LA DOSIMETRIE ET LA RADIOPROTECTION Professeur Michel Bourguignon Faculté de Médecine Paris Ile de France Ouest Université de Versailles Saint-Quentin-en-Yvelines Autorité de Sûreté Nucléaire michel.bourguignon@asn.fr

Question 1 Parmi les interactions du rayonnement ionisant électromagnétique avec la matière, quelle est celle qui est la plus probable à haute énergie ? A = Effet photoélectrique B = Effet Compton C = Effet de production de paires D = Effet de diffusion Rayleigh E = Effet Raman

Question 2 Lors de l’interaction d’une particule alpha de 6,78 MeV avec un électron de la matière, quel est l’ordre de grandeur de l’énergie cédée à cet électron ? A = 10 eV B = 100 eV C = 1 keV D = 10 keV E = 100 keV

Question 3 Les principes fondamentaux suivants sont tous des principes de la radioprotection sauf un. Lequel? A = Précaution B = Justification C = Limitation D = Optimisation E = ALARA

Question 4 Parmi les paramètres suivants, lequel est pris en compte pour la classification d’un travailleur exposé aux rayonnements ionisants ? A = Situation accidentelle éventuelle B = Zonage C = Dose efficace < 6 mSv D = Dose efficace > 6 mSv E = Dose efficace < 10 mSv

Question 5 Quelle est la valeur du débit de dose efficace au delà de laquelle une zone contrôlée est classée au niveau orange ? A = 7,5 µSv/h B = 25 µSv/h C = 200 µSv/h D = 2 mSv/h E = 100 mSv/h

Le spectre électromagnétique fréquence (Hz) 22 20 14 10 5 10 10 10 10 10 50 Hz Cette diapositive montre que les champs électromagnétiques de 50 hertz occupent l’extrémité « peu énergétique » du spectre électromagnétique. Un rayonnement électromagnétique est caractérisé par : sa fréquence pp à l’énergie (E = hf) sa longueur d’onde de l’ordre du cm pour les radiofréquences environ 6000 km pour le 50-60 Hz La limite d’énergie de 13,6 électrons volts permet de séparer les rayonnements ionisants des rayonnements non ionisants. Les champs électromagnétiques de 50 - 60 hertz se caractérisent par une très faible énergie individuelle des photons. Leurs effets sont mieux décrits par le modèle ondulatoire que par le modèle corpusculaire. La lumière visible s’étend sur une gamme de longueurs d’onde de 400 à 800 nM environ. rayonnements ionisants rayonnements non ionisants 7 10 13.6 -6 -11 10 01 énergie des photons (eV)

Les destins possibles du photon X ou g dans l ’interaction avec la matière hn hn hn hn e- hn e- hn hn ’ Si l’on prend l’exemple des protons ou des particules alpha, particules électriquement chargées et relativement lourdes, elles vont rapidement perdre leur énergie au fur et à mesure de leur traversée des tissus et elles seront incapables de traverser plus que le millimètre ; l’énergie perdue sert à arracher de nombreux électrons et à créer de nombreux ions ; la figure jointe visualise la densité des ions créés grâce à un dispositif analogue à la classique chambre à brouillard de Wilson ; on remarque que la particule dont on suit la trajectoire par les ions qu’elle sème sur son passage, perd en fait un maximum d’énergie en fin de parcours (vers la droite sur la figure) où la densité d’ionisation est plus importante (pic de Bragg). Les neutrons sont des particules plus difficiles à arrêter, de préférence en utilisant des matériaux légers comme le graphite ; ils sont électriquement neutres mais la densité des ions créés est ponctuellement importante. A l’opposé les rayonnements bêta (électrons émis lors d’une désintégration radioactive) sont des rayonnements assez peu pénétrants, ayant des densités d’ionisation assez modérées. Tandis que les rayonnements gamma ou X (ils ne différent que par leur origine, nucléaire pour les premiers, interaction d’électrons avec la matière pour les X), sont relativement pénétrants mais ont aussi des densités d’ionisation modérées. e+ hn e-

L ’interaction du rayonnement électromagnétique avec la matière Coefficient d’absorption µ / r Les différents processus engendrent la libération d ’électrons qui créent des ionisations en épuisant leur énergie en traversant les tissus biologiques Total Paire Photoélectrique Compton Energie du photonMeV E1 0,5 E2  5 100

Les destins possibles des particules dans leurs interaction avec la matière X e- Absorption Si l’on prend l’exemple des protons ou des particules alpha, particules électriquement chargées et relativement lourdes, elles vont rapidement perdre leur énergie au fur et à mesure de leur traversée des tissus et elles seront incapables de traverser plus que le millimètre ; l’énergie perdue sert à arracher de nombreux électrons et à créer de nombreux ions ; la figure jointe visualise la densité des ions créés grâce à un dispositif analogue à la classique chambre à brouillard de Wilson ; on remarque que la particule dont on suit la trajectoire par les ions qu’elle sème sur son passage, perd en fait un maximum d’énergie en fin de parcours (vers la droite sur la figure) où la densité d’ionisation est plus importante (pic de Bragg). Les neutrons sont des particules plus difficiles à arrêter, de préférence en utilisant des matériaux légers comme le graphite ; ils sont électriquement neutres mais la densité des ions créés est ponctuellement importante. A l’opposé les rayonnements bêta (électrons émis lors d’une désintégration radioactive) sont des rayonnements assez peu pénétrants, ayant des densités d’ionisation assez modérées. Tandis que les rayonnements gamma ou X (ils ne différent que par leur origine, nucléaire pour les premiers, interaction d’électrons avec la matière pour les X), sont relativement pénétrants mais ont aussi des densités d’ionisation modérées. n g

Les interactions des radiations ionisantes b : g, X : n : A noter le dépôt important d ’énergie en fin de parcours, responsable d ’une grande hétérogénéité de la distribution des doses absorbées A Les figures schématisent les densités d’ionisation créées par les différents rayonnements. Sur l’exemple repris de la particule lourde chargée, en fin de parcours un accident singulier a donné naissance à un électron secondaire lui-même ionisant, bien que beaucoup moins que la particule lourde comme l’indique leurs traces. Les neutrons sont ponctuellement très ionisants : ils ne sont pas électriquement chargés mais leur choc va faire reculer des noyaux légers qui se comporteront, eux comme les particules lourdes chargées. Les électrons sont de fait assez peu pénétrants et ils ont des densités d’ionisation modérées. Les rayonnements gamma ou X, sont plus pénétrants mais ont aussi un pouvoir ionisant modérés. C’est à partir de ces ionisations que divers les rayonnements ionisants vont exercer leurs effets biologiques particuliers.

Les parcours des radiations ionisantes DANS L'AIR DANS L'EAU a, protons : très peu pénétrants, densité ions créés +++ b : peu pénétrants, densité ions créés + g et X : pénétrants, densité ions créés + neutrons : pénétrants, densité ions créés ++ a 5 à 10 cm qq µm b 1 m 1 à qq mm X g 100 m à 1 km ~ 10 cm Si l’on prend l’exemple des protons ou des particules alpha, particules électriquement chargées et relativement lourdes, elles vont rapidement perdre leur énergie au fur et à mesure de leur traversée des tissus et elles seront incapables de traverser plus que le millimètre ; l’énergie perdue sert à arracher de nombreux électrons et à créer de nombreux ions ; la figure jointe visualise la densité des ions créés grâce à un dispositif analogue à la classique chambre à brouillard de Wilson ; on remarque que la particule dont on suit la trajectoire par les ions qu’elle sème sur son passage, perd en fait un maximum d’énergie en fin de parcours (vers la droite sur la figure) où la densité d’ionisation est plus importante (pic de Bragg). Les neutrons sont des particules plus difficiles à arrêter, de préférence en utilisant des matériaux légers comme le graphite ; ils sont électriquement neutres mais la densité des ions créés est ponctuellement importante. A l’opposé les rayonnements bêta (électrons émis lors d’une désintégration radioactive) sont des rayonnements assez peu pénétrants, ayant des densités d’ionisation assez modérées. Tandis que les rayonnements gamma ou X (ils ne différent que par leur origine, nucléaire pour les premiers, interaction d’électrons avec la matière pour les X), sont relativement pénétrants mais ont aussi des densités d’ionisation modérées. n 100 m à 1 km ~ 10 cm

Les effets moléculaires des rayonnements ionisants Les rayonnements ionisants vont toucher l’ ADN directement ou indirectement via les espèces radicalaires de l’eau H.et OH.qui sont chimiquement très réactives en quelques µsec

CHRONOLOGIE DES EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS IRRADIATION 10-15 s 10-5 s seconde minute jour, semaine année descendance Ionisations, excitations Formation de radicaux, produits moléculaires Atteinte des molécules vitales Lésions de l'ADN Mort cellulaire Effets déterministes Cancérisation Mutations génétiques

EFFETS SUR L'ORGANISME RADIOPATHOLOGIE 4 GRANDS TYPES D'OBSERVATIONS HIROSHIMA, NAGASAKI POPULATIONS PARTICULIERES ACCIDENTS EXPERIMENTATION ANIMALE IRRADIATION PAS D'EFFET REPARATION FIDELE REPARATION EFFETS OBLIGATOIRES PAS DE REPARATION REPARATION FAUTIVE MORT CELLULAIRE LESION ADN ALTERATION VIABLE EFFETS ALEATOIRES SOMATIQUES GENETIQUES

EFFETS OBLIGATOIRES EFFETS ALEATOIRES OU DETERMINISTES OU NON STOCHASTIQUES MORT CELLULAIRE à SEUIL CARACTERE OBLIGATOIRE GENERALEMENT REVERSIBLES PROPORTIONNELS A LA DOSE CARACTERISTIQUES PRECOCES OU MOYEN TERME • SYNDROME D'IRRADIATION GLOBALE AIGUE BRULURES RADIOLOGIQUES EFFETS ALEATOIRES OU NON DETERMINISTES OU STOCHASTIQUES SURVIE DE CELLULES LESEES à PAS DE SEUIL RECONNU GENERALEMENT IRREVERSIBLES GRAVITE NON PROPORTIONNELLE A LA DOSE FREQUENCE PROPORTIONNELLE NON CARACTERISTIQUES TARDIFS • CANCERS EFFETS GENETIQUES

La radioprotection Une nécessité Un moyen : la prévention Eviter d’être exposé ou contaminé car les effets moléculaires des rayonnements ionisants sont immédiats et les effets tardifs peuvent être graves et difficiles à soigner Etre exposé le moins possible Pour supprimer les effets déterministes Pour minimiser les effets stochastiques

La radioprotection internationale : les acteurs internationaux Historique 1/2 La radioprotection naît internationale dans le domaine médical : contexte de leucémies des radiologues (1920 – 1950) Création en 1925 d’un comité des unités de mesure des rayonnements (future ICRU) par la Société internationale de radiologie Création en 1928 d’un comité de protection contre les rayons X et le radium (future CIPR) par la Société internationale de radiologie

La radioprotection internationale : les acteurs internationaux Historique 2/2 Les instances nationales sont postérieures : NRC (1929), SCPRI (1956) Création après la 2ème guerre mondiale de nouveaux organismes internationaux : UNSCEAR, AIEA, AEN, OMS, FAO, ISO, sauf OIT (1919) Traité Euratom (1957), réseau ALARA de l’UE (1996) Autres organismes : sociétés savantes (IRPA 1964)

La radioprotection internationale : les acteurs internationaux Les organismes : ICRU (1925) International committee on radiation units Détermine la métrologie, les paramètres dosimétriques et les unités de mesure des rayonnements Élabore un langage scientifique commun : dose absorbée Gray (rad), dose équivalente Sievert (rem), dose efficace Rôle scientifique unique, non contesté Organisme indépendant depuis 1956

La radioprotection internationale : les acteurs internationaux Les organismes : UNSCEAR (1955) United Nations scientific Committee on the effects of atomic radiations Compile les publications internationales concernant les sources et les effets des rayonnements atomiques Synthétise les connaissances de base et les met en perspective vis-à-vis de la radioprotection Rôle scientifique unique, non contesté sur le plan scientifique Fragilité au sein du système ONUsien

La radioprotection internationale : les acteurs internationaux Les organismes : CIPR (1928) Commission internationale de protection radiologique Petite association de droit britannique qui coopte ses membres Élabore des recommandations de radioprotection sur la base des connaissances scientifiques Rôle historique, plus unique aujourd’hui Rôle contesté récemment CIPR 60 non appliquée aux USA

La radioprotection internationale : les acteurs internationaux Élaboration des règles internationales ICRU - UNSCEAR CIPR - AIEA - AEN OMS - FAO - OIT - ISO Union européenne Etats membres

La dosimétrie

Paramètres Dosimétriques (1) Dose absorbée (D) en Gray : énergie absorbée par unité de masse de matière irradiée ( 1 Gy = 1 Joule/kg) Dose équivalente (H) en Sievert : dose absorbée par un tissu (T) pondérée par le type et la qualité du rayonnement (R) HT,R = WR DT,R HT = S R HT,R

DOSE ÉQUIVALENTE H 1 kg de plomb 1 kg de plumes avant après

Facteurs de pondération des rayonnements WR Gamma et X ……………………...1 Electrons et beta…………………1 Alpha ………………………..……..20 Neutrons…………………………..5-20 Protons…………………………….5 Attention, pour un rayonnement donné : EBR (variable avec la dose)  WR (constant)

EBR = D référence EBR = D Gy x EBR = Gy équivalent EFFICACITE Pour S = 10 -1 2 4 6 8 Dose (Gy) 1 D 4 Gy g EBR n/ g = = = 2 D 2 Gy n 10 -1 EBR = 2 2 Gy neutrons = 4 Gy gamma En termes de toxicité 10 -2 EBR = D référence D étudié EBR = EFFICACITE BIOLOGIQUE RELATIVE 10 -3 EBR = 1,7 Survie Neutrons Gamma Gy x EBR = Gy équivalent EN RADIOPROTECTION UNIQUEMENT Gy x WR = Sv

Paramètres Dosimétriques (2) Dose efficace (E) en Sievert : somme des doses équivalentes reçues par un tissu (T) pondérées par le type et la qualité des tissus E = S T WT HT = S T WT S R HT,R E = S T WT S R WR DT,R

Facteurs de pondération tissulaire WT   Gonades: 0,2 Moelle: 0,12 Colon: 0,12 Poumon: 0,12 Estomac: 0,12 Vessie: 0,05 Sein: 0,05 Foie: 0,05 Oesophage: 0,05 Thyroïde: 0,05 Peau: 0,01 Os: 0,01 Reste: 0,05 S WT = 1

Intérêt et limites de la dose efficace (Sv) bien adaptée aux besoins de la radioprotection unité additive • exemple WR WT % RX : 100 mGy / 50 dm2 peau 1 0,01 30 % 131I : 10 mGy / thyroïde 1 0,05 100 % dose efficace = (100 x 1 x 0,01 x 0,30) + (10 x 1 x 0,05 x 1) dose efficace = 0,8 mSv indicateur de risque tardif (connu > 100 mSv) sans signification de probabilité aux faibles doses ne tient compte ni de l’âge, ni du débit de dose, ni … L’exemple donné est celui d’un sujet ayant reçu une irradiation externe cutanée et une contamination par iode 131. Il n’est pas trop difficile de connaître par une mesure directe les densités en J/kg d’énergie déposée dans les tissus, c’est à dire les grays. Mais on ne peut pas additionner les grays tandis que les doses efficaces exprimées en sievert sont additives ; dans un carnet de santé, ce sont ces doses efficaces qui peuvent être directement additionnées et comparées par exemple aux irradiations naturelles pour avoir une idée de leur nocivité. mGy = milligray ou millième de gray, mSv = millisievert ou millième de sievert ; la relation entre mGy et mSv est la même qu’entre Gy et Sv ; mGy et mSv sont de faibles quantités, aucun effet biologique n’a jamais été établi pour de si faibles doses. Dans l’exemple, la pondération de la peau par un facteur 0,01 de la peau correspondait à tout le revêtement cutané (typiquement 1,73 m2), 100 mGy reçu par chaque élément de ces 50 dm2 de peau sous forme de rayons X (à faible densité spatiale d’ionisation) correspondent donc à 0,3 mSv. Pour l’iode 131, il s’agit d’un isotope radioactif émetteur de rayons beta et gamma (à faibles densités spatiales d’ionisation) et pour 10 mGy la dose efficace (c’est à dire le détriment ramené à l’ensemble de l’organisme quoique l’irradiation n’ait concerné que la thyroïde) est donc de 0,5 mSv. Cette double exposition correspond à une dose cumulée de 0,8 mSv. Pour mémoire, l’irradiation naturelle est responsable de 1,5 mSv par an, du moins à Paris en 2003. Cette expression en dose efficace a été validée pour donner une estimation du risque de cancer. Mais les coefficients en permettant le calcul ont été estimés à partir de doses importantes. A ce jour aucun effet n’a été démontré pour des irradiations inférieures à 100 mSv. Au-dessous de cette valeur, on parle de faibles doses et on ne peut pas dire s’il y a ou non, plus de risque de cancer à la suite d’une irradiation de 1,5 mSv qu’à la suite d’une irradiation de 0,8 mSv.

Intérêt et limites de la dose efficace 10 mSv ORGANISME ENTIER (WT = 1) H = E = 10 mSv E 10 mSv AUX POUMONS (WT = 0,12) E = 10mSv . 0,12 = 1,2 mSv RISQUE ENCOURU POUR 10 mSv (poumons) : MEME NIVEAU QUE POUR 1,2 mSv A L'ORGANISME ENTIER (mais nature différente)

Doses efficaces en France (ordres de grandeur) Rayonnements terrestres 0,50 mSv Rayonnements cosmiques 0,40 mSv Radionucléides de l'organisme 0,20 mSv Expositions médicales 1 mSv Autres: rejets de l'industrie nucléaire, retombées atmosphériques des essais nucléaires... 0,01 mSv Radon 1,3 mSv Dose efficace moyenne = 3,4 mSv

Paramètres Dosimétriques (3) Dose engagée en Sievert : intégrale des doses sur le temps de présence du (des) radionucléide(s) contaminant(s). Dépend de la période effective [Teff] du (des) radionucléide(s). Teff = temps au bout duquel l’activité d’un radionucléide dans l’organisme a diminué d’un facteur 2

Période effective Disparition progressive d’un radionucléide par élimination biologique (métabolique) et par décroissance radioactive dA = -lbio.A(t)dt – lrad.A(t)dt = -[lbio+lrad] A(t)dt A(t) = A0 e -leff t avec leff = lbio + lrad Comme l = ln2 /T 1/Teff = 1/Tbio + 1/Trad

Gray et Sievert Gray mesure l ’énergie absorbée Sievert ne mesure pas l ’énergie absorbée mais intègre les effets biologiques liés au type de radiation et à la sensibilité des tissus. Gray = Sievert pour les rayons g & X, et les électrons & b, puisque leur WR  = 1

Doses des effets déterministes Erythème………….. > 3 Sv (Dose équivalente) Stérilité …………….3 Sv (Dose équivalente) Cataracte………… > 2 Sv (Dose équivalente) Hématopoïèse…… > 0.5 Sv (Dose efficace) Dose létale 50 …. ~ 5 Sv (Dose efficace) (Dose efficace naturelle 0,002 Sv/an)

Doses des effets stochastiques Etudes épidémiologiques En particulier, l’analyse des cohortes de survivants de Hiroshima & Nagasaki: excès de leucémies et de cancers Relation dose effet : relation linéaire sans seuil à forte dose et fort débit de dose

Evaluation du risque radiologique risque relatif effets avérés relation linéaire exposition

Contamination interne Exemples d’effets stochastiques Irradiation externe HIROSHIMA NAGASAKI Pour 86 572 personnes Cas attendus Cas observés Excès 1950-1997 (témoins) Leucémies 156 231 75 Cancers solides 8895 9335 440 515 Environ 5000 CANCERS DE LA THYROIDE (cumulés) • INCIDENCE NATURELLE : 0,04/100 000 • INCIDENCE OBSERVEE : BELARUS : 3,4 / 100 000 GOMEL : 9,5 / 100 000 STABILISATION ACTUELLE DU BILAN TCHERNOBYL (Thyroïde) Contamination interne

La radioprotection en pratique

LA RADIOPROTECTION Expertise scientifique de l’UNSCEAR Recommandations de radioprotection de la CIPR : CIPR 60 de 1990 et 103 de 2007 Directive Euratom du Conseil de l’Union Européenne 96/29 : normes de base en radioprotection 97/43 : directive « patients » nouvelle directive en cours Législation et réglementation française

Accord international (CIPR, AIEA,UE) Protection des individus, leur descendance et l ’humanité en général Les règles de radioprotection des Hommes sont adéquates pour la protection des autres espèces puisque les humains sont assez sensibles aux radiations 

LES PRINCIPES DE RADIOPROTECTION JUSTIFICATION : toute exposition aux rayonnements ionisants doit être justifiée au regard des avantages qu’elle procure compte tenu du risque OPTIMISATION : toute exposition justifiée doit être réalisée de telle sorte que la dose délivrée soit abaissée au niveau le plus bas raisonnablement possible compte tenu des facteurs économiques et sociaux : ALARA LIMITATION : des limites de doses à ne pas dépasser sont réglementairement fixées pour les travailleurs et la population (à l’exception des patients) pour empêcher la survenue des effets déterministes et minimiser la probabilité de survenue des effets stochastiques

Travailleurs Patients Public Installation Source de RI

Code de la santé publique Les dispositions législatives et réglementaires: Code de la santé publique Insertion des 3 principes de radioprotection : justification, optimisation, limitation des doses Exposition aux rayonnements naturels Instauration d’un régime unique de gestion des sources pour tous (le CEA perd son autorisation permanente) Code du travail Renforcement de la protection des travailleurs non salariés, précaires, extérieurs ou non : tous les travailleurs sont soumis aux mêmes règles consultables et téléchargeables sur www.asn.fr Publication/ guides pour les professionnels / radioprotection

Gestion du risque radiologique pour tous les niveaux de dose et de débit de dose Hypothèse « majorante » à faible dose et faible débit de dose d ’une relation dose effet linéaire sans seuil, comme si toute exposition aux rayonnements ionisants était dangereuse

Evaluation du risque radiologique risque relatif effets avérés relation linéaire sans seuil effets hypothétiques relation quadratique quasi-seuil RR RR exposition X

Gestion du risque radiologique pour tous les niveaux de dose et de débit de dose Utilisation de la dose efficace collective pour l’évaluation du risque : 5 % de cancer fatal en excès par Sv, quels que soient la dose et le débit (CIRP 60)

Gestion quantitative du risque Consensus international Adoption d’une relation dose-effet linéaire sans seuil, quels que soient la dose et le débit de dose Quantification du risque par Sv de dose efficace Risque tératogène : 50 % Risque de cancers mortel : 5 % Risque de maladie héréditaire : 0,5 % 2

Le risque surestimé (1) Pas d’effets significatifs en dessous de doses de l’ordre de 100mSv Pas d’effets observés dans les régions à forte radioactivité naturelle Réponse adaptative « mythridatisation » Induction, promotion et progression du cancer: non linéaire 2

Un biais dans l’utilisation de la dose collective Le risque surestimé (2) Un biais dans l’utilisation de la dose collective OK pour des raisons d’équité: calcul de la dose collective a priori et répartition sur tous les travailleurs Utilisation erronée pour les doses triviales. Exemple dans le domaine médical : 60 millions de français x 0,001 Sv x 5 % = 3000 cancers en excès 2

Le risque sous-estimé lésions génomiques des cellules voisines Effet « bystander »: lésions génomiques des cellules voisines de la cellule irradiée Instabilité génomique dans la descendance de cellules irradiées, avec amplification des anomalies observées Complexité des mécanismes cellulaires 2

La radiosensibilité individuelle Variabilité dans la réparation de l’ADN aux fortes doses Environ 5% de la population par défaut ou par excès Hyper-radiosensibilité responsable des effets secondaires et des complications « normales » de la radiothérapie (400.000 patients dans le monde) = vrai sujet de radioprotection Hypo-radiosensibilité conduit à une dose insuffisante pour un traitement curatif optimal en radiothérapie ? Vrai sujet de cancérologie. Existence d’une radiosensibilité individuelle aux faibles doses ?

Catégorisation des travailleurs Pour leur protection dans les conditions normales de travail Travailleurs de catégorie A : susceptibles d’une dose  > à 3/10ème d’une des limites réglementaires Travailleurs de catégorie B : susceptibles d’une dose < à 3/10ème mais > limite réglementaire de dose efficace du public (1mSv) Autres travailleurs : considérés comme le public (limite de dose efficace de 1mSv) 1

Limites réglementaires de doses Travailleurs dose efficace : 20 mSv / an cristallin : 150 mSv / an peau : 500 mSv / an extrémités des membres : 500 mSv / an Population (incluant le fœtus) Dose efficace : 1 mSv/an Patients Pas de limite de dose car il ne faut compromettre ni la qualité du diagnostic ni l’efficacité thérapeutique 1

des catégories de travailleurs Limites de doses des catégories de travailleurs Travailleurs de catégorie A susceptibles de dose efficace > 6 mSv/an dose cristallin > 45 mSv / an dose peau > 150 mSv / an dose extrémités > 150 mSv / an Travailleurs de catégorie B (entre A et autres T) Autres travailleurs Dose efficace < 1 mSv/an 1

Zonage en milieu de travail Protection par rapport aux sources Zone interdite Zone contrôlée : zone où un travailleur est susceptible de recevoir une dose supérieure à 3/10ème d’une limité réglementaire Zone surveillée : zone où un travailleur est susceptible de recevoir une dose supérieure à 1/10ème d’une limité réglementaire 1

Délimitation des zones réglementées (ZR) et spécialement réglementées (ZSR) - Installations fixes- Dose équivalente aux extrémités (mains, avant bras, pied, cheville) : HT 0,2 mSv (1h) 0,65 mSv (1h) 50 mSv (1h) 2,5 Sv (1h) Zone non réglementée Z.R. Z.R. ZSR ZSR ZSR Contrôle de l’état de propreté radiologique si risque de contamination dans les ZR attenantes Zone surveillée Zone contrôlée Zone contrôlée jaune Zone contrôlée orange Zone interdite rouge 80 µSv (mois) 7,5 µSv (1h) 25 µSv (1h) 2 mSv (1h) 100 mSv (1h) Dose efficace ET ! Les valeurs de doses (ET et HT) correspondent à des doses intégrées sur la période considérée (le mois ou l’heure) 2 mSv/h 100 mSv/h Débit d’équivalent de dose Au niveau de l’organisme entier (exposition externe seule)

ZONES DE TRAVAIL Matière radioactive A l ’intérieur des zones de travail les sources individualisées de rayonnements comme les sources radioactives doivent être signalées.

La dosimétrie en milieu de travail Obligation d’une dosimétrie passive Film dosimètre porté au niveau de la poitrine Dose efficace a posteriori Mensuel (cat A), trimestriel (cat B) Obligation d’une dosimétrie active pour toute personne entrant en zone contrôlée Dosimètre électronique Dose efficace en temps réel Alarme de dose et de débit de dose Dosimétrie prise en compte dans le suivi médical obligatoire et adapté 1

La Personne compétente en radioprotection Spécialiste de radioprotection en milieu de travail Obligatoire Etudes des postes de travail Optimisation de la radioprotection Gestion des dosimètres Gestion des résultats dosimétriques Recommandations … 1

Irradiation et grossesse A priori : justification (US, IRM ?), optimisation A posteriori, développement ? ( héréditaire) 0 à 8 jours : tout ou rien 9 à 60 j, organogenèse : risque malformatif ++ et retard de croissance 60 à 270 j, fœtus : anomalies possibles (cancers infantiles) Au-dessous de 100 mGy : RAS Entre 100 et 200 mGy : à voir Au-dessus de 200 mGy : recommander une interruption de grossesse Deuxième exemple d ’effet à seuil, les malformations fœtales acquises. Bien entendu dès lors que la grossesse est connue aucun examen irradiant n’est effectué sans très sérieuse justification ; la question doit donc toujours être posée à la patiente ; si la réponse est positive et l’examen nécessaire il faut optimiser, c’est à dire réduire autant que possible les doses d’exposition, sans aller jusqu’à décrocher un examen à la fois encore irradiant et en plus douteux. La question suivante se pose lorsqu’un examen ayant été effectué, il se révèle ensuite que la patiente était enceinte (effectuer un test de grossesse pour tout examen irradiant est peu imaginable et on va le voir inutile). Le risque est la création de malformation ; on se souvient que les malformations représentent jusque 5 % des naissances (chiffre variable selon ce que l’on appelle « malformation » : de l’anencéphalie à la dent surnuméraire). De la conception jusqu’à une bonne semaine après, rien ne sera observé en pratique : ou il y a eu lésion, le conceptus est éliminé et les règles arrivent ; ou il n’y a pas eu d’effet et la grossesse se poursuit normalement. Au-delà du délai, des malformations sont possibles mais il y a un seuil et il est relativement élevé : rien ne peut apparaître au-dessous de 100 mGy, or une irradiation supérieure au seuil n’est jamais banale et requiert un test de grossesse. Au-dessus de 200 mGy, le risque de malformation est significatif, il doit être signalé ainsi que les possibilités d’avortement thérapeutique. Entre 100 et 200 mGy, la discussion est ouverte. Donc la première chose à faire est d’examiner soigneusement le cas ; si la dose reçue par le foetus est < 100 mGy il faut être très rassurant quant à l’effet de l’examen radiologique (mais non quant à la conclusion de la grossesse, cf. 5 %), et être très réservé au-delà de 200 mGy.

La radioprotection Des règles simples

RAYONNEMENTS ALPHA BETA GAMMA X

LES MODES D’EXPOSITION CONTAMINATION EXTERNE IRRADIATION EXTERNE CONTAMINATION INTERNE

QUELLE EST LA DIFFÉRENCE ENTRE IRRADIATION ET CONTAMINATION ? ou EXPOSITION EXTERNE

QUELLE EST LA DIFFÉRENCE ENTRE IRRADIATION ET CONTAMINATION ?

CONTAMINATION EXTERNE dépôt de substances radioactives sur la peau ou les cheveux

CONTAMINATION INTERNE de substances radioactives à l'intérieur de l'organisme dépôt

MODES DE PÉNÉTRATION DE LA CONTAMINATION INTERNE Ingestion Blessure Inhalation

COMMENT SE PROTÉGER DE LA CONTAMINATION INTERNE ? Boire Manger Fumer

COMMENT SE PROTÉGER DE L’IRRADIATION ? E C R A N T E M P S D I S T A N C E