Introduction à la radioprotection : règles, organisation, acronymes

Introduction
1) Quelles sont les 3 règles de radioprotection ? Expliquez brièvement.
Règle
Augmenter la distance
Minimiser le temps
Utiliser des écrans
Explication
Le rayonnement diminue selon la Loi du carré de la
distance : 2x plus loin = 4x moins de dose
Minimiser le temps de contact avec les souces = moins
de dose reçue.
Travailler efficacement et rapidement
Utiliser le matériel de radioprotection pour absorber
les rayonnements
2) Présentez de façon structurée, sous la forme d’un organigramme la façon dont est
organisée la radioprotection en partant du niveau mondial pour arriver au niveau
Belge. Indiquez des mots clés sur l’organigramme. Par exemple : recommandation,
sciences, directives, BSS, RGPRI, AR exposition médicale….
3) Donnez la signification des acronymes :
CIPR : Commission Internationale de Protection Radiologique
UNSCEAR : Comité Scientifique des Nations Unies pour l’étude des Effets des Rayonnements Ionisants
BEIR : Comité sur les Effets Biologiques des Rayonnements Ionisants
AIEA : Agence Internationale de l’Énergie Atomique
EURATOM : Communauté Européenne de l’Énergie Atomique
OMS : Organisation Mondiale de la Santé
AEN : Agence pour l’Énergie Nucléaire
OCDE : Organisation de coopération et de développement économiques
CGCCR : Centre de Gestion de Crise et de Coordination des Risques
ONDRAF : Organisation National des Déchets Radioactifs et des matières Fissiles enrichies
CEN : Centre d’Études Nucléaires
IRPA : Association internationale de radioprotection
ABR : Association Belge de Radioprotection
TELERAD : Réseau automatique de télémesure de la radioactivité sur le territoire de la Belgique
INES : Échelle internationale des évènements nucléaires
Législation
1) Définition des 4 classes d’établissement
Classe
Classe I
Description
Grand danger
Classe II
Danger moindre
Classe III
Danger plus faible
Classe IV
Danger négligeable
Exemples
Réacteurs nucléaires, établissements où l’on retrouve des
quantités de substances fissiles, combustibles nucléaires
irradiés, déchets radioactifs
Substances radioactives produites à partir de substances
fissiles irradiées ; accélérateurs de particules, administration
substances radioactives ; diagnostic, traitements avec
appareil à rayons X dont la tension dépasse 200 kV
Les installations où sont mises en œuvre ou détenues des
substances radioactives, y compris sous forme de déchets, les
installations où sont utilisées des appareils générateurs de
rayons X (RDC, scanner)
Classe exemptée de déclaration et d’autorisation
2) Définition de NRD
NRD= niveaux de référence diagnostiques
Les NRD sont des niveaux de dose définis dans les pratiques radio-diagnostiques ou, dans le cas de produit
radiopharmaceutiques, des niveaux d’activité, pour des examens types sur des patients types, pour des catégories
larges de types d’installations.
3) Savoir pour les 3 cadres (pratiques, interventions, exposition à des fins d’IM ou à des
fins d’imagerie non médicales avec des équipements médicaux) donner : la définition,
les personnes à protéger, les responsables de la radioprotection, les 3 piliers de la
radioprotection (dans l’ordre : justification, optimisation et respect des limites de dose
pour certaines catégories de personnes).
Préciser les limites de dose quand elles existent, avec la bonne échelle de temps et les
bonnes unités.
Cadre
Pratiques
Intervention
Définition
Activité humaine
suscpetible d’accroître
l’exposition des individus
au rayonnement ionisant
provenant d’une source
artificielle ou d’une source
naturelle de rayonnement
Dans le cas d’exposition
d’urgence (accident)
Activité humaine destinée
à prévenir/réduire
l’exposition aux ray.
Ionisants apd sources qui
ne font pas partie d’une
pratique ou ne sont pas
maîtrisées
Personnes à protéger
PPE, 16 ans <
apprentis et étudiants
d’âge < 18 ans,
personnes du public
Responsables de la
radioprotection
Service de contrôle
physique avec RPE
(expert) et RPO (agent)
Justification
Les pratiques impliquant
l’exposition aux
rayonnements ionisants
doivent être justifier par
les avantages qu’ils
procurent (après avoir
pris en compte les
avantages/inconvénients)
Toutes expositions
doivent être maintenues à
un niveau aussi bas qu’il
est possible (ALARA)
Personnes qui participent
à l’intervention
(volontaires formés et
informés)
Personnes soumises à
l’exposition accidentelle
AFCN, ministère de
l’intérieur, exploitant,
TELERAD
(programme de
surveillance radiologique,
analyse et réseau
automatique de mesure de
la radioactivité)
Intervention entreprise
qu’après un bilan
bénéfice/risque (sociaux,
eco, santé)
Optimisation
Ampleur et durée de
l’intervention sont
optimisés
Exposition
médicale/nonmédicale
Expositions médicales :
subie par des patients
pour
diagnostic/traitement, en
vue d’un effet bénéfique
sur leur santé. Ainsi que
les volontaires
Expositions nonmédicales : personnes
exposés à des équipements
radiologiques à des fins
d’imagerie, où la finalité
n’est pas d’apporter un
bénéfice sanitaire à la
personne exposée
Patient, accompagnant,
volontaire, enfant à naître
Expert agréé en
radiophysique médicale
Médecin le prescrit
Professionnel paramédical
Toutes doses liées à ces
expositions doit être
maintenue au niveau le
plus faible possible
(ALARA)
Optimisation machines,
paramètres, protocoles,
choix des isotopes
Respect des limites de Voir schéma après
doses
Les volontaires
formés/informés ont les
même limites que PPE
Population qui subit
l’accident : gros risque de
dépassement des limites
de doses = pas de limite
de dose
NRD : nvx d’activité sur
1 patient type
Pas de limites strictes
On utilise le NRD
comme repères +
justification + contraintes
de dose (restrictions)
Respect des limites de doses pour pratiques :
Public
E (efficace)
Corps entier
H (équivalent)
Organes particuliers
Cristallin
Peau
Mains, avant-bras,
pieds et chevilles
1 mSv/an
1 mSv/an pour l’enfant
à naître durant la
grossesse
15 mSv/an
50 mSv/an
Pas d’application
PPE (si risque de
dépast dose public)
20 mSv/12 mcg
Apprentis, étudiants
16-18 ans
6 mSv/an
mois
consécutif
20 mSv/ 12 mcg
500 mSv/12 mcg
500 mSv/12 mcg
15 mSv/an
150 mSv/an
150 mSv/an
Physique des rayonnements ionisants
1) Définir et classer les RI
Type
Rayonnements directement
ionisants
Rayonnements indirectement
ionisants
Rayonnements
Particules chargées :
- e- ou b- e+ ou b+
- protons
- noyaux atomiques 24He
ou [a]…
Particules non chargées :
- neutrino électronique [ve]
ou antineutrino
électronique [~ e]
- neutrons
- photons X, [g] …
Ionisation
Créent des ions directement
Libèrent des particules qui ionisent
2) Connaitre les différentes formules de conversion :
Fréquence : ν = c / λ
Longueur d’onde : λ = c/ ν
Nombre d’onde :
Température :
Énergie : E = h·ν = hc/λ
E= mc2
Ec= mv2/2
Ep=qV
Conversion masse-énergie : E = mc²
Eth=kBT
Energie
thermique
Voir dia 5 du cours, faire les exos de conversion
3) Expliquez la production des RX par un tube à RX
Étapes de transformations du faisceau de RX :
1.Tube radiogène produisant des RX
2.Faisceau primaire (incident) de RX, homogène
3.Patient atténuant les RX (loi d’atténuation)
4.Faisceau résiduel de RX, hétérogène
5.Système de réception du faisceau résiduel
Caractéristiques de production RX :
-
Dans une enceinte en quartz ou en verre dans laquelle règne un vide
Des électrons sont émis par un filament de tungstène chauffé appelé cathode dans lequel circule un courant
électrique : effet thermoïonique
Les électrons sont accélérés par une différence de potentiel élevée en direction du foyer d’une anode
Ces électrons entrent en collision avec l’anode
Sous l’effet des chocs, des RX sont émis par l’anode principalement dans la direction perpendiculaire à
celle des électrons
4) Expliquez les spectres de RX raies et fond continu (savoir calculer la position selon le
modèle de Bohr pour l’H et selon Moseley pour les atomes lourds)
Spectre en fonction de l (Rx)
Spectre en fonction de E (Rx)
Les 2 spectres représentent les rayons X produits dans un tube à rayons X. Ils montrent la distribution de
l’intensité des RX en fonction :
-
De la longueur d’onde
De l’énergie
Spectre en fonction de l (Rx) :
Le fond continu correspond au rayonnement de freinage des électrons, suite à leur interaction avec un atome via
l’attraction Coulombienne ® conversion de l’énergie de freinage en énergie électromagnétique (RX)
Les raies caractéristiques sont des pics nets à des l précises. Elles proviennent de transitions électroniques entre
couches internes (de L à K p.ex) dans l’atome cible du tube RX. Ces raies sont caractéristiques de l’élément
chimique de la cible.
Spectre en fonction de E (Rx)
Une émission générale correspond au rayonnement de freinage. Les émissions caractéristiques correspondent à des
énergies fixes.
Lien entre les 2 spectres
Les 2 spectres sont liées par la formule suivante : E = = hc/λ
Donc un pic à faible l correspond à une grande énergie et inversement.
Calculer la position selon le modèle de Bohr pour l’H :
Calculer la position selon le modèle de Moseley pour les atomes lourds:
5) Écrire une désintégration radioactive g, a, b-, b+, CE.
Désexcitation g :
Le noyau père est un isomère nucléaire (état excité d’un noyau donné), il se désexcite en émettant un rayonnement
gamma, sans changer ni A ni Z.
Le noyau fils est le même isotope, mais dans un état moins excité. Le photon gamma émis correspond à l’énergie
d’excitation perdue.
Désintégration a :
Le noyau du père est lourd et donc se débarrasse de 4 masses et de 2 charges. Il se désintègre et produit un fils
stable et une particule alpha pour compenser les pertes.
Désintégration b- :
Le noyau parent contient trop de neutrons par rapport aux protons. Un neutron se transforme en proton, ce qui
augmente Z de +1 (transmutation). Pour conserver la charge et le nombre leptonique, un électron (b-) et un
antineutrino électronique (νˉe) sont émis.
C’est une transformation isobarique (le nombre de masse A reste constant) et une désintégration à 3 corps, dans
laquelle l’énergie est partagée entre le b- et νˉe .
Désintégration b+ :
Le noyau père contient trop de protons par rapport aux neutrons. Un proton se transforme en neutron, ce qui
entraîne une diminution de Z (-1) : transmutation.
Pour conserver la charge et le nombre leptonique, un positron (b+) et un neutrino électronique (ve) sont émis. C’est
une transformation isobarique (nb de masse A reste constant) et une désintégration à 3 corps, dans laquelle
l’énergie est partagée entre le positron et le neutrino.
Capture électronique : CE ou EC
Lors de la CE, un proton du noyau capture un électron orbital et se transforme en neutron, ce qui provoque une
transmutation avec diminution de Z, tout en maintenant A constant (transformation isobarique).
Expliquer la conversion interne (CI) :
Processus concurrent de l’émission gamma.
La radioactivité gamma est une transition isomérique car elle aboutit à la formation d’un isomère cad un noyau
dont le nombre de masse et le nombre de charge sont identiques au noyau d’origine. Dans la CI il y a expulsion
d’un électron de l’atome.
Chaque transition entre 2 niveaux d’énergies distinctes correspond soit à l’émission d’un rayonnement gamma, soit
à celle d’un électron « de conversion », processus dans lequel l’énergie d’excitation du noyau est directement
transférée à un électron du cortège électronique.
Cette énergie, si elle surmonte l’énergie de liaison de l’électron, permet son expulsion de l’atome. Le réarrangement
du cortège électronique provoque l’émission de rayonnements X.
Expliquer les 2 phénomènes qui peuvent survenir après la CI et la CE et pour quels
types d’atomes on les retrouve avec une grande probabilité.
Après une CE (transmutation) ou une CI, le cortège électronique est perturbé et des réarrangements électroniques
vont se produire :
o Soit sous forme de photons X de fluorescence (monoénergétiques, donnant un spectre de raies). Un électron
d’une couche externe (ex. L ou M) descend pour remplir le trou laissé dans une couche interne (souvent
K). Cela libère une énergie => émission d’un photon X
Surtout pour les atomes lourds quand les électrons internes (K) sont éjectés.
o Soit en communicant cette énergie à un autre électron, lui-même éjecté et qui prend alors le nom d’électron
Auger.
o Surtout pour les atomes légers (car E entre les couches – importantes) et quand les électrons moins liés
sont éjectés
6) Expliquez la désintégration radioactive, le temps de demi-vie
Désintégration radioactive : processus aléatoire au cours duquel un noyau instable se transforme spontanément en
un noyau plus stable, en émettant un rayonnement (particule a,b-,b+, photon g).
Temps de demi-vie : temps nécessaire pour que la moitié des noyaux radioactifs présents initialement dans un
échantillon se désintègrent.
7) Résoudre des exerices du type de ceux abordés ou résolus en cours par l’utilisation de la
formule : A=lN (apd activité calculer un nombre de noyaux et/ou une masse et
inversement) et A = A0 e-lt
8) A partir des formules qui sont données expliquez la production du Tc 99m par le
générateur Mo-Tc
9) Citez et expliquez brièvement les 3 modes de production des radionucléides
Les cyclotrons (réaction nucléaire par bombardement des cibles) :
ð Accélérateur de particules, réaction nucléaire par bombardement de cibles avec protons
Les réacteurs nucléaires (centrales) :
ð Production par fission ou activation neutronique
Les générateurs de radionucléides :
ð Un radionucléide père à longue demi-vie donne naissance à un fils à courte demi-vie, qu’on récupère
(ex du Mo-Tc)
Interactions des rayonnements ionisants avec la matière
1) Expliquez ce qu’est le TEL et ce qu’est le DLI
TEL (transfert d’énergie linéique) : exprimé en keV/µm, il représente l’énergie déposée par unité de longueur de
parcours
DLI (densité linéique d’ionisation) : nombre d’ions créés par unité de longueur, ions/µm
TEL = DLI*W
W= 33,85 eV dans l’eau
2) Expliquez l’interaction des particules légères chargées avec la matière et le cas
particulier du positron
Les particules légères chargées sont ralenties dans la matière principalement par des collisions avec les
électrons atomiques, provoquant ionisation, excitation et transferts thermiques. Elles peuvent aussi
subir un freinage lorsqu'elles interagissent avec le champ électrique d’un noyau, ce qui génère
un rayonnement X de freinage (bremsstrahlung). Ce phénomène est amplifié dans les matériaux à
Z élevé, c’est pourquoi on préfère utiliser des matériaux à Z faible (ex. plastique, eau) pour limiter ces
interactions indésirables, surtout en radioprotection.
Cas particulier du positron :
Quand le positron incident est au repos, cad quand il a perdu la totalité de son énergie initiale, il s’associe à un
électron et ces 2 particules se dématérialisent. C’est ce que l’on appelle l’annihilation.
Les lois de la conservation de l’énergie montrent qu’il résulte de ce phénomène d’annihilation 2 rayonnements
gamma émis dans des sens opposés et chacun d’une énergie de 511 keV (utilisé au PET SCAN)
3) Expliquez l’interaction des particules lourdes chargées avec la matière et le pic de Bragg
Les particules lourdes chargées (comme les protons et ions lourds) interagissent avec la matière par ionisation sur
leur trajectoire. Elles ont un transfert d’énergie linéique (TEL) élevé = elles déposent beaucoup d’énergie dans un
faible espace.
L’interaction des particules lourdes avec la matière est marquée par le pic de Bragg : A mesure que la particule
perd de l’énergie son pouvoir ionisant augmente. Elle dépose peu d’énergie au début, puis augmente fortement en fin
de parcours juste avant de s’arrêter : c’est le pic de Bragg.
4) Estimez la distance parcourue par un faisceau d’électrons, de particules lourdes chargées
dans la matière (eau et air)
Pour les particules légères chargées = électrons :
Électrons (~1 MeV) : 0,5 cm dans l’eau
Pour les particules lourdes chargées (protons, ions lourds) :
Particules lourdes (~5,3 MeV) : 40 µm
5) Expliquez les interactions photons-matières
Il existe 5 types d’interactions des photons avec la matière (choc de particule ou onde) :
Avec les électrons
Avec les noyaux
1) Diffusion simple ou de Thomson Rayleigh
4) Matérialisation (probabilité p)
5) Réaction nucléaire
2) Effet photoélectrique (probabilité t)
Photodésintégration
3) Diffusion Compton (probabilité s)
ð La probabilité globale = µ
Coefficient d’atténuation linéique µ ou coefficient d’atténuation linéique massique µ/r en fonction de l’énergie
en MeV :
ð µ exprime pour un photon est la proba de subir une interaction avec la matière par unité d’épaisseur
Effet photoélectrique, probabilité t :
ð Le photon est entièrement absorbé par un électron, qui est éjecté. Le photon disparaît totalement après
l’interaction
Diffusion Compton, probabilité s :
ð Le photon transfère une partie de son énergie à un électron et est diffusé avec une énergie réduite. Il
continue sa trajectoire dans une autre direction.
Matérialisation, probabilité p :
ð Si le photon a une énergie > 1,022 MeV, il peut se transformer en électron + positron. Une partie de
l’énergie du photon est transférée aux particules chargées, l’autre partie est diffusée
6) Quels sont les types d’écran efficaces pour arrêter les Rayonnements Ionisants ?
Le plomb comme matériau efficace pour atténuer les rayons X et g.
Matériaux à Z faibles (plastique, eau) pour se protéger des électrons et éviter le rayonnement de freinage.
L’air suffit comme écran contre les particules lourdes (alpha, protons, ions lourds).
7) A partir de la loi d’atténuation, résoudre les exercices abordés ou résolus au cours
8) Sur base d’un schéma, expliquez la différence entre énergie perdue par le photon,
énergie diffusée (pas transférée aux électrons), énergie transférée et énergie absorbée.
Énergie perdue par le photon : correspond à la somme de l’énergie transférée + énergie diffusée, c’est l’ensemble de
l’énergie qui quitte le faisceau)
Énergie diffusée : photon dévié mais non absorbé (il conserve une partie de son énergie)
Énergie transférée : énergie donnée aux électrons
Énergie absorbée : fraction de l’énergie transférée effectivement déposée dans le tissu (énergie transférée qui reste dans
le volume dx)
Grandeurs et unités utilisées en radioprotection
1) Définir source et exposition
Source : Substance radioactive ou appareil ou installation pouvant émettre des rayonnements ionisants. Il existe des
sources scellées (pas de dispersion possible de subst. Radioactives) et non scellées (dispersion possible). Peut aussi
d’être d’origine naturelle (terrestre/tellurique, cosmique) ou artificielle.
Exposition : Fait d’être exposé à des rayonnements ionisants. Elle peut être externe (irradiation), à distance ou au
contact. Ou être interne (contamination) ; ingestion, inhalation, pénétration transcutanée, blessures ou cutanée.
2) Savoir expliquer le schéma et les liens entre les grandeurs physiques primaires, les
grandeurs opérationnelles et les grandeurs de radioprotection
Grandeurs physiques primaires : Ce sont les mesures physiques directes de rayonnement dans l’environnement ou
dans un milieu défini. On mesure la quantité de rayonnement présente ou absorbée (via Fluence, Kerma et Dose
absorbée).
Grandeurs opérationnelles : Ce sont des grandeurs introduites pour évaluer l’exposition des travailleurs ou du
public apd de mesures effectuées avec un dosimètre par exemple. Cela permet de fournir des mesures représentant
l’exposition humaine réelle.
Grandeurs de radioprotection : Ce sont les grandeurs qui quantifient le risque biologique lié à l’exposition aux
rayon. ionisants. Ce sont les grandeurs utilisées dans la réglementation, pour fixer les limites d’exposition.
3) Définir les grandeurs physiques primaires : Kerma et dose absorbée. Connaître quelques
ordres de grandeur de dose et les unités
Kerma : grandeur de base utilisée pour les rayonnements indirectement ionisants qui caractérise le transfert d’énergie
des photons aux électrons secondaires.
Dose absorbée : énergie réellement absrobée par unité de masse
Quelques ordres de grandeur :
o
o
o
o
o
o
Dose à l’entrée (DE) pour un cliché intra-buccal : 0,3 – 1,2 mGy
DE pour un cliché thoracique : 0,3 mGy
DE pour un cliché de l’abdomen : inférieur à 5 mGy
2 Gy pour une séance de radiothérapie
Plusieurs kGy pour l’ionisation des denrées alimentaires
4 Gy = DL50 (mort de 50% des individus irradiés sur la totalité du cors)
4) Savoir que Hp(10), Hp(0.07) et Hp(3) sont des grandeurs opérationnelles et savoir ce
que ces grandeurs opérationnelles mesurées par le dosimètre personnel (Hp(10) et
Hp(0.07)) permettent d’évaluer. Savoir ce que Hp(3) permet d’évaluer et qu’il faut un
dosimètre particulier pour l’évaluer. Connaître les unités de ces grandeurs.
Hp (10) équivalent de dose permet d’évaluer la dose équivalente aux organes profonds
Hp (0,07) équivalent de dose permet d’évaluer la dose équivalente à la peau
Hp (3) l’équivalent de dose permet d’évaluer la dose équivalente au cristallin
o Grandeurs opérationnelles dosées par dosimètre classique : Hp (10) et Hp (0,07)
o Grandeurs opérationnelles dosées par dosimètres spécifiques : Hp (3)
Grandeurs opérationnelles exprimées en Sievert (Sv), utilisation de préfixe mSv.
5) Définir les grandeurs de radioprotection, dose équivalente et dose efficace, connaître les
unités et les limites de dose pour les personnes professionnellement exposées (PPE) et
pour le public
Dose équivalente (H) : dose absorbée par le tissu ou l’organe T, pondérée suivante le rayonnement R. la nuisance
est fonction : de la nature des rayonnements, de l’énergie des rayonnements, du débit de dose absorbée.
ð Le facteur de pondération radiologique wR est utilisé pour pondérer la dose absorbée par le tissu ou
l’organe
ð Unité actuelle : Sievert
1 Sv = 1J/kg
ð H peut s’exprimer en mSv ou rem
1000 mSv= 100 rem
ð S’applique aux faibles doses
ð Se calcule à partir de la lecture des dosimètres
ð Le débit de dose équivalente :
ð Limites de dose :
Dose équivalente
(H)
Cristallin
Public
15 mSv par an
Peau
50 mSv par an
Mains, avant-bras,
pieds et chevilles
Pas d’application
PPE
20 mSv par 12 mois
consécutifs glissants
500 mSv par 12
mois consécutifs
glissants
500 mSv par 12
mois consécutifs
glissants
Dose efficace (E) : somme des doses équivalentes délivrées aux différents tissus et organes par irradiation externe ou
interne. Permet l’évaluation du risque total résultant de l’exposition de plusieurs organes/tissus de radiosensibilité
différente. La dose efficace ( E) permet d’évaluer le risque d’une dose comme si elle était reçue par le corps entier.
ð Le facteur de pondération tissulaire wT est utilisé pour pondérer la dose équivalente dans un tissu ou
un organe (T)
ð S’applique aux faibles doses
ð Ce n’est pas un indicateur de risque individuel
ð E sert d’indicateur du risque global d’effets stochastiques variables selon les rayonnements et les
organes touchés (cancers, génétiques, moyenné selon les âges et sexes)
ð C’est une grandeur prévue pour évaluer le danger pour le public et les PPE, mais elle n’est pas
mesurable et difficilement calculable
ð Limites de dose :
Dose efficace (E )
Public
PPE
1 mSv par an
20 mSv par 12 mois
1 mSv durant la grossesse
consécutifs glissants
Pour la dose efficace, donner en outre les limites et les avantages du concept. Connaître
quelques ordre de grandeur des doses efficaces dans le domaine médical, connaître
l’ordre de grandeur de la dose reçue en irradiation naturelle annuelle.
Limites :
a. N’est pas un indicateur de risque individuel : c’est une moyenne sur âges, sexes et population
b. Grandeur non mesurable directement (elle est calculée à l’aide de fantômes numériques : homme/femme de
référence)
c. Ne peut pas être utilisée pour l’évaluation du risque lié aux RI dans le cas d’exposition médicale mais
uniquement à fins de comparaison
d. E masque des doses aux organes parfois élevées
Avantages :
a. Indicateur du détriment global à long terme lié aux RI
b. Grandeur additive (permet de cumuler les doses issus de plusieurs examens différents)
c. Permet de comparer, en termes de risques :
o Différents types d’exposition,
o Différents types d’examens ou modalités d’imagerie,
o Différentes pratiques/pays
Quelques ordres de grandeurs de doses efficaces :
a. Patient qui reçoit une dose équivalente de 1 Sv lors d’une irradiation du poumon : dose efficace
de 120 mSv
b. Irradiation thyroïde et peau avec dose équivalente de 500 mSv : dose équivalente 25 mSv
Ordre de grandeur de la dose reçue annuelle :
a. Dose efficace naturelle moyenne annuelle : 2,5 mSv
b. Dose efficace médicale moyenne annuelle : 1,5 mSv
c. Dose efficace moyenne annuelle : 4 mSv
6) Expliquer le modèle linéaire sans seuil et la notion de risque effectif
Modèle linéaire sans seuil : suppose que tout rayonnement ionisant comporte un risque, même à faible dose, sans
seuil de sécurité
Risque effectif : probabilité de développer un effet stochastique (cancers, génétiques…)
7) Définir la dose engagée et à partir des tableaux des doses par unité incorporée (DPUI),
calcule la dose efficace
C’est la dose qui sera reçu par un individu à la suite de l’incorporation de matière radioactive. Cas de
contamination, calculs encore plus complexes, évaluation du risque plus difficile.
La dose engagée permet d’évaluer la toxicité en tenant compte de plusieurs facteurs (ex. qtté de contaminant, nature
et énergie du rayonnement, période radioactive, sensibilité de l’organe aux ray. …)
Pour les travailleurs professionnellement exposés et les adultes : c’est la dose cumulée reçue dans les 50 années qui
suivent l’incorporation
Pour les moins de 20 ans : c’est la dose cumulée reçue jusqu’à 70 ans
Elle est exprimée comme :
-
Dose équivalente engagée
Dose efficace engagée
Les valeurs de DPUI sont données dans différents tableaux selon :
-
La voie d’entrée (inhalation ou ingestion)
La granulométrie (pour l’inhalation)
La transférabilité (formes F, M ou S)
Le type d’exposition (professionnelle ou de la population)
Les tableaux DPUI :
-
A : permet de calculer la dose efficace engagée par ingestion pour la population, en fonction de l’âge
B : permet de calculer la dose efficace engagée par inhalation pour la population, en fonction de l’âge
C : permet de calculer la dose efficace engagée par ingestion et inhalation pour les travailleurs
8) La gestion des déchets liquides se fait via le concept de concentration maximale dans le
liquide rejeté et la gestion des déchets gazeux via le concept de limite dérivée de
concentration dans l’air.
Défini ces concepts et faire les calculs de ces limites apd tableaux des DPUI.
A partir des DPUI on peut calculer différentes grandeurs :
o LAI : les limites d’incorporation annuelle
o CL : la concentration maximale d’un radioélément dans un liquide rejeté
o LDCA : la limite dérivée de concentration dans l’air
La concentration maximale dans le liquide rejeté : d’un radionucléide donné, sous une forme chimique donnée, est
obtenue en utilisant la formule suivante :
La limite dérivée de concentration dans l’air : pour les personnes du public est la concentration moyenne annuelle
d’un radionucléide dans l’air inhalé, exprimée en unités d’activité par unité de volume (Bq/m3) qui, pour une
exposition annuelle continue, entraîne pour un individu adulte standard une incorporation égale à la limite
d’incorporation annuelle.
Les limites dérivées de concentration dans l’air: d’un radionucléide pour les personnes du public sont calculées à
l’aide de la formule suivante (voir tableau H2)
9) Définir les niveaux de référence diagnostiques (NRD ou DRL) comme principe
d’optimisation en particulier en médecine nucléaire (MNUC).
Les NRD ne sont pas des « limites de dose », ce sont des outils pour l’optimisation. Il n’y a pas de limites de doses
pour le patient !
Les NRD sont établis pour des examens standardisés et des patients types, et ne devraient pas être dépassés sans
justification, pour des procédures courantes. Les mesures se font cependant en prenant tous les patients successifs.
Les NRD sont des indicateurs dosimétriques de la qualité des pratiques et visent à prévenir les effets déterministes.
Savoir qu’en MNUC, c’est le percentile (p) 50 de la distribution des activités
administrées qui est utilisé pour établir les NRD.
En médecine nucléaire, les NRD sont définis à partir du percentile 50 (p50) de la distribution des activités
administrées pour des examens types. Permet d’éviter les excès d’activité radioactive administrée au patient.
En radiologie c’est le p75 de la distribution des doses.
En radiologie et scanner, les NRD sont établis apd du p75 de la distribution des doses. Permet d’identifier et
réduire les pratiques anormalement élevées
Connaître les indicateurs dosimétriques utilisés et leur unité en radiologie
conventionnelle (DAP) en scanner (DLP, CTDI), en mammographie (DGM et p95),
pour les guidage en radiothérapie.
Pour les examens de radiologie conventionnelle :
ð La dose est évaluée en termes de DAP
ð Les unités sont mGy.cm2
Pour les examens CT (scanner) :
ð La dose est évaluée en termes de CTDIvol, avec comme unité des mGy
ð La dose peut aussi être évaluée en termes de DLP, avec comme unité des mGy.cm
Pour les examens de mammographie :
ð La dose est évaluée en termes de DGM, avec comme unité des mGy
ð La dose peut aussi être établie selon le percentile 95 (p95)
Pour les examens de radiologie interventionnelle et guidage en radiothérapie :
ð La dose est évaluée en termes de DAP, avec comme unités les Gy.cm2
Détection des rayonnements ionisants
1) Définir les mots suivants :
Zone surveillée : c’est une zone dans laquelle une personne pourrait être exposée à des doses supérieurs aux limites
de dose fixées pour le public, et qui n’est pas considérée comme une zone contrôlée. Elle fait l’objet d’une
surveillance appropriée à des fins de protection contre les rayonnements ionisants dans les établissements autorisés.
ð Seuls les travailleurs de catégorie B y ont accès
Zone contrôlée : zone soumise à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements
ionisants et de confinement de la contamination radioactive, dont l’accès est réglementé dans les établissements
autorisés. C’est une zone où les 3/10 des limites de doses annuelles pour les personnes professionnellement exposées
(PPE) sont susceptibles d’être dépassés.
ð Seuls les travailleurs de catégorie A y ont accès
PPE de catégorie A : ce sont des PPE susceptibles de recevoir une dose efficace > 6 mSv par 12 mois consécutifs
glissants ou une dose équivalente > 3/10 des limites de dose fixées pour le cristallin, la peau et les extrémités.
ð Peuvent travailler en zone contrôlée
PPE de catégorie B : toutes personnes ne relevant pas de la catégorie A, donc moins exposées
ð Peuvent travailler en zone surveillée
2) Savoir comment porter son dosimètre et comment le porter si on met un tablier plombé :
Toute personne professionnellement exposée porte un dosimètre personnel à hauteur de la poitrine pour estimer la
dose efficace due à l’exposition externe totale. Si le port d’un tablier plombé est nécessaire, le dosimètre destiné à
mesurer la dose efficace se porte sous le tablier plombé à hauteur de la poitrine.
3) Savoir dans quelles circonstances il faut porter 2 dosimètres ou un dosimètre particulier :
Si malgré le tablier plombé, l’exposition est susceptible de provoquer des doses supérieures aux 3/10 de la limite de
dose efficace fixée à l’article 20.1.3, un dosimètre est porté au-dessus du tablier, à hauteur du col ou de la poitrine,
et un autre dosimètre est porté en dessous du tablier, à hauteur de la poitrine.
Si l’exposition est susceptible de provoquer des doses supérieures aux 3/10 des limites de doses équivalentes à une
partie spécifique du corps, la personne porte un dosimètre supplémentaire permettant de contrôler les doses à ces
endroits. Ex. dosimètre bague ou poignet pour les personnes qui préparent les produits radioactifs, dosimètre
cristallin pour les personnes en radiologie interventionnelle.
4) Expliquer le principe physique du dosimètre thermo luminescent (TLD) à lecture
différée
Il contient des détecteurs/matériaux TL comme éléments sensibles (souvent le fluorure de lithium). Ces détecteurs
ont la propriété d’accumuler une partie de l’énergie provenant des rayonnements incidents dans des situations
d’énergie métastables du matériel TL .
Lors d’un échauffement, cette énergie est libérée sous forme de lumière visible. La quantité de lumière émise est
proportionnelle à la dose de rayonnement reçue. Après lecture, les détecteurs peuvent être réutilisés.
5) Savoir quand il faut porter un dosimètre opérationnel ou à lecture direct :
La personne qui est susceptible de recevoir une dose efficace supérieure à 500 µSv par semaine porte à hauteur de
la poitrine un dosimètre à lecture directe permettant une lecture quotidienne de la dose reçue.
Les effets biologiques des rayonnements ionisants
1) Citer les différentes phases de l’interaction du rayonnement avec la matière avec un
ordre de grandeur de la durée de l’interaction
Phase
Physique
Physico-chimique
Chimique
Cellulaire
Histopathologique
Ordre de grandeur de la durée
10-15 secondes
-9
10 à 10-6 secondes
Fraction de seconde à heures
Heures à jours
Heures (si fortes doses) à années (si faibles doses)
2) Citer et expliquer les différents facteurs de radiosensibilité cellulaire
a. La radiosensibilité dépend du type de cellule :
o Plus une cellule a une capacité de division élevée, plus elle est radiosensible
o Plus une cellule est différenciée, moins elle est sensible aux radiations
o Plus la cellule possède un degré d’évolution élevé, plus elle est radiosensible
b. La radiosensibilité dépend de la phase du cycle cellulaire :
o Elle est maximale au cours de la phase M de mitose
o Elle est minimale au cours de la phase S de duplication du matériel génétique
c. La radiosensibilité dépend de l’environnement cellulaire :
o Il existe des radiosensibilisateur : ce sont des agents chimiques capables d’augmenter les effets d’une
radioexposition
§ Par exemple, l’oxygène est un radiosensibilisateur : il renforce les effets des radiations en
favorisant la formation de radicaux libres.
o Il existe des radioprotecteurs : ce sont des agents chimiques capables de diminuer les effets d’une
radioexposition
§ Comme la cystéamine, bêta-aminoéthylisothiourée, glutathion, acide aminophosphorothioïque
§ Ils peuvent réduire les dommages, à condition d’être présent avant/au moment de
l’exposition. Mais leur toxicité limite leur utilisation.
d. La radiosensibilité dépend de la nature du rayonnement :
o A dose égale, les rayonnements à fort transfert linéique d’énergie (TLE) causent davantage de
dommages que ceux à faible TLE. Cela s’exprime par l’efficacité biologique relative : EBR, qui
compare l’impact biologique de différents types de rayonnements à une référence (généralement les
photons)
e. La radiosensibilité dépend de la distribution de la dose dans le temps :
o Les débits de dose élevés sont plus efficaces, à haute dose
o Mais on admet que des faibles doses peuvent entrainer des effets de réparation cellulaire ou
d’adaptation = effet Hormésis !
3) Donner les caractéristiques des effets déterministes
Les effets déterministes des rayonnements ionisants sont des conséquences qui apparaissent lorsque la dose reçue
dépasse un certain seuil. Ces effets sont l’élimination ou un dysfonctionnement d’un grand nombre de cellules.
Observés au-delà d’un seuil :
-
mGy à 0,3 Gy (symptomatologie biologique)
1 Gy (symptomatologie clinique) : seuil des fortes doses
Ils sont déterministes car :
-
Ils sont obligatoires, ils se manifestent toujours
Ils sont précoces, se manifestent qlq heures à 1 mois après l’exposition
Au-delà du seuil, la gravité augmente avec la dose
Ils sont clairement décrits du point de vue symptomatique
Ils sont différents selon que l’exposition est globale ou partielle
4) Interpréter le graphique de la gravité des effets déterministes avec les différentes phases
pour différentes doses en fonction du temps après l’exposition
Le graphique illustre l’évolution dans le temps des effets déterministes après une exposition aux rayonnements
ionisants, en fonction de la dose reçue.
La radioexposition (déterministe) aiguë met en évidence 4 phases :
a. La phase initiale ou prodromique : elle survient quelques heures après l’exposition, quelle que
soit la dose. Elle est marquée par des symptômes généraux tels que des nausées, vomissements,
asthénie ou maux de tête
b. La phase de latence : elle peut durer quelques jours. Elle est silencieuse, les symptômes
disparaissent
c. La phase d’état /critique : période au cours de laquelle se développent les signes caractéristiques
de chaque syndrome
d. La phase de convalescence : Si la dose n’est pas létale, la phase critique est suivie d’une période
de récupération. Sinon, selon la dose et le syndrome déclenche et en l’absence de traitement, elle
peut évoluer vers le décès dans un délai allant de quelques jours à quelques semaines
5) Donner les différents syndromes déterministes et les ordres de grandeur des doses
auxquels ces syndromes se manifestent
Dose (Gy)
< 0,5
0,5 à 2
2à4
Syndrome
Infra-clinique
Réaction légère
Hématopoïétique modérée
Symptôme
Aucun
Asthénie, nausées, vomissements
Leucopénie, thrombopénie, anémie
4à6
Hématopoïétique grave
6à7
Gastro-intestinale
8 à 10
>10
Pulmonaire
cérébrale
Hémorragies, aplasie (DL50 : 4 à
4,5 Gy)
Diarrhée, vomissements,
hémorragies
Insuffisance respiratoire aiguë
Coma, mort en 14-36 heures
6) Expliquer comment on peut faire une estimation biologique de la dose avec l’ordre de
grandeur des doses estimables
Ø Par la chute des lymphocytes :
o Plus elle est rapide et importante, plus la dose est élevée
o Le premier examen est pratiqué le plus rapidement possible après exposition
Ø Par la recherche des aberrations chromosomiques :
o Permet d’estimer les doses reçues
7) Donner les caractéristiques des effets stochastiques
Ø Sans seuil : peut survenir à toute dose (modèle linéaire sans seuil), risque même au faibles doses
Ø Aléatoires : ne surviennent pas chez tous les individus exposés
Ø Tardifs : apparaissent années après expositions, voire chez la descendance de l’individu
Ø Deux types :
o Cancérogènes : mutation sur un gène d’une cellule somatique, les effets concernent l’individu
exposé
o Héréditaires : mutation sur un gène d’une cellule germinale, les effets concernent l’individu exposé
mais peut aussi se transmettre
Ø Quand la dose augmente, la fréquence d’apparition de l’effet augmente, la gravité reste constante
Comparaison des 2 types d’effets
Effets déterministes
Fortes doses
Délai d’apparition court
Effets à seuil
La gravité croît avec la dose
Bien décrits
A étudier :
Effets stochastiques
Faibles doses
Délai d’apparition long
Pas de seuil
Chez les individus atteints les effets sont identiqurs
quelle que soit la dose
La probabilité d’apparition croit avec la dose
Préimplantation 0 à 8 j
Stade
6 à 12 j
0à5j
Période
Tout ou rien :
mort intrautérine ou
développement
normal
Effets (selon
le discours
dominants)
Mortalité possible
de l’embryon audelà de 100 mSv
Risque négligeable
sous 100 mSv ou
100 mGy (si
photons)
Seuil
Entre le 6ème et le 12ème jour (gastrulation), sur des
animaux normaux il y a une fenêtre d’hypersensibilité
Dans les phases 2,4,8,16 cellules (morula), 32
cellules (blastocystes) on observe mais de façon moins
fréquente des malformations congénitales avec seuil –
mêmes observations avec des produits chimiques
Dans la phase zygote (1cellule) on a observé des
malformations congénitales sans seuil apparent, dans
des souches animales sensibles (susceptible de
développer des malformations). Chez les souches non
sensibles, il y aurait un seuil vers 100 mSv
On a observé de la mortalité embryonnaire dans des
exp. animale pour 50 mSv dans la phase 0-5 j
Pas de malformation congénitale mais il existe des
exceptions dans les populations avec prédispositions
génétiques
Données scientifiques et doutes – Problème
du seuil !
Risque
stochastique à
toutes les étapes
de la grossesse
CANCER
Expliquez les différentes phases de la grossesse, préciser la période en jours ou semaines. Expliquer les risques consécutifs à une irradiation dans les
différentes phases selon le discours dominants et selon certains experts et les seuils auxquels ces effets peuvent apparaître, le risque à toutes les
phases (cancer)
L’irradiation in utéro
9-60 j
60 – 270 j
Organogénèse
Stade fœtal
9ème - 15èmesem
16ème- 25ème sem
Fin de la
grossesse
3ème – 8ème sem
Mort intrautérine
(avortement),
malformations,
neuropathologie,
small head size
Malformations
du SNC, retard
mental, troubles
de croissance,
small head size,
diminution QI
Sous 100 mSv, les
effets d’une
irradiation sur le
QI sont sans
signification
pratique retard
mentaux sévères
au-dessus d’une
dose seuil de 300
mGy
Sous 100 mSv,
pas de
malformation
congénitale
9ème - 15èmesem : relation dose - effet linéaire (effet :
diminution de 21 point de QI/Gy)
16ème - 25ème sem : relation dose – effet linéaire (effet :
diminution de 13 point de QI/Gy)
Pas de seuil apparent
des cellules aux dommages à l’ADN – apoptose
vigoureuse déjà à 50 mGy (suicide altruiste)
Pour les malformations, la gamme des doses serait
entre 50 et 250 mGy, plutôt 50 mGy dans la phase
d’organogenèse précoce.