPR
Directive Euratom P)
15.07.1980
modifiée le 03.09.1984
Directive Directive]
uneum
3O0&97
iSK96!
0>
\
1
<
Décret du 20.06.1966
« Principes généraux
de la radioprotection »
modifié le 18,04.1988
En^jurs
transposition
Internationale de Protection
Radiologique (CIPR). Sa mission est d'élaborer les principes fondamentaux et
scientifiques de la radioprotection, ces principes étant
ensuite transposés en normes
juridiques au plan international, puis national.
Les nombreux textes qui
régissent en France la radioprotection sont donc une
transposition des recommandations et réglementations
adoptées au niveau international et européen (Cf.
tableau ci-contre). L'aspect
préventif de la réglementation en radioprotection
contribue à limiter les
atteintes à la santé de deux
catégories de personnes, travailleurs et membres du
public, en assurant une protection adéquate contre les
rayonnements ionisants tout
en évitant d'entraver les activités dans les domaines de la
santé et de l'industrie dont
découlent des avantages et
des effets bénéfiques.
m
'5
o»
c
co
*^
3
M
0)
>
n. RADKMtowaim
Décret
du 15.03.1967
modifié le 02.10.86
« Radioprotection
des travailleurs
hors INB O) »
Décret
du 24.04.1975
modifié le 06.05.88
« Radioprotection
des travailleurs
dans les INB »
|l ) AIEA : Agence Internationale de l'Énergie Atomique
(2) EURATOM ou CEEA : Communauté Européenne de l'Energie Atomique
(3) INB : Installation Nucléaire de Base.
18
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
DES VRMWimm:
J/i nH>kmmihilhm
française
La directive EURATOM du
15 Juillet 1980 fixant les
normes de base en radioprotection,
modifiée le
3 Septembre 1984, a été
transposée en droit français
par trois textes fondamentaux et leurs nombreux
décrets d'application.
Le décret du 2 Octobre
1986, relatif à la radioprotection des travailleurs, hors
installations nucléaires de
base, concerne plus spécifiquement le domaine de la
santé.
Il contient essentiellement
des articles précisant les
fondements de la radioprotection et des dispositions
générales à caractères
administratif, technique ou
médical.
En particulier, ce décret fixe
les principes de base de la
radioprotection, le rôle de
l'employeur, de la personne
compétente en radioprotection, du médecin du travail,
du Comité d'Hygiène, de
Sécurité et des Conditions
de Travail (CHSCT) et de
l'OPRI.
/. Principes généraux
■ Optimisation
"Les matériels, les procédés et l'organisation du
travail doivent être conçus
de telle sorte que le niveau
des expositions professionnelles, individuelles et collectives soit maintenu aussi
bas que raisonnablement
possible, en-dessous des
limites prescrites. A cette
fin, les postes de travail
exposés font l'objet d'une
analyse...". Ce principe
d'optimisation de la radioprotection
est
repris
sous l'acronyme ALARA (As
Low
As
Reasonably
Achievablé).
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
■ Limitation
ZONE CONTROLEE |
EXPOSITION
CATEGORIE A
CATEGORIE B
PUBLIC
I
Par an
Par an
15 mSv
5 mSv
ACCES REGLEMENTE
A.4
Par an
MAXIMALE ADMISSIBLE
30 mSv
Hommes
Globale
ou corps
entier
Par trimestre
50 mSv
Femmes
en état de
procréer
15 mSv
Mains et
avant-bras
pieds et chevilles
500 mSv
300 mSv
150 mSv
50 mSv
Peau
500 mSv
300 mSv
150 mSv
50 mSv
150 mSv
Cristallin
Limites réglementaires d'exposition
90 mSv
45 mSv
15 mSv
(En application à la date de publication de ce numéro).
■ Classification
des travailleurs
RISQUE D-EXPOSmON EXTERNE
FRANCHISSEMENT REGLEMENTE
RISQUE D'EXPOSITION INTERNE
FRANCHISSEMENT REGLEMENTE
Catégorie A : travailleurs
directement affectés à des travaux sous rayonnements,
dont les conditions normales
de travail sont susceptibles
d'entraîner le dépassement
des 3/10e des limites
annuelles d'exposition.
Catégorie B : travailleurs non
directement affectés à des travaux sous rayonnements,
dont les conditions normales
de travail sont susceptibles
d'entraîner le dépassement de
l/10e des limites annuelles
d'exposition.
responsabilité de l'organisation de la radioprotection
incombe à l'employeur. Il lui
appartient à ce titre d'appliquer la réglementation relative à la protection des
agents susceptibles d'être
exposés aux rayonnements
ionisants. Il assume ces responsabilités en étroite collaboration avec l'encadrement
des services, le médecin du
RISQUE D'EXPOSITIONS
EXTERNE ET INTERNE
| SOURCE RADIOACTIVE |
FRANCHISSEMENT INTERDIT
-•M
MA
RISQUE DEXPOSmONS
EXTERNE ET INTERNE
Exemples de signalisations
utilisées en radioprotection
(source Apave)
2. Organisation
de la radioprotection
dans un établissement
de santé
Dans un établissement de
santé, public ou privé, la
L'employeur est, en parti-
culier, tenu à des obligations administratives,
techniques et médicales.
■ Obligation réglementaires de l'employeur
(extraits)
MESURES
ADMINISTRATIVES
■ Classification des
zones de travail
Zone contrôlée : zone où
l'exposition susceptible
d'être reçue est supérieure
aux 3/10e des limites
annuelles.
Zone surveillée : zone où
l'exposition susceptible
d'être reçue est supérieure
au l/10e des limites
annuelles.
travail, la personne compétente en radioprotection et,
s'ils existent, l'ingénieur des
services techniques et le
Comité
d'Hygiène,
de
Sécurité et des Conditions de
Travail (CHSCT).
;
Demander l'agrément des
appareils et installations utilisant les rayonnements ionisants auprès de l'OPRI, chargé
d'instruire les dossiers, de
donner son avis aux autorités
de tutelle et d'informer l'inspecteur du travail.
Demander l'autorisation d'installer des équipements matériels lourds.
Demander l'autorisation de
détenir et utiliser les substances
radioactives artificielles.
Instruire les dossiers d'installations classées pour la protection de l'environnement en
relation avec les autorités préfectorales.
Nommer une personne compétente chargée de surveiller la
réglementation en vigueur et
des mesures de radioprotection
après avoir suivi avec succès
une formation agréée.
Informer tout agent travaillant
en « zone contrôlée » des
risques et des précautions à
prendre.
Afficher le règlement intérieur
des « zones contrôlées », le
nom et les coordonnées du
médecin du travail et de la personne compétente en radioprotection ;
MESURES TECHNIQUES
Délimiter les zones contrôlées
à l'aide de « trèfles » de couleurs appropriées.
Signaler l'existence des
sources radioactives.
Mettre en œuvre les moyens
techniques de protection.
Faire procéder aux contrôles
réglementaires
MESURES MEDICALES
~ Mettre en place la surveillance du personnel
exposé.
Financer les examens de
contrôle demandés par les
médecins du travail.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
19
-RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
m La personne
compétente en
radioprotection (PCR)
"Dans tout établissement, la
manipulation et l'utilisation
de sources radioactives ou de
générateurs électriques de
rayonnements ionisants doivent toujours s'effectuer sous
la surveillance d'une PCR..."
(Art. 17 du décret 861103).
Doit-il y avoir une PCR
dans chaque établissement ?
Oui, sa désignation est obligatoire dans tout établissement concerné par ce
décret, qu'il soit petit ou
grand, public ou privé.
De plus, le nom et les coordonnées de la PCR doivent
être portés à la connaissance
des agents susceptibles
d'être exposés.
Qui désigne la PCR ?
Il revient à l'employeur de
désigner au moins une PCR
dans son établissement.
Qui peut être PCR ?
Toute personne désignée par
l'employeur après avoir suivi
avec succès une formation
agréée par les ministères.
Quel est le rôle de la PCR ?
(extraits)
Sous l'autorité de l'employeur et en liaison avec le
CHSCT, la PCR :
• procède aux analyses nécessaires à l'opramisation de la
radioprotection du personnel ;
© veille au respect des mesures
de protection et, à cette fin, réalise les contrôles d'ambiance et,
sous réserve, certains contrôles
des installations ;
® recense les situations dangereuses et élabore un plan d'intervention en cas d'accident ;
• participe à la formation
du personnel ;
• rédige les fiches relatives
aux conditions de travail des
agents exposés, fiches qui
sont annexées au dossier
médical des agents exposés.
Ce que n'est pas la PCR :
• La PCR n'est pas la responsable de la radioprotection de l'établissement ;
• Elle n'est pas la délégataire de la radioprotection.
Elle est cependant le personnage clef dans l'organisation de la radioprotection
d'un établissement...
M Rôle du médecin
du travail (extraits)
Le médecin du travail :
procède à l'examen médical des agents de catégorie A
au moins une fois par
semestre ;
• établit une fiche d'aptitude
attestant l'absence de contreindication au poste de travail
en zone contrôlée ;
• rédige et conserve le dossier médical spécial contenant en particulier la fiche
d'exposition et les résultats
d'examen de chaque agent
de catégorie A ;
• informe les femmes enceintes
des risques relatifs à l'exposition de l'embryon et du fœtus.
m Rôle du Comité
d'Hygiène, de Sécurité
et des Conditions
de Travail (extraits)
La mission générale du
CHSCT est de :
• contribuer à la protection de
la santé et de la sécurité des
personnels, et à l'amélioration
des conditions de travail ;
• veiller à l'observation des
prescriptions réglementaires
en matière de radioprotection.
Il est, en particulier, informé
en cas de dépassement de
dose et donne son avis
quant au plan de formation
à la radioprotection.
■ Quelle est
l'autorité nationale
compétente ?
L'autorité compétente chargée de contrôler le respect
des mesures réglementaires
est l'OPRI. Il est chargé des
missions d'expertise et de
surveillance propres à assurer la protection de la population et des travailleurs
contre les rayonnements
ionisants. Il assure l'exploitation et la conservation des
résultats dosimétriques des
travailleurs.
Il vérifie, ou peut faire vérifier
par un organisme agréé, l'existence et l'efficacité des moyens
de radioprotection utilisés.
En cas d'accident, c'est lui
qui propose les mesures à
prendre sur le plan médical
et sanitaire.
III. POUR EN
SAVOIR PLUS:
La principale source d'information en matière de
réglementation de la radioprotection est le Journal
Officiel, 26 rue Desaix,
75727 Paris Cedex 15
Il édite en particulier une
brochure qui regroupe de
nombreux textes relatifs à la
radioprotection, la brochure
n° 1420 (660 pages).
Il est possible également
d'obtenir des informations
auprès de la PCR de l'établissement, d'un organisme
agréé par l'OPRI et de l'OPRI
lui-même.
■ Quels sont
les principaux textes
réglementaires ?
• Directive européenne du
15 Juillet 1980 modifiée,
fixant les normes de base de
radioprotection.
• Directive européenne du
13 Mai 1996, fixant les nouvelles normes de base et la
directive du 30 Juin 1997,
relative à la protection sanitaire des personnes contre
les dangers des rayonnements ionisants transposées
dans le droit français au plus
tard le 13 Mai 2000.
• Décret du 2 Octobre 1986,
relatif à la protection des travailleurs (hors installations
nucléaires).
Décret du 18 Avril 1988,
relatif aux principes généraux de radioprotection.
Arrêté du 23 Avril 1969,
relatif à l'agrément des appareils et installations utilisant
les rayonnements ionisants à
des fins médicales.
. Arrêté du 1er juin 1990,
fixant les méthodes de
contrôle des installations.
• Arrêté du 2 Octobre 1990,
fixant la périodicité des
contrôles des installations.
• Arrêté du 3 Août 1995,
désignant les organismes
habilités à effectuer certains contrôles des installations.
• Avis aux utilisateurs de
sources radioactives non scellées Q.O. du 6 Juin 1970).
Exposition professionnelle de la femme enceinte
« ... Dès qu'une grossesse a été
déclarée au médecin du travail,
des dispositions doivent être prises
pour que l'exposition abdominale
de la femme enceinte soit aussi
réduite que possible et qu'en
aucun cas elle ne dépasse 10 mSv
sur 9 mois... » (décret 86-1103 du
2 Octobre 1986).
20
«... Si les résultats de la dosimétrie de
l'intéressée montrent, sur un laps de
temps suffisant, une exposition régulièrement inférieure aux limites réglementaires, il n'y a pas d'obligation à
un changement d'affectation. Il
importe cependant d'exdure toute
opération comportant un risque
appréciable telle que, notamment,
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
les radios au lit ou en salle d'opération,
ou le travail en laboratoire chaud. Les
propositions de changement d'affectation restent à l'entière appréciation du
médecin du travail.
En ce qui concerne les femmes qui
allaitent, il faut rappeler qu'elles ne
doivent en aucun cas être maintenues à des postes de travail expo-
sant à un risque d'incorporation de
radionudéides... » (arrêté du 28 Août
1991, J.O. du 2 Octobre 1991).
Les futures limites d'exposition
(1 mSv maximum pour le fœtus)
modifieront profondément, dès Mai
2000, les mesures de protection à
prendre lors des expositions professionnelles de la femme enceinte.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
7. Les installations classées
pour la protection de
Patrice FRABOULET
Franck MAUSOLEO
l'environnement
/. Qu'est-ce qu'une
Installation Classée
pour bi Protection de
^Environnement (ICPE) ?
Une ICPE est, de manière générale, une installation publique
ou privée susceptible de présenter des dangers ou des
inconvénients pour la santé, la
sécurité, la salubrité soit pour
l'agriculture, soit pour la protection de la nature ou de l'environnement, soit pour la
conservation des sites et des
monuments.
Dans ce cadre, certaines installations utilisant des rayonnements ionisants sont des
ICPE.
2. Rayonnements
ionisants et ICPE
Les services de médecine
nucléaire, de radiothérapie
ou de recherche (irradiateur)
peuvent être concernés par
cette réglementation si les
activités stockées et/ou
manipulées dépassent les
seuils du tableau ci-dessus.
Ces installations font alors
l'objet :
• soit d'une déclaration (D)
préalable à la préfecture si
l'impact sur l'environnement
et le public est réduit ;
® soit d'un anêté préfectoral
d'autorisation d'exploitation
délivré sur dossier et après
enquête publique si l'impact est
plus conséquent. Cette procédure d'autorisation (A) est très
lourde : étude de danger, étude
d'impact, conformité aux
normes, avis du CHSCT. Elle fait
l'objet d'une publication consultable par la population voisine
de l'installation dans le but de
l'informer largement des risques
éventuellement générés.
3 Qui contrôle les ICPE ?
Le contrôle des ICPE est assuré
par les Directions Régionales de
l'Industrie, de la Recherche et de
l'Environnement (DRIRE).
NJB, : Les déclarations réalisées
pour l'OPRI, la ( IREA, ou
autre... ne se substituent en
aucun cas au régime des ICPE.
Il en est de même des contrôles
réalisés par l'OPRJ, un organisme agréé ou la PCR.
4. Radiologie et ICPE
A côté des services utilisant les
radio-nucléïdes, les services de
radiologie sont concernés par
cette réglementation à travers
les rejets chimiques des
machines à développer dans
les limites suivantes :
5 000 m2 annuels traités :
régime de déclaration ;
50 000 m2 annuels traités :
régime d'autorisation.
5. Quels sont les principaux textes réglementaires relatifs aux ICPE ?
• Le décret du 20 Mai 1953
modifié (J.O. du 15 Mars
1996), relatif à la nomenclature desICPE ;
• La loi n° 76-663 du
19 Juillet 1976 (J.O. du
20 Juillet 1976), définissant
les dispositions et les sanctions relatives aux ICPE ;
• Le décret 77-1133 du
21 Septembre 1977 (J.O. du
8 Octobre 1977), relatif à l'application de la loi de 1976.
Pour en savoir plus :
S'adresser aux préfectures.
Classification des installations pour la protection de l'environnement
Rubrique
Radionucléides
de forte radiotoxicité
(groupe 2)
Radionucléides
de radiotoxicité
modérée
(groupe 3)
Radionucléides
de faible radiotoxicité
(groupe 4)
Seuil D
Seuil A
Seuil D
Seuil A
Seuil D
Seuil A
1710. Utilisation de SNS
ou SS non conformes
aux normes + préparation,
transformation...
37 MBq
3700 MBq
37 MBq
3700 MBq
370 MBq
37 GBq
1711. Dépôt/
stockage autres
que 1920
370 MBq
37 GBq
370 MBq
37 GBq
3700 MBq
370 GBq
1720. Dépôt/
stockage de SS
conformes aux
normes
3700 MBq
3700 GBq
3700 MBq
3700 GBq
37 GBq
37000 GBq
3700 MBq
3700 GBq
3700 MBq
3700 GBq
37 GBq
37000 GBq
1721. Equipements
mobiles contenant
des SS conformes
aux normes
Seuil D = seuil de déclaration
SS = sources scellées
Seuil A = seuil d'autorisation
SNS = sources non scellées
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
21
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
8. Contrôles réglementaires
de radioprotection
Médecine Nucléaire - Radiothérapie
Radiologie
I. QUELS SONT
LES OPÉRATEURS
DES CONTRÔLES
La sécurité des installations
mettant en œuvre des sources
de rayonnements ionisants
doit être évaluée périodiquement pour en vérifier son
niveau et si besoin le renforcer. C'est le but des contrôles
de radioprotection qui sont à
effectuer dans toutes les installations, y compris celles à
des fins médicales. Compte
tenu des dispositions réglementaires en vigueur, précisées
notamment
dans
le décret n° 86-1103 du
2 Octobre 1986, ces contrôles
peuvent être potentiellement
effectués dans le domaine
médical par :
: L'Office de Protection
contre les Rayonnements
Ionisants (OPRI) ;
• Les organismes habilités,
désignés par l'OPRI, figurant
sur une liste arrêtée par les
Ministres chargés de la
Santé, du Travail et de
l'Agriculture, le champ d'action de ces organismes étant
actuellement
limité
au
contrôle des seules installations de radiologie médicale
et dentaire ;
• La personne compétente
en radioprotection, désignée
et mandatée par le chef
d'établissement, qui pour
certains contrôles doit être
autorisée au préalable par
l'Inspecteur du travail.
Le tableau de la page 23 précise les différents opérateurs
susceptibles d'intervenir,
compte tenu de la nature des
sources, des installations et
du type de contrôle à effectuer.
H. PRLNCLPES
ET MÉTHODES
DE CONTRÔLES
Compte tenu des spécificités
des installations médicales et
des procédures applicables
aux contrôles de radioprotection définies dans l'arrêté du
1er juin 1990, les vérifications
à effectuer dans les unités de
radiologie, radiothérapie et de
médecine nucléaire doivent
principalement porter sur :
■ Les conditions d'aménagement avec l'examen du
respect des normes et règles
applicables à chaque type
d'installation (surface des
locaux, nature et épaisseur
des parois, distribution des
pièces, types des revêtements des sols et des murs,
ventilation...).
Jean-Pierre VIDAL
scintillateur pour la mesure
de rayonnements gamma, X
ou neutrons et détecteurs de
contamination surfacique).
■ Le contrôle de l'exposition externe et/ou interne du
personnel de catégorie A utilisant les sources de rayonnements (dosimétrie
photographique individuelle,
analyse radiotoxicologique,
anthropogammamétrie) et un
suivi médical approprié.
■ Les modalités de gestion
des sources radioactives et des
■ La conformité des appareils émetteurs de rayonne-
■ La mesure du champ de
rayonnement autour des installations de radiologie et de
radiothérapie et la recherche
de contamination radioactive
dans le cas de la mise en
œuvre de radioéléments artificiels en sources non scellées (médecine nucléaire ou
recherche biomédicale). Ces
opérations nécessitent l'emploi de matériels portatifs de
radioprotection spécialisés
(radiamètres de type
chambre d'ionisation ou
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
■ L'existence et la mise en
œuvre de consignes de sécurité propres à assurer une
radioprotection permanente
des utilisateurs de l'installation.
■ La présence effective et
fonctionnelle des équipements de sécurité et de protection adaptés à chaque
installation
(signalisation
lumineuse et/ou sonore,
balisage des zones surveillées et contrôlées, arrêts
d'urgence, sécurité de porte,
enceintes de manipulation et
de stockage de sources
radioactives, matériels portatifs
de
radioprotection,
tabliers, gants plombés, etc.).
Cubitus, scanner 3D.
22
déchets radioactifs, (curiethérapie, médecine nucléaire et
recherche biomédicale).
-RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
NATURE DES
NATURE DES
SOURCES
EMETTRICES
CONTROLES
INSTALLATIONS
Avant mise en service
SOURCES SCELLEES
Radiodiagnostic
OPRI
ou organisme habilité
Radiothérapie
OPRI
Radiodiagnostic
OPRI, organisme habilité
ou personne compétente
en radioprotection*
Radiothérapie
OPRI et/ou personne
compétente en
radioprotection*
Radiodiagnostic
(y compris camions
de radiologie)
OPRI, organisme habilité
ou personne compétente
en radioprotection*
Radiothérapie
Personne compétente en
radioprotection* et/ou OPRI
Radiodiagnostic
OPRI ou organisme
habilité
Radiothérapie
OPRI
Radiodiagnostic
OPRI et/ou organisme
habilité
Radiothérapie
OPRI
Après modification
ET GENERATEURS
Périodique
ELECTRIQUES
Après dépassement
des limites réglementaires
d'exposition
Sur mise en demeure
DE RAYONNEMENTS
SOURCES NON
Contrôles d'ambiance en zone surveillée
OPRI et/ou organisme
habilité ou personne
compétente
Contrôles d'étanchéité des sources scellées
OPRI et/ou personne
compétente
Contrôle avant mise en service
OPRI
Contrôles réguliers des installations et locaux ;
contrôles de contamination
OPRI et/ou personne
compétente
Contrôles des moyens d'évacuation des effluents
et des déchets
OPRI et/ou personne
compétente*
Contrôle après dépassement des limites réglementaires
d'exposition
OPRI
Contrôle d'ambiance des zones surveillées
OPRI et/ou personne
compétente
en radioprotection
Contrôle terminal
OPRI
Contrôle sur mise en demeure
OPRI
Mise en demeure L 231-5 du Code du Travail
OPRI ou organisme désigné
SCELLEES
TOUTES SOURCES
OPERATEURS
SUSCEPTIBLES
D'EFFECTUER LES
CONTROLES
* Après autorisation de l'inspection du travail.
ments ionisants aux règles
en vigueur (marquage CE,
autorisation
de
type,
homologation...) et l'existence d'une maintenance
appropriée permettant
d'assurer le maintien de
leurs caractéristiques et de
leurs performances initiales au cours du temps.
En matière de fréquence des
contrôles, celle-ci est précisée
dans l'arrêté du 2 Octobre
1990, qui fixe notamment
pour les installations de radio-
logie médicale et dentaire la
périodicité suivante :
• 3 ans si le générateur a
moins de 10 ans ;
• 2 ans s'il a plus de 10 ans.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
23
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
9. Contrôles de qualité des
appareillages et radioprotection
en imagerie par rayons X José MUSNIER
Le contrôle de qualité, qu'est-ce que c'est ?
C'est un ensemble de procédures (méthodes et moyens) permettant
de maintenir dans le temps un matériel, une technique, un ensemble
de matériels et de techniques à un niveau acceptable de performances.
Le contrôle de qualité s'intègre dans le processus « d'assurance qualité ».
L'assurance qualité :
C'est un ensemble coordonné de procédures formelles permettant
d'améliorer au niveau des diagnostics, du dépistage, des soins les
qualités des prestations fournies par :
■ Une unité fonctionnelle ;
■ Un service ;
■ Une fédération de services ;
■ Un établissement de soins.
I. OBJECTIF DU
CONTRÔLE DE
QUALITÉ :
RÈGLES DES 3 D
■ La compétence (culture
médicale et technique) de
celui qui analyse l'image en
fonction du contexte clinique.
Doses réduites, diagnostic
amélioré, dépenses limitées.
3- Dépenses limitées
1. Doses réduites
Pour obtenir un examen de
qualité diagnostique, il est
nécessaire d'utiliser une
dose minimale. Cette dose
varie
en
fonction
du
contexte :
■ Clinique
âge, action
vitale, taille/poids, organes
explorés ;
■ Technique : performances
des matériels et compétences disponibles ;
■ Socio-économique :
Toute dose supérieure à la
dose nécessaire au diagnostic
est une dose inutile et nuisible. Elle entraîne un détriment individuel et collectif.
2. Diagnostic amélioré
La pertinence diagnostique
d'une image radiologique
dépend de :
■ L'adéquation de la technique au problème posé ;
24
Par la diminution :
■ Des films rejetés ;
■ Des images en surnombre ;
■ Des examens refaits ou
non indispensables.
H. UN EXEMPLE
DE CE QU'IL FAUT
FALRE :
le contrôle de
qualité dans le
cadre du dépistage
du cancer du sein
Problème posé
et risque :
■ Faire le diagnostic d'une
lésion précancéreuse ou
cancéreuse avant sa traduction clinique pour obtenir le
meilleur pronostic, la guérison.
■ Limiter l'irradiation de la
glande mammaire. Cette irradiation entraîne une probabilité de déclencher un
processus initiateur pouvant
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
conduire à un cancer. Ce
risque est un risque stochastique "aléatoire".
Cependant la fréquence
d'apparition d'un cancer
radio-induit augmente avec
la dose reçue.
Pour limiter ce risque, dans
le cadre du dépistage systématique "donc hors contexte
clinique", il faut réduire l'irradiation autant qu'il est raisonnablement possible tout
en restant efficace dans le
processus de détection.
Pour cela le protocole comprend :
Une seule incidence
englobant la totalité de la
glande mammaire et le prolongement axillaire est réalisé par sein. Une lecture
"en aveugle" est réalisée par
deux radiologues qualifiés.
• Un contrôle de qualité est
obligatoire pour valider
l'ensemble de la structure de
dépistage.
Ce contrôle de qualité
comporte une analyse de
chaque élément constituant la chaîne d'imagerie, de la production des
photons X aux conditions
de lecture de l'image.
Exemple : Analyse de la
qualité globale de l'image
mammographique à l'aide
du fantôme MI M100
Objectif : Contrôler l'aptitude de la chaîne d'imagerie
à visualiser des structures
similaires à celles trouvées
cliniquement "structures à
haut et surtout à bas
contraste et de faibles
dimensions".
Ce test mesure la performance de toute la chaîne
d'imagerie. Le score est calculé en fonction des structures visualisées sur la
radiographie par rapport à
une grille d'évaluation. Il
permet de quantifier la qualité de l'image obtenue.
Le score doit être supérieur à 20 pour une dose
inférieure à 10 mGy.
Résultat
O
m. UN EXEMPLE
DE CE QU'IL
FAUDRAIT FAIRE :
le contrôle de
qualité des
détecteurs et plus
particulièrement
des amplificateurs
de luminance
numérique (ADL)
1. La résolution
spatiale du détecteur
■ Objectif : mesurer la définition obtenue avec les dif-
-RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
férents champs de l'ADL
dans des conditions proches
de l'utilisation quotidienne.
■ Moyens : mire de Funck,
matériau absorbant et diffusant (ex : crâne fantôme).
■ Résultats -. la résolution
spatiale est directement lue
par le nombre de paires de
lignes discernables séparément sur l'écran de visualisation puis comparées à celles
lues sur le film. L'image de
l'ADL 1 présente une résolution spatiale supérieure à
l'ADL 2. Les lésions de
petites dimensions risquent
de ne pas être perceptibles
avec l'ADL 2.
Lorsque la perte de sensibilité atteint 50 %, la dose délivrée est multipliée par 2.
Est-ce acceptable ?
IV. LE CONTRÔLE
DE QUALITÉ DOLT
S'INTÉRESSER À
LA PROTECTION
DES PATLENTS
MAIS AUSSI DES
OPÉRATEURS
70 cm tubë RX
2. La sensibilité
du détecteur
■ Objectif: mesurer la perte
de sensibilité de l'ADL et
programmer son changement dès que sa sensibilité
aura diminué de moitié.
En radiologie vasculaire diagnostique et interventionnelle, la protection avec les
bas volets plombés et la vitre
au plomb assure un net gain
de dose.
Mesure de l'efficacité de la vitre
et des bas-wlets plombés
Hauteur par
rapport au
sol (cm)
■ Moyens : matériau absorbant homogène. Conditions
géométriques, filtration, kV
et champ constants. Relever
le nombre de mAs nécessaire à l'exposition.
Variation relative de la sensibilité de l'ADL
100 200 300 400 S00 600 700 SOO EDO
D' faOy.rr')
■ Résultats : dès que la
perte de sensibilité atteint
20 %, demander une correction au SAV par ouverture de
l'iris et/ou changement du
tube analyseur.
Réduction d'un facteur :
■ 18 au niveau des fémurs
et du bassin ;
■ 10 à hauteur au niveau
abdomino-thoracique ;
■ 16 au niveau thyroïde et
cristallin.
Associés à la chasuble plombée et au cache thyroïde, le
gain en dose atteint un facteur 70 à 100.
Coût : 25 KF à 50 KF. Le rap-
port KF/Homme.Sievert permet d'imposer ce matériel aux
décideurs et aux opérateurs.
V. LE CONTRÔLE
DE QUALITÉ,
COMMENT ?
Le contrôle de qualité comporte
deux types de procédures :
■ Les procédures non invasives : elles permettent de
quantifier les dysfonctionnements en utilisant des
moyens extérieurs au matériel testé. Ces procédures ne
portent pas atteinte à l'intégrité du matériel.
■ Les procédures invasives :
elles nécessitent la réalisation de
mesures à l'aide d'instruments
branchés directement au niveau
des sous-ensembles du matériel
radiologique. Il y a rupture de
l'intégrité du matériel.
Toutes les procédures nécessitent un minimum de matériel et de temps. Plus les
tests sont complexes plus ils
demandent des compétences en métrologie.
VI. LE CONTRÔLE
DE QUALITÉ,
PAR QUI ?
Le contrôle de qualité est
l'affaire de tous en fonction
du niveau de compétence et
de responsabilité.
Manipulateurs et cadres
manipulateurs pour les procédures journalières et non
invasives.
Techniciens et ingénieurs
biomédicaux pour les procédures invasives.
Vérification des procédures
par des organismes agréés
indépendants des constructeurs et des utilisateurs, pour
la conformité des installations (ex : dépistage du cancer du sein).
De par la réglementation en
vigueur, les personnes compétentes en radioprotection
doivent être associées aux
contrôles et aux décisions
de conformité des installations.
VII. LE CONTRÔLE
DE QUALITÉ,
QUAND ?
La fréquence des contrôles
doit être adaptée à la vitesse
des processus de dérive, de
dégradation de la qualité de
l'image et de l'augmentation
des doses délivrées.
Par exemple, les tests sensitométriques doivent être quotidiens, en revanche la mesure
de la linéarité et de la réciprocité des posemètres sera
trimestrielle ou semestrielle.
Pour que les contrôles aient
lieu, la programmation calendaire est indispensable !
Conclusion
L'analyse et le suivi des performances des matériels
radiologiques sont essentiels
pour assurer :
■ la validité et la fiabilité
des images obtenues ;
■ la protection des patients ;
■ la protection des personnels.
Les procédures mises en
oeuvre dans un service ne
pourront être efficaces que
si le personnel :
t maîtrise l'utilisation des
matériels radiologiques ;
comprend le fonctionnement de ces matériels ;
comprend le retentissement
sur ce fonctionnement des
interactions entre les différentes parties fonctionnelles.
A partir de là, le succès d'un
programme de contrôle de
qualité réside dans la simplicité, l'efficacité et la rapidité
des tests mis en œuvre.
La
directive
Européenne
97/43/Euratom du 30 Juin 1997,
relative à la protection sanitaire
des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants
lors d'expositions à des fins
médicales, demande aux Etats
membres de la CE, artides 4,6,9,
de veiller à la mise en place de
programmes d'assurance qualité,
de contrôle qualité et d'évaluation des doses adrninistrées.
Cette directive doit être traduite en droit National pour
le 13 Mai 2000.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
25
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
10. Le système
national de
matériovigilance
L
a matériovigilance a
pour objet la surveillance des incidents
ou des risques d'incidents
résultant de l'utilisation des
dispositifs médicaux.
Elle comporte donc :
• Le signalement des incidents ou des risques d'incidents ;
• L'enregistrement, l'évaluation et l'exploitation des
informations signalées, dans
un but de prévention ;
• La réalisation de tous travaux ou études concernant
la sécurité d'utilisation de
dispositifs médicaux ;
• La réalisation et le suivi des
actions conectives décidées.
La matériovigilance a été instaurée par la loi n° 94-43 du
18 Décembre 1994, relative à
la santé publique et à la protection sociale, modifiée par
la loi n° 95-116 du 4 Février
1995, portant diverses dispositions d'ordre social. Des
décrets complètent ce dispositif législatif.
Ces différents textes transposent en droit français les
directives de la commission
des communautés européennes 90/385/CEE du 20
Juin 1990 et 93/42/CEE du
14 Juin 1993.
Ainsi tout incident ou risque
d'incident, dès lors qu'il est
associé à l'utilisation d'un
dispositif
médical
doit
conduire à s'interroger sur la
nécessité de le signaler à
l'autorité compétente.
On entend par dispositif
26
médical tout instrument,
appareil ou équipement, y
compris les accessoires et les
logiciels intervenant dans
son fonctionnement, destinés par le fabricant à être
utilisés chez l'homme à des
fins médicales.
La matériovigilance s'exerce
sur les dispositifs médicaux
après leur mise sur le marché.
On doit déclarer obligatoirement et sans délai les
incidents ou risques d'incidents ayant entraîné ou susceptibles d'entraîner la mort
ou la dégradation grave de
l'état de santé d'un patient,
d'un utilisateur ou d'un tiers.
On peut déclarer d'une
manière facultative :
• les réactions nocives et
non voulues résultant d'un
dispositif médical conformément à sa destination ;
• les réactions nocives et
non voulues résultant d'un
dispositif médical ne respectant pas les instructions du
fabricant ;
• tous les dysfonctionnements ou toutes les altérations des caractéristiques ou
des performances d'un dispositif médical ;
• toutes les indications erronées, omissions et insuffisances
dans la notice d'instruction, le
mode d'emploi ou le manuel
de maintenance.
Dr Gilbert HERBELET
tant en cause un dispositif
médical doit le déclarer :
auprès du correspondant
local de matériovigilance
désigné à cet effet dans un
établissement de santé et qui
transmet les signalements à
l'autorité administrative ;
• directement auprès de
l'autorité administrative de la
santé dans les autres cas
(cabinet libéral).
L'autorité
administrative
compétente en matière de
matériovigilance
est
le
Ministre de la Santé, et par
délégation, le directeur des
hôpitaux, bureau des dispositifs
médicaux
(EM1),
8 avenue de Ségur, 75350
Paris SP. Des fiches de signa-
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
En 1997, 3080 incidents et
risques d'incidents ont été
signalés, soit 10 fois plus qu'en
1995. La sous-commission s'occupant de l'imagerie et de la
radiothérapie a été concernée
par 8,8 % de ces signalements.
Le manipulateur en électroradiologie, du fait de sa
présence auprès des différents appareils a un rôle
évident à jouer dans ce
cadre. Il contribuera ainsi à
une politique de contrôle
de qualité nécessaire dans
ce domaine.
Ministère chargé de la Santé
myti cttte flcno il :
MATÉRIOVIGILANCE
SIGNALEMENT D'UN
Jéticapla ; 01 *0 S
□ INCIDENT
O RISQUE D'INCIDENT
Oalfl cTanvot du slgnalamanL
Wgttaton.pnf par ENVOI POSTAL AVEC AJtJ
L'émetteur du signalement
Le dispositif médical Impliqué (D M)
Nom. prénom
Nature Ou DM
niiÉW
Itodèlo/typs/réUnmca
Adresse pmlnikinrMNa
N-daiéneoudalat
| Vantai loofclefta
Nom du ioumlinnir
NomduttMBIM
SI DM âUrttt : Data d* ijériUuDon
Téléphona
| Télécopia
j Data da péremption
S tccmeln. eeetemmal» ou m>M)e»oMBfMaoe(é;
DésJsnotkxi
• dîme utodtvkxi oMlntmant des dbpouttt* médicaux a dcmidio.
- ffurtlflMcim.
r*rr,«ll.Urdu.lDrUnamtnl«WII.
[-guTÏ"! 'hte."."!
l
NmduUfeM
ModHi
L'incident
Couéqui ncol ctntqueo
Survenue de l'Incident
Uni
&
Toute personne, fabricant,
utilisateur ou tiers faisant la
constatation
ou
ayant
connaissance d'incidents ou
de risques d'incidents met-
lement d'incident rédigées
par le Ministère permettent
une déclaration standardisée.
UBEUTDI consorvatolros prrirji
(la cas àchianl)
■ RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
11. Exemples
d'exposition
du personnel
Dr Gilbert HERBELET
E
n milieu médical, l'importance de l'exposition du personnel
dépend non seulement de la
nature des sources utilisées,
mais surtout de la manière
dont elles sont utilisées.
Pour certaines pratiques, la
dose de rayonnement reçue
par les manipulateurs et les
médecins pourra varier d'une
manière considérable selon
les réflexes de radioprotection que ceux-ci auront su ou
non développer.
Nous envisagerons les cas
les plus fréquents rencontrés
en pratique quotidienne.
I. LA RADIOLOGIE
Radiologie
conventionnelle
Pour de nombreux examens, le personnel reste
derrière un paravent
plombé lors de l'émission
des rayonnements. Si, avec
un radiamètre, des débits de
dose de quelques dizaines
de micrograys par heure au
maximum peuvent être
mesurés, dus à des rayonnements de diffusion multiple à ces postes de travail,
la dose effectivement reçue
par les travailleurs reste tout
à fait négligeable compte
tenu de la durée brève des
expositions.
Radiographies au lit
du patient
Les radiographies pratiquées en dehors du service
de radiologie, au lit du
La radiologie
interventionnelle le bloc opératoire
Maxillaire inférieur. Scanner 3D.
patient, doivent garder un
caractère exceptionnel et
n'être justifiées que par
l'état du malade. Les conditions de réalisation sont en
effet moins satisfaisantes
que sur les installations à
poste fixe d'un service de
radiologie. Il s'agit pour
l'essentiel de radiographies
pulmonaires.
Les mesures du champ de
rayonnement effectuées sur
ce type d'installation permettent d'évaluer les doses
reçues par le technicien
pour chaque cliché réalisé.
Ces valeurs dépendent bien
sûr de la corpulence du
patient qui diffuse les
rayons, ainsi que des caractéristiques de l'appareil.
Il apparaît de manière certaine que l'éloignement et
le port du tablier plombé
sont des facteurs efficaces
de radioprotection. Ces
valeurs expliquent également que le résultat de la
dosimétrie soit toujours
inférieur au niveau d'enregistrement (0.2 mSv) pour
les manipulateurs effectuant de tels actes.
Position du manipulateur
par rapport au patient
Dose
par cliché uGy
A 2 m du patient
0.07
A 3 m du patient
0.025
A 3 m du patient (protégé par
un tablier plombé : 0.5 mm Pb)
0.00055
Le développement de la
radiologie interventionnelle, l'utilisation plus fréquente des appareils de
radiologie au bloc opératoire peuvent en revanche
contribuer à une exposition
notable du personnel d'autant qu'il s'agit d'actes
requérant souvent un temps
de scopie très long et/ou de
nombreux clichés.
Ce sont bien sûr les radiologues et les chirurgiens qui
sont les plus concernés du
fait de leur position proche
du patient et du tube à
rayons X. Ils sont soumis
non seulement au rayonnement diffusé par le patient,
mais également, incidemment, au rayonnement primaire. De très nombreuses
études ont été effectuées
pour évaluer cette exposition au cours de différents
types d'interventions.
L'exposition des mains, des
yeux, de la thyroïde a été
particulièrement étudiée.
Il s'agit en effet des parties
du corps qui risquent d'être
le plus exposées. A titre
d'exemple, le tableau cicontre indique les doses
reçues par différents médecins lors de leurs activités
habituelles.
Pour un type d'intervention
donné, les doses dépendent
de l'installation utilisée et
surtout de la pratique des
opérateurs. Il serait donc
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
27
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
Équivalents de dose en millisieverts (Source Opri)
Localisation
dosimètre
Radiologue
cardiovasculaire
Cardiologue
Neuroradiologue
Poitrine (sur tablier)
5.75
0.70
0.30
Poitrine (sous tablier)
0
0
0
Main gauche
9.75
2.00
0.30
Main droite
3.90
1.10
0.10
Genou gauche
10.5
2.45
0.15
Thyroïde
0.10
0.40
-
6 H 30
2 H 00
1 H 30
Temps d'exposition
inapproprié d'estimer l'exposition du personnel par
type d'intervention à partir
de ces études. Seule l'utilisation de moyens dosimétriques adaptés
permet une évaluation
réelle des doses reçues
par chaque intervenant.
L'utilisation de dosimètres à lecture directe
(dosimétrie opérationnelle) devrait permettre
en particulier une
meilleure sensibilisation
au risque radiologique.
Il importe par ailleurs, pour
ce type d'activité, de disposer d'une installation spécialement conçue à cet effet.
Le personnel devra également utiliser les moyens de
protection adaptés (tablier
plombé, protège thyroïde,
lunettes plombées).
Les manipulateurs sont en
général plus éloignés du
patient (source du rayonnement diffusé) que les radiologues et les chirurgiens, et
les doses reçues sont
moindres, ce qui ne dispense pas de l'utilisation
des moyens de protection.
Au bloc opératoire, ils peuvent être amenés à pratiquer des radiographies
avec, pour certaines, des
incidences
particulières
(faisceau primaire horizontal). Il leur appartient
d'avertir les autres personnes présentes, afin que
celles-ci s'éloignent autant
que faire se peut et ne res-
28
tent pas dans l'axe du faisceau (dose reçue par un
intervenant au bloc, se
trouvant dans l'axe du faisceau primaire lors de la
prise d'un cliché, au cours
d'une intervention sur la
hanche : 0.7 mSv).
H. LA MEDECINE
NUCLÉAIRE
Les radioéléments peuvent
être administrés aux patients
à des fins diagnostiques ou
thérapeutiques.
En diagnostic, les sources
doivent être préparées
manuellement dans le laboratoire chaud et administrées
aux patients qui, après un
délai d'attente variable selon
le type d'examen, subissent
leur examen scintigraphique
et peuvent quitter ensuite
le service de médecine
nucléaire.
En thérapie, l'administration
de sources actives entraîne
une hospitalisation dans des
chambres protégées lorsqu'il
s'agit d'une source importante (3.7 GBq d'iode 131
pour le traitement du cancer
thyroïdien). Si l'activité
administrée est plus faible
(< 740 MBq d'iode 131 pour
les pathologies bénignes de
la thyroïde), le patient peut
quitter le service.
Les risques d'exposition
concernant le personnel se
situent donc à chaque
étape : préparation et admi-
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
nistration
des
sources,
contact avec les patients lors
de leur examen ou au cours
de leur hospitalisation en cas
de radiothérapie métabolique. Au risque d'exposition
externe s'ajoutent des risques
de contamination externe
(présence de radioactivité
sur les téguments) et interne
(ingestion ou inhalation de
radioéléments).
Préparation
et administration
des sources
La préparation des sources
se fait essentiellement
dans des enceintes adaptées à la manipulation de
fortes activités. Si le corps
de l'opérateur est bien
protégé, les mains par
contre, risquent de subir
une exposition élevée particulièrement si les moyens
de protection tels que
pinces ou pots plombés
ne sont pas utilisés.
De même, lors des injections
intra veineuses de radiopharmaceutiques, l'utilisation de
protège seringues est une
nécessité. Ainsi on peut évaluer l'équivalente de dose
reçue au niveau de la main
d'un travailleur catégorie A
injectant diverses solutions
sans protège seringue.
SCINTIGRAPHIE OSSEUSE
-RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
Nombre
Dose reçue
d'injection
par injection
pour atteindre
mSv
la dose
maximale
admissible
500 mSv/an
Radioélément
Activité
MBq
Débit de dose
au contact
mSv/h
99 mTc
740
260
2.2
220
201 Tl
110
27
0.22
2 200
Les valeurs figurant dans le tableau ci-dessus supposent l'utilisation d'une seringue de 5 ml, le
volume de la solution étant de 2.5 ml et le temps d'injection de 30 secondes. Les doses reçues peuvent être bien plus importantes lorsque, pour une même activité, le volume de la solution est plus
faible et que le temps est plus long (d'après "Radionucléides et Radioprotection" - Centre d'études
de Saclay).
Les protège-seringues peuvent réduire l'exposition
d'un facteur 105 environ
selon leur nature et le radioélément manipulé.
La mesure des doses reçues
au bout des doigts par les
techniciens dans un service
de médecine nucléaire
à forte activité a montré
que l'exposition pouvait
atteindre 9-4 mSv en 15 jours
(Institut Gustave Roussy).
Une évaluation des doses
aux doigts s'avère donc
indispensable (bague à dosimètre thermoluminescent).
Dans ce domaine, l'efficacité
et la rapidité des gestes sont
fondamentaux pour la limitation des doses. Par ailleurs,
une diminution des doses
GEF - 63 y.
HR - 84 BPM
TES ■ 316 MS
Ct^Fr - 190 K
ED FR* ■ 1
ES FR* • 7
BKGD
- 3>
Ventricule-graphie isotopique
individuelles pouna être obtenue par une rotation fréquente des techniciens aux
différents postes du service de
médecine nucléaire, y compris à la préparation et l'injection des substances actives.
traceur demeure au niveau
vésical).
Le débit d'équivalent de
dose moyen autour d'un
sujet porteur d'une source
peut cependant être évalué
(Cf. tableau ci-dessous ;
d'après "la radioprotection
en milieu hospitalier").
Champ
de rayonnement
autour des patients
Le champ de rayonnement
autour d'un patient dépend
de la dose injectée, de la
morphologie du sujet, et parfois de son état pathologique
(ex. : existence d'un résidu
vésical important chez un
patient ayant bénéficié d'une
scintigraphie osseuse : le
être faite tous les 6 mois,
soit par analyse urinaire,
soit par anthropogammamétrie (mesure directe de
la radioactivité corporelle).
En particulier, du fait de sa
grande volatilité, l'iode 131
se retrouve fréquemment
chez les personnes manipulant cet isotope (activité
mesurée à l'OPRI chez un
manipulateur lors d'un
examen systématique :
2 200 Bq). Des traces de
contamination ont été également retrouvées avec
d'autres radioéléments :
201 TI, 67 Ga, etc. Cette
mesure ne permet pas de
déterminer la dose délivrée, à moins de connaître
précisément le délai écoulé
entre la contamination et la
mesure, ce qui est rarement le cas, sauf incident
connu.
3.7 GBq
d'iode 131
370 MBq de
Technétium
99 m
A 10 cm
20 mSv / h
0.6 mSv / h
A 50 cm
0.8 mSv / h
0.02 mSv / h
A1 m
0.2 mSv / h
0.006 mSv / h
A2 m
0.05 mSv / h
0.001 mSv / h
Ces valeurs vont évoluer au
cours du temps selon la
décroissance physique
du radioélément et son
élimination physiologique.
Ainsi, une infirmière demeurant à 50 cm pendant 5 mn
auprès d'un patient ayant
reçu 740 MBq de Te 99m
(scintigraphie osseuse) recevra une dose de 0.003 mSv.
Elle permet en revanche de
juger de l'efficacité des
moyens de protection mis
en œuvre. La découverte
d'une contamination interne
est le signe que les
méthodes de travail doivent
être revues.
Charge radioactive
du personnel travaillant avec des
sources non scellées
La radiothérapie
externe comprend essen-
L'évaluation de la présence
d'une charge radioactive
interne chez un technicien
travaillant dans un service
de médecine nucléaire doit
III. IA RADIOTHÉRAPIE
tiellement :
• les appareils de télégammathérapie ;
• les accélérateurs ;
• et d'une manière plus
accessoire, la radiothérapie
conventionnelle
et
de
contact.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
29
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
La présence de techniciens
dans les salles de traitement
des appareils de télégammathérapie et des accélérateurs est interdite pendant
l'irradiation d'un patient. La
protection assurée par les
parois du local de traitement est suffisante pour
que le personnel travaillant
au poste de contrôle ne
reçoive aucune exposition
significative.
Il convient toutefois de préciser la possibilité d'un
champ de rayonnement résiduel dans la salle de traitement des accélérateurs ;
dix secondes après la fin du
traitement, celui-ci ne doit
pas dépasser 0.2 mGy/h à
5 cm de l'appareil et
0.02 mGy/h à 1 m de la surface de l'appareil.
En ce qui concerne la télégammathérapie, il existe
toujours un risque que la
source reste bloquée en
position d'irradiation. Le
personnel devra alors évacuer le patient de la salle en
évitant le faisceau primaire.
La dose reçue lors de différents incidents de ce genre
répertoriés à l'OPRI est toujours restée très inférieure
aux limites réglementaires.
La curiethérapie permet de traiter les tumeurs
par la mise en place de
sources actives à leur
contact.
Les principales sources utilisées sont le Césium 137 et
l'Iridium 192.
Pour
la
curiethérapie
endocavitaire, des projecteurs de sources sont utilisés avec des sources
prêtes à l'emploi. Le personnel peut provoquer la
rentrée des sources en
position
de
stockage
lorsque des soins sont à
donner au patient. Les
risques d'exposition sont
donc nuls.
L'application manuelle des
30
Accélérateur de particules. L'appareil est situé à l'intérieur d'une salle protégée. Le patient est surveil.lé grâce à une caméra et
peut communiquer.
sources d'iridium nécessite
une manipulation particulière de ces sources : préparation, mesure, application
sur le patient. Ces opérations
nécessitent l'utilisation
d'écrans adaptés et de
pinces pour éloigner suffisamment la source des
doigts qui sont les parties les
plus exposées.
Le champ de rayonnement
est fonction des caractéristiques des sources utilisées
(nature, activité et géométrie).
A titre d'exemple, le champ
de rayonnement mesuré
autour de certaines sources
d'iridium utilisées est de
l'ordre de 2 mGy/h à 10 cm.
Les patients restent porteurs
de leurs sources radioactives
pendant tout le traitement.
En conséquence, le personnel soignant est soumis à
une exposition lorsqu'il s'en
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
approche. Pour un patient
porteur d'une charge de
370 MBq de 192 Ir le champ
de rayonnement autour de
celui-ci est de :
Distance au patient
Après chaque traitement, il
est indispensable de vérifier
que toutes les sources ont
bien été récupérées et correctement stockées.
Débit de dose
A 10 cm
5 mSv/h
A 50 cm
0.2 mSv/h
A1 m
0.05 mSv/h
A2 m
0.0125 mSv/h
D'après " la radioprotection en milieu hospitalier "
En milieu médical, certaines pratiques sont donc susceptibles d'entraîner une exposition très significative du
personnel. Il appartient à la personne compétente en
radioprotection de chaque hôpital de veiller à assurer :
une surveillance dosimétrique adaptée de l'ensemble du personnel concerné ;
une formation continue de tous les acteurs pour
que chacun acquière et conserve les réflexes adéquats de radioprotection.
■RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
12. Surveillance
dosimétrique
des travailleurs
I. VERIFICATION
DE L 'EXPOSITION
EXTERNE
Dosimétrie
réglementaire
La dosimétrie réglementaire en
France, aux termes de l'arrêté
du 19 avril 1968, doit être éffectuée au moyen de dosimètres
photographiques. Cet arrêté a
été abrogé et remplacé par l'arrêté 23 mars 1999.
■ Dans le domaine non
nucléaire, la surveillance
dosimétrique
individuelle
réglementaire est assurée
par POPRI (66 %), le LCIE
(21 %) et PHILIPS (13 %).
Type
d'activité
Médecine :
Radiologie
Radiothérapie
Médecine
nucléaire
Sources non
scellées
in vitro
Dentistes
Médecine
du travail et
médecine
sociale
Vétérinaires
Industrie
hors nucléaire
Recherche
Divers
Sous-total
Alain BIAU
■ Dans le domaine nucléaire
dans son ensemble (de la
fabrication des combustibles
au retraitement, en passant
par les centres nucléaires de
production d'électricité et la
recherche), le suivi dosimétrique est assuré par POPRI
(30 %), le LCIE (7 %), l'IPN
(7 %), l'IPSN (5 %), l'EDF
(31 %) et la COGEMA (16 %).
Le tableau ci-dessous rassemble
les données globales, centralisées à POPRI, provenant de
l'ensemble de ces laboratoires.
Ces statistiques portent sur
les doses annuelles enregistrées en 1997 pour la totalité
des travailleurs exposés aux
rayonnements ionisants en
France (statistiques portant
uniquement sur les résultats
relatifs aux dosimètres portés au niveau du thorax).
Cette statistique fait appa-
Exemples de
dosifilms exposés
Rayonnement X
Rayonnement
80 kV - 1 mSv
- Co 60 - 1 mSv
Nombre
de personnes
Total des
doses
annuelles
H.Sv
Doses
annuelles
supérieures
à 20 mSv
Doses
annuelles
supérieures
à 50 mSv
88 062
8 344
11.89
1.81
89
9
22
3
4 444
1.81
5
0
4 179
0.06
0
0
22 168
1.39
11
1
5 967
0.22
2
0
3 340
0.17
3
1
21 507
8 562
6 897
173 470
19.16
0.09
0.65
37.28
86
0
2
207
11
0
1
39
Rayonnement
- Ir 192
Radiographie d'un doigt
Nucléaire
58 258
84
90
4
TOTAL
231 728
121.28
297
43
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.RE. Septembre 1999.
31
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
raître 207 doses supérieures
à 20 mSv, soit plus que
dans le domaine nucléaire,
39 doses supérieures à la
limite réglementaire de 50
mSv sont enregistrées, alors
que dans le domaine
nucléaire seulement 4 ont
été enregistrées.
Dosimétrie
opérationnelle
Actuellement, cette dosimétrie n'est pas obligatoire. Cependant, des textes
réglementaires
associant
dosimétrie
passive
"en
temps différé" (dosifilm
essentiellement) et dosimétrie active "en temps réel" ou
opérationnelle avec intégration dans une base de données nationale gérée par
l'OPRI, ont été adoptés le
24/12/98 (décret et ses
arrêtés du 23 mars 1999).
Le dosimètre opérationnel
donne une indication "en
temps réel" de la dose reçue
par une personne. Il permet
de corriger, si nécessaire, le
protocole d'une intervention
afin de limiter et d'optimiser la
dose reçue par le personnel.
Les dosimètres opérationnels
les plus utilisés sont munis de
détecteurs constitués de diodes
au silicium et se présentent
sous la forme de boîtiers de
tailles variables comprises entre
la carte de crédit et le paquet de
cigarettes (voir ci-dessous).
Il apparaît que tous ces appareils possèdent des performances permettant d'effectuer
une dosimétrie opérationnelle
correcte pour des énergies
moyennes et élevées comprises entre 50 keV et 2 MeV.
Pour le domaine nucléaire, et
en particulier les centres de
production d'électricité, ces
dosimètres sont très bien
adaptés. En revanche, la
réponse est médiocre ou très
mauvaise
au-dessous
de
50keV, ce qui exclut totalement le radiodiagnostic classique dans le domaine
médical. Rappelons que les
appareils de radiodiagnostic
classiques fonctionnent sous
30 kV en mammographie,
50 kV en radiographie dentaire et entre 60 et 100 kV
dans les autres domaines, ce
qui correspond à des énergies
moyennes de 12 keV, 20 keV
et entre 24 et 40 keV.
H. VÉRIFICATION
DE L 'EXPOSITION
INTERNE
INDIVIDUELLE
Les photos ci-dessus sont extraites
de documents publicitaires des
Sociétés APVL (Siemens), MTE
(Rados), Eurisys Mesures, Saphymo
et Merlin Gerin Provence (MGPI).
32
La vérification de l'exposition interne des personnes
professionnellement exposées ou du public est effectuée au sein de la Direction
Médicale de l'OPRI ou dans
les laboratoires agréés (EDF,
CEA, COGEMA...) :
- soit par des mesures
directes sur les personnes
elles-mêmes, lorsque les
radioéléments en cause sont
émetteurs gamma : c'est
l'anthropogammamétrie.
-soit par des mesures indirectes sur les urines ou les
selles, lorsque les personnes
ne peuvent se déplacer jus-
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
Examen anthropogammamétrique
qu'aux laboratoires de l'OPRI
ou que les radioéléments en
cause ne sont que des émetteurs alpha ou bêta : c'est la
r adiotoxicologie.
24 heures. Ainsi, 24 721 analyses portant sur 9175
échantillons biologiques ont
été effectuées.
On peut distinguer :
Les mesures sont effectuées
dans le cadre d'une surveillance systématique périodique ou lors d'incidents.
. Les mesures d'activité sans
isolement radiochimique
dans le cas de la plupart des
radioéléments émetteurs
gamma.
Anthropogammamétrie
En 1997, 325 examens anthropogammamétriques ont été
pratiqués sur le site de l'OPRI
au Vésinet et 126 dans certaines installations nucléaires
grâce aux laboratoires mobiles.
te> Les mesures d'activité précédées d'un isolement radiochimique du radioélément
pour les émetteurs bêta et
alpha.
Résultats
La présence de traces de
contamination a été relevée
dans 14 % des cas. Les valeurs
maximales ont été de :
• pour le corps entier :
3.70 kBq en 99mTc
12.7 kBq en 201 TI
0.48 kBq en 131 I
• pour la thyroïde :
0.16 kBq en 125 I
0.28 kBq en 131 I
Radiotoxicologie
En 1997, l'OPRI a assuré la
surveillance de 5 117 personnes. Ces examens sont
pratiqués sur les urines de
En 1997, le pourcentage
de travailleurs présentant
au moins un résultat
(radiotoxicologique urinaire ou anthropogammamétrique) au-dessus de la
limite de détection était
respectivement de 2.4 %,
3 %, 1.4 % et 3,4 % pour
l'iode 125, le tritium, le
technétium 99m et le
soufre 35. Pour le phosphore 32, aucun résultat
supérieur à la limite de
détection n'a été retrouvé.
En revanche, 11 % des travailleurs manipulant l'iode
131 avaient au moins un
résultat
au-dessus
des
limites de détection.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
13. Radiologie et dose patient : exemples
de doses délivrées en France et en Europe
(radiologie et médecine nucléaire)
L
es doses délivrées
varient selon les techniques employées et
les organes examinés,
La dose efficace moyenne
due aux expositions médi-
Pr Michel
cales aux rayonnements
ionisants est de l'ordre de
1 mSv/an. Les valeurs ci-des-
BOURGUIGNON
sous représentent des ordres
de grandeur moyens.
EXAMENS RADIOLOGIQUES
Organe
examiné
Dose à la
peau
mGy
Dose efficace
mSv
(UNSCEAR)
Poumons face
0,2 - 0,5
0,015-0,15
Rachis cervical
2-3
-
Rachis lombaire
4 - 28
1.5
Crâne
3-6
0.15
UIV
40-60
3
Lavement baryté
80-90
4
-
6-8
Scanner cerveau
7 - 78
-
Scanner corps
28-60
4 - 10
Mammographie
7-25
0.5-1
150
29
-
0.015
Angiographie
Angioplastie
Dents
Bassin - scanner 3D.
EXAMENS SCINTIGRAPHIQUES
Organe
examiné
Dose à l'organe
Dose efficace
cible
mSv/GBq
mSv/GBq
Poumons
Poumons
72
Squelette
Os
63
8
Myocarde (TI201)
Reins
230
59
Thyroïde (Tc04)
Thyroïde
35
3
Cerveau (Tc99m)
Glandes
lacrymales
70
Reins
0.2
Reins (DMSA)
4
0.004
Scintigraphie myocardique (effort et récupération).
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
33
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
COMPARAISONS EUROPÉENNES
Les doses à la surface d'entrée pour un même examen varient d'un pays* à l'autre de façon considérable.
DOSES À IA SURFACE D'ENTRÉE EN m GY FOUR DES EXAMENS RADIOLOGIQUES STANDARDISÉS
(ÉTUDE EUROPÉENNE CEC, 1991).
m Gy
Poumon face
Fr
Gr
lr
B
Ge UK
Fi
N
D
a
Su NL
it
0.47 1.93 0.43 0.38 0.32 0.19 0.35 0.19 0.20 0.14 0.19 0.18 0.13 0.26
Rachis lombaire
38.5
Sein Proj. Lat
9.1
13.8
50.1
27.4 46.7 35.3
8.6
2.9
7.9
8.9
45.4 19.9 30.3 56.8 16.8 27.1
7.7
25.3
3.5
9.1
8.1
14.7
8.9
LA VARIABELITÉ DES DOSES À LA SURFACE D'ENTRÉE POUR UN MÊME EXAMEN EST IMPORTANTE :
• dans un même pays : exemple du cliché pulmonaire de face en France - dose en mGy
<0.1
1 %
■tKES
El
0.3
0.4
3%
3%
15%
36%
20%
0.8-
0.7
0.70.8
7%
10%
2%
0.9-1
11.1
1.1
1 %
1 %
1 %
11.1
>
1.1
<1 %
<1 %
>
• d'un pays à l'autre : exemple du cliché pulmonaire de face en Hollande - dose en mGy.
Comparer à l'exemple de la France (ci-dessus)
<0.1
40%
MM
0.20.3
50%
<1 %
0.1-
9%
<i %
0.6
0.7
0.70.8
<1 %
<1 %
<1 %
0.8-
KO
0.9-1
<i %
<1 %
EN CONCLUSION :
La variabilité importante des doses témoigne de pratiques différentes. Ces résultats invitent les personnels
médicaux à réaliser une analyse critique et discriminante de leurs pratiques afin d'optimiser la réalisation
des examens et diminuer les doses délivrées.
* Fr : France, Gr : Grèce, Ir : Irlande, B : Belgique, Ge : Allemagne, UK : Grande-Bretagne, Fi : Finlande, N : Norvège, D : Danemark, It : Italie,
E : Espagne, Su : Suède, NL : Hollande, P : Pologne.
34
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
14. Conduite à tenir
chez la femme
enceinte
Pr Madeleine LABRUNE
"Chaque époque vit avec ses épouvantes ; la terreur des rayonnements est une des manifestations de l'angoisse du siècle.
Elle revêt des formes diverses parmi lesquelles la crainte de malformations induites par une irradiation au cours de la grossesse est particulièrement répandue. On ne donnera pour exemple que les 100 000 avortements volontaires qui ont été
demandés et effectués dans la Communauté Européenne après l'explosion de Tchernobyl alors que rien ne les justifiait,
comme en témoignent la stabilité des fausses-couches spontanées et des malformations dans les territoires intéressés. C'est
probablement la conséquence la plus catastrophique de cet accident gravissime".
Pr Y. MALINAS - Médecins et rayonnements ionisants - n°4 Novembre 1992
S'abstenir, sauf
urgence, de toute
irradiation médicale
pendant la grossesse :
principe plus que
jamais valable.
I. LA GROSSESSE
EST CONNUE
■ Beaucoup d'examens
(UIV) ont été remplacés par
l'échographie.
■ Si nécessité :
• Thorax, sinus : poser un
tablier plombé sur l'abdomen.
• Pelvimétrie et contenu
utérin sont peu irradiants et
réalisés en fin de grossesse.
• Examens
irradiants
:
- angiographie pulmonaire
pour maladie thromboembolique : protéger l'abdomen,
scopie limitée ; cela correspond à 15 clichés de thorax,
soit 0,20 mGy.
- ph1ébograp h i e des
membres inférieurs :
dose = 5 ASP, soit 8 mGy.
H. LA GROSSESSE
EST MECONNUE
Toujours rassurer. Toujours
prendre l'avis d'un expert.
En dehors des patientes hospitalisées, les doses délivrées
ne justifient que très rarement une interruption de
grossesse.
L'expert établit une fiche mentionnant le nombre de clichés,
les constantes radiologiques,
le type de support utilisé
(numérique, écrans, films). Il
adresse cette fiche à un laboratoire de physique hospitalier
qui détermine la dose.
■ Dose inférieure à 100
mGy : aucune inquiétude.
(UIV : 15 à 30 mGy ; TDM
lombaire : 15 mGy).
■ Dose supérieure à 200 mGy :
une interruption médicale
peut être proposée.
Si la patiente souhaite
poursuivre : prise en charge
par une équipe anténatale en
sachant qu'il n'y a pas de
date limite pour interrompre
médicalement une grossesse.
@ Si la patiente désire interrompre : prise en charge par
une équipe anténatale.
■ Entre ces deux valeurs, la
conduite à tenir sera discutée cas par cas, en pesant
tous les facteurs susceptibles d'influencer la décision (dose reçue, moment
de l'irradiation par rapport
au stade de la grossesse,
âge de la mère, primi- ou
multiparité, consommation
de tabac et/ou d'alcool...).
Il s'agit d'apprécier un
risque et de donner à la
mère toutes les informations qui peuvent l'orienter
dans son choix.
CONCLUSION
Il est rare qu'un examen
radiologique conduise à proposer une interruption thérapeutique. Cette éventualité
ne devrait concerner que
des patientes hospitalisées.
Le radiologue et le personnel soignant doivent s'abstenir de propos alarmants. Il
faut être rassurant et prendre
l'avis d'une équipe compétente.
Interrompre une grossesse
volontairement ou pour des
raisons dites médicales est
toujours un traumatisme.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.RP.E. Septembre 1999.
35
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
15. Sources non scellées
et déchets radioactifs
hospitaliers
L
es établissements de
santé sont des producteurs de déchets potentiellement dangereux pour
l'environnement :
parmi
ceux-ci les déchets produits
par l'utilisation de sources
radioactives non scelllées.
Les lieux de détention de
radioéléments sont variés :
les services de médecine
nucléaire, les laboratoires de
recherche, les unités de
radiothérapie métabolique.
Les services susceptibles
d'accueillir des patients
ayant reçu un produit radioactif à des fins diagnostiques
(par scintigraphie principalement) génèrent aussi des
déchets de ce type.
Le directeur de l'établissement est responsable de la
radioprotection. Il nomme
au moins une personne
compétente en radioprotection qui veille, entre autre, à
la gestion et à l'élimination
des déchets radioactifs.
But
diagnostique
36
• Un descriptif détaillé
concernant la production, le
stockage et l'élimination des
substances radioactives.
Lieux d'utilisation
et sources principales
In vitro
1251, 51 Cr, 57&58CO...
In vivo
But
thérapeutique
In vivo
Médecine nucléaire (scintigraphies)
99mTc, 1231, 201 Tl, 67Ga, 133Xe,
1111n, 1311...
Sources radioactives
non scellées et
applications médicales
Lieux d'utilisation
et sources principales
(Tableau I)
Les tableaux ci-contre résument les lieux d'utilisation
en fonction des buts médicaux recherchés.
Médecine nucléaire
(radiothérapie métabolique)
Radiologie (si le radioélément est
administré sous ampli)
1311, 32R 89Sr, 169Er, 90Y, 186Re...
But
de recherche
Caractéristiques des
déchets radioactifs
Lieux d'utilisation
et sources principales
Les déchets radioactifs se
trient "à la source" dès leur
production selon leur forme
physique, leur radiotoxicité
et leur période.
(marquage cellulaire) 3H, 14C, 32 &
33P, 35S, 1251, 51 Cr, 59Fe...
Tableau I
Groupes de
radiotoxicité(1)
i
Très forte
In vivo
In vitro
La réglementation française
définit des conditions pour
la détention et l'utilisation de
substances radioactives ; elle
exige notamment :
• Une formation spécifique
en
radioprotection
du
demandeur ;
I Un aménagement de
locaux dédiés à la radioactivité ;
• Des mesures préventives
de protection du personnel
contre l'irradiation et la
contamination ;
Paul CILLARD
-
Il
Forte
III
Modérée
IV
Faible
1311
1231, 67Ga,
1111n, 32P,
89Sr, 169Er,
90Y, 186Re...
32 &33R14C,
59Fe,57&58Co
99mTc, 201 Tl,
133Xe
1251
3H, 35S
Tableau II
(1) Exemples de radioéléments utilisés en médecine.
Tableau III
Période
radioéléments
in-vivo
radioéléments
in-vitro
-
T < = 6 jours
très courte
6 j < T < 71 j
courte
99mTc, 1231, 201 Tl,
133 Xe, 67Ga, 1111n
32R 51 Cr, 1311
70 j <T< 101 j
moyenne
longue
58Co
57Co
T > 100 jours
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
1251, 51 Cr, 32 &33R
59Fe
35S
3H,14C
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
Ils se différencient par leur
forme physique :
Matériaux solides ;
Effluents liquides ;
Effluents gazeux.
Ils se caractérisent par
leur radiotoxicité...
(Tableau II)
La radiotoxicité d'un radioélément rend compte de l'effet radiobiologique de ses
émissions sur l'homme.
Il existe 4 classes de radiotoxicités. Les radioéléments
de radiotoxicité élevée (I) ne
sont pas utilisés dans le
domaine médical.
... et leurpériode physique.
(Tableau III)
La période du radioélément
détermine le mode de gestion :
En décroissance locale
pour les radioéléments
de période inférieure à
100 jours ;
• Par un enlèvement par un
organisme extérieur spécialisé : l'Agence Nationale
des Déchets RadioActifs
(ANDRA) pour les autres.
Types de déchets : leur période.
Décroissance radioactive d'un radioélément.
Mode de gestion
Une réglementation précise
les conditions d'élimination
des déchets radioactifs.
Elle fixe des seuils de libération
en fonction des radiotoxicités
et des activités massiques.
La gestion des déchets en
décroissance nécessite des
procédures simples :
De contrôle : l'élimination
se fait après vérification par
un appareil de mesure muni
d'une sonde adaptée au
rayonnement émis, assurant
l'absence de contamination
significative et/ou d'irradiation
externe dont les seuils sont déterminés par la réglementation ;
"D'enregistrement : toute
mise en déchets est consignée
dans un registre. Cette notion
de "traçabilité" permet la maîtrise de l'utilisation des radioéléments de la commande de
la substance radioactive à
son élimination.
Registres de gestion de déchets
radioactifs.
Gestion en médecine
nucléaire
Du fait de leur courte
période, les radioéléments
utilisés in vivo doivent être
gérés en décroissance dans
le laboratoire chaud.
Les urines des patients ayant
un examen isotopique sont faiblement contaminantes ; leur
évacuation s'effectue dans des
sanitaires réservés, reliés à une
fosse septique qui est raccordée au collecteur général de
l'établissement.
Les patients bénéficiant d'un
traitement par radioéléments
sont très souvent hospitalisés
dans des chambres radioprotégées. Leurs urines sont collectées via des WC séparateurs,
dans des cuves de rétention
qui permettent un contrôle du
rejet après décroissance. Les
déchets solides (literies contaminées, reliefs de repas) sont
mis en décroissance dès que
les activités sont trop impor-
tantes pour être immédiatement incinérées, ce qui n'est
pas toujours compatible avec
la réglementation sur l'hygiène.
Gestion
en laboratoire
Les déchets des laboratoires
sont avant tout neutralisés
de tout risque biologique et
physico-chimique (pH).
■ Déchets à vie longue :
Le tri à la source permet un
conditionnement en
bonbonne pour les liquides et en
fûts normalisés ANDRA pour
les solides. Les liquides se
partagent
en
solutions
aqueuses et en solvants. Les
déchets solides sont discriminés en fonction de leur
nature : fioles à scintillation,
verreries, papiers et matériels
contaminés compactables...
■ Déchets à vie courte :
La durée moyenne de décroissance varie selon les périodes
et l'activité : 6 à 9 mois pour le
32P, jusqu'à 2 ans pour le 35S ;
ils sont ensuite incinérés avec
les déchets septiques ou versés
dans le collecteur principal des
eaux usées.
Ces déchets sont de faible
activité mais les volumes sont
importants : il est primordial
de les trier sélectivement et
de clairement les identifier
pour réduire les volumes et
les coûts d'enlèvement.
Effluents gazeux
Les rejets gazeux sont
largués sous certaines
conditions :
extraction
autonome en toiture par
une cheminée évitant tout
recyclage.
Les iodes sont manipulés
sous hotte munie de filtre
piégeur spécifique.
Conclusion
Les hommes sont souvent à
l'image des déchets qu'ils
produisent et il serait illusoire de s'en remettre à la
seule personne compétente
du laboratoire ou de l'établissement.
Il appartient à chacun des utilisateurs de sources radioactives (et donc des producteurs
de déchets) d'avoir une
démarche de qualité pour
optimiser la prévention des
risques associés : contamination, irradiation et infection.
Le tri sélectif des déchets, leur
confinement adéquat et leur
évacuation contrôlée sont de
bonnes pratiques qui assurent
la protection du public et de
l'environnement.
La prochaine réglementation
applicable en Mai 2000 nous
astreint à une obligation de
résultats. Cet objectif est lié à
la participation de tous. Les
responsabilités sont partagées et les compétences individuelles sont importantes et
opportunes
pour
comprendre, former, informer et
formaliser.
"Un déchet radioactif est
d'autant plus facile à gérer
qu'il est bien produit".
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
37
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
16. Déchets
nucléaires
Dr Christian GALLIN-MARTEL
Jean-Pierre CHAUSSADE - Raymond DOLLO
O
n appelle déchet
nucléaire toute
matière dont la radioactivité ne permet pas un rejet
direct dans l'environnement et
dont on ne prévoit pas d'utilisation ultérieure dans l'industrie nucléaire. Il présente une
radioactivité supérieure à celle
que l'on rencontre habituellement dans la nature.
Production de déchets
en France
Quatre catégories de déchets nucléaires
Caractéristiques
Origine :
• 95 %
production
d'énergie
• 2.5 % santé
• 2.5 %industrie
agro-alimentaire
recherche
Proportion en volume
Déchets TFA
• Démantèlement
des centrales
(à partir de 2015;
durée de vie d'une
centrale env. 40 ans)
Déchets A
• Centrales
• Industrie
• Hôpitaux
Déchets B
• Essentiellement
gaines métalliques
entourant le
combustible
• Déchets provenant
• Centres de
recherche
d'installations
duCEA
9.5 %
(2 500m3/an)
90%
(D'après ADEME)
GESTION
ACTUELLE
Déchets A :
Ils sont constitués essentiellement de déchets provenant
de l'exploitation des centrales : gants, outils, tenues
de
protection,
filtres...
Activité
Proportion
en activité
Période
Rayonnements émis
• Produits de
fission et actinides
mineurs extraits
des combustibles usés
0.5 %
(en kg/habitant/an)
Déchets ménagers 500
Déchets industriels 2 630
Déchets agricoles 7 000
Déchets nucléaires 0.5
Déchets C
Très faible
Faible ou moyenne
1 %
Faible ou moyenne
9%
Courte
Beta, gamma
Courte < 30 ans
Beta, gamma
Longue
Alpha, beta
(100 m3/an = volume
d'une piscine de
10x5x2m)
Haute
90 %
Longue
Beta, gamma et alpha
pendant plusieurs
centaines d'années ;
puis alpha uniquement
Voire -après
Gestion actuelle
entreposés sur les
sites de production
Voir ci-après
Gestion à long terme
Centre de stockage
spécialisé
• Idem gestion
actuelle
Voir ci-après
• Après 300 ans, le
site peut être réutilisé
pour toute activité
Gestion des déchets de faible activité, à vie courte (type A) (d'après référence 28).
Déchets TFA : Déchets
de très faible activité
Ils sont issus principalement de
la déconstruction des centrales
nucléaires. Leur radioactivité est
inférieure à 100Bq/g. Ils sont
actuellement entreposés sur les
sites de production.
Rappelons que la radioactivité
naturelle des sols sédimentaires
est de l'ordre de 1 Bq/g, celle des
sols granitiques de l'ordre de 3
Bq/g, celle des engrais de l'ordre
de 0,5 à 5 Bq/g, celle des poissons de 0,02 à 0,4 Bq/g ; la radioactivité naturelle du corps humain
est d'environ 10 000 Bq, pour un
homme de 70 Kg.
38
CENTRE DE L'AUBE
Super
compactage
IDENTIFICATION
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
CONDITIONNEMENT
CONTROLE ET
TRANSPORT
STOCKAGE FINAL
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
qui ont été en contact avec
des matériaux ou des produits radioactifs.
Selon le niveau de radioactivité, ils sont soit compactés
et mis dans des fûts métalliques, soit conditionnés
sous forme solide (enrobage
avec du béton ou des
résines) et placés dans des
conteneurs en béton ou dans
des fûts métalliques ; ce sont
alors des colis transportables.
Le conditionnement est réalisé sur les sites de production des déchets.
Ces colis sont transportés vers
les centres de stockage de
l'ANDRA (centre de La
Manche et centre de l'Aube à
Soulaines).
Ils sont alors rangés dans des
alvéoles de béton recouvertes
d'une dalle et d'un dispositif
d'étanchéité multicouche.
Des galeries de surveillance
sont construites sous ces
ouvrages pour contrôler la
qualité de cette étanchéité.
Le centre de l'Aube couvre
les besoins français de stockage pour plus de 40 ans.
Déchets B et C
Les assemblages de combustibles usés sont transportés par
voie ferrée, dans des conteneurs spéciaux appelés châteaux, des centrales nucléaires
à l'usine de retraitement de la
Cogema à la Hague.
Les déchets B et C sont principalement issus du retraite-
Usine de
retraitement
ment du combustible usé. Ils
sont entreposés sur le lieu
de production (site de la
Hague).
Le laboratoire souterrain (d'après référence 28).
L'opération de retraitement consiste :
Bâtiments de service
A séparer et conditionner
dans du béton ou du polymère les déchets métalliques
entourant le combustible
(déchets B) ; ils sont ensuite
entreposés dans des puits
de béton.
Diverses couches
géologiques
Puits d'accès
Transport ferroviaire des
combustibles usés
L'évaluation de l'irradiation
externe des cheminots potentiellement les plus exposés (terminal
ferroviaire de Valognes) a fait
l'objet d'un rapport OPRI-IPSN
remis le 9 Octobre 1998 à la
SNCF. Les principales conclusions sont les suivantes :
L'exposition des cheminots
n'excède pas la limite fixée
pour le public par la directive
européenne (1 mSv/an) ;
Diverses recommandations sont
formulées pour réduire encore
ce faible niveau d'exposition.
• A séparer l'uranium et le
plutonium réutilisables en centrale sous forme de combustible MOX (mélange d'oxyde
d'uranium et de plutonium).
Actuellement, 20 réacteurs utilisent du MOX (dans un réacteur à eau sous pression
utilisant du MOX, 30 % des
assemblages
combustibles
contiennent du MOX, qui renferme 5 % de plutonium).
La profondeur des
ouvrages se situera
entre 200 et 1 000 m
suivant les sites.
Galeries
Puits de stockage
(si le laboratoire est
transformé en stockage
souterrain)
• A isoler les produits de fission et les actinides mineurs.
Ces déchets C sont stockés
sous forme liquide pendant
environ 5 ans, dans des
GESTION
À LONG TERME
►
_l
IDENTIFICATION
cuves en acier inoxydable où
ils perdent une partie de leur
radioactivité et de leur chaleur.
Ils sont ensuite vitrifiés (mélangés à du vene en fusion) et
coulés dans des conteneurs en
inox. Ces conteneurs, qui
dégagent encore de la chaleur,
sont entreposés dans des puits
en béton refroidis par circulation d'air.
_i 1
l_
REFROIDISSEMENT DE
LA SOLUTION DE PRODUITS
DE FISSION PENDANT
5 A 10 ANS
EVAPO RATION,
CALCINATION
-1
VITRIFICATION ENTREPOSAGE ET
REFROIDISSEMENT
DES BLOCS DE VERRE
PENDANT 30 ANS
Gestion des déchets de haute activité (type C) (d'après référence 28).
j
ULTERIEUREMENT :
• STOCKAGE DEFINITIF
EN SITE PROFOND
(En cours de sélection)
• ou ENTREPOSAGE DE
LONGUE DURÉE EN
SURFACE
Déchets B et C :
La loi du 30 Décembre 1991
définit 3 axes de recherche :
■ Séparation-transmutation :
Sur 1 kg de déchets radioactifs
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
39
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
produits par an et par habitant,
20 grammes sont très radioactifs et 1 gramme est constitué
principalement d'éléments à
très longue durée de vie. La
séparation doit permettre d'extraire ces derniers éléments. La
transmutation pourrait les
transformer en éléments à
durée de vie plus courte.
Les différents types de centrales de production électrique
Comparaison entre centrales thermiques de mêmes caractéristiques : 1000 MWe et 6600 h
de production par an, soit 6,6 TWh.
Fuel lourd
Charbon
Consommation
''^fâjji*
de combustible
2 520 000 i
Consommation
6 500 000 t/an
Nucléaire
1 520 000 t/an
27,2 t/an
4 800 000 t/an
0
d'oxygène
■ Stockage en profondeur :
Les conditions d'un stockage
en profondeur (au-delà de
400 m), réversible ou irréversible, doivent être précisées
par l'implantation de laboratoires de recherche souterrains sur 2 sites (un dans
l'argile en Meuse et un dans
le granit sur un site à déterminer). Des études (géologiques, sismiques) y seront
réalisées pendant 8 ans pour
identifier le ou les sites présentant les caractéristiques les
plus favorables au stockage.
L'objectif est d'isoler efficacement et durablement ces
déchets pour éviter tout risque
à long terme pour la population et l'environnement.
Rejets de gaz
carbonique
Rejets d'oxyde
de soufre
Sous la présidence du Premier
Ministre, la décision suivante a
été prise :
Création de deux laboratoires
souterrains d'étude du stockage
des déchets radioactifs, l'un à
Bure dans la Meuse, l'autre dans
un site granitique à trouver par
l'ANDRA. Le CEA étudiera un
stockage en subsurface dans le
Gard. Le principe de la réversibilité est retenu.
■ Entreposage en surface :
Le but est d'améliorer le
conditionnement des déchets
pour un éventuel entreposage
de longue durée en surface.
A l'issue de ce programme de
recherches, en 2006, le
Parlement et le Gouvernement
pounont prendre une décision
sur le mode de gestion définitif des déchets à vie longue.
40
Bfc
4 700 000 t/an
^WL
0
wÊÊt
39 800 t/an
91 000 t/an
0
9 450 t/an
6 400 t/an
0
(SO2)
Rejets d'oxyde
d'azote (N02)
Rejets de poussières
6 000 t/an
Déchets solides
446 000 t/an
Activité rejetée
Réunion
interministérielle
du 9 Décembre 1998
7 800 000 t/anJÉ
(CO2)
0,08 à
4,
J
1 650 t/an
< 8 m3
#
Haute activité : 13,5 mi
n
T
f
l
Moyenne
et faible : 493 m3
40 000.1010 ■fc^*-
^1
22.1010 Bq/an
0
0,004.1010 Bq/an
*
Bq/an
/*!
Source : Environnement, Enérgie, Santé. SFEN, groupe Languedoc-Roussillon, 1997. Images Calliscope.
INCIDENCE
SANITAIRE DES
DÉCHETS
NUCLÉAIRES
■ Autour des installations
de retraitement
L'impact potentiel sur la
population résidant au voisinage de l'installation résulte
des rejets.
En situation normale, la dose
maximale estimée par les
organismes internationaux
est 20 à 100 fois plus faible
que l'exposition naturelle
annuelle.
Une telle exposition ne peut
entraîner d'effet sanitaire
détectable.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
■ Autour des sites
de stockage
• Les dispositifs de stockage
sont définis pour qu'il n'y ait
pas de risque de migration
de la radioactivité pendant le
temps où elle reste supérieure à la radioactivité naturelle.
• Un contrôle permet de s'assurer que la qualité du confinement des déchets reste
constante dans le temps.
• L'impact sanitaire potentiel
sur les personnes résidant à
proximité ne pourrait être lié
qu'à une défaillance des dispositifs de conditionnement ou
de stockage des déchets, susceptible d'entraîner la dilution
et la migration lente de certains
radionucléides des zones de
stockage à renvironnement. En
l'absence d'actions correctrices,
l'atteinte de l'homme ne pourrait survenir qu'après un délai
prolongé et à très faible dose et
débit de dose.
C'est pourquoi, la qualité de
la surveillance radiologique
mise en place autour de ces
installations est essentielle.
Elle comporte la surveillance
de l'évolution de la radioactivité dans le temps au
niveau de l'air, des eaux, des
végétaux, du lait...
En cas d'élévation du niveau
de radioactivité, la précocité
des actions correctrices éviterait une augmentation de
l'exposition humaine.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
17. Expositions accidentelles
aux rayonnements
■
lOfllSanTS
C
es expositions accidentelles peuvent
entraîner des lésions
dont la gravité est directement en rapport avec la
dose reçue. La plupart des
conséquences de ces accidents auraient pu être évitées
par le respect des règles de
sécurité et/ou par l'application de mesures sanitaires de
protection des populations.
I. RÔLES DES
MANIPULATEURS
EN ÉLECTRORADIOLOGIE
MÉDICALE
Les manipulateurs ont acquis
un professionnalisme et un
savoir-faire reconnus dans le
domaine de l'utilisation au
quotidien des rayonnements
ionisants en médecine. Ils sont
présents dans l'ensemble des
structures médicales publiques
ou privées dotées d'un service
d'imagerie, de médecine
nucléaire ou de radiothérapie.
Ce sont donc, dans ce
domaine, des référents privilégiés pour l'ensemble de leurs
collègues paramédicaux.
A ce titre, ils peuvent être
impliqués :
dans la prise en charge de
victimes d'accident d'exposition
aux rayonnements ionisants,
conjointement avec les médecins et les autres professions
paramédicales (infrrmières) ;
dans la formation du personnel paramédical susceptible d'accueillir de telles
victimes ;
Dr Gilbert HERBELET - Dr Hélène KOLODIE
Dr Christian GALLIN-MARTEL
dans l'information de la
population en cas d'accident
nucléaire, afin de la conseiller
concernant les mesures de
santé publique et de limiter
les réactions inadaptées.
IL. ACCIDENT
RADIOLOGIQUE
A. Caractéristiques
Dépassement d'au moins
10 fois les limites fixées
(300 mSv) ;
Habituellement faible
nombre de personnes exposées ;
Essentiellement lors d'activités professionnelles ;
• Doses reçues parfois très
élevées.
R Origine
de V exposition
• Dysfonctionnement ou
méconnaissance des risques
lors de l'utilisation de
sources de rayonnements
ionisants en médecine, dans
l'industrie et la recherche ;
• Perte ou vol de sources
radioactives.
C. Différents types
d'exposition
radiologique
Irradiation externe :
Exposition à une source
radioactive située à distance
de l'individu.
- Globale : risque vital si
dose élevée.
-Localisée : risque pour
l'organe et les tissus inadiés.
- Remarque : lors d'une
exposition accidentelle, l'irradiation est le plus souvent
hétérogène.
Radio contamination :
Dépôt sur les téguments ou
pénétration dans l'organisme
de radioéléments.
- Externe : anodine si élimination par lavage au plus
tôt ;
- Interne : urgence thérapeutique ; risque à long
terme.
Lésions radio combinées :
Irradiation et/ou contamination et lésions conventionnelles
- numération, formule sanguine et plaquettes,
- dosages biochimiques classiques,
- caryotype,
- typage HLA,
Autres examens :
- EEG,
- recueil des urines,
- dosimétrie physique.
D. Conduite à tenir
■ Irradiation externe
localisée :
■ Principe : l'urgence chirurgicale ou médicale éventuellement associée prime
l'urgence radiologique.
M Irradiation externe globale :
« Examen clinique : en particulier rechercher des signes
neurologiques, digestifs (nausées, vomissements, douleurs,
dianhée) et cutanés. Préciser
le délai d'apparition des différents signes par rapport au
moment de l'exposition.
Des signes cliniques précoces n'apparaissent que
pour des doses supérieures
à 1 Sv.
Examens complémentaires : permettent d'évaluer
la dose reçue et de préciser
les modalités thérapeutiques.
Les prélèvements sanguins
seront effectués au plus tôt :
Certains de ces examens
(en particulier NFS et plaquettes) seront répétés dans
le temps (toutes les 4 H les
48 premières heures).
Un avis spécialisé rapide
(dans les 12 heures) sera sollicité, (cf IV).
La gravité des lésions
dépend de la dose délivrée,
de la nature du rayonnement,
de la surface cutanée et du
site anatomique concernés ;
# Douleurs souvent intenses ;
Examen clinique : rechercher
un érythème, un œdème ; ces
signes cliniques, souvent différés
dans le temps, n'apparaissent
que pour des doses > 3 Gy.
• Examens complémentaires
(thermographie, IRM...)
et
modalités thérapeutiques
seront décidés par le spécialiste.
■ Radio contamination
externe :
Le dépôt de radioéléments sur les téguments et
les phanères doit être éliminé au plus tôt par simple
lavage (éventuellement
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
41
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
répété), suivi d'un contrôle par
sonde de détection. Attention
à ne pas transformer cette
contamination banale en radio
contamination interne (protéger oreille, yeux, nez...).
• En cas de persistance
d'une radio contamination,
un avis sera sollicité auprès
d'un spécialiste.
. Un avis spécialisé sera
sollicité en urgence (dans les
2 heures) auprès d'un médecin spécialiste ; un transfert
du patient dans un service
spécialisé sera souvent indispensable pour identifier et
quantifier les radioéléments
en cause et mettre en œuvre
la conduite à tenir ultérieure.
■ Radio contamination
interne :
E. Protection
du personnel
soignant
• La pénétration de radioéléments dans l'organisme
par inhalation (cas le plus
fréquent), ingestion ou plaie,
impose un traitement urgent.
• En cas de suspicion de
contamination interne et en
l'absence de possibilité
d'identifier et de quantifier
rapidement les radioéléments inhalés, la procédure
suivante est à appliquer :
- laver le visage à l'eau et au
savon,
- nettoyer les mains puis les
oreilles avec un coton tige,
- décontamination cutanée
éventuelle du reste du
corps,
- faire ingérer un comprimé
dosé à 100 mg (adulte)
d'iode stable dissous dans un
vene d'eau sucrée : (l'iode
stable sature la thyroïde et
empêche la fixation ultérieure de l'iode radioactif).
- administrer du DTPAd)
(le DTPA est un agent
chélateur qui réagit avec
certains des radionucléides
présents dans l'organisme
et favorise leur élimination
principalement dans les
urines).
- en cas de contamination
par du césium, l'administration orale de bleu D.I.O) est
recommandée (favorise
l'élimination du césium
dans les selles).
- boissons abondantes.
(l)DTPA et bleu D.I. sont disponibles auprès des hôpitaux des
Armées et de la plupart des installations nucléaires civiles.
42
■ Soigner un irradié n'entraîne pas de risque pour le
personnel soignant.
■ "On ne s'irradie pas
plus en soignant un irradié qu'on ne se brûle en
soignant un brûlé".
■ Les soins portés à un
contaminé nécessitent
quelques précautions afin
d'éviter une contamination
secondaire : le port de vêtements type vêtements chirurgicaux est suffisant (calot,
masque, gants, surbottes,
combinaison ou blouse). Le
port d'un film dosimètre ou
d'un dosimètre électronique
par au moins un des intervenants en contact direct avec
le patient est recommandé.
En fin de soins, le personnel
sera contrôlé à l'aide d'une
sonde détectrice. S'il existe
une contamination externe,
le personnel sera traité.
111. ACCIDENT
NUCLÉAIRE
A. Caractéristiques
■ Grand nombre de personnes susceptibles d'être
exposées ou impliquées ;
■ La dose reçue décroît rapidement en fonction de la distance au lieu de l'accident ;
■ Importance des conditions météorologiques (force
et direction du vent, pluie) ;
■ Risque de radio contamination de la chaîne alimentaire ;
■ Avec les installations électro-
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
nucléaires existant en Europe
de l'Ouest, on peut raisonnablement compter sur un
délai de plusieurs heures
entre l'alerte et le début des
rejets radioactifs accidentels.
B. Origine exposition
■ Accident sur une installation nucléaire ;
■ Accident de transport de
matières radioactives ;
■ En cas d'accident de réacteur nucléaire civil, deux
radionucléides sont à l'origine
de l'essentiel de l'exposition
des personnes : à court
terme, l'iode radioactif qui se
concentre dans la thyroïde ; à
moyen terme, le césium responsable essentiellement
d'une exposition externe due
aux dépôts sur le sol.
C Risques sanitaires
D. Mesures de santé
publique et conseils
aux populations
En l'absence de mesures de protection, la population peut être
exposée aux rayonnements :
■ Par voie externe lors du
passage du panache radioactif et du fait de la radioactivité déposée au sol,
■ Par voie interne : inhalation dans le panache ou
ingestion d'aliments (lait en
particulier) radio contaminés
lors du passage du nuage,
■ Le respect des mesures de
protection devrait éviter pour
la population toute conséquence médicale ou sanitaire
d'un accident nucléaire.
■ Cinq mesures de protection peuvent être mises
en œuvre par le Préfet
dans le cadre des plans
d'urgence existants (Plan
Particulier d'Intervention
ou PPI).
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
1 comprimé
Posologie de l'iode stable.
1. Mise a l'abri
■ Mesure la plus efficace.
■ La mise à l'abri concerne
le groupe de population susceptible d'être exposé à une
dose efficace corps entier
supérieure à 10 mSv (secteurs sous le vent de l'installation accidentée, dans un
rayon d'environ 10 km).
■ Ce qu'il faut conseiller :
rejoindre un local clos ;
fermer
et
calfeutrer
portes, fenêtres et bouches
d'aération ;
• arrêter la ventilation et la
climatisation ;
ne pas aller chercher les
enfants à l'école ; ils sont
pris en charge par les services scolaires sous la responsabilité des autorités ;
• ne pas quitter l'abri sans
consigne des pouvoirs
publics ;
• rester à l'écoute des informations (radios) ;
• ne tenez pas compte des
rumeurs ;
© les agriculteurs seront
invités à :
- faire entrer les animaux
dans des locaux fermés ;
- préparer et conserver dans
un abri fermé du fourrage
ou des aliments préconditionnés pour leur nourriture ;
- fermer les serres et les
granges ;
- observer les consignes
éventuelles pour quitter le
domicile pendant les
heures autorisées afin de
nourrir et abreuver le
bétail.
2. Iode stable
■ L'iode stable, administré
sous forme de comprimés
d'iodure
de potassium
sature la thyroïde empêchant la fixation ultérieure
de l'iode radioactif et protège ainsi cet organe contre
l'irradiation.
■ La prise d'iode stable
concerne le groupe de
population susceptible d'être
exposé à une dose thyroïde
(due à l'iode radioactif)
supérieure à 100 mSv. Elle
ne doit intervenir que sur
ordre des autorités (qui disposent des données techniques permettant d'évaluer
l'évolution de l'accident).
■ La distribution systématique aux habitants d'iode
stable à titre préventif (en
dehors de toute situation accidentelle) est effectuée dans
un rayon de 5 km ; au-delà
l'iode stable est mis à disposition dans les pharmacies.
■ La dose d'iode stable doit
être administrée de préférence dans les 6 heures qui
précèdent l'inhalation ou
l'ingestion d'iode radioactif
ou le plus rapidement possible après celle-ci.
Indications
• Doivent en prendre en
priorité : les femmes
enceintes ou qui allaitent, les
enfants dès la naissance et
les adolescents ;
9 Doivent en prendre également : les adultes de 18 à
60 ans ;
• Après 60 ans : les risques
dus à l'iode radioactif deviennent minimes ; la prise d'iode
stable n'est plus nécessaire car
les inconvénients potentiels
deviennent supérieurs aux
avantages escomptés.
Contre-indications
Les risques liés à l'absorption d'un comprimé d'iode
sont négligeables. Seuls les
sujets ayant une allergie
connue à l'iode ne doivent
pas le prendre (un avis
médical sera sollicité au plus
tôt). Les personnes traitées
pour une maladie thyroïdienne prendront leur comprimé, mais consulteront
leur médecin dans la
semaine suivante.
Mode d'administration
Faire fondre la quantité
nécessaire du comprimé dans
un verre ou un biberon rempli avec une boisson (lait, jus
de fruit, eau sucrée), pour
atténuer le goût désagréable
de l'iode. La solution ne se
conserve pas. Elle doit être
bue sans attendre. Manger un
peu en même temps améliore
la tolérance.
Effets indésirables
Les effets indésirables de
l'iode stable par voie buccale
sont très rares : goût amer
dans la bouche, réaction
allergique exceptionnelle,
hypothyroïdie chez les nouveaux-nés et nourrissons,
hyperthyroïdie chez les personnes de plus de 60 ans porteuses d'un goitre ancien.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
43
-RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION-
3. Restriction
de consommation
de certains aliments
Du fait du passage du nuage
radioactif,
les
produits
locaux (fruits, légumes,
lait...) peuvent être contaminés par les retombées radioactives.
Des
consignes
d'interdiction de consommation et de commercialisation
de ces produits seront données par les autorités jusqu'à
ce que des analyses permettent d'évaluer l'importance
de leur radioactivité. L'eau
du robinet reste toutefois
consommable pendant les
premiers jours, sauf information contraire des autorités
(nappes à ciel ouvert).
4. Restriction de
séjour et de circulation
Elle s'applique aux zones
concernées par des dépôts
imponants de radioactivité.
Elle évite l'exposition des personnes qui pénétreraient dans
ces zones et la dispersion par
ces personnes de radioactivité
en dehors de cette zone. Sa
durée peut être prolongée.
IV. A QUI
SADRESSER
POUR OBTENIR
UN AVIS
SPÉCIALISÉ ?
R Services spécialisés
dans le traitement des
irradiés et contaminés
A. Au plan national,
dispositif permanent
• Coordination OPRI
Tél. : 01.30.15.52.00
■ Au plan National :
5. Evacuation
Cette mesure (à risques sanitaires particuliers) pourrait
concerner la population
habitant certains secteurs très
limités, dans un rayon de
l'ordre de 5 km autour de
l'installation nucléaire accidentée. Elle serait envisagée
à partir d'une exposition
corps entier de 50 mSv.
6. Poursuite de la vie
normale
Aucune mesure médicale ou
sanitaire n'est justifiée en
dessous d'une dose efficace
corps entier de 5 mSv.
■ Office de Protection
contre les Rayonnements
Ionisants (OPRI)
Ministère de la Santé
BP 35
78116 Le Vésinet Cedex
Tél. : 01.30.15.52.00
Fax : 01.3976.08.96
■ Institut de Protection
et de Sûreté Nucléaire
(CEA - IPSN)
BP 34
92260 Fontenay aux Roses
Tél. : 01.46.54.49.29
01.46.54.49.30
Institut Curie
26, rue d'Ulm
75248 Paris Cedex 05
Tél. : 01.44.32.40.00
Hôpital des Armées Percy
101, avenue Henri
Barbusse
92141 Clamart
Tél. : 01.41.46.60.00
■ Au plan régional :
La plupart des services de
radiothérapie et de médecine nucléaire
peuvent
conseiller sur la conduite à
tenir en cas d'accident et éventuellement assurer la prise en
charge des victimes.
MESURES DE PROTECTION DES POPULATIONS EN CAS D'ACCIDENT NUCLEAIRE
Ces dispositions s'appliqueraient au niveau des secteurs exposés à un risque de contamination radioactive
PPI (D
mesures concernant
la population
MÉTÉO
vent
précipitations
PUI (2)
mesures concernant
les travailleurs
et l'installation
PPI (D
mesures concernant
les denrées produites
dans la zone concernée
par les rejets
• Mise à l'abri ; durée < 48 h.
• Iode stable (prédistribution).
• Evacuation possible
5 km. ^^^^BHM
• Mise à l'abri ; temporaire dans
l'habitation
• Iode stable
10 km. —
Restriction de séjour et de circulation
• Rentrer les animaux
• Fermer les serres et les locaux (granges...)
Interdiction de consommation
des produits frais
Cueillette interdite
Interdiction de commercialisation
Vie normale
Distance
(1) PPI : Plan Particulier d'Intervention mis en œuvre par le préfet du département
(2) PUI : Plan d'Urgence Interne mis en œuvre par le responsable de l'installation accidentée
44
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
Vie normale
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
18. Le manipulateur en électroradiologie,
acteur de santé
■
Pr Jean-François LACRONIQUE
Dr Henri CASSAGNOU
PUDIICJUG
L
a médecine de santé
publique utilise tous les
outils diagnostiques,
dans une optique de prévention ou de dépistage. Dans le
premier cas, on cherche à
recueillir des informations sur
des signes avant coureurs
d'une maladie, dans le
second, on cherche à rendre
systématique le diagnostic
d'une maladie, à un stade précoce où elle est plus facile à
guérir, ou pour limiter le phénomène de contagion. Dans
le domaine de l'intervention
sanitaire,
vis-à-vis
d'une
situation épidémique ou de
catastrophe, par exemple,
l'imagerie par les rayons X est
un outil la plupart du temps
indispensable.
Deux exemples d'utilisation
des techniques d'imagerie
en dépistage : la tuberculose pulmonaire (radioscopie puis radiographie du
thorax) et le cancer du sein
(par mammographie).
L'efficacité d'un dépistage
résulte d'une évaluation du
rapport entre son coût
(financier, en termes de
risque) et son efficacité.
Cette situation est évolutive,
ainsi, les grandes campagnes
de dépistage de la tuberculose ont contribué à endiguer l'endémie tuberculeuse
en France. Les campagnes
doivent maintenant être
ciblées sur des populations à
risque ou lors de la décou-
Source : Neckcr AP-HP
verte de foyers épidémiques
particuliers. La radiographie
pulmonaire a donc perdu
son caractère systématique.
Le dépistage du cancer du
sein par mammographie
s'adresse aux femmes âgées
de 50 à 69 ans. L'examen utilise un appareil particulier
dont le rayonnement X (de
25 à 40 KeV) est adapté. La
dose délivrée à la patiente
est individuellement très
faible, cependant, dans les
pays comme la Suède où ce
dépistage concerne toute la
population, cet examen
représente environ 5 % de la
dose collective due à l'exposition médicale.
La radioprotection pose
comme principes la justification et l'optimisation : en
électroradiologie, cela signifie que toute dose de rayonnement non justifiée par un
bénéfice pour la personne
qui la reçoit ou la collectivité, est à proscrire, et que,
lors de l'examen, on doit
garder présent à l'esprit
qu'elle doit être réduite à ce
qui est nécessaire pour
répondre à la question
posée par l'indication médicale de l'examen réalisé.
Par le soin apporté à son travail, en gardant toujours présent à l'esprit la protection du
patient, le manipulateur peut
contribuer de manière non
négligeable à la réduction des
expositions individuelles. Le
suivi au jour le jour des performances du matériel et de
l'ensemble de la chaîne de
traitement de l'image (de l'exposition du film à son développement) lui appartient, et,
en cas de dysfonctionnement,
même léger, il est l'observateur privilégié de la dérive
des constantes. Sa contribution à la démarche d'assurance qualité, qui représente
un enjeu important dans le
domaine de l'imagerie,
comme dans tous les autres
secteurs de l'action sanitaire
et sociale, est en outre
primordiale.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
45
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
19. Formation des manipulateurs
en électroradiologie médicale
et radioprotection
Jean-Maurice PUGIN
L
es manipulateurs
d'électroradiologie
médicale, à travers
leur domaine de compétences sont directement
concernés par les différents
aspects de la radioprotection dans le secteur sanitaire. Ce court article se
propose d'envisager les
principales caractéristiques
de la population d'étudiants
manipulateurs, puis les
aspects généraux de la formation et enfin, la place
réservée à la radioprotection au sein de celle-ci.
I. FILIERES
DE FORMATION
parent à ce diplôme reconnu
par le Ministère de l'Emploi et
de la Solidarité comme équivalent au Diplôme d'Etat de
manipulateur.
Environ 900 manipulateurs
(D.E et D.T.S) sont formés
annuellement en France.
Depuis 1990, ces deux
diplômes ont bénéficié d'une
réforme de leur contenu
accompagnée d'un allongement de la durée des études
qui est passée de 2 à 3
années après le baccalauréat.
46
L'admission dans les instituts D.E. s'appuie sur un
concours comprenant une
épreuve de physique-chimie et de biologie humaine,
correspondant au programme de 1ère s et
Terminale S. En 1998, près
de 96 % des étudiants de
Nature du baccalauréat
des étudiants de la promotion 1998-2001
(D.E et D.T.S)
D.E
1,22% 1,42%
Deux voies conduisent à la
profession de manipulateur :
■ La première relevant du
Ministère de l'Emploi et de la
Solidarité mène au Diplôme
d'Etat de manipulateur créé
en 1967 dans 18 instituts
intra-hospitaliers dont 16
sont implantés dans des
C.H.U.
■ La seconde dépendant
du Ministère de l'Education
Nationale, conduit au Diplôme
de Technicien Supérieur en
imagerie médicale et radiologie thérapeutique, qui a succédé au Brevet de Technicien
Supérieur né en 1976, luimême remplaçant le Brevet de
Technicien apparu en 1964.
Actuellement, 19 sections
implantées dans 13 lycées
publics et 6 lycées privés, pré-
II. CARACTERISTIQUES DES
ETUDIANTS
(Rentrée 1998)
[■I
■H
BAC S.C.D.
lere année étaient titulaires
d'un baccalauréat scientifique. Les sections D.T.S.
recrutent sur dossiers. La
promotion 1998-2001 est
composée d'environ 55 %
d'élèves possédant le baccalauréat S, 36 % le baccalauréat SMS, et 10 % le
baccalauréat STL.
m. ASPECTS
GENERAUX DE
LA FORMATION
Grâce à l'action du Comité
d'Harmonisation des
centres de formation créé
en 1989, les études conduisant au Diplôme d'Etat et
au D.T.S. ne présentent pas
de différence essentielle
quant au contenu et au
découpage horaire. Aussi,
dans un souci de simplification, seules les caractéristiques du Diplôme d'Etat
seront envisagées à titre
d'exemple.
BAC SMS - F8
|
| BAC STL - F7
I
| Autres
D.T.S
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
54,45 %
La durée totale de la
formation correspond à
4 444 heures réparties en
1 550 heures d'enseignement
théorique (et pratique), et
2 894 heures de stages. Ces
stages concernent les différents domaines de l'imagerie
médicale (radiologie
conventionnelle et numérique, scanographie, IRM,
médecine nucléaire), auxquels s'ajoutent des périodes
d'apprentissage dans les unités de soins.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
IV. PLACE DE LA
RADIOPROTECTION
DANS LA FORMATION
Sur le plan théorique,
35 heures sont consacrées
aux bases radiobiologiques et
réglementaires ainsi qu'aux
principes généraux de la
radioprotection. Cet enseignement est précédé de l'acquisition des notions de
physique des rayonnements,
abordées dans les 190 heures
consacrées à la physique, à la
biophysique et à la technologie. Des compléments de
radiobiologie sont apportés
dans les 170 heures consacrées à la radiothérapie. De
plus, dans chacune des disciplines et à l'occasion de
l'étude des différentes investigations, les problèmes spécifiques de radioprotection
ainsi que le rôle du manipulateur dans ce domaine, sont
approfondis.
Il convient également de
remarquer que les notions
d'assurance qualité et de
contrôle de qualité apparaissent clairement dans le nouveau programme des études
mis en place à partir de
1990. Un des objectifs
majeurs de cette procédure
est bien évidemment la
réduction des doses délivrées aux patients et le
respect des protocoles adéquats dans l'utilisation des
produits radioactifs en
particulier.
Cette formation théorique
qui comprend généralement
des travaux dirigés sur sites,
est bien évidemment complété par un apprentissage
"sur le terrain" au cours des
stages de radiologie, de
médecine nucléaire et de
radiothérapie. La maîtrise
des
facteurs
physiques
conditionnant l'exposition
des patients, l'acquisition de
véritables réflexes professionnels dans l'utilisation de
moyens de radioprotection,
par exemple, ne sont pas
dissociés de l'apprentissage
des techniques diagnostiques et thérapeutiques.
Aussi, l'application des
mesures de radioprotection
fait partie intégrante des critères d'évaluation lors des
épreuves pratiques de fin de
stage, des mises en situation
professionnelle, prévues
dans le cadre des examens
de passage en 3ème année et
du Diplôme d'Etat. De
même, ce diplôme final,
comme le D.T.S., comprend
des épreuves écrites incluant
la vérification des connaissances dans cette matière.
V. CONCLUSION
De par son niveau de recrutement, le contenu de ses
études, tant sur le plan théorique que pratique, le manipulateur se distingue de ses
autres collègues paramédicaux par sa compétence particulière dans la réalisation
de soins et de techniques
employant des rayonnements ionisants, participant
ainsi à la limitation des doses
délivrées aux patients, aux
personnels et à la population, véritable priorité de
prévention, comme le soulignent les dernières directives
européennes.
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
47
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
20. Comment situer
l'importance d'une
dose d'irradiation ?
L'unité qui évalue les effets biologiques d'une irradiation sur les tissus vivants est le sievert (Sv). Les valeurs indiquées dans ce
tableau sont exprimées en millisieverts (1 mSv = 10-3 Sv).
Remarques : • pas de preuve d'effets sur la santé humaine en dessous de 50 mSv
• pas d'effets héréditaires constatés chez l'homme quel que soit le niveau de dose, (référence 27).
TRES FORTES
DOSES
10 000
FORTES DOSES
2 000
DOSES
MOYENNES
200
FAIBLES
DOSES
48
20 000
Seuil des manifestations nerveuses
15 000
Etat de choc
10 000- 12 000
Irradiation corporelle total thérapeutique avec protection pulmonaire
8 000
Manifestations digestives précoces
3 000 - 4 000
Dose érythème (seuil)
2 000
Aplasie médullaire après une phase de latence
1 000
Nausées - vomissements (seuil)
500
Exposition tolérée pour secours d'urgence
300
100
Exposition exceptionnelle concertée (décret du 02/10/86)
Dose annuelle due au radon dans certaines régions
50
Limite réglementaire annuelle d'exposition pour les travailleurs (catégorie A - France)
45
Irradiation naturelle moyenne : certaines régions de l'Inde (par an et par habitant)
20
Limite d'exposition annuelle moyenne recommandée pour les travailleurs par la directive Euratom du 13/05/96
10
Irradiation due à l'exposition naturelle moyenne dans certaines régions du Brésil, de l'Iran
(par an et par habitant)
7
Cosmonautes (mission Apollo sur la Lune)
Irradiation due à l'exposition naturelle moyenne : Creuse (par an et par habitant)
5
Limite réglementaire annuelle d'exposition pour la population - France
4,3
Tomodensitométrie du corps
3,4
Irradiation naturelle et artificielle : France (par an et par habitant)
3,24
Dose moyenne des travailleurs extérieurs intervenant en centrale nucléaire en 1998 (par an et par personne ; 5,99 en 1993)
2,5
Irradiation due à l'exposition naturelle moyenne : France (par an et par habitant)
2
Irradiation due à l'exposition cosmique du personnel navigant de l'aviation (dose moyenne annuelle)
1.7
Radiographie du rachis lombaire
1,5
Cholécystographie
1.34
Irradiation naturelle moyenne : Bouches du Rhône (par an et par habitant)
1.2
Radiographie du bassin
1
Limite d'exposition annuelle recommandée pour le public par la directive Euratom du 13/05/96
Dose totale moyenne due à Tchernobyl en Europe occidentale (reçue sur la durée de vie)
Irradiation due à l'exposition médicale moyenne : France (par an et par habitant)
0,37
Dose moyenne du personnel des services de médecine nucléaire (par an et par personne)
0,23
Dose moyenne du personnel des services de radiothérapie (par an et par personne)
0,15
Dose moyenne du personnel des services de radiodiagnostic (par an et par personne)
0,10
Radio pulmonaire
0,05
2 heures d'avion
0,04
Irradiation due à l'exposition aux retombées des essais nucléaires (par an et par habitant, dose calculée)
0,001
Dose annuelle moyenne du fait de l'industrie nucléaire (par personne et par an)
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
CONCLUSION
L
a Directive Européenne relative à la protection des malades applicable à partir
de l'an 2000, aura sans doute un impact profond sur la pratique de la
radiologie médicale car elle codifie les règles de radioprotection concernant le
malade, notamment en introduisant le principe de justification. Toute irradiation d'un
sujet sain ou malade doit être justifiée par le bénéfice que ce dernier peut tirer des
résultats de l'examen.
Le médecin et ses collaborateurs sont personnellement
responsables, c'est à eux de mettre en oeuvre cette justification et d'éviter les irradiations
inutiles ou superfétatoires. Plusieurs colloques ont déjà été consacrés à la radioprotection,
notamment celui en 1996 [Progrès et contraintes en dosimétrie et radioprotection) qui a
été publié (Concours Médical, supplément au numéro 15 du 26 Octobre 1996).
Cette brochure reprend et présente sous une forme didactique la plupart des données
et des conclusions qui ont été présentées à ces réunions. Elle rappelle le rôle
fondamental que peuvent jouer les manipulateurs pour réduire la dose reçue par le
patient. Cette réduction est particulièrement importante pour les nourrissons et les
enfants, d'autant que chez eux on est tenté d'utiliser un grand champ, et par exemple
pour prendre la radio du thorax d'irradier tout le buste. Veiller à une étroite collimation
du faisceau, à la bonne maintenance des appareillages, à un choix pertinent des
constantes est leur tâche quotidienne. Ils savent, de plus, que le meilleur moyen de
réduire les doses délivrées à un malade est d'éviter d'avoir à refaire les clichés.
La bonne formation initiale des manipulateurs les rend aptes à bénéficier des progrès
qui ont été faits dans ces divers domaines. Les articles de cette brochure devraient
renforcer leur motivation et rafraîchir leur savoir. Comme l'ont dit dans l'introduction les
professeurs Vrousos et Kalifa elle devrait donc aider les manipulateurs à assumer le rôle
qui leur est assigné par les règlements et l'usage. Sans nul doute, nombreux sont les
manipulateurs qui feront de ce document leur compagnon quotidien.
Il faut féliciter les auteurs pour leurs efforts de clarté et d'exhaustivité dans ces textes
qui couvrent l'ensemble des questions qui peuvent intéresser les professions de santé
dans le domaine de la radioprotection. Néanmoins toutes les suggestions des utilisateurs
seront les bienvenues car elles permettront d'améliorer encore le contenu des prochaines
éditions.
Pr Maurice TUBIANA
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
49
RAYONNEMENTS IONISANTS ET RADIOPROTECTION
Bibliographie
Seules ont été indiquées les publications consultées les plus récentes
et quelques ouvrages de synthèse.
2.
3.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
Radiobiologie. Tubiana M., Dutreix J. Wambersie A.,
1 volume. Hermann éditeur 1986.
Précis de radiobiologie. P. Pascal-Suisse, J. Levot,
J.C. Solacroup, R. Villeneuve. 1 volume, 169 pages - Vigot
éditeur - 1989
Directive
90/641
EURATOM
du
Conseil
du
4 Décembre 1990. Journal Officiel des Communautés européennes, volume 33, 1990
Biophysique - 1. Radiobiologie - Radiopathologie - Galle P.,
Paulin R. 1 volume, 204 pages, Masson éditeur - 1991.
Recommandations OPRI. n°3510 et 3510 bis. 1991.
Les irradiations accidentelles - Informations sur le traitement
des irradiations accidentelles. Weickhardt U. Caisse
Nationale Suisse d'assurance en cas d'accidents. Division
Médecine du Travail — Case Postale 6002 Lucerne. lère édition, Juin 1992.
Les normes de protection radiologique. Michon G.
La Dépêche Vétérinaire du 19 au 25 Juin 1993 (supplément
technique n° 33).
L'Electricité nucléaire. Carie R. Que sais-je ?, Presses
Universitaires de France, 1994.
Les effets biologiques des rayonnements ionisants. Bertin M.
Un volume - 388 pages - Jouve Editeur - Octobre 1994.
Expositions externes accidentelles. Payen C Urgences
Pratiques 1994 - 9, 41-43.
Exposition de la population française à l'irradiation naturelle.
P. Hubert. Radioprotection et santé publique. Les éditions de
l'ACOMEN 1994, 87-105.
Le médecin et le risque nucléaire. La revue du praticien.
Supplément au n° 6 du 15 Mars 1995.
Pharmaciens et nucléaire - Conduite pratique en cas d'accident.
Facultés de pharmacie de Grenoble et de Lyon. Ordre national
des pharmaciens. 1ère édition, Février 1995.
14. Le stockage des déchets radioactifs. Supplément technique
15.
16.
17.
18.
n° 47 à la Dépêche Vétérinaire du 30 Septembre au 6
Octobre 1995.
Tchernobyl, dix ans déjà ; impact radiologique et sanitaire.
Les éditions de l'OCDE 1996, 118 pages.
Applications des rayonnements et des radioéléments. J.Foos,
RGN 1996, 1,26-36.
Le point sur la gestion des déchets radioactifs. AEN - OCDE.
1 volume, 152 pages - Les éditions de l'OCDE. 1996.
Feux follets et champignons nucléaires. G. Charpack, R.L.
Garwin. Editions Odile Jacob. Décembre 1996.
19. Directive
96/29 EURATOM du Conseil du 13 Mai 1996.
Journal Officiel des Communautés européennes, volume 39,
29 Juin 1996
20. Manuel pratique de radioprotection - DJ. Gambini,
R. Granier - Editions TEC. DOC. Lavoisier Mars 1997.
22. Infirmières et rayonnements ionisants. Société française de
23.
24.
25.
26.
27.
28.
29.
30.
31.
32.
33.
34.
35.
36.
3 7.
38.
39.
40.
édition -
41.
21. Radioprotection dans les installations nucléaires - De
42.
2ème
Choudens H., Troesch G. Editions TEC. DOC. Lavoisier Mars 1997.
biophysique et médecine nucléaire ; Société française de
radiothérapie oncologique; OPRI - 1 brochure, 35 pages 1ère édition - Mai 1997.
Environnement, énergie, santé. 1 brochure, 32 pages - SFEN.
Groupe Languedoc Roussillon - Juin 1997.
Toxiques nucléaires. Sous la direction de P. Galle 1 volume, 400 pages - 2ème édition. Masson éditeur.
Décembre 1997.
La réglementation en radioprotection. M.-C. Boehler, J.-L.
Colin. EDF. Janvier 1997.
Directive 97/43 EURATOM du Conseil du 30 Juin 1997.
Journal Officiel des Communautés européennes, volume 40,
9 Juillet 1997.
Le point sur les rayonnements. Applications, risques et protection - 102 pages - OCDE 1997.
Électricité et environnement, de la production à l'utilisation.
378 pages. EDF, Janvier 1998.
Les tribulations du professeur au pays du nucléaire. Artus J.C.
- SUTRA Distributeur - Mars 1998.Disponible auprès de
SUTRA, Fax : 04 67 52 46 09.
Effets biologiques des rayonnements ionisants - 1 brochure,
60 pages - EDF - Mars 1998.
La gestion des déchets radioactifs. P. Galle - Médecins et
rayonnements ionisants. N° 17, Décembre 1998.
Les déchets radioactifs industriels et leur risque sanitaire. J.C.
Artus - Médecins et rayonnements ionisants. N° 17,
Décembre 1998.
Les déchets contaminés radioactifs en milieu hospitalier 39ème congrès de l'AFPPE - 16 Mai 1998 - Paul Cillard Philippe Ménéchal - Jean-Luc Réhel
Guide d'enlèvement des déchets radioactifs. ANDRA. 1998
Rapport sur le système français de radioprotection, de
contrôle et de sécurité nucléaire. Jean-Yves Le Déaut,
Député de Meurthe et Moselle. 7 Juillet 1998
Les déchets nucléaires. Entretien avec J.-F. Lacronique.
Médecins et rayonnements ionisants. N° 17. Décembre 1998
La radioprotection en milieu hospitalier. Plaquette éditée par
le Comité français d'éducation pour la santé.
2, rue Auguste Comte, 92170 Vanves.
La radioactivité dans l'environnement, 1 brochure.
Becquerel
et
radioactivité
d'origine
naturelle,
1 brochure. Brochures publiées par la Société française de
radioprotection.
Applications des rayonnements et des radioéléments.
J. Foos, RGN 1996, 1, 26-36.
Incidence sanitaire des déchets nucléaires. A. Flury-Hérard.
Communiqué n° 5 - Impact Médecin Hebdo.
Protection contre les rayonnements ionisants. Journal
Officiel de la République Française. Brochure n°l420
Conseil scientifique de l'OPRI. Groupe de travail : recommandations sur la prise en charge des patients "radiologiques" - 1 brochure, 104 pages.
La reproduction totale ou partielle des articles et des informations publiés dans la revue LE MANIPULATEUR est strictement interdite,
sauf autorisation préalable et écrite du Président National de l'A.F.P.P.E. ou par délégation, du Directeur de la Rédaction de la Revue.
50
Le Manipulateur - n° spécial - A.F.P.P.E. Septembre 1999.
Association Française du Personnel Paramédical d'Electroradiologie
Boite postale 09 - 75622 PARIS Cedex 13
Association nationale déclarée conformément à la loi sous le N° ASS 29.731
Tél. + fax : 01.39.87.54.40 - E-mail : [email protected]
« Manipulateur d'Electroradiologie Médicale,
Rejoignez-nous :
Unis, nous serons encore plus forts »
MU»I * /' AJFPP.S.
pour participer à la promotion
de notre profession
et à la défense de ses intérêts.
A
ssociation de type « loi 1901 », créée en 1948, son
objectif est de regrouper l'ensemble des personnels
paramédicaux d'imagerie médicale et de radiothéra-
pie, quel que soit leur mode d'exercice et l'organisme dont
ils dépendent, pour défendre leurs intérêts professionnels.
Unique en France et dans les départements et territoires d'Outre-Mer, elle est représentée au niveau européen.
Elle
est,
de
plus,
affiliée
Internationale
des
Techniciens
d'Electroradiologie (I.S.S.R.T.).
• L'A.F.P.P.E.
à
et
l'Organisation
Manipulateurs
représente et défend la profession de mani-
pulateur d'électroradiologie médicale, son exercice et son
Les bonnes raisons d'adhérer
ou de renouveler son adhésion à l'A.F.P.P.E.
éthique. Pour cela, elle travaille en étroite relation avec le
cabinet du Ministre de la Santé, la Direction Générale de la
Santé, la Direction des Hôpitaux, ainsi qu'avec tous les
représentants de l'imagerie médicale et de la radiothérapie.
Se regrouper au sein d'une association, que l'on soit du secteur public ou
Participer à l'élaboration des
règles d'exercice et d'éthique de
la profession.
privé, et que l'on exerçe ses fonctions
en imagerie médicale, radiothérapie,
électrophysiologue ou dans les
centres de formation.
•
L'A.F.P.P.E.
participe, par ailleurs, très activement,
depuis 1975, au
Paramédicales.
Conseil
supérieur
des
Professions
• Depuis 1966, l'A.F.P.P.E. publie, tous les trimestres, la
revue «
LE MANIPULATEUR
», support privilégié de la com-
munication et de l'information professionnelles.
• En 1994, l'A.F.P.P.E. a réalisé un vidéogramme afin de
Être représentés au
sein des différentes
instances officielles
afin d'être entendus
des pouvoirs publics,
en France et dans
Se former et bénéficier de formations, pour enrichir ses connaissances, lors des manifestations
l'Union Européenne.
régionales
et
nationales
:
congrès, journées régionales de
formation, Journées Francophones
d'IRM, Journées Françaises de
promouvoir le métier de manipulateur d'électroradiologie
médicale auprès du grand public.
• En octobre 1995, pour commémorer le 100e anniversaire
delà découverte des rayons X par Wilhem Conrad RÔNTGEN,
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