Références métrologiques en dosimétrie, possibilités d`étalonnages
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Références métrologiques en dosimétrie, possibilités d’étalonnages offertes aux utilisateurs, analyse des priorités et problématique de réduction des incertitudes. J.-M. Bordy CEA DRT LIST DeTeCS, Laboratoire National Henri Becquerel (LNE LNHB), CEA Saclay, 91191 Gif sur Yvette CEDEX Résumé : Suite à quelques rappels au sujet des grandeurs et d’unités du système international, on propose une analyse du besoin en termes de priorité pour les références nationales en dosimétrie. Après une succincte description des différentes possibilités de transferts de référence vers les utilisateurs et les moyens mis en œuvres pour définir des références nationales, la problématique de la réduction des incertitudes est décrite en prenant pour exemple la détermination du kerma dans l’air au moyen d’une chambre à paroi d’air et celle de la dose absorbée dans le graphite au moyen d’un calorimètre. La conclusion dresse quelques perspectives pour le développement et l’évolution des références dans le contexte international Plan Historique et domaine couvert. La « chaîne » métrologique d’étalonnage COFRAC Les grandeurs et les unités du Système International (SI) L’expression du besoin Les références nationales Quelques éléments sur le transfert des références aux utilisateurs La problématique de la réduction des incertitudes Le contexte international Quelques perspectives Historique et domaine couvert. La section de Mesure du CEA, précurseur de l’actuel LNHB a commencé à développer des travaux en dosimétrie au milieu des années 60 avec ses premiers faisceaux de référence. Et lorsque le Bureau National de Métrologie (BNM) fut créé en 1969, il fut désigné comme laboratoire de métrologie national pour les rayonnements ionisants. Il fut à l’origine organisé en deux entités complémentaires, l’une traitant de la métrologie primaire pour l’établissement des références (le Laboratoire Primaire des Rayonnements Ionisants - LPRI), l’autre chargé du transfert des références aux utilisateurs (le Laboratoire de Mesure des Rayonnements Ionisants - LMRI). En 1999, la restructuration des chaînes métrologiques en France, conduisit à la disparition des centres d’étalonnage et à la création des «Laboratoires Nationaux » rassemblant les activités de laboratoire primaire et de transfert sous le nom de Laboratoire National Henri Becquerel (LNHB), dont l’une des composantes est le Laboratoire de Métrologie de la Dose (LMD). La récente réorganisation de la métrologie française confirme aujourd’hui le LNHB comme le Laboratoire National de Métrologie pour les rayonnements ionisants parmi les 4 laboratoires nationaux de métrologie fédérés par le Laboratoire National de métrologie et d’Essais (LNE) permettant de couvrir l’ensemble des domaines de la métrologie, électricité, électromagnétisme, temps, longueurs, masses ... Le domaine de compétence du LNHB en dosimétrie couvre un large champ d’investigation de la dosimétrie de radioprotection jusqu'à l’irradiation industrielle sans oublier, c’est plus spécialement le sujet de cet article, les applications médicales des rayonnements ionisants en diagnostic et en thérapie. Au travers de ces domaines c’est non seulement l’ensemble des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants des secteurs industriel et médical qui sont concernés mais aussi le public en général et les patients plus particulièrement. Les trois principales missions du laboratoire national de métrologie pour les rayonnements ionisants sont le développement de nouvelles références en réponse aux nouvelles applications, le maintien des références existantes et leurs améliorations notamment en terme d’incertitude et le transfert des références aux utilisateurs par l’intermédiaire de laboratoires d’étalonnage accrédités ou lorsque ceux-ci font défaut directement à l’utilisateur. La « chaîne » métrologique d’étalonnage COFRAC La chaîne d’étalonnage rayonnements ionisants définie d’abord dans le cadre du BNM FRETAC (France Etalonnage Accréditation) puis du comite français d’accréditation (COFRAC) créé en 1994 répond au besoin de rationalisation et de confiance dans le domaine des essais et étalonnages. Elle formalise le transfert d’une référence depuis sa création au laboratoire national de métrologie (LNHB en France) vers les utilisateurs en passant par les laboratoires d’étalonnage accrédités ; la tracabilité des mesures à une référence est ainsi garantie. La comparaison des références nationales des pays entres elles est le garant de leur cohérence. En France, la chaîne d’étalonnage rayonnements ionisants pour les applications de la santé présente la particularité d’être très « courte » du fait du très faible nombre de laboratoires d’étalonnage accrédités voir de leur absence pure et simple. Dans ce dernier cas le LNHB assure à lui seul les deux taches de développement et de transfert des références comme c’est le cas par exemple pour la radiothérapie. Références Nationales (LNHB) Laboratoires d’Etalonnage Accrédité Utilisateurs Figure 1 : La « chaîne » métrologique d’étalonnage COFRAC. Les grandeurs et les unités du Système International (SI) Le LNHB-LMD est le garant en France de deux unités du SI, le gray (Gy) et le sievert (Sv). Elles sont dérivées à partir des unités de base (longueur et temps), et homogène à une énergie divisée par une masse, soit des joules par kilogramme (J.kg-1). La première traduit une transmission ou un dépôt d’énergie dans la matière alors que la seconde est destinée à fournir une information quantitative relative à la probabilité d’apparition des effets stochastiques suite à une exposition aux rayonnements ionisants. Chacune de ces unités est utilisée pour plusieurs grandeurs que certains regroupent sous le vocable indifférencié de « dose ». La figure 2 présente de manière très simplifiée le système de grandeurs défini à partir des recommandations de l’ICRU [IC1] et de la CIPR [CI1]. Au point de départ de ce système on trouve les grandeurs physiques (dites parfois primaires). Elles sont mesurables et utilisées pour définir les références qui caractérisent les champs de rayonnements. Le système entend répondre aux besoins crées par l’utilisation des rayonnements ionisants. Pour la radioprotection il s’agit de fournir des indicateurs quantitatifs du risque d’occurrence d’effets stochastiques et d’établir des limites d’exposition² aux rayonnements pour les travailleurs et le public. Ces dernières sont établies à partir de grandeurs de « protection » qui ne sont pas mesurables car calculées à partir des grandeurs physiques dans des fantômes numériques anthropomorphiques. Les grandeurs de protection n’étant pas mesurables, elles sont estimées selon que l’on s’intéresse à la radioprotection des travailleurs et du public ou à l’exposition des patients par des grandeurs mesurables dites respectivement « opérationnelles » ou « pratiques ». Les grandeurs primaires sont utilisées pour la dosimétrie des expositions élevées, radiothérapies et situations accidentelles. Grandeurs « pratiques » Gy Patients Radiothérapies Grandeurs de « protection » Sv/Gy Travailleurs et public Grandeurs physiques (primaire) Gy Situations accidentelles Grandeurs « opérationnelles » Sv Radioprotection Hors radioprotection Figure 2 : Schéma simplifié du système de grandeurs dosimétriques pour les rayonnements ionisants [Bo2]. Sans entrer dans le détail des définitions que le lecteur trouvera dans de nombreux ouvrages, les grandeurs de protection sont la dose efficace (E), la dose équivalente engagée à un organe (HT) et la dose absorbée engagée à un organe (DT). Pour les grandeurs opérationnelles, on ne citera que les trois principaux équivalents de dose, individuel (Hp), ambiant (H*) et directionnel (H’). Pour les grandeurs pratiques, la dose dans l’air à la surface d’entrée (De), le produit dose surface (PDS), l’indice de dose scannographique pondéré (IDSP), le produit dose longueur (PDL) … Et enfin pour les grandeurs physiques (primaires), sur lesquelles nous reviendrons lorsque nous déclinerons les modes de transfert de référence aux utilisateurs, mentionnons la dose absorbée dans l’eau ou dans les tissus (Deau, Dt), le kerma dans l’air et le kerma dans l’air de référence (kair, kR), la fluence de particules (). Cette énumération fastidieuse mais non exhaustive souligne la complexité de la dosimétrie externe car à chaque grandeur correspond son concept et ses conditions d’utilisation et d’étalonnage. L’expression du besoin La première phase pour l’établissement d’une référence est celle de l’identification du besoin. Cette phase est menée en concertation avec les associations représentatives des utilisateurs. Les questions clefs sont le nombre d’utilisateurs, la fréquence d’utilisation, la finalité de la référence envisagée. Domaine de la radioprotection Les domaines de la radioprotection des travailleurs et des patients et celui de la thérapie sont présentés séparément. En matière de radioprotection des travailleurs l’action s’inscrit dans le cadre du principe ALARA qui implique que l’on réduise au niveau le plus bas possible les expositions alors que pour les expositions médicales des patients ce sont les principes d’optimisation et de justification (directive européenne 97/43) en fonction du gain pour la santé du patient qui sont appliqués. Sur la base des données de 2004, on compte en France environ 255 000 personnes surveillés dans le cadre de la radioprotection des travailleurs dont 150 000 dans le secteur médical (majoritairement pour la radiologie). Environ 230 000 travailleurs présentent des expositions inférieures au seuil d’enregistrement (0,15 à 0,2 mSv selon les dispositifs de mesure) et moins de 5% seulement (heureusement !) supérieures à 1 mSv/an (limite d’exposition pour le public) en terme de dose efficace. Pour les neutrons, environ 13000 personnes sont suivies (soit environ 5% des travailleurs suivis en France). C’est dans le secteur médical (principalement en radiologie) que l’on compte les 4/5ème des doses efficaces supérieures à 20 mSv/an, valeur limite pour les expositions professionnelles (sur un total d’environ 50 cas). Les statistiques européennes suivent la même tendance avec cependant une proportion moindre de travailleurs suivis en dosimétrie des neutrons (programme électronucléaire français oblige). L’erreur « tolérée » (incluant les incertitudes statistiques de type A et B et les erreurs systématiques) pour la radioprotection des travailleurs varie avec le niveau d’exposition. Pour la dosimétrie corps entier mensuelle, un facteur 2 peut être admis pour des expositions proches du seuil de décision, cette tolérances décroît progressivement et à partir de 10 mSv ce facteur n’est « plus que » de 1,5 [EU1]. Compte tenu de la multiplicité des conditions d’exposition très éloignées des conditions d’étalonnage, ces objectifs sont parfois difficiles à atteindre. A noter qu’il est admis que ces critères ne sont pas atteints pour la dosimétrie des neutrons du fait de l’imperfection des dosimètres individuels. La dosimétrie des patients n’est pas construite sur le même mode, qu’elle soit vouée aux expositions pour le diagnostic ou la thérapie. Les principes de justification et d’optimisation ne conduisent pas à la définition de limites d’exposition mais à celle de valeurs cibles pour le diagnostic. Ce sont les niveaux de dose de référence repris partiellement dans le tableau 1 pour des examens classiques (arrêté du 12 février 2004 relatifs au niveau de référence diagnostic en radiologie et en médecine nucléaire). Tableau 1 : Niveau de Référence Diagnostic (Arrêté du 12 février 2004) Examen enfant Age (an) De (mGy) Examen adulte De (mGy) Thorax (PA) 0-1 0.08 Thorax face PA 0.3 Thorax (PA) 5 0.1 Thorax profil 1.5 Thorax (latéral) 5 0.2 Rachis lombaire face 10 Crâne (AP ou PA) 5 1.5 Rachis lombaire profil 30 Crâne (latéral) 5 1 Bassin face AP 10 Pelvis (AP) 0-1 0.2 Mammographie 10 Pelvis (AP) 5 0.9 Crâne face 5 Examen adulte IDSP (mGy) PDL (mGy) Encéphale 58 1050 Thorax 20 500 Abdomen 25 650 Pelvis 25 450 Les niveaux d’exposition dépassent les seuils d’enregistrement dans tous les cas pour l’adulte (rappelons que la proportion de travailleurs qui dépassent ce seuil est de 10% soit environ 25 000 personnes). Remarquons que les expositions de diagnostic sont relatives à une partie du corps et qu’un calcul en fonction de la radiosensibilité des organes est nécessaire pour établir une comparaison objective (cette dernière pourrait être faite sur la base des facteurs de pondération pour les tissus ou organes reproduit dans le tableau 2). Tableau 2 : Facteur de pondération pour les tissus ou organes [CI1]) Tissu ou organe WT Tissu ou organe WT Gonades 0,2 Foie 0,05 Moelle osseuse rouge 0,12 Œsophage 0,05 Colon 0,12 Tyroïde 0,05 Poumon 0,12 Peau 0,01 Estomac 0,12 Surface des os 0,01 Vessie 0,05 Autres tissus ou 0,05 organes Sein 0,05 Sachant que chaque année l’ordre de grandeur du nombre d’examens radiologiques pratiqués en France varie selon les estimations de 55 à 65 millions, on constate que, même si une population plus réduite cumule plusieurs examens, plusieurs ordres de grandeur séparent la radioprotection des travailleurs et celle des patients en termes de nombre de personnes concernées. Le besoin en termes de précision requise pour la mesure des niveaux d’exposition médicale, entre autres à des fins de comparaisons des performances des services de radiologie dans le cadre de l’optimisation est plus drastique que pour les expositions professionnelles. Cependant il est bien moins criant que pour la radiothérapie. S’ensuit un besoin métrologique accru. Ainsi, l’incertitude élargie (k=3) pour les examens adultes peut atteindre +/-30%, cette dernière tombe à +/-10% pour les examens pédiatriques et les examens scanners [Wa1]. Avant de passer aux expositions pour la thérapie, il convient de noter que dans le cadre de l’exposition des patients l’exposition est avérée à chaque examen. Dans le cas des travailleurs, il s’agit d’un risque d’exposition qu’une action sur l’organisation du travail contribue à réduire en application du principe ALARA. Cobalt (~70) Radiothérapie ~170 000 / an LINAC (~290) Rayons X (~10) Proj. HDR PDR - Ir (~60) Curiethérapie ~7500 / an SANTE (~5) caméra (~400) Chirurgie intervent. Médecine Nucléaire ~1,5 millions / an ? Diagnostic ~60 millions / an Radiologie (~60000) 125I 103Pd Scanner (~590) Caméra TEP (~20) IRM (~170) Mammographie(~2500) 4 Figure 3 : Vue d’ensemble des utilisations des rayonnement ionisants pour la santé : nombre d’actes (boîtes arrondies) et nombre d’installations en France (boîtes rectangulaires) - les chiffres fournis constituent des ordres de grandeur, l’IRM est mentionnée pour mémoire car ne mettant pas en œuvre des rayonnements ionisants [Bo2]. Domaine de la radiothérapie Le bilan au niveau de la thérapie met en évidence deux faits essentiels : le nombre très important de traitement par an en France (180 000, chiffre de l’an 2000) et la nécessité d’une grande précision aussi bien au niveau de la localisation (précision de la « conformation » de l’irradiation au volume tumoral) qu’à celui de la dose à la tumeur pour une meilleure efficacité du traitement. L’ICRU fait état d’une erreur maximale de 5% au niveau de la dose à la tumeur cependant dans l’optique d’augmenter la quantité de rayonnement délivrée au patient une diminution de ce chiffre est nécessaire, on mentionne souvent 3,5% parfois 2% [IC2]. Précision requise De 100 % à 50 % De 30 % a 10 % < 3,5 % Radioprotection des travailleurs et du public Radioprotection des patients (diagnostic) travailleurs Radiothérapie (patient) 60 millions d’actes par an 180 000 traitements par an 255 000 travailleurs suivis en France, 25 000 travailleurs avec E > au seuil de d’enregistrement, 13 000 travailleurs E > 1 mSv Figure 4 : Mise en perspectives du besoin en terme de précision et du nombre de personnes touchées De ces quelques lignes, il ressort que, dans un contexte métrologique aux moyens tant humains que financiers limités, l’effort principal doit être fourni là où les besoins en terme de précision et de nombre de personnes touchées sont les plus importants. C'est-à-dire dans la cadre des applications médicales. Les décisions sont prises en concertation avec le conseil scientifique pour les rayonnements ionisants du LNE et les représentants des associations professionnelles comme la SFPM. Les Références nationales Les références sont définies dans des conditions standardisées aussi simples que possible, correspondant aux conditions de définition de la grandeur, au niveau de protocoles de mesures qui font l’objet de consensus internationaux. C’est cette apparente simplicité qui, permettant d’atteindre des niveaux de précision élevés, autorise une comparaison fiable des résultats entre les laboratoires nationaux de métrologie. En fonction de la grandeur dosimétrique désirée (kerma, dose) et des rayonnements à mesurer (type, énergie), on définit le type de dosimètre primaire qui sera mis en œuvre. Souvent, il s’avère nécessaire de réaliser un montage spécifique en fonction de la forme et des dimensions de la ou des sources mises en œuvre. On trouve dans le tableau 3 quelques exemples de détecteurs utilisés en fonction de la référence désirée. On ne mentionne pas les références en terme d‘équivalent de dose car cette grandeur est une grandeur dérivée dont la valeur de référence est obtenue en appliquant un coefficient de conversion conventionnel multiplicatif à la valeur du kerma dans l’air. Tableau 3 : Récapitulatif des moyens de mesure primaires en fonction de la grandeur à mesurer, du rayonnement et de l’application [Bo1]. Grandeurs Dosimètres Rayonnements Energie Utilisation primaires primaires Dose absorbée Sr-90 Kr-85 et Pm-147 Chambre dans les tissus Energie max quelques bêta d’ionisation à Radioprotection sous 0.07 mm de centaines de keV à extrapolation profondeur quelques MeV De quelques keV à Chambre Radioprotection, Kerma dans l’air RX et gamma quelques centaines d’ionisation à Diagnostic et de keV paroi d’air Radiothérapie Chambre De quelques centaines Radioprotection Kerma dans l’air RX et gamma d’ionisation à kev à plusieurs MeV et Radiothérapie cavité Chambre Kerma dans l’air De quelques keV RX et gamma d’ionisation à Curiethérapie de référence au MeV cavité Source de 60Co, Calorimétrie Dose absorbée RX et électrons Du Mev à quelques Radiothérapie dans l’eau ou dans l’eau de haute dizaines de MeV externe dans le graphite énergie Les incertitudes globales associées aux références métrologiques du LNHB pour la dosimétrie des rayonnements ionisants dépendent de la grandeur et de la technique de mesure mise en oeuvre pour établir la référence. Avec un coefficient d’élargissement égal à 2, cette incertitude globale élargie va, pour des grandeurs primaires, de 0,7% pour les références en terme de kerma dans l’air pour les faisceaux de photons émis par une source de cobalthérapie à 2,3% pour les références en termes de dose absorbée dans l’eau pour les électrons de haute énergie. Ces niveaux d’incertitude sont parfois meilleurs, sinon identiques à ceux proposés par les laboratoires nationaux de métrologie étrangers. Cette similitude est due au faite que les méthodes de mesures sont les mêmes et que les différences sont d’ordre applicatives : calcul des facteur de correction des mesures, mise en œuvre de moyens de mesure plus ou moins sophistiqués (informatique …), etc. Ces incertitudes constituent donc les meilleures performances qui sont obtenues aujourd’hui de par le monde. Quelques éléments sur le transfert des références aux utilisateurs Pour chacune des grandeurs primaires du tableau 3, le LNHB propose un transfert aux utilisateurs. Le dosimètre de transfert peut être d’un type différent du dosimètre utilisé pour établir la référence. De même la grandeur de transfert peut être une grandeur dérivée comme par exemple l’un des équivalents de dose (individuel, ambiant ou directionnel). Le tableau 4 résume ces possibilités. Tableau 4 : Récapitulatif des principaux transferts de références pratiqué par le LNHB. Grandeurs de Dosimètres de Rayonnements Energie Utilisation transfert transfert Sr-90 Kr85 et PmDose absorbée dans 147 les tissus et Energie max Equivalents de dose bêta Radioprotection Chambre quelques centaines sous 0.07 mm de d’ionisation à de keV à quelques profondeur cavité, dosimètres MeV opérationnels, De quelques keV à Radioprotection, Kerma dans l’air, irradiation de RX et gamma quelques centaines Diagnostic et Equivalents de dose dosimètres passifs de keV Radiothérapie De quelques Kerma dans l’air, Radioprotection RX et gamma centaines keV et au Equivalent de dose et Radiothérapie cobalt-60 Kerma dans l’air de Iridium-192 Chambre RX et gamma Curiethérapie référence HDR et PDR d’ionisation à puits Source de 60Co, Dose absorbée dans Chambre RX et électrons Du MeV à quelques Radiothérapie l’eau à la qualité de d’ionisation à de haute dizaines de MeV externe faisceau demandée cavité énergie Aujourd’hui, il n’y au monde que deux références pour la curiethérapie au moyen de sources d’iridium qui aient fait l’objet d’une comparaison internationale primaire publiée. La référence des USA et celles du LNHB. Un accord meilleur que 0,3% a été trouvé. Cependant, l’incertitude élargie (k=2) associée à la référence du LNHB est de 1,2% alors que celle des Etats Unis est de 2,2%. Les références pour le rayonnement en radioprotection sont déterminées à des distances prédéfinies indiquées dans les normes ISO de la série 6980, seules des valeurs discrètes des débits de dose absorbée et d’équivalent de dose sont donc disponibles. L’ensemble du domaine en énergie des accélérateurs médicaux est couvert pur les RX et les électrons. Cependant, pour les chambres d’ionisation de type crayon l’étalonnage pour les électrons est fait à 18 MeV leur positionnement posant problème. Dans le cas de la référence de dose absorbée dans l’eau en radiothérapie pour les électrons et les RX de haute énergie, la procédure de transfert comprend la mesure du coefficient d’étalonnage aux trois qualités de faisceaux standards du LNHB et le calcul des coefficients d’étalonnage pour les qualités de faisceaux de l’utilisateur. Chaque fois que cela est possible des autocontrôles sont mis en place, par exemple en comparant les résultats des étalonnages réalisés au LNHB avec les données bibliographiques (TRS 277 ou 398) ou avec des résultats antérieurs pour un même dosimètre. Le non respect de ces autocontrôles ne signifie pas que le dosimètre soit hors d’usage mais implique l’information de l’utilisateur. Organisation des transferts de références : deux campagnes par an pour Deau aux RX de haute énergie Une ou deux campagnes par an pour Deau aux électrons de haute énergie une campagne par an pour KR en curiethérapie HDR iridium 192 une campagne par an pour KR en curiethérapie PDR iridium 192 tout au long de l’année pour Deau et Kair au Cobalt 60 tout au long de l’année pour Dt(0,07) et Hp(0,07,) et H’(0,07,) pour le tout au long de l’année pour Kair sur les faisceaux pulsés de mammographie (qualité RQR) tout au long de l’année pour Kair sur les faisceaux pulsés de diagnostic (qualité RQR) tout au long de l’année pour Hp(10,), H*(10) sur les faisceaux de 60Co et 137Cs Les étalonnages sont réalisés pour le dosimètre de référence de l’utilisateur un second dosimètre peut être accepté en fonction du taux de remplissage des campagnes. Il est primordial d’utiliser le même matériel pour l’étalonnage et les mesures sur site (chambre, capuchon, câble, électromètre, …) Depuis quelques années, les procédures de transfert sont mises au point en concertation avec les utilisateurs et généralement un « groupe test » est constitué d’établissements volontaires en accord avec les représentants des associations d’utilisateurs pour tester la procédure de transfert. La problématique de la réduction des incertitudes L’objectif assigné est d’améliorer l’écart, entre les incertitudes associées aux meilleures réalisations en termes de références métrologiques et les besoins exprimés par les utilisateurs, en termes de précision sur les traitements administrés pour le porter à au moins une décade. L’incertitude, inévitablement dégradée lors du transfert et de l’utilisation, autorisait ainsi toujours une marge de sécurité suffisante. A partir des chiffres mentionnés dans les paragraphes précédents, nous voyons que pour la radioprotection des travailleurs cet objectif est d’ores et déjà atteint et que dans le cas du diagnostic il est raisonnable. Il est plus difficile à atteindre pour la radiothérapie où l’on considère que l’erreur maximum sur la « dose » délivrée à la tumeur ne doit pas dépasser 5% voir 3,5%. Incertitude pour la référence. Dans le tableau 3, nous voyons que les références sont obtenues au moyen de 2 techniques, la ionométrie et la calorimétrie. Nous revenons en quelques lignes sur leurs mises en œuvre afin de mettre en évidence l’origine des principales composantes de l’incertitude globale sur la valeur de référence. Pour la ionométrie, quel que soit le type de chambre d’ionisation, le principe de fonctionnement est le même. Il s’agit de recueillir sur les électrodes les charges créées suite à l’interaction du rayonnement avec les atomes constituant le gaz dans le volume de collection. La formule permettant de calculer le kerma dans l’air à partir du nombre de charges collectées pour les chambres à paroi d’air et les chambres à cavité primaires est la suivante : K avec air Wair 1 air V e 1 g Q k i i Q : charge mesurée en C V : volume de collection en cm3 1-g : g est la fraction de l’énergie convertie en rayonnement de freinage air = 1,20479 g/cm3 masse volumique de l’air à 20°C et 101325 Pa, air sec Wair/e = 33,97 J/C énergie moyenne pour créer une paire électron-ion dans l’air sec rapportée à la charge de l’électron ki : facteurs de correction pour les conditions ambiantes de mesure (pression, température, humidité relative), fonctionnement du détecteur (diffusion de photons, recombinaison des charges, polarisation des électrodes, ….), etc Le kerma dans l’air, dont l’unité est le Gy (J/kg), est calculé à partir de mesures dimensionnelles (pour la détermination du volume de collection), de la mesure de la charge collectée aux bornes des électrodes (utilisation d’un électromètre associé à un condensateur, mesure d’une tension), de la connaissance de grandeurs physiques (Wair/e, air, …), de divers facteurs de correction de la mesure en fonction des caractéristiques du détecteur et des condition de mesure. Autant de composantes qui participent au bilan des incertitudes et qui peuvent le grever. Les trois principales composantes de l’incertitude type composée sont la reproductibilité de la mesure de la charge incluant le positionnement du détecteur et le réglage du faisceau (0,25%), le volume de détection (0,20%) et la valeur de Wair/e (0,15%). Pour les références de dose absorbée dans le graphite, on mesure l'énergie, c'est-à-dire la quantité de chaleur Q proportionnelle à l’élévation de température T, déposée pendant une irradiation dans l'élément sensible (absorbeur de masse m) thermiquement isolé [Da1]. La mesure de l’élévation de température est effectuée à l'aide d'une thermistance. L’augmentation de la température, entraînant une diminution de sa résistance, est quantifiée au moyen d'un pont de Wheatstone dont on mesure la tension de déséquilibre qui constitue la lecture, L, du dosimètre. On établie ainsi la proportionnalité entre la variation de température T et la lecture L, A est le coefficient de proportionnalité : T = A·L La dose absorbée dans le graphite est donnée par la relation suivante : F T 1 ki g m rcal i avec F est le facteur d'étalonnage électrique, il est obtenu en dissipant par effet Joule dans les thermistances une quantité connue de chaleur Qét et à mesurer le Tét correspondant, on a : F = Qét / Tét rcal est le rendement calorifique, il est égal à l'unité pour le graphite (la totalité de l’énergie déposée dans le graphite est convertie en charleur) ki : facteurs de correction pour l’atténuation dans les matériaux traversés avant d’atteindre le calorimètre, les impuretés dans le graphite … D L’incertitude globale type sur Dg est égale à 0,24% pour les photons du cobalt 60; les principales composantes en sont l’incertitude sur le facteur d’étalonnage électrique 0,05%, celle inhérente à la conception mécanique du calorimètre (isolation thermique de la partie sensible, thermistance, étanchéité), 0,19%, et à la donnée physique rcal , 0,1%. La dose absorbée dans l’eau est déterminée à partir de la dose dans le graphite en réalisant des expériences dites de transfert graphite-eau avec des chambres d’ionisation et/ou des dosimètres de Fricke. Au regard des bilans d’incertitudes pour chacune de ces méthodes, il apparaît que la part relative aux grandeurs physiques (énergie moyenne pour créer une paire d’ions dans un gaz, valeur des pouvoirs d’arrêt, volume de collection…), aux facteurs de corrections (incertitude sur les calculs, ….) et aux ambiances physiques de mesure (température, pression, ….) est très importante. Cependant il est illusoire d’imaginer une réduction drastique de l’incertitude associé a un de ces paramètres, l’effort doit donc porter sur l’ensemble des paramètres afin, en réduisant un peu chaque contribution, d’obtenir une réduction significative de l’incertitude globale mais là encore insuffisante par rapport à l’objectif. Il faut donc explorer d’autres voies d’amélioration pour atteindre l’objectif fixé et notamment l’amélioration des procédures de transfert aux utilisateurs et d’utilisation de la référence qui contribuent souvent majoritairement à l’incertitude globale associée au traitement. C’est notamment dans cette perspective que les liens étroits entre les utilisateurs des références nationales pour les rayonnements ionisants dans le domaine de la santé et le LNHB prennent toute leur importance. Ainsi le LNHB participe une fois l’an à la réunion du conseil scientifique de la SFPM et un membre de la SFPM siègent au conseil scientifique rayonnements ionisants du LNE. Analyse incluant la procédure de transfert et d’utilisation La figure 5 présente succinctement, dans un cadre global incluant la radioprotection des travailleurs et des patients, le parcours conduisant de la référence à l’enregistrement de la grandeur d’intérêt afin d’identifier les principales causes de la dégradation de la précision des mesures. Les deux grandes difficultés à surmonter sont les différences entre d’une part la grandeur d’étalonnage et la grandeur d’intérêt, d’autre part les conditions d’étalonnage et d’utilisation. On constate qu’en radioprotection des travailleurs, il y a pour ces deux aspects un écart très important. Pour les photons, l’utilisation d’une instrumentation adaptée permet d’atteindre les objectifs de précision mentionnés ci-dessus, comme on peut le voir sur la figure 6 pour les résultats d’une comparaison de dosimétrie individuelle pour les photons où un très petit nombre de résultats est hors des limites. Pour les neutrons cette instrumentation fait défaut, comme on peut le voir sur la figure 7 où un nombre très important de résultats est en dehors des limites et même sous-estime l’équivalent de dose individuel. La « stratégie » consiste alors à tenter de rapprocher les conditions d’étalonnage des conditions d’utilisation en produisant des champs de rayonnements d’étalonnage réalistes. Au niveau des grandeurs, le modèle anthropomorphique moyen conduit à l’utilisation de coefficients de conversion théoriques qui sont parfois à l’origine de biais importants. Sinon à changer radicalement de philosophie au niveau des grandeurs de protection et des grandeurs opérationnelles, la seule solution consiste à développer, en fonction des avancées technologiques, une instrumentation de plus en plus performante. Dosimétrie individuelle des photons 2.5 Response 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 0.1 10 1 100 Hp,slab(10) / mSv Figure 6 : Résultats de 1999 pour une comparaison des performances des services de dosimétrie individuelle des photons en Europe, les courbes « trompettes » matérialisent les limites des erreurs « tolérées » [Bo3]. 2.5 Dosimetrie individuelle des neutrons response 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 0.01 0.1 Hp(10) (mSv) 1 10 Figure 7 : Résultats de 1999 pour une comparaison des performances des services de dosimétrie individuelle des neutrons en Europe, les courbes « trompettes » matérialisent les limites des erreurs « tolérées » [Bo3]. Pour le secteur médical la situation est bien différente et les perspectives meilleures. En effet, on constate en premier lieu que l’on a aboli la frontière entre conditions d’étalonnage et conditions d’utilisation en utilisant les mêmes installations donc les mêmes faisceaux de rayonnements dans les deux cas. Ainsi la difficulté réside principalement dans le niveau d’adéquation entre grandeurs primaires et grandeurs d’intérêts. Pour le diagnostic, on se heurte au même constat que pour la radioprotection des travailleurs mais son acuité est moindre car les grandeurs pratiques ne sont pas considérées comme des estimateurs des grandeurs de protection mais comme des indicateurs servant à calculer ces dernières. Ce calcul répondant à des conventions concernant la radiosensibilité des différents organes, il n’introduit pas d’incertitude additionnelle. L’objectif principal est donc de développer une instrumentation et des procédures adaptées à la mesure précise et rapide des « grandeurs pratiques ». Pour la thérapie les deux principaux écueils tiennent d’une part à la perturbation du champ de rayonnements par le détecteur lui-même et d’autre part aux calculs de dose au patient qui sont réalisés au moyen de programmes informatiques de planification de traitement (TPS). Ce sont ces programmes qui assurent la transition entre la référence et le patient. Il devient alors évident que, en l’absence d’évolution technologique au niveau des capteurs, c’est sur l’étape de calcul que doit porter en priorité l’effort de réduction des incertitudes et des biais. Le LNHB est d’ores et déjà partie prenante dans les projets de validation métrologique expérimentale des TPS (ce schéma de travail est visualisé sur la figure 8). Références Nationales (LNHB) Validation Métrologiques Expérimentales de TPS Laboratoires d’Etalonnage Accrédité T.P.S. Patient Utilisateurs Mesures Figure 8 : Synoptique du schéma de travail incluant la validation métrologique pour les applications en radiothérapie expérimentale des TPS, le LNHB palie à l’absence de laboratoire d’étalonnage accrédité. Le contexte international Un accord de reconnaissance mutuelle lie les laboratoires de métrologie nationaux entre eux. Cet accord date du 14 octobre 1999, il a été acté dans la résolution numéro 2 de la 21eme Conférence Générale des Poids et Mesures. Cet accord s’appuie sur les tableaux dits CMC, pour « Calibration and Measurement Capabilities » ; chaque ligne de ces tableaux correspond à un type de référence pour un laboratoire. Les tableaux font l’objet de vérifications croisées entre les laboratoires nationaux de métrologie. Avant de valider telle ou telle ligne chacun vérifie que la référence a fait l’objet d’une comparaison internationale (organisée par le BIPM, EUROMET ou le CCRI) dûment enregistrée dans la base de donnée KCDB (Key Comparison Data Base) gérée par le BIPM. L’existence de ces tableaux traduit l’équivalence des références des laboratoires nationaux de métrologie. Chaque laboratoire de métrologie national assure la correspondance entre le contenu des tableaux CMC et celui du tableau de portée détaillée ou de portée flexible enregistrée auprès de l’organisme d’accréditation. Pour la France cet organisme est le COFRAC (Comité Français d’Accréditation) qui fonde sa décision d’accréditer ou non un laboratoire sur les résultats d’audit vérifiant le respect des prescriptions de la norme ISO 17025. Remarque, il n’y a pas de référence unique à un niveau supra national. Chaque laboratoire de métrologie national produit sa propre référence et c’est la comparaison des références nationales des différents pays entre elles qui garantit l’absence de dérive globale du système. Le MRA ne concerne que les laboratoires nationaux de métrologie. Au niveau des laboratoires d’étalonnage accrédités, c’est l’European co-operation for Accreditation (EA) qui regroupe l’ensemble des organismes d’accréditation nationaux qui a institué un accord de reconnaissance dit « multilateral agreement » (MLA). Cet accord introduit l’équivalence des services d’étalonnage entre laboratoires « secondaires ». L’équivalence est vérifiée au moyen d’audit selon la norme ISO 17025 et éventuellement en organisant des comparaisons entre laboratoires d’étalonnage accrédités en recourant aux moyens des laboratoires nationaux de métrologie pour fournir la référence de la comparaison. Figure 5 : Présentation succincte du « parcours » conduisant de la référence à l’enregistrement de la grandeur d’intérêt. Radioprotection Travailleur Grandeurs primaires Kair (photon), flux (neutron) Photon : coefficient théo. Neutron : coef. théo. et mesure fluence ! Grandeurs d’étalonnage Equivalents de dose H Dosimètres de transfert Caractéristiques globalement suffisantes pour les photons, insuffisantes pour les neutrons Conditions d’étalonnage Photon : faisceaux // collimatés « particuliers » Conditions d’utilisation Radiothérapie Patient (diagnostic) Kair Deau, KR Mise en œuvre peut être compliquée Perturbation du faisceau par le dosimètre Neutron : Faisceaux 4 « particuliers » et « Faisceaux » réalistes Faisceaux utilisateurs Champs de rayonnements et conditions de port des dosimètres quelconques Mesures, calculs Grandeurs utilisées Equivalents de dose H Estimation Grandeurs d’intérêt Mesures, calculs TPS Grandeurs « pratiques » Calculs Dose efficace E, Dose équivalente aux organes HT Dose au tissu « Personnalisation » Une information plus détaillée peut être trouvée sur les sites Internet du BIPM (bipm.org), de EA (european-accreditation.org), de EUROMET (euromet.org) et du COFRAC (cofrac.fr). BIPM Laboratoire Nationaux de métrologies EUROMET Key Comparison Data Base Organismes d’accréditation Laboratoires d’étalonnage accrédités Portée d’accréditation ISO 17025 Joint Commetee of RMO’s and BIPM European Cooperation for accreditation Calibration and Measurement Capabilities Audit 17025 Mutual Recognition Arrangement Multilateral Agreement Utilisateurs Figure 9 : Synoptique simplifié des accords de reconnaissance mutuelle au niveau international Quelques perspectives On dresse ici une liste partielle uniquement centrée sur les problèmes du secteur médical sans ordre de priorités. Ces dernières étant analysées comme indiqué plus haut dans le texte avec nos partenaires. L’objectif est de maintenir et développer la présence française au plus haut niveau international en métrologie des rayonnements ionisants. Parmi les projets en cours de réalisation on compte : Développement des références pour les faisceaux de rayon X pulsés en mammographie et en diagnostic La réalisation des références pour les faisceaux continus de rayons X de faible et moyenne énergie (< 320 kV) Validation métrologique des TPS (TELEDOS) L’extension des références de radiothérapie pour les électrons d’énergie inférieure à 10 MeV. La réduction des incertitudes sur les références de dose absorbée dans l’eau pour les RX et électrons de haute énergie (développement de l’instrumentation primaire). Réalisation d’une référence primaire en termes de kerma dans l’air de référence pour la curiethérapie au moyen de sources d’iode et de palladium. Etude de la dosimétrie de transfert au moyen de dosimètres chimiques. Une réflexion est menée sur : La validation des TPS pour la dose absorbée dans l’eau en curiethérapie pour les sources d’iridium Le test des chambres d’ionisation mises sur le marché pour définir leurs caractéristiques dosimétriques La modification des valeurs de référence sur des LINAC comportant des collimateurs multi-lame et les nouvelles machines (cyberknife, tomothérapie, ..) Référence pour la proton et la hadron thérapie Faisceaux de photons de haute énergie pour la dosimétrie en radioprotection des travailleurs Référence en radioprotection pour les travailleurs du secteur médical (diagnostic et chirurgie interventionnelle) La potentialité de la e-métrologie pour le contrôle à distance des systèmes de mesures Références [Bo1] Bordy JM, Denoziere M., Douysset G., Métrologie des rayonnements ionisants au service de la santé : diagnostic et radiothérapies. Acte du congrès international de métrologie, Lyon, juin 2005. [Bo2] Bordy JM, Denoziere M. Synoptique comparative des systèmes de grandeurs utilisés en radioprotection des patients et des travailleurs. Acte des journées SFPM, Avignon, 2005 [Bo3] Bordy JM, Stadtmann H., Ambrosi P., Bartlett D.T., Christensen P., Colgan T. and Hyvonem H., performance test of dosimetric services in the EU memenbers states and Switzerland for routine assesment of individual doses (photon, beta and neutron), Rad Prot Dosim vol 89 N°1-2 pp 107-154 (2000) [CI1] Publication 60 de la CIPR, Recommandations 1990 de la Commission internationale de protection radiologique, 1993 [Da1] Daures J., Ostrowsky A., New constant température operating mode for graphite calorimeter at BNM LNHB, Phys Med Biol 50, 2005 4035-4052 [EU1] Radiation protection 73, technical recommendations for monitoring individuals occupationnaly exposed to external radiation EUR14852 EN, 1994 [IC1] ICRU Report 57, Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation, 1997 [IC2] ICRU report 24, Determination in absorbed dose in a patient inradiated by beams of X or gamma rays in radiotherapy procedures, [Wa1] Wagner L.K., Fontenla D.P., Kimme-Smith C., Rothenberg L.N., Shepard J. and Boone J.M. Recommendations on performance characteristics of diagnostic exposure meter: report of AAPM diagnostic x-ray imaging task group N°6. Med Phys 19: 231-241;1992.
