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, un numéro spécial a été édité sur le thème : « 1895 - 1995, le premier siècle de la radiologie ». • Tous les ans, l'A.F.P.P.E. organise le congrès national Radiologie, Eurocancer... de la profession. C'est aussi un organisme de formation continue doté d'un numéro d'agrément national, ce qui lui permet d'organiser des sessions de formation dans de très nombreuses régions. Bénéficier de différents services et avantages : - des tarifs préférentiels pour les actions de formation organisées par l'A.F.P.P.E. ; -des réponses et des conseils en interrogeant sans frais les différentes commissions professionnelles ; Être informé en recevant à domicile chaque trimestre, la revue « LE MANIPULATEUR D'IMAGERIE MÉDICALE ET DE RADIOTHÉRAPIE ». - l'acquisition du seul caducée de la profession ; □ Mme □ M. Nom à l'A.F.P.P.E. •13 commissions professionnelles de réflexion, d'étude et de travail ; position pour vous renseigner, vous conseiller, vous informer, vous représenter... d'emplois publiées dans la revue ; - et bien d'autres services encore... □ Mlle • un bureau national et 26 bureaux régionaux ; • un véritable réseau de plus de cent personnes à votre dis- -le service gratuit des offres ou demandes Demande d'adhésion M Aujourd'hui, l'A.F.P.P.E. c'est : • plus de 3.200 adhérents et abonnés ; Prénom. Merci de compléter ce bulletin et Adresse personnelle de l'adresser, accompagné d'un et d'abonnement à la chèque bancaire ou postal libelé revue Le Manipulateur?' Code postal Ville □ adhère d> et s'abonne tël M à l'ordre de l'A.F.P.P.E. □ Renouvelle son adhésion!') et son abonnement të> : à : A.F.P.P.E. BP 09 - 75622 Paris Cedex 13 □ 270 F : individuel France □ 500 F : Individuel étranger □ 150 F : Retraité □ 600 F: Institution □ 100 F :-Adhésion A.P.F.P.P.E0). - Étudiants et service national (joindre impérativement un justificatif pour que votre demande soit prise en considération). Pour préserver votre revue, penser à photocopier cette page.