La dosimétrie Discipline qui est indispensable La dosimétrie

La dosimétrie
Discipline qui est indispensable
La dosimétrie a pour but de mesurer la quantité d'énergie déposée dans un matériau ou
un tissu vivant lors d'une exposition à des rayonnements ionisants.
Elle a un rôle fondamental en radioprotection, radiothérapie et en situations accidentelles.
I- Les différentes expositions
!
1- Exposition externe
!
L'individu est à distance de la source :
- exposition globale : corps entier
- exposition localisée, partielle : un ou plusieurs organes ou tissus
L'individu peut être au contact de la source irradiante : contamination externe
2- Exposition de façon interne
Source de l'irradiation à l'intérieur de l'organisme (inhalation de radionucléides) :
contamination interne
II- Les principales grandeurs dosimétriques
- Dose absorbée D (grays) : correspond à la quantité d'énergie qui est absorbée
localement par les tissus. Notion essentielle qui permet d'expliquer ou même d'anticiper
les effets déterministes sur l'organisme.
Elle est définie très localement : D = dEabs/dm (unité : Gy)
- Dose équivalente H (sievert) : qui tient compte du la toxicité du rayonnement
- Dose efficace E (sievert) : tient compte de la matière vivante,de la sensibilité des
organes, impact sur l'organisme entier.
III- Dosimétrie externe
Correction du concours : La radiosensibilité de l'enfant est plus importante que celle de
l'adulte. Pour une dose inférieure à 100mGy le risque de survenue d'effet déterministe est
négligeable quelle que soit la période de la grossesse. A partir de 3 Gy début des effets
déterministes.
La mesure des doses est indispensable en radiobiologie, radioprotection et radiothérapie.
Mesure de la dose absorbée D en exposition externe
On mesure la dose D (ce que la plupart des appareil nous permet de faire), mais en
fonction de la nature du rayonnement, on mesure D de façon différentes, car le fait d'être
directement ou indirectement ionisant, l'énergie ne sera pas déposée de la même façon
donc la Dose absorbée ne sera pas la même.
1- Rayonnements particulaires directement ionisants (particules chargées)
-Les particules chargées alpha + électrons (Beta + et -) : peuvent interagirent par collision
avec les électrons de la matière (préférentiellement aux noyaux) et provoquent l'ionisation
des atomes.
La densité d'énergie déposée est maximale sur la fin du parcours dans tous les cas de
figures. Les ionisations (lʼe- est éjecté) se font surtout en fin de parcours (car la particules
est ralentie, donc elle interagit plus). On a plusieurs collisions jusquʼà ce quʼelle cède son
énergie de facon totale.
-Les particules chargées peuvent interagir par freinage avec le champ coulombien du
noyau (particules qui rencontre des noyaux lourd = production de RX). Surtout dans le cas
de particules légères de hautes énergie (électrons et beta moins) dans des milieux à Z
élevés. Cas des particules chargées légères (électrons, béta + et -) dans des milieux à Z
élevé.
Ces rayonnements sont les plus utilisés en médecine.
Particules chargées légères : e- béta On distingue les particules chargées en fonctions de leur masse.
Les électrons arrachent au fil de leur trajet des électrons mais comme ce sont des
interactions par collision entre deux molécules de même masse, l'électrons incident va
être dévié dans sa course (car rencontre des particules de même masse).
En fin de parcours sa trajectoire sera un peu plus linéaire et il effectuera plus d'ionisations.
L'électron a donc une trajectoire erratique.
- TLE : Energie moyen transférée par les électrons à la matière par unité de longueur de la
trajectoire parcourue.
- Le parcours
Le parcours est la longueur réelle de la trajectoire de l'électrons
- La portée
Différence entre le parcours (longueur réelle de la trajectoire de l'électron) et la portée
(profondeur maximale atteinte par les électrons dans un milieu considéré). Cela permet de
mieux apprécier la dose absorbée.
Schéma : Le parcours est la trajectoire totale. L'électron à chaque ionisation va changer
de direction, on a un parcours erratique (linéaire à la fin mais on ne le voit pas sur le
schéma). Ce qui nous intéresse en radiobiologie c'est la portée
Le parcours on peut l'apprécier par le TLE mais pas la portée car elle va dépendre de la
composition du matériaux …
La portée est donc bien plus faible que le parcours.
parcours
faisceau
G¶pOHFWURQV
portée
Formule empirique de la portée (Katz et Penfold):
R
0,412 En
U
avec
n = 1,265 ± 0,0954 ln E
portée
Formule
empirique de
delalaportée
portée(Katz
(KatzetetPenfold)
Penfold):
Formule empirique
:
R
0,412 En
U
avec
n = 1,265 ± 0,0954 ln E
R = portée en cm
E = énergie des électrons en MeV
U = masse volumique
du matériau
Exemple
: en g.cm-3
électrons ayant une énergie de 1,7 MeV
Ex : électrons ayant une énergie de E= 1,7MeV
On fait tout d'abord le calcul du n grâce à une formule qui nous sera donnée puis on
ƒ calcule
Portée la portée :
n = 1,265 - 0,0954 ln 1,7 = 1,214
-3 g.cm-3)
- ª'DQVO¶DLU(U
Dans l'air : Rair == 1,3.10
604 cm
(la dose n'est pas la même a proximité de la source,ou plus
loin).
Rair= 0,412 x 1,71,214 / 1,3.10-3 = 604 cm
- Dans l'eau : Reau = 0,78 cm
ª'DQVO¶HDX (U = 1 g.cm-3)
1,71,214 / 1 = 0,78
cm
TouteRl'énergie
dux rayonnement
est déposée
sur 8mm dans l'eau. Les Beta - sont assez
eau= 0,412
énergétiques, il faut s'en méfier dans l'air car la portée est assez importante (jusqu'à 6m) .
Plus
on
est
près
de
la
source,
plus
la
dose
absorbée
est importante.
ƒ 3DUFRXUVGDQVO¶HDX
La dose absorbée varie
avec la distance à la source
TLE = 1,75 MeV.cm-1
La dose reçue par la peau sera importante mais la dose reçue en dessous sera très faible.
Parcours
moyen
p = àE la
/ TLE
= 1,7
/ 1,75
= 0,97
On
sʼintéresse
surtout
portée
pour
savoir
quelscm
sont les organes atteints par cette
ionisation.
Calcul du parcours dans l'eau (donc dans les tissus)
Le calcul du parcours se fait par le calcul TLE = 1,75 MeV.cm-1. Le parcours (zig-zag) est
plus long que la portée mais la différence n'est pas énorme.
Parcours moyen « p » = E/TLE = 0,97 cm
Les particules lourdes chargées (particules alpha = noyau d'hélium)
Les particules lourdes interagissent surtout avec les électrons et vont réaliser un grand
nombre d'ionisation. Ces particules lorsqu'elles rentrent en collision avec des électrons
leur trajectoire n'est pas déviée car la masses de ces particules lourdes chargées est
beaucoup plus importante que celle des électrons.
La trajectoire est rectiligne et très courte, la densité d'ionisation est très importante (plus
que pour les particules chargées légères), et l'est encore plus en fin de parcours.
Pour les particules lourdes, on considère que : portée = parcours
Les particules alpha ont un parcours très très faible par rapport aux autres particules.
La dose délivrée dans l'air est au contact de la source tellement ce sont des
rayonnements à faible parcours, il est donc difficile de détecter et de mesurer une dose.
Dans l'eau le parcours est plus faible que dans l'air, donc la dose est encore plus prés de
la source.
Trajectoire rectiligne et très courte
Ö portée = parcours
Radionucléide
232Th
210Po!
218Po!
212Po!
ED (MeV)
4,2
5,3
6
8,8
5FPGDQVO¶DLU
2,6
3,8
4,6
8,6
R (PPGDQVO¶HDX
32
48
57
107
'DQVO¶DLU5# 0,32.E3/2
E en MeV et R en cm
2- Rayonnements indirectement ionisants (rayon X et gamma et neutrons)
2 - Rayonnements indirectement
ionisants
Atténuation dans la matière d'une flux de photon
a) Les rayons X et J
Atténuation : ces photons interagissent par différents mécanismes, les photons peuvent
a- Les rayons X et gamma
aussi ne pas interagir du tout.
3 principaux effets qui se produisent lors de lʼinteractions
des photons avec la matière :
$WWpQXDWLRQGDQVODPDWLqUHG¶XQIOX[)
de photons:
! !
(phy est le flux de photons). Les photons cèdent une grande partie de leur énergie à un e-.
!
!!)!"!)#!e$Px
Loi pour les photons qui auraient interagis, ils n'interagissent pas de la même façon :
- Effet photoélectrique : les photons déposent toute leur énergie à un électron qui va lui
aller réaliser quelques ionisations.
- Effet compton : les photons déposent une partie de l'énergie à un électron qui va
effectuer peu de ionisations.
- Matérialisation : émission de deux photons avec la même direction mais de sens opposé.
(lʼe- et le position se partagent lʼénergie).
On ne peut pas parler de dépôt d'énergie totale sur une faible distance pour les photons,
donc la dose absorbée sera plus dur à évaluer.
L'énergie absorbée Ea est responsable des effets biologiques, elle est l'énergie cédée à la
matière par les électrons secondaires le long de leur trajectoire. L'électron secondaire est
celui qui provoquera un plus grand nombre d'ionisation.
/¶pQHUJLHDEVRUEpH(a responsable des effets
ELRORJLTXHVHVWO¶pQHUJLHFpGpHjODPDWLqUHSDUOHV
électrons secondaires le long de leur trajectoire
hQ¶GLIIXVp
P
hQ
électron secondaire
7UDQVIHUWG¶pQHUJLH
Absorption
G¶pQHUJLH
par la matière
Ea E (hQ)
On ne peut pas considéré que l'énergie absorbée est l'énergie totale du photon. Ce qui
complique le calcul de la dose absorbée.
Lorsqu'on est irradié par des photons il est important de dissocier l'énergie absorbée et la
part de l'énergie diffusée. On absorbe pas toute l'énergie des photons qui nous irradient.
Lorsque l'on est exposé à des photons, on en absorbe une certaine partie et on en diffuse
une autre partie. Lorsque l'on est irradié lors d'un examen, l'énergie des photons est telle
qu'il y a beaucoup d'interaction par effet compton, peu par effet photo-électrique.
Cela veut dire que les photons cèdent une partie de leur énergie et que l'on a des photons
diffusés qui vont
prendre des
directions
différentes donc on devient source d'irradiation
Photons
X et
J
après irradiation. Donc après irradiation on devient nous même source d'irradiation.
Energie absorbée et Energie diffusée
dansX les
tissus
Les rayonnements
et gamma
interagissent avec les os préférentiellement par effet
photo-électrique.
en exposition externe
Energie absorbée et énergie diffusée dans les tissus en exposition externe :
E et E
lors des 3 effets
Une partie de lʼénergieaest absorbée
d et une partie diffusée qui nʼaura pas dʼeffets sur
lʼorganisme.
!
Ea (énergie absorbée) et Ed (énergie diffusée) lors des 3 effets :
Effet Photo-électrique : Le photon donne toute son énergie à l'électron. Le photon lui est
- Effet -photoélectrique
stoppé. On considère que l'énergie absorbée correspond à l'énergie du photon incident.
hQ Æ Ec(e-) + 6(hQ)F
Ÿ Ea # hQ
- Effet Compton
hQ Æ Ec(e-) + hQ¶
!
- Effet photoélectrique
E et E
d
hQ Æ Ec(e-)a + 6(hQ)
F
lors :des
3 effets
- Effet Compton
Le photon
incident ne dépose qu'une partie de son énergie. Son énergie
Ÿ Ea entre
# hQl'électron émis qui va représenter l'énergie absorbée et le photon
est partagée
!
diffusé
(moins
énergétique
que
le photon incident). L'énergie absorbée ne correspond
- Effet photoélectrique
- Effet
Compton
qu'à
une partie de l'énergie du photon incident.
hQ Æ Ec(e-) + 6(hQ)
F
hQ Æ Ec(e ) + hQ¶
Ÿ Ea # hQ
diffusé
absorbé
- Effet- Compton
Effet de Matérialisation : le photon dépose toute son énergie qui est partagée, ils faut
- Effet
que
son
énergie
soit au moins de 2 X 511 keV. L'énergie du photon incident se retrouve
hQde
Æ Ematérialisation
c(e ) + hQ¶
danshQ
l'énergie
Æ Ecabsorbée
(e-) + diffusé
Ec(position
(e+) + 2+ xélectron
0,511formés
MeV lors de la matérialisation) et dans
absorbé
l'énergie diffusée (représentée par les 2 photons qui se sont créés lors de la dé- Effetmatérialisation).
de matérialisation
Lʼénergie
est
cédée
sur
une
très
faible distance.
2
photons
absorbé
hQ Æ Ec(e-) + Ec(e+) + 2 x 0,511 MeV
!
!
!!diffusé
!
2 photons
absorbé
!
!
!
!
!
!!diffusé
Dans les tissus il y a une large participation de l'effet compton.
En dosimétrie on sʼintéresse à lʼénergie absorbée, mais lorsquʼon irradie une personne fait
que la personne irradiée devient irradiante.
b- Les particules non chargées: les neutrons
Ils interagissent très peu avec les électrons car ils ne sont pas chargés. Leur dépôt
d'énergie va se faire de manière complexe en fonction de leur énergie à eux.
La dosimétrie des neutrons est difficile en raison de la diversité de leurs interactions selon
leur énergie et selon le milieu.
Les neutrons interagissent avec les noyaux :
Diffusion
- Elastique : protons de recul (mise en mouvement de protons = très ionisant car particules
lourdes) (H), le neutron qui entre en collision avec le proton lui cède une grande partie de
son énergie et entre en mouvements => protons de recul qui vont ioniser des particules.
- Inélastique
Capture (pour des neutrons moins énergétiques) : Ces interactions vont freiner les
neutrons.
- Radiative de type (n, gamme)
- Fission nucléaires (Dans la fission nucléaire le neutron est arrêté)
- Réaction nucléaire (n,p) ou (n, alpha)
Les neutrons ne sont pas utilisés dans le domaine médical.
IV- Dosimétrie interne
Si on veut faire une dosimétrie interne et évaluer une dose absorbée,on ne peux pas faire
une mesure directement à l'intérieur de l'organisme on doit passer par des calculs
complexes réalisés par des radio-physiciens.
Dosimétrie interne : Passages de radionucléides à l'intérieur de l'organisme, on est face à
une activité qui est à l'intérieur de l'organisme.
- Organes cibles critiques : Certains organes vont fixer certains radioéléments plutot que
dʼautres. En fonction de la nature du radioélément, il y a des organes cibles critiques, si il
III - Dosimétrie interne
y a une irradiation interne par l'iode par exemple, il va atteindre préférentiellement la
thyroïde, le radium lui va se fixer sur les os.
- Il faut aussi tenir compte de la durée de l'irradiation : il faut faire le calcul en tenant
Pascompte
de mesure
directe Ÿ calcul
de la période du radioélément et de la décroissance radioactive. On élimine
naturellement
le radioélément,
ÎOrganes
cibles
critiques : il y a donc pour les radioéléments aussi une période
biologique d'élimination qui va faire qu'on garde moins longtemps une activité
Iode
Æ
thyroïde
radioactive. Si le radioélément est a lʼintérieur de lʼindividu il fait tenir compte de la durée
totale du
de sa période.
ÎDurée
deradioélément,
O¶LUUDGLDWLRQdonc
:
Te = période effective
1 1 1
Te Tph Tbio
Te = période
(temps que
met l'organisme
pour éliminer la moitié du produit) on
ÎDose
reçueeffective
par un organe
fonction
de Te, de O¶DFWLYLWp
tient compte de la dose au fil du temps. Elle est calculée à partir de la période biologique
de la nature et O¶pQHUJLH des rayonnements émis
et de la période du radioélément. Elle est toujours inférieure à la plus petite des deux
périodes.
- Le calcul de la dose reçue par un organe : est fonction de Te, de l'activité, de la nature et
de l'énergie des rayonnements émis.
La dosimétrie interne est donc plus facile à utiliser que la dosimétrie externe.
Attention en dosimétrie interne on calcule la dose mais on ne la mesure pas.
V- Mesure des doses de rayonnements: les dosimètres
La mesure des doses de rayonnements par les dosimètres permet d'apprécier le
dommage.
Les dosimètres : Ils permettent de mesurer la dose délivrée en un point. Ils permettent de
surveiller l'exposition externe (car on ne peut pas mesurer en dosimétrie interne).
Deux catégories de dosimètres :
- dosimètres actifs : ils permettent de mesurer en temps réel une dose dʼexposition
- dosimètres passifs : ils ne vont pas donner en temps réel la dose à laquelle on est
exposé.
Les calculs de la dose engagée : En cas de contamination interne on va devoir faire des
calculs. Pour calculer la dose engager il faut calculer l'ensemble des doses au tissus
jusqu'à leur élimination complète.
1- Les dosimètres passifs
On ne peut pas lire directement la dose reçu, la lecture est différée. Les dosimètres
enregistrent la dose mais ne peuvent pas chiffrer tout de suite la dose chiffrer, ils ont
besoin d'une lecture. Ils transforment lʼénergie quʼils recoivent en un signal particulier.
Ce sont des dosimètres de petite tailles, la plupart des dosimètres individuels sont passifs.
La dosimétrie passive est utilisée pour faire de la dosimétrie individuelle, ce sont des
dosimètres de petites tailles :
- Film dosimètre (photographique)
Il est constitué dʼun petit film. Le rayonnement quand il interragit avec le film va noircir le
film. Le signal de ce rayonnement se fait a travers le noircissement. Plus il est noircit plus
la dose est importante. Il est lu à travers la densité optique. Il est porté pdt 1 à 3 mois, et a
la fin de la période on envoit le dosimètre à la lecture, le film est lu, et on mesure la
densité optique qui est un reflet du noircissement => dose. Le film est introduit dans un
petit support constitué par du plomb, du cuivre, ce qui va filtrer les catégories de
lʼirradiation. On va donc distinguer et répartir la dose recue en fonction de lʼénergie de
rayonnement à laquelle on est exposé.
Les rayonnements détectés sont surtout béta, X et gamma. (alpha arreté par la distance).
Film
dosimètre
On détecte les Beta
à condition
de ne pas être trop loin, ce sont les plus énergétiques qui
vont pouvoir nous
parvenir (E individuelle
> 100 KeV).
Dosimétrie
Ce dosimètre permet surtout le calcul de la dose reçue par des photons
Rayonnements détectés:
Eo E > 100 keV
RX, RJ o E > 20 keV
- Les détecteurs passifs à luminescence retardée :
Lorsque le matériaux est irradié par un rayonnement qui dépose de l'énergie. Il y a dépôt
d'énergie (qui provoque lʼexcitation des e-) dans la bande de valence, certains électrons
sont excité, passent dans la bande de conduction, et ils sont piégés dans un niveau
dʼexcitation.
Plus le matériaux est irradié, plus la dose reçue est importante, plus on a d'électrons
coincés dans le niveau piège et donc excité.
Lecture : il faut faire redescendre les électrons et les désexcités, pour ce faire on va
apporter de l'énergie pour provoquer la désexcitation, on apporte cette énergie au moment
de la lecture.
Les détecteurs
Le faire passer dans la bande de valence, les électrons se désexcitent, on a alors
à luminescence
émission de photons
de désexcitationretardée
(luminescence retardée, appelé aussi
phosphorescence). On mesure quelque chose qui est proportionnel à la dose absorbé
bande de conduction
bande
interdite
'E
e-
+ 'E
e-
émission
lumineuse
irradiation
bande de valence
excitation
lecture
luminescence
Lecture par : - chauffage o thermoluminescent (TLD)
- impulsion IR o stimulation optique (OSL)
Si l'énergie apporté lors de la lecture est apportée :
- Par chauffage, on parle de dosimètre thermoluminescent
- Par un photon du domaine de l'IR, on parle de luminescence stimulé optiquement (OSL)
!
Dosimètre thermoluminescent (TLD) : Il peut être très petit, le matériau le plus utilisé et le
LiF, il peut être sous forme de bague porté au niveau des doigts.
Il est important de savoir ce que les mains prennent comme irradiations, car elles ne sont
pas particulièrement radiosensibles mais par contre elles sont particulièrement exposées
lors des manipulations.
Luminescence stimulé optiquement (OSL) : Ce sont des dosimètres plus chères mais plus
sensibles.
Luminescence
Dosimètre
stimulée optiquement
thermoluminescent
(OSL)
(TLD)
Le plus utilisé: LiF
o Bague dosimètre
Rayonnements détectés:
Rayonnements détectés:
ERX, RJ
Eo E > 150 keV
E > 20 keV
RX, RJ o E > 5 keV
Le fluorure de lithium peut etre excité lors du dépot dʼénergie, ces e- sont piégés dans le
niveau excité et en chauffant ils seront désexcités. Les bagues complètent la dosimétrie
sur les doigts.
2- Dosimètres actifs (indispensable pour compléter la mesure de dosimétrie passive)
Toute personne manipulant des produits émettant des rayonnements doit avoir un
dosimètre passif, mais si les doses sont plus importantes il faut aussi avoir un dosimètre
actif pour compléter ces mesures.
Il est important de pouvoir avoir accès à une dosimétrie active c'est à dire avec une lecture
directe de la dose.
Suivant la mesure, on des dosimètres différents :
- Dosimètres a gaz :
Ils sont basés leur fonctionnement sur l'ionisation de la dose, pour avoir la mesure de la
dose il faut avoir une chambre d'ionisation. Le rayonnement pénètre dans l'enceinte
contenant le gaz, qui est la chambre d'ionisation. (au niveau de la poitrine ou des mains)
Plus la détection est importante, plus le nombre d'électron est important et plus le signal
détecté est important. L'énergie déposé provoque des ionisation : réponse proportionnelle
a la dose absorbé.
Ce sont des appareils très gros ils permettent donc de faire une dosimétrie d'ambiance,
c'est à dire pour une pièce entière.
Ces dosimètres équipent les appareils de radiologie.
Détecteurs à gaz
/¶DPSOLWXGHGXVLJQDO
GpSHQGGHO¶pQHUJLHGX
rayonnement absorbée.
Rayonnements détectés:
dosimètre
G¶DPELDQFH
ERX, RJ
E X,J> quelques keV
FKDPEUHG¶LRQLVDWLRQ
dosimètre à la sortie
G¶XQWXEHGH5;
- Dosimètres à semi-conducteurs
On lui associe une mémoire.
Ce sont des dosimètres individuels car ils sont très petits, ils permettent donc de
compléter la dosimétrie passive pour une personne.
=> C'est le SEUL qui permet d'avoir une dosimétrie active individuelle (dosimétrie très
petite). Quand un semi-conducteur (mauvais conducteur) est irradié, sa conduction se
retrouve augmenté. On aura un signal électrique. Lecture en temps réel et stockage de
lʼinformation.
Ce semi-conducteur est associé à un système informatique, on a donc un système
mémoire morte qui enregistre les doses.
Les dosimètres à semi-conducteurs
semi-conducteur
élément détecteur
+
mémoire morte
Système de lecture + Télétransmission
Dosimétrie opérationnelle
Il peut restituer toutes les doses reçues en fonction des moments de la journée. Ces
doses peuvent être enregistrés, et stockées dans un centre = dosimétrie opérationnelle
obligatoire pour les personnes les plus exposés (catégorie A).
Ces dosimètres ont la taille d'un paquet de carte environ.
Dosimétrie opérationnelle
dosimétrie individuelle
- Détecteurs à scintillation : Pas abordé lors de ce cours