Post on 13-Sep-2018
Rayonnements ionisants
**********
PHR103 : Prévention des risques physiques
Pr Catherine Luccioni
Radioprotection
2
Plan du cours
� Introduction
� Bases physiques de la radioprotection
� Modes d'exposition
� Effets cellulaires et tissulaires des rayonnements ionisants
� Grandeurs dosimétriques
� Niveaux d'exposition aux rayonnements ionisants
� Protection contre l'exposition externe et interne
� Radioprotection dans les installations
� Incidents - accidents
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Pr Catherine LUCCIONI
Cnam – case 308292, rue Saint Martin75 141 Paris cedex 03
Tél : 01 40 27 22 98
FAX : 01 58 80 87 22
Mail : catherine.luccioni@cnam.fr
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Excitation Ionisation
XZ
A Z électrons
noyau (Z protons + A - Z neutrons)
Rayonnement ionisant ou non ionisant ?
Le nombre de protons (charge + ) est égal au nombre d'électrons (charge -)
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Différents types de rayonnements
Rayonnements ionisants
Photons(rayons X et γ)
Particules
Non chargées(neutrons)
Chargées
Légères(électrons)
Lourdes(α, protons, IL…)
� Origine
� Modes d’interaction
� Parcours
6
Rayonnement ionisant ou non ionisant ?
Rayonnements non ionisantsRayonnements ionisants
RX UV Visible IR Ondes radio…
100 nm 1 km1 m1 cm1 mm1 nm0,01 nm
Rayons γ
Photons (rayonnements électromagnétiques)
Longueur d'onde (λ) �
Energie �
E = hν = hc / λ ( h = constante de Planck)
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Production de rayonnements ionisants ?
� Générateurs électriques
- appareils de radiologie
- accélérateurs
- …
� Sources radioactives - scellées
- non scellées
8
Atome
A = nombre de masse A - Z = N = nombre de neutrons
Z = numéro atomique Z = nombre de protons et d’électronsXA
Z
Isotopes A différent
Z identique
H1
1H2
1H3
1
C11
6C12
6C14
6
U234
92U236
92U238
92
� Stable ou instable - noyau trop volumineux- excès de protons ou de neutrons- excès d'énergie
� Origine naturelle ou artificielle
9
XA
ZY
A - 4
Z - 2α
4
2+ possible si Z > 82Emission α
XA
Z2 fragments + n1
0 libération ≈ 200 MeV
Z > 90Fission
trop de neutronsEmission β- XA
ZY
A
Z + 1e
0
-1+ ν0
0+
XA
ZY
A
Z - 1e
0
+1+ ν0
0+ trop de protonsEmission β+
X*A
Zh ν+X
A
ZEmission γ
Désintégration radioactive
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Lois de décroissance radioactive
� Activité A = λ . N (Bq) 1 Ci = 37.109 Bq1 Becquerel = 1 désintégration par seconde
A = A0 . e-λ.t A0 = activité au temps t = 0A = activité au temps t
� Période T = 0,693 / λ (s, jours, ans)1 période � activité 2 fois plus faible2 périodes � activité 4 fois plus faible10 périodes � activité 1 000 fois plus faible
1 000 000 000 Bq � 1 000 000 Bq ≠ 0
� Activité spécifique (Bq.g-1)210Po (T = 138 jrs) 238U (T = 4,5.109 ans)AS ≈ 1,7.1014 Bq.g-1 AS ≈ 12 000 Bq.g-1
2 GBq � ≈ 12 µg ≈ 167 kg
Décroissance d'un radionucléide
11
Les rayonnements transfèrent tout ou partie de leur énergie à la matière
La dose D est la quantité moyenne d’énergie cédée par unité de masse
1 Gray (Gy) = 1 J.kg-1
nécessité de quantification � Dose
nécessité de caractérisation car les mécanismes sont différents
or, ils conditionnent : - les effets biologiques
- le choix des - moyens de protection
- systèmes de détection
Interactions des rayonnements avec la matière
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Modes d'exposition
- contamination cutanée
- curiethérapie ou radiothérapie interstitielle
*
Exposition externe
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***
Exposition interne
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Exposition interne
� Répartition
• Homogène dans tout le corps : tritium, 14C, 40K, 137Cs
• Fixation dans certains organes radon � poumonsiode � thyroïdestrontium � os…
� Evolution de l'activité dans le temps
L'activité d'un radionucléide contenu dans un compartiment, un organe ou dans l'organisme entier diminue par décroissance radioactive et élimination biologique
� Dose intégrée ou engagée
Pas de risque d'exposition interne pour les femmes enceintes ou allaitant
Les radionucléides se répartissent dans le corps humain et persistent plus ou moins longtemps selon les organes et les radionucléides
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Evolution de la contamination interne par du 137Cs (T1/2 = 30 ans)
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> 3 mois > 3 mois
� Durée de l'exposition …
100 50 25
Iode, technétium … plutonium
100 99,99.. 99,99..
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Traitement
� Prévention de l'incorporation- décontamination externe
- action au niveau de la voie d'entrée - blessure ou peau saine- poumons- tube digestif
� Limiter la fixation et augmenter l'élimination- chélation- dilution isotopique- blocage : iode- autres : bicarbonate (U),…
- diurétiques, …
Le traitement des urgences médicales prime sur celui de l’urgence radiologique
Nécessité traitement précoce
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Risque d'exposition interne et/ou externe ?
� nature de la source
� nature du (ou des) rayonnement(s) émis
� Sources naturelles
� Sources artificielles� sources radioactives
- scellées : gammagraphie industrielle, radiothérapie ..� Exposition externe
- non scellées : laboratoire de biologie, médecine nucléaire....� Exposition interne et externe
� générateurs électriques : appareils de radiologie, accélérateurs…� Exposition externe
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Effets biologiques des rayonnements ionisants
Faible densité
Rayons X et γ, β
Forte densité
Neutrons, α, ions lourds
� Différences quantitatives et qualitatives selon nature du rayonnement
(distribution des dépôts d'énergie à l'échelle microscopique)
Au niveau de la cellule : dommages de l'ADN
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Devenir de la cellule
IrradiationCellule normale Cellule modifiée
Réparation des lésionscomplète et parfaite
Mort de la cellule
Survie de la cellulemodifiée
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Cellules germinales(sexuelles)
Cellules somatiques
Effets obligatoires (déterministes)
Stérilité Tissus à renouvellement rapide
Effets probabilistes (stochastiques)
Cancers, leucémiesEffets génétiques
Conséquences au niveau du corps humain
21
Effet biologiques des rayonnements ionisants
0
25
50
75
100
Dose
Fré
quen
ce
Effets obligatoires (déterministes)
Formes des relations dose - effet
• Exposition professionnelle
• Exposition naturelle
• Radiodiagnostic
Tous égaux �
• Irradiation thérapeutique
• Surexposition accidentelle
Fortes doses
Présence d’un seuil
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Effet biologiques des rayonnements ionisants
0
25
50
75
100
Dose
Fré
quen
ce
Dose augmente � effet plus grave
Formes des relations dose - effet
� Objectif : éviter les effets déterministes
Gravité augmente avec la dose
Effets obligatoires (déterministes)
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Effets déterministes des rayonnements ionisants
� Circonstances - exposition accidentelle
- radiothérapie
On distingue :
� surexposition localisée : une partie du corps est fortement irradiée, les dommages sont essentiellement cutanés
� surexposition généralisée : tout ou une grande partie du corps a étéirradiée
� l’irradiation peut être - homogène - hétérogène
Surexpositions localisée et généralisée peuvent coexister chez une même personne
� Symptômes = atteinte des tissus à renouvellement rapide
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Temps après exposition
prodromes
phase critique25
1053
1,5
0,5
1264230152minutes heures
2 3 4 5 6 2 3 4 5 6jours semaines
Gra
vité
Dos
e (G
y)
Evolution en fonction du temps après irradiation
Phase prodromique
Phase critique
Phase de latence Phase de récupération
Tri
(d'après J-C. Nénot)
25
Surexposition généralisée
Dose létale 50 (DL50)
DL50 ≈ 4 à 5 Gy pour des photons
Dose (Gy)1 5 10 20
Atteinte de l'épithélium intestinal
Atteinte de la moelle hématopoïétique
Signes neuro-végétatifs
Syndrome aigu d’irradiation
Gravité en fonction de la dose pour des photons :
Paramètres influençant l’évolution : type de rayonnement, dose totale, débit de dose, organes les plus irradiés, lésions associées
Grave> 5 Gy
Signes cliniques sévères, signes paracliniques précoces2,5 à 5 Gy
Sévérité moyenne1 à 2,5 Gy
Peu de signes cliniques, signes paracliniques modérés0,25 à 1 Gy
Pas de signes cliniques0 à 0,25 Gy
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Affinement des poils1 - 3 Gy
Nécrose25 - 30 Gy
Phlyctènes / épidermite exsudative15 - 20 Gy
Oedème / épidermite sèche12 - 15 Gy
Erythème5 - 12 Gy
Dépilation4 - 5 Gy
Signes cliniquesDose (Gy)Exemple d’une irradiation par une source de gammagraphie industrielle
� Paramètres influençant l’évolutionType de rayonnement, dose et débit de dose, volume irradié, localisation de la lésion
Surexposition localisée� Symptômes
Atteinte cutanée (épithélium + derme)
cf brûlure thermique (stade I, II, …) mais atteinte en profondeur � ….
� Risques de conséquences à long termeCancer, fibrose, atteinte neurologique, modif. pigmentation et/ou vascularisation, …
Douleurs très intenses
Si DD très élevé � sensation de chaleur et/ou de picotements pdt expositionProdromes : érythème
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� Gonades� Testicules
Stérilité temporaire seuil ~ 0,15 Gy (exposition aiguë)
permanente seuil ~ 3,5 à 6 Gy (exposition aiguë)
� Ovaires (importance de l’âge au moment de l’exposition)
~ 1 à 1,5 Gy � aménorrhée chez 50% des femmes
~ 2 Gy � stérilité temporaire (~ 1 à 3 ans)
> 4 à 6 Gy � stérilité permanente
� Fibrose- Symptômes : perte d’élasticité et aspect rétractile
- Différents organes : peau, intestin, poumons, …
- Pathologie du tissu conjonctif
- Traitement par des antioxydants ++++
� Œil Cristallin : opacités � cataracte
irradiation aiguë seuil 2 Gy (� ≈ 0,5 Gy � � LAE cristallin ?)
100% ~ 12 Gy »
29
Phase pré-implantatoire (� stade 32 cellules) � loi de tout ou rien (sujets hypersensibles� …)
Organogenèse (taille ≈ 30 mm / poids ≈ 2,3 g / > 90 % des structures)
Période fœtale (croissance générale et histogenèse du système nerveux central)
� Effet létal
� Malformations - divers organes
- système nerveux central (microcéphalies et/ou retards mentaux sévères)[8-15 semaines] > [16-25 semaines]
� Augmentation de l’incidence des cancers (� Limite exposition "fœtus" = 1mSv)
8 jrs 60 jrs Terme
Conséquences de dommages produits par un agent toxique au niveau du produit de conception
≠ des effets génétiques qui interviennent sur les cellules germinales
Effets tératogènes
Données épidémiologiques et expérimentation animale
interruption thérapeutique de grossesse après explication des risques
pas d’interruption de grossessesuivi pdt et après la grossesse
décision individuelleaprès discussion
0,1 Sv 0,2 Sv
30
Effet déterministes des rayonnements ionisants
Relations dose – effet bien définies
Effets des différents types de rayonnements (ex : Tokai-Mura)
Radiothérapie : - pb identification personnes à risque pour effets 2aires
- effets secondaires "normaux" / anormaux
Accidents :- pb diagnostic car symptômes peu spécifiques
- Exposition généralisée : anorexie, nausées, vomissements, diarrhée …- Lésions cutanées : érythème …zones de nécrose ("caractéristiques")
(coup de soleil, allergie, …)
- recherche marqueurs biologiques de dommages
Radiologie interventionnelle : pb pour patient et prof. de santé
Effets fortes doses� possibilité de fixer une limite d'exposition pour les éviter
Existence de seuils
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Effet biologiques des rayonnements ionisants
0
25
50
75
100
Dose
Fré
quen
ce
Effets probabilistes (stochastiques)
• Exposition professionnelle
• Exposition naturelle
• Radiodiagnostic
• Irradiation thérapeutique
• Surexposition accidentelle
Formes des relations dose - effet
Seuil significativité
�
� fréquence augmente avec la dose
� gravité indépendante de la dose
� pas de seuil (?)
32
Effets stochastiques : relation dose - effet
?0
0
Dose
Ris
que
d’ef
fet s
toch
astiq
ue
Problèmes dus à l’utilisation de la dose collective
� simplicité (règle de trois)
� additivité des doses
� pas de sous-estimation du risque
Hypothèse relation linéaire sans seuil
Justification scientifique
Gestion / Evaluation
Risque zéro n'existe pas � ……
100 mSv
Pas de possibilité d'éviter les effets stochastiques � obligation d'optimiser
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- cancers
- effets génétiques
- autres pathologies tissulaires ?
� Exposition aux rayonnements ionisants � � fréquence
� Nécessité d’étudier des populations (épidémiologie)
- Etudes cas-témoins- Cohortes
Effets stochastiques
� Délai minimum de quelques années avant apparition
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Enquêtes épidémiologiques
� Hiroshima et Nagasaki
� Expositions accidentelles (Tchernobyl, Iles Marshall)
� Expositions médicales
- diagnostic : tuberculose, scoliose, Thorotrast,131I …
- traitement - affections bénignes : teignes, H. Thymus, hémangiomes …
- affections malignes : m. Hodgkin, c. seins, enfants …
� Expositions professionnelles- radiologues, peintres radium, mineurs, Mayak ..
- travailleurs du nucléaire
� Expositions dues à l’environnement- radioactivité naturelle : Kerala (Inde, Yangjiang (Chine) …
- radioactivité artificielle : installations nucléaires, rivière Techa
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bilan : 1950 - 1997
Intervalle de temps depuis les explosions = 52 ans
Life Span Study (LSS) � plus de 86572 personnes suivies (doses de <10 à plus de 2000 mSv)
Cohorte LSS = 50 % des personnes présentes dans la zone des 3 km autour de l’épicentre
(60 % personnes : doses > 5 mSv et 30 % personnes : doses < 200 mSv)
Tumeurs solides 9335 décès : 8895 spontanés + 440 radio-induits (5 %)
Leucémies ≈ 235 décès : 160 spontanés + ≈ 75 radio-induits (1950 - 1990)
Autres pathologies 31851 décès : 31631 spontanés + 250 radio-induits (0,8 %)
Fin 1997 : 48 % de la cohorte en vie dont 90 % des moins de 10 ans au moment de l’explosion
Survivants d’Hiroshima et Nagasaki
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Risque de cancers radio-induits
� Temps de latence après exposition ?
� Spécificité ?
� Evolution en fonction de la dose ?
� Risque identique pour toutes les personnes ?
� Risque identique pour tous les cancers/organes ?
� Effet de synergie avec d'autres agents toxiques ?
� Effets de différentes conditions d'exposition ?
37
Temps de latence après exposition ?
Autres cancers
Leucémies
Temps depuis l’irradiation (années)
Tumeurs osseuses � temps de latence court
� Mécanismes de cancérogenèse différents
Tchernobyl � …
Hiroshima et Nagasaki
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Spécificité ?
Tumeurs radio-induites : pas de spécificité identifiée à ce jour
Taux de cancers spontanés et dus à d'autres agents toxiques� Différence de nombre
� Pas de type spécifique de tumeurs� différent par rapport à
- UV � tumeurs cutanées- amiante � mésothéliomes- certaines substances chimiques � T. vessie
� Pas de signature moléculaire pour une tumeur
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Tumeurs solides Leucémies
Dose équivalente à la moelle osseuseDose équivalente au colon
Exc
ès d
e ris
que
rela
tif
Exc
ès d
e ris
que
rela
tif
ERR = a x D ERR = a x D + b x D2
Relation linéaire Relation linéaire - quadratique
Evolution en fonction de la dose ?
Survivants d’Hiroshima et Nagasaki
40
Evolution en fonction de la dose ?
1 µCi = 37 000 Bq
Ost
éosa
rcom
es.P
Y-1
µCi 226Ra + 2,5 µCi 228Ra
0,05
0,04
0,03
0,02
0,01
010-1 100 101 102 103 104
≈ 10 Gy
Peintres en cadrans lumineux (radium)
41
Risque identique pour toutes les personnes ?
� Influence de l’âge au moment de l’exposition
� Influence du patrimoine génétique
� Risque femmes > hommes
0
5
10
15
20
0 - 9 10 - 19 20 - 29 30 - 39 > 40
Age au moment de l'exposition (ans)
ER
R à
1 G
y
Hommes
Femmes
0
2
4
6
8
10
0 - 9 10 - 19 20 - 39 > 40R
isqu
e re
latif
Age au moment de l’exposition (ans) Age au moment de l’exposition (ans)
Leucémies Cancer de la thyroïde
� Accident de Tchernobyl
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Risque identique pour tous cancers / organes ?
Iode � thyroïde
Radium / strontium � os
…
� En cas d'exposition interne
Organe(s) à risque = organe(s) où se concentre le radionucléide
� Pour une même dose, le risque de développer un cancer n'est pas le même pour tous les organes
� Valeurs des coefficients de pondération tissulaire (wT)pour le calcul de la dose efficace
- Risque très élevé : moelle hématopoïétique, seins, colon, poumons- Risque élevé : thyroïde, vessie, foie, œsophage, estomac- Risque modéré : peau, os, cerveau, glandes salivaires- Risque faible : reste du corps
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Effet de synergie avec d'autres agents toxiques ?
• Agents utilisés en chimiothérapie
• Autres polluantsRadon et tabac : effet synergique
….
• Exposition externe ou exposition interne
• Fortes ou faibles doses
• Fort ou faible débit de dose
• Nature du rayonnement
Effets de différentes conditions d'exposition ?
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Effets génétiques
1907 Induction de mutations par RX (crapauds)
1927 Effets génétiques des RX sur la drosophile (Muller HJ.)
� outil d'étude du génome
� …
…. Travaux sur des souris
� Grande "crainte"
�coefficient de risque pour les gonades≈2 fois celui pour le risque de leucémies,cancer du poumon …
A ce jour, pas d’effet génétique reconnu dans les populations irradiées
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Effets déterministes Effets stochastiques
Conséquences au niveau du corps humain
obligatoires
présence d’un seuil
fortes doses
gravité augmente avec la dose
probabilistes(fréquence augmente avec la dose)
pas de seuil (?)
toutes doses
gravité indépendante de la dose
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protection de l’Homme et de l’environnement
contre les effets néfastes des rayonnements
Radioprotection
Rayonnements ionisants
47
Objectifs en radioprotection
� Eviter les effets déterministes
� Limiter à un niveau acceptable le risque
d’effets stochastiques
48
Exposition aux rayonnements ionisants
Exposition naturelleExposition artificielle* Exposition médicale
Travailleurs Public Patients
Exposition accidentelle* hors médical
49
*
Source Interactions
Tension (kV)
Intensité (mA)
Filtre(s)
Activité (Bq)
Nature du radionucléide- rayonnement α, β, γ- période
Dose (Gy)
Grandeurs et unités
50
Evaluation de risques sanitaires pour l'Homme ?
Dose = quantité moyenne d’énergie cédée par unité de masse
(1 Gy = 1 J par kg)
1 kg de plume ≠ 1 kg de plomb
Plomb : 1 kg de grenaille ≠ 1 boulet de 1 kg
Pour une même dose, les rayonnements ont des effets différents
Influence des dépôts d'énergie à l'échelle microscopique
51
Distribution des dépôts d’énergie à l'échelle microscopique
Faible densité
ionisationionisation
excitation
γ
γ
γ
γ
Electrons, photons
Forte densité
ionisations et excitations
particule α
particule α
Neutrons, particules α, ions lourds ..
52
Estimation de risque
� Pour un travailleur, par exemple :
1987 D1 = 2 mGy rayons γ
1988 D2 = 3 mGy rayons α
2000 D3 = 5 mGy rayons β (iode radioactif)
Souvent exposition à des rayonnements de natures différentes
� Pour une personne de la population :
- inhalation de radon rayons α
- exposition médicale rayons X
53
Estimation de risque
0
2
4
6
8
10
12
14
16
18
20
0 1 2 3 4 5 6 7 8
Ris
que
D
Dose
photons
autre rayonnement (par exemple neutrons)
Hypothèse : relation linéaire sans seuil
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Estimation de risque
0
2
4
6
8
10
12
14
16
18
20
0 1 2 3 4 5 6 7 8
Ris
que
D H = D x wR
Dose équivalenteDoseLe risque après une exposition à une dose D par des neutrons (dans cet exemple) est comparable à celui d'une exposition à une dose équivalente H délivrée par des photons
photons
autre rayonnement (par exemple neutrons)
Hypothèse : relation linéaire sans seuil
55
Effets des différents types de rayonnements ?
Données épidémiologiques
Estimation de risque
Données expérimentales
� Enquêtes épidémiologiques � informations sur l'efficacité des rayons X et γ, des α pour le poumons, les os et le foiemais pas pour les neutrons, le tritium …. faible débit de dose…
� Pas de possibilité d'extrapoler directement les résultats expérimentaux(rats, souris …)
56
Evaluation de risques sanitaires pour différents rayonnements
Evaluation de risques Données expérimentales
β, neutrons …
Données expérimentales
photons
Données épidémiologiquesphotons
Efficacité biologique relative
Influence du débit de dose
wR
� Coefficient de pondération pour le rayonnement dans le calcul de la dose efficace
DDRRF
� Coefficient de réduction pour le débit de dose
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Dose équivalente à un tissu ou un organeGrandeurs dosimétriques
H = D1 wR1 + D2 wR2 + D3 wR3 … = Σi Di wRi Sievert (Sv)wRi = facteur de pondération pour le rayonnement i
wRi reflète la nocivité du rayonnement i
5En > 20 MeV
102 MeV < En < 20 MeV
200,1 MeV < En < 2 MeV
100,01 MeV < En < 0,1 MeV
5Neutrons En < 0,01 MeV
20Alphas, partic. lourdes chargées
5Protons E > 2 MeV
1Electrons - ou +
1Photons (RX, rayonnement γ)
wRRayonnement
Résultats expérimentaux
58
Estimation de risque
Souvent exposition de différentes régions du corps
� Pour une personne de la population :
inhalation de radon rayons α poumons
exposition médicale rayons X bassin, tête, …
…..
Or le risque d'effet stochastique n'est pas le même pour tous les organes
� Pour un travailleur, par exemple :
1987 rayons γ D1 = 2 mGy corps entier
1988 rayons α D2 = 3 mGy poumons
2000 rayons β D3 = 5 mGy thyroïde
59
Dose efficaceGrandeurs dosimétriques en radioprotection
E = H1 wT1 + H2 wT2 + H3 wT3 … Sievert (Sv)
E = [(D11 wR1 + D12 wR2 + ..) wT1] + [(D21 wR1 + D22 wR2 + ...) wT2] + …wTj = facteur de pondération = reflète le risque d'effets stochastiques pour l'organe j
Thyroïde H = 1 Sv E = 0,05 Sv
Poumons H = 1 Sv E = 0,12 Sv
Corps entier
Le risque après une exposition au niveau des poumons à une dose équivalente H égale à 1 Sv est comparable à celui d'une exposition sur le corps entier à une dose efficace E égale à 0,12 Sv par des photons
1,0Total =
0,05Reste du corps0,01Surface osseuse0,01Peau0,05Thyroïde0,05Oesophage0,05Foie0,05Seins0,05Vessie0,12Estomac0,12Poumons0,12Colon0,12Moelle hématopoïétique0,20GonadeswTOrgane
60
Estimation de risque
Pour le travailleur :
corps entier γ D1 = 2 mGy E = 2 x 1 x 1 = 2 mSv
poumons α D2 = 3 mGy Hp = 3 x 20 = 60 mSv E = 60 x 0,12 = 7,2 mSv
thyroïde β D3 = 5 mGy Ht = 5 x 1 = 5 mSv E = 5 x 0,05 = 0,25 mSv
Souvent exposition à des rayonnements de natures différentes
sur différentes parties du corps
Etotale = 2 + 7,2 + 0,25 = 9,45 mSv
Possible car hypothèse relation linéaire sans seuil
E = [(D11 wR1 + D12 wR2 + ..) wT1] + [(D21 wR1 + D22 wR2 + ...) wT2] + …
61
*
Source Interactions Conséquences ?
Tension (kV)
Intensité (mA)
Filtre(s)
Activité (Bq)
Nature du radionucléide- rayonnement α, β, γ- période
Dose (Gy)
Risque d'effets
stochastiques
Dose efficace (Sv)
Grandeurs et unités
62
Effets stochastiques - conclusions
� Autres pathologies tissulaires
� Exposition interne ↔ Exposition externe ?� Programmes de recherches
� Questionnement sur la relation linéaire sans seuil
� Outil de gestion du risque, pas d'évaluation de conséquencesProcessus de cancérogenèse = complexe
effet tissulaire / pas une mutation dans une cellule …
� Remise en cause du dogme : "dommages directs de l'ADN"
Rôle des nouveaux phénomènes dans cancérogenèse ?Evaluation de risques à partir des conséquences sanitairesmais si mécanismes différents ?
� Effets des faibles doses ? � étude mécanismes de cancérogenèse
63
Conclusions
� Nocivité différente des différents rayonnements
� Evaluation de risques� Tous travailleurs
- effets déterministes : surexposition accidentelleSymptômes si Dhν > 0, 2 Gy exp. généralisée / Dhν > 1-2 Gy exp. localiséePb diagostic si pas notion d'accidentEvolution en fonction du temps après irradiation
- effet stochastiques : hypothèse relation linéaire sans seuilcancers : délai plrs années, effet âge, prédisposition génét., f(organe), non spécif., …effets héréditaires : pas d'augmentation statistiquement significative à ce jour
� Pratiques particulièresRadiologie interventionnelle : mains et yeux…
� Femmes enceintesRisque d'effets tératogènes et carcinogène pr fœtus
64
Sources d'exposition aux rayonnements ionisants
� Sources naturelles
� Sources artificielles - exposition médicale
- autres sources
• Exposition de la population générale
• Exposition professionnelle
65
Exposition naturelle
Exposition externe Exposition interne
- altitude
- latitude
- protection
- activité solaire
- 14C (≈ 3700 Bq � ≈ 12 µSv)
- 22Na (≈ 0,15 µSv)
- 7Ba (≈ 0,03 µSv)
- 3H (≈ 0,01 µSv)
- ….
Rayonnements cosmiques
66
Exposition naturelle
Rayonnements cosmiques Radioactivité tellurique
- géologie
- habitation
- radon
- autres radionucléides
f(habitudes de vie)
Exposition externe Exposition interne
67
Radioactivité tellurique
non mesurée
< 50 Bq.m-3
[50 – 100[ Bq.m-3
≥ 150 Bq.m-3
[100 – 150[ Bq.m-3
Radon : activité volumique dans les habitations
d'après Billon S. et al. Rad. Prot. Dos. 113 (3), 314-320, 2005
Moyenne arithmétique corrigée (variations saisonnières et caractéristiques des habitations)
12 261 mesures
68
Exposition naturelle
Rayonnements cosmiques Exposition externe 0,38
Exposition interne 0,01
Radioactivité tellurique Exposition externe 0,46
Exposition interne (hors Rn) 0,23
Radon 1,3
Total = 2,4
Dose efficace annuelle moyenne (mSv)
Exposition interne
Exposition externe
69
Exposition professionnelle
Exposition naturelle renforcée
� Personnel navigants
� Mineurs et, tout particulièrement, mineurs d'uranium
� Autres : exploitation de phosphates …
70
Exposition artificielle
� Médicale
� Militaire - production d'armes- essais nucléaires
� Industrielle - production d’énergie - non nucléaire- nucléaire
- autres applications
� Production et utilisation d'isotopes(recherche, médecine ...)
71
Exposition médicale
d'après rapport IRSN – InVS (2010)
72
Exposition médicale
d'après rapport IRSN – InVS (2010)
73
Exposition médicale à but diagnosticE (mSv)Examens
9Vasculaire cœur non thérapeutique Radiologie interventionnelle
6,7Abdomen ou pelvis
5,5ThoraxScanographie
0,005Dentaire
0,37Mammographie bilatérale
0,0005 Membre
0,8Rachis thoracique
2,4Rachis lombaire
Radiographie standard
d'après rapport IRSN – InVS (2005)
5TEP 18F (FDG)Cérébrale
7700Hématies - 99mTc Cavités card.
23100201TlMyocardique
4700MDP - 99mTcOsseuse
482131IThyroïdienne
0,42099mTc
Dose efficace (mSv)Activité (MBq)RadiopharmaceutiqueScintigraphie
74
Radiothérapie
Tumeurs primaires ou métastases, hémopathies
Objectif - délivrer une dose suffisante au niveau des cellules cancéreuses
- limiter l'exposition des tissus sains
Problèmes - radiosensibilité des cellules tumorales
- effets secondaires - précoces
- tardifs (fibrose, paralysie, cancers)
Evolution +++ - progrès informatique
- imagerie médicale
� différentes méthodes- radiothérapie externe, curiethérapie, radiothérapie métabolique- immunoradiothérapie, hadronthérapie …
76
Sources d'électricité en France
Nucléaire83,4
Autres0,3
Renouvelable8,1
Gaz3,8
Charbon3,1
Pétrole1,3
Données EDF
19 centrales nucléaires (58 réacteurs)
77
Modes d’exposition
Données démographiques
nombre, sexe, âge
Données physiologiques
Habitudes de vie
- régime alimentaire - nature- origine
- habitudes culinaires
- temps à l'intérieur / extérieurHomme
Rejets gazeux Rejets liquides
Contamination
atmosphérique
Contamination sols+
milieux aquatiques
InstallationNature des rejets
- Activité
- Radionucléides(période, Rt émis, métabolisme)
78
Autres applications industrielles
� Modifications de structures
� Stérilisation
� Recherche de plomb
� Irradiation d’aliments
� Radiographie industrielle
� Jauges d’épaisseur ou de remplissage
79
Appareil de gammagraphie
Télécommande manuelle ou électrique
Le temps de pose varie de qques secondes à plusieurs h selon la
nature et épaisseur du matériau à radiographier
Vérification de soudures, …Domaines : pétrole, nucléaire, aéronautique…
80
Gammagraphie
� Défaut de fonctionnement (pb maintenance…) - blocage : corps étranger (sable, rouille…) / écrasement câble éjection- perte de la source
� Problème de délimitation du périmètre- insuffisant- évacuation incomplète- franchissement involontaire ou volontaire
� Perte ou vol pdt transport
� Défaut de formation
Risques d'accidents et/ou d'incidents
Risque d’exposition pour les manipulateurs / autres travailleurs / population
DD élevé � risques sanitaires graves (amputation, décès)
81
Gammagraphie
� Erreur humainepas de vérif. appareils, non respect des procédures de travail…
� Conditions d'utilisation - fatigue : travail de nuit…
- pression : autres chantiers en parallèle
- bruit environnant, pb accessibilité, éclairage
- risque d’incendie ou d’explosion élevé sur certains chantiers
- niveau d'exposition et/ou contamination
- …
� Absence ou mauvaise utilisation des appareils de mesure
� …
Risques d'accidents et/ou d'incidents
82
Recherche en biologie
� Biologie moléculaire (32P, 33P …)
� Utilisation de molécules marquées (3H ou 14C)
� Test de toxicité cellulaire (51Cr)
� Marquage de protéines (125I ou 35S)
83
Population générale
Autres 0,001 mSv
Essais nucléaires 0,01 mSv
Industrie 0,02 mSv
Médecine 1,1 mSv
Radon 1,3 mSv
Naturelle (hors Rn) 1,1 mSv
Dose efficace annuelle moyenne (mSv)
� importance exposition médicale
� importance radon
84
Exposition médicale
• De loin principale source d'exposition d'origine artificielle
• Distribution très hétérogène en nombre et en dose
• Evolution des pratiques
� Importance de la radioprotection des patients
85
Exposition professionnelle
� Secteur médical et para-médical
� Industrie nucléaire
� Industrie classique
� Recherche
� Autres
86
Bilan de l'exposition des travailleurs en France
(2009)
� Radioprotection des travailleurs
Effectif total surveillé : 319 091 travailleurs (+ 4 %)
Dose collective totale : 65,68 Homme.Sv
Dose individuelle moyenne sur effectif total : 0,21 mSv
Dose individuelle moyenne sur effectif avec dose > seuil : 0,89 mSv
Effectif � dose > 1 mSv : 14 631 travailleurs (≈ 4,6 %)
� dose > 20 mSv : 14 travailleurs (8 pr médical / 5 ind. non nucléaire / 1 nucléaire)
� dose extrémités > 500 mSv : 3 travailleurs (médical)
d'après bilan IRSN
87
Utilisation de sources de rayonnements ionisants
CNPE
Cycle du combustible
Activités de recherche
Activités (para)médicales
Utilisations industrielles
Activités de défense
Transport de matières radioactives
Installations nucléaires de recherche
Nucléaire civil
Nucléaire
Nucléaire de défense
88
Organismes compétents en radioprotection
� Internationaux- CIPR (Commission Internationale de Protection Radiologique)
- UNSCEAR (Comité scientifique des Nations Unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants)
- AIEA (Agence Internationale de l'Energie Atomique)
- …
� Nationaux- Autorité de sûreté nucléaire (ASN)
- Institut de radioprotection de de sûreté nucléaire (IRSN)
- Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA)
� Organismes nationaux et internationaux non spécifiques
89
Autorité de sûreté nucléaire
champ d'application = nucléaire civil
Missions
- contrôler (inspections ..)
- contribuer à l'élaboration de la réglementation
- informer le public
- en cas d'incident ou d'accident � - appui aux autorités- information du public
Site web : www.asn.fr
loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transpa rence et à sécurité en matière nucléaire (dite « loi TSN »)
Autorité administrative indépendante
Organisation
- collège de 5 membres
- unités fonctionnelles
- 8 directions opérationnelles (rayonnements ionisants et santé, centrales nucléaires / équipements nucléaires sous pression / environnement et situations d'urgence / relations internationales / transport et sources / déchets, des installations de recherche et du cycle / communication et de l’information des publics)
- 11 divisions régionales
90
Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire
Tutelles : ministres chargés de la défense, de l’environnement, de l’industrie, de la recherche et de la santé
EPIC (établissement public à caractère industriel et commercial)
Site web : www.irsn.org
Organisation- Directions fonctionnelles : Evaluation scientifique et technique et de la qualité, Stratégie, du développement et des relations extérieures, Communication, Secrétariat général
- Directions opérationnelles : Expertise nucléaire de défense, Environnement et intervention, Prévention des accidents majeurs, Radioprotection de l'Homme, Sûreté des réacteurs, Sûreté des usines, des laboratoires, des transports et des déchets
ImplantationsClamart, Fontenay-aux-Roses, Le Vésinet, Cadarache, Pierrelatte, …
Missions- expertises (interventions en cas d'accident ...)- recherches- prestations : surveillance dosimétrique, études de postes, formations en radioprotection ...- appui technique (ASN, DSND, autorités et services de l’Etat)- veille permanente en radioprotection
- surveillance radiologique de l’environnement- gestion et exploitation des données dosimétriques concernant les travailleurs exposés- gestion de l’inventaire des sources de rayonnements ionisants….
- actions vis-à-vis de la société civile- information du public (rapport annuel d’activité, site internet, ….)
91
Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs
ANDRA
EPIC (établissement public à caractère industriel et commercial)
Tutelles : ministres chargés de l'industrie, de la recherche et de l'environnement
Mission : gestion à long terme des déchets radioactifs
- contribuer aux programmes de recherche et de développement concernant la gestion à long terme des déchets radioactifs, en coopération avec le CEA
- gérer les centres de stockage à long terme
- concevoir, implanter et réaliser les nouveaux centres de stockage et effectuer toutes études nécessaires (réalisation et l'exploitation de laboratoires souterrains)
- définir, en conformité avec les règles de sûreté, des spécifications de conditionnement et de stockage des déchets radioactifs
- répertorier tous les déchets radioactifs (état et localisation) se trouvant sur le territoire national
- Information du public
loi du 30 décembre 1991 Site web : www.andra.fr
92
• Manipulateurs
• Autres personnes
- travailleurs de l'installation
- public
Protection contre l'exposition externe / interne
• Equipements de protection individuelle
• Equipements de protection collective
� Evaluation risque d'exposition
� Moyens de protection
� Personnes concernées
93
Protection contre l'exposition externe
Feuille de papier Feuille d’aluminium Béton, plomb, ...
α, ions lourds
β
γ, neutrons
x
Parcours des rayonnements
94
Risque d'exposition externe
≈ 0,6 mm
8 mm
< 0,3 mm
≈ 6 µm
Parcours tissu
≈ 80 cmEβmax ≈ 0,25 MeV33P
Plusieurs mEβmax = 1,7 MeV32P
≈ 25 cmEβmax = 156 keV14C
Eβmax = 19 keV
Energie
≈ 8 mm3H
Parcours airRadionucléide
Quelques diz. de µm
Parcours tissu
Quelques cm4 à 9 MeV
Energie Parcours air
� Rayonnement α émis par désintégration radioactive
� Rayonnement b
95
Alphas (*) neutronsBetas (*) gammas
Peau
0,1 mm
Parcours des rayonnements dans les tissus
(* variable selon l'énergie des particules)
96
� Protection générale- parois murs / plafond / sol � écran
- pièce isolée (au minimum pas zone de passage, repos ...)
- disposition source / accès (pas dans l'axe … chicane … sas)
- identification des sources � marquage
- délimitation zonage
- limitation accès : signalisation, badge, …
- protection par EPC
- détecteurs à réponse immédiate � alerte
� Protection individuelle- temps
- distance (1/d2)
- écran
Protection contre l’exposition externe
Ne pas oublier rayonnement diffusé
97
Ecran
Protection contre l’exposition externe
� Electrons Parcours fini � possible supprimer toute exposition
(épaisseur d'écran > parcours des particules)
Si énergie élevée � écrans en matériau de faible n°atomique pour limite r le rayonnement de freinage (plexiglas…)
β+ � production de photons de 0,511 MeV
DD = débit de dose
� Photons Ecran � atténuation du faisceau de rayonnement
DD = DD0 . e-µX = DD0 . e-Ln2.X / CDA
Couche de demi-atténuation (CDA)
1 CDA � DD1 = DD0 / 2
2 CDA � DD2 = DD1 / 2 = DD0 / 4
….
n CDA � DDn = DDn-1 / 2 = DD0 / 2n
10 CDA � DD10 = DD0 / 210 ≈ DD0 / 1000
98
Protection contre les RX et γ
Ecran
� Equipement de protection collective- murs
- écrans fixe
- pupitre avec verre au plomb
- bavolets sur appareil de radiologie …
� Equipement de protection individuelle- écran mobile
- tablier de plomb
- cache thyroïde
- lunettes
- gants …Ne pas plier
99
Atténuation par des écrans (épaisseur en cm)
0,12111,290,2912,8299,9
0,0242,270,062,5775,0
0,0121,130,031,2950,0
0,0050,470,010,5325,0
PlombBétonVerre plombé
VerrePourcentage d'atténuation
Energie = 60 keV
Energie = 600 keV
4,8636,479,7638,5599,9
0,977,321,967,7475,0
0,493,660,983,8750,0
0,201,520,411,6125,0
PlombBétonVerre plombé
VerrePourcentage d'atténuation
Tablier de plomb - épaisseur = 0,35 mm � atténuation ≈ 87 %
100
Risque d'exposition interne
Eeng(t) = AI x DPUI
Sv = Bq x Sv.Bq-1
* Exposition professionnelle � pas ingestion
5,3.1071,9.10-11Forme M99mTc
4,2.1052,4.10-9Forme M131I
6,7.105
2,9.105
5,0.105
2,2.107
AI (Bq) � 1 mSv
1,5.10-9Forme M33P
3,4.10-9Forme M32P
2.10-9Forme M14C
Forme M
Forme phys.chim.
4,5.10-113H
DPUIinh* (Sv.Bq-1)Radionucléide
AI = activité incorporée
DPUI = dose efficace engagée par unité d'activité incorporée
� Radiotoxicité très variable
101
Risque d'exposition interne
* Exposition professionnelle � pas ingestion
5,3.1071,9.10-11Forme M
1,1.1079,2.10-11Forme F33P
1,4.1057,4.10-9Forme F
4,2.1052,4.10-9Forme M131I
8,3.107
6,7.105
5,0.105
5,0.106
AI (Bq) � 1 mSv
1,2.10-11Forme F99mTc
1,5.10-9Forme M
2.10-9Forme M
Forme F
Forme phys.chim.
2.10-1014C
DPUIinh* (Sv.Bq-1)Radionucléide
� Nécessité caractériser poste de travail
102
� Eviter toute dissémination de substance radioactive
Contamination atmosphérique � inhalation
Contamination surfacique (fixée / non fixée)
Contamination cutanée � possib. ingestion
Protection contre l’exposition interne
Objectif : éviter exposition interne
103
� Individuelle - habillement
- comportement
� Générale - conception des locaux(organisation / parois / ventilation)
- fonctionnement
- contrôle des effluents (liquides et gazeux)
- gestion des déchets
Protection contre l’exposition interne
104
� Habillement � au minimum : gants + blouse
� … tenue ventilée pressurisée = scaphandre (cf. tenue "Mururoa")dans certaines installations / pour certaines opérations, lorsque justifiépar le risque (� durée limitée du temps de travail)
� Comportement- ne pas s'alimenter, boire, fumer, ...
- ôter les gants pour répondre au téléphone,ouvrir les poignées de porte, ...
- éliminer (limiter) et signaler toute contamination accidentelle
- préparer intervention � réduction temps et risques
- respecter consignes
Protection individuelle
Protection contre l’exposition interne
� Techniques d'habillage et déshabillage
105
Tenues de protection
106
� Conception des locaux
• plan, agencement
• en théorie au minimum pièce isolée (pas dans une zone de passage)
• parois (murs / sol / plan de travail)- imperméables
- facilement décontaminables (lisses, pas de joint, ni angle vif)
Protection générale
Protection contre l’exposition interne
107
� Conception des locaux
• Ventilation des locaux � Confinement dynamique
épuration - assainissement / surveillance / confort
- légère dépression
- taux de renouvellement de l'air
Pb filtres adaptés et changés régulièrement
• Enceintes de confinement si nécessaire
- hotte ventilée � confinement dynamique
- boites à gants � confinement statique (éventuellement blindées � protection contre exp. ext.)
• Construction sas de confinement (vinyle…) en cas d'intervention spéciale
Protection générale
Protection contre l’exposition interne
108
Enceintes de confinement
Photo CEA
Photo Service de méd. nucléaire CH Avignon
Photo CEA
Contrôles +++- étanchéité- taux de renouvellement horaire- filtres ( Pb de colmatage � perte de charge)
109
� Fonctionnement
���� Propreté radiologique
- Protéger les surfaces de travail
(ex : benchkoat à changer régulièrement)
- Limiter, au strict nécessaire, le matériel qui entre en zone "chaude"
(éviter si "contaminable")
- Vérifier régulièrement l'absence de dispersion de matière radioactive
� sonde pour contamination surfacique ou frottis (rendement)
- Eliminer toute radioactivité dispersée (méthode de nettoyage ++)
Protection générale
Protection contre l’exposition interne
110
� Fonctionnement
- surveillance de la contamination- atmosphérique- surfacique- individuelle
Détecteurs à réponse immédiate � alerte
- évaluation prévisionnelle de dose � zonage
- signalisation locaux
- gestion et signalisation des sources
- sécurisation locaux et sources
Protection générale
Protection contre l’exposition interne
111
� Contrôle des effluents
- liquides (évier …)
- air
� Gestion des déchets� plan de gestion des déchets radioactifs
Protection générale
Protection contre l’exposition interne
114
Equipements de protection
� Equipements de protection collective (EPC)
- exposition externe : écran fixe, pupitre avec verre au plomb, bavolet sur
appareil de radiologie, sas, blindage murs …
- exposition interne : ventilation de la pièce, hotte, boite à gants …
� Equipements de protection individuelle (EPI)
Choix d'EPI adapté(s) avec le médecin du travail
- exposition externe : tablier plombé, cache thyr., lunettes, écran mobile …
- exposition interne : blouse, gants … masque, combinaison …
115
Radioprotection dans les installations
116
Radioprotection
Les 3 principes fondamentaux sont :
- Justification
- Optimisation
- Limitation• en terme de doses équivalentes � éviter les effets déterministes
• en terme de dose efficace � limiter le risque d'effets stochastiques
La limite n’est pas une autorisation d’exposition (≠ limite de vitesse)
Démarche ALARA (As Low As Reasonably Achievable)
Hth relation linéaire sans seuil � risque zéro n'existe pas� Pas de possibilité d'éviter les effets stochastiques
� obligation d'optimiser
117
Limites d’exposition pour les travailleurs
Eviter effets déterm.
Limiter effets stoch.
Objectif
Dose équivalente
Dose efficace
Grandeur
50
150
150
6
Apprentis
(16-18 ans)
150
500
500
20
Extrémités**
Cristallin
Peau (1 cm2)
Corps entier*
Organe Adultes
* expositions interne et externe
** mains, avant-bras, pieds et chevilles
Limites d’exposition (E ou H) en mSv pour 12 mois consécutifs
Cas particuliers : - CDD � prorata temporis
- femmes enceintes et allaitant (pas de risque d'exposition interne)
- femmes enceintes (limite d'exposition foetus = 1 mSv)
- expositions concertée
- situations d’urgence
N'inclut pas les doses reçues lors des examens médicaux auxquels sont soumis les travailleurs
118
Limites d’exposition pour la population générale
H
E
Grandeur
15Cristallin
50Peau (1 cm2)
1Corps entier
LimitesOrgane
Limites d’exposition (E ou H) en mSv pour 12 mois consécutifs
Exposition artificielle
Limites de dose pas applicables aux :
- patients exposés au titre d'un diagnostic ou d'un traitement médical dont ils bénéficient
- personnes qui, en connaissance de cause et de leur plein gré, participent à titre privé au soutien et au réconfort de ces patients
- personnes participant volontairement à des programmes de recherche médicale et biomédicale
- personnes ou des intervenants en cas de situation d'urgence auxquels s'appliquent des dispositions particulières
- travailleurs lorsque celle-ci résulte de leur activité professionnelle et auxquels s'appliquent des dispositions particulières
- personnes exposés aux rayonnements ionisants d'origine naturelle
119
Radioprotection dans les installations
� Avant - classement de l’installation � demande d’autorisation / déclaration ?- conception des locaux : plan, agencement… choix des équipements- identification des zones de travail- choix des moyens de surveillance
� Pendant fonctionnement - responsabilité des parties prenantes- information et formation des travailleurs- gestion des sources- gestion des déchets- étude prévisionnelle de dose - contrôles- surveillance de l'exposition- …
� Après - déclassement- démantèlement
Activités / Locaux / Personnes (travailleurs et public)
120
Identification des locaux
Tenir compte des activités totales de tous les travailleurs
- Stockage - sources- déchets
- Manipulation
Identification des activités
� Nature des activités : pharmacocinétique, biologie moléculaire …
� Justification- qualité : oui ou possibilité remplacement autre tech. sans RI ou autre RN
- quantité : vérification adéquation quantité commandée et besoin
121
Identification des personnes concernées
� Travailleurs directement concernés ou pas par l'activité
- de l'entreprise
- entreprise(s) extérieure(s) : sous-traitance, …
- stagiaires
- intérimaires
- entretien
- maintenance/réparation
- personnel administratif : réception commandes …
� Public
- prévu : salle d'attente par exemple
- non prévu si accès pas réglementé : m. hospitalier, universitaire sans contrôle d'accès
� Patients
122
Organisation de la radioprotection en milieu professionnel
� Au sein de l'entreprise
- Travailleurs
- Chef d'établissement et/ou employeur
- Personne compétente en radioprotection (PCR)
- Médecin du travail
- Comité d'Hygiène et de Sécurité des conditions de travail (CHSCT)
� Hors entreprise
- Inspecteurs du travail, inspecteurs en radioprotection…..
- Organismes de surveillance dosimétrique
- Organismes de contrôle
- Organismes d'expertise….
123
� Rôles - administratif - constitution de dossiers- vérification du respect des prescriptions réglementaires
- technique - recensement des situations avec risques d’exposition- définition des zones- définition des moyens de protection- gestion données dosimétriques- analyse des postes de travail � optimisation- définition des moyens nécessaires requis en cas de situation anormale
- pédagogique - formation à la sécurité des travailleurs
� Désignation (service compétent en radioprotection si INB ou ICPE à déclaration ou autorisation)
� Formation - obligatoire- dispensée par un organisme agréé
� Relations - internes - responsables hiérarchiques d’établissement- CHSCT- médecin du travail- personnel
- externes - autorités d’expertises et de contrôle en radioprotection- Inspection du travail- DDASS
� Responsabilités de la PCR et du chef d’établissement
Personne compétente en radioprotection
124
Gestion des sources
� Détention de sources :
Régime : exemption, déclaration, autorisation
Vérifier justification et adéquation quantité commandée / utilisée
� Suivi jusqu’à l’élimination
- enregistrer toute source à la livraison
- noter les quantités consommées si sources non scellées
- suivi localisation des sources mobiles
- éviter disparition / apparition de sources "
logiciel de gestion des sources radioactives � calcul activité des sources
Bilan transmis annuellement � IRSN / UES (Unité d'Expertise des Sources)
� Stockage des sources radioactives
125
Gestion des déchets radioactifs
- la nature des déchets - liquides - aqueux- solvants
- solides
- flacons avec liquide scintillant
� Sources non scellées � Tri en fonction de
� Sources scelléesreprises par fournisseur au bout de 10 ans même si activité résiduelle ≈ nulle
- la période radioactive du radionucléide Tphys > 100 jours � ANDRA
Tphys < 100 jours � décroissance
Eviter autres risques : - blessures : objet métalliques (aiguilles), verre, …
- biologique : infection
- chimique (pH entre 2 et 13 pour liquides …)
� Différents conteneurs (éventuellement blindés)
126
Evaluation des risques d'exposition
� Evaluation des niveaux d'exposition- calcul
- validation par des mesures
Ne pas oublier les autres risques : mécaniques, chimiques …
Etude prévisionnelle de dose
� Caractérisation des sources d'exposition- exposition externe : nature(s), énergie(s), débit(s) de dose …
- exposition interne : nature, forme physico chimique(� volatilité, solubilité, métabolisme…)
127
Evaluation prévisionnelle de dose
� Travailleurs � Etude de poste
- Elaboration fiche d'exposition
- Classification en fonction du risque radiologique
- Surveillance - médicale
- dosimétrique
- Intervention en zone contrôlée …
� Locaux - Adéquation moyens de protection et surveillance risques
- Identification des zones de travail (sans EPI)
Objectifs
Optimisation
128
Evaluation prévisionnelle de dose
Pour certaines activités � Σ [exposition(s) externe(s) + exposition(s) interne(s)]
Mesures � vérification de l'évaluation par calcul
Méthodologie
Nécessité analyse détaillée des manipulations(incubation, évaporation, …)
- Manipulation(s)
- Transport lieu de stockage lieu d'utilisation
Pour certains travailleurs � Σ manipulations
129
Fiche d'exposition
� Risques radiologiques - caractéristiques des sources émettrices
- nature des rayonnements ionisants
- périodes d'exposition
médecin du travail et travailleur
� Nature du travail effectué
� Risques chimiques, physiques, biologiques ou organisationnels du poste de travail
� En cas d'exposition anormale (durée et nature)
� …
Mise à jour régulièrement
130
Classification des travailleurs
� Travailleurs exposés � susceptibles de recevoir, dans les conditions
normales de travail, une dose efficace ou une dose équivalente
> 3/10 des limites annuelles d’exposition pour les travailleurs � Catégorie A
tous les autres travailleurs exposés* � Catégorie B
� Travailleurs non exposés
Cas particuliers : femme enceinte ou allaitant et apprenti (16-18 ans) ne
peuvent être en catégorie A
� conditions de surveillance radiologique et médicale
* Parfois interprétation plus restrictives (exposition > LAE population)
131
Surveillance médicale
� Aptitude au poste de travail
- absence de contre-indication
� Suivi médical spécial des travailleurs classés catégorie A ou Bfréquence = au minimum 1 fois par an
- dépistage de pathologies radio-induites� Dossier médical avec résultats suivi dosimétrique
� Suivi après exposition exceptionnelle et/ou accidentelle
� Autres situations non spécifiques
Tableau n°6 des maladies professionnelles (4 janvie r 1931)
� Reconnaissance automatique, mais possib. ds autres conditions
132
Information et formation des travailleurs (1)
� Obligation d'information et de formation en radioprotection
• Contenutous travailleurs : directement concernés ou pas en adaptant le contenu...
• Fréquence - initiale au moment de la prise de fonction
- mise à jour régulière
problème stagiaire courte durée � report responsabilité sur maître de stage ?
attention aux "radiophobes" comme aux "trop sûrs d'eux-mêmes"
133
Information et formation des travailleurs (2)
� Formation qualifiantes
- CAMARI (Certificat d’aptitude à la manipulation des app. de radiographie industrielle)
- Transport de matières dangereuses
- Personne compétente en radioprotection
- Personne spécialisée en radiophysique médicale
- Médecin du travail
- Radioprotection patients
… - Objectifs, contenu et durée de la formation
- Modalités d’examen, durée de validité
- Conditions de reconnaissance d’équivalence
- Conditions et modalités d’agrément des organismes de formation
134
Locaux
� Zone d'accès non réglementé
� Zone surveillée
� Zone contrôlée
� Zones spécialement réglementées- zone contrôlée jaune
- zone contrôlée orange
� Zone interdite : zone rouge
En fonction du risque d'exposition
� Signalétique trèfle de la couleur correspondante sur fond blanc (si seulement risque d'expo. ext.), sinon fond avec pointillé ou hachuré…
Zones "normales de travail"
Zonage radiologique
135
Délimitation des zones
Zone interdite rouge
Zone contrôlée orange
Zone contrôlée
jaune
Zone contrôlée
Zone surveillée
Zone non réglementée
7,5 µSv
▼
< 80 µSv/mois
▼
25 µSv
▼
100 mSv
▼
2 mSv
▼
▲
0,2 mSv
▲
0,65 mSv
▲
2,5 Sv
▲
50 mSv
< 2 mSv.h-1 < 100 mSv.h-1
Dose équivalente extrémités susceptible d'être reçue en 1 heure
Dose efficace susceptible d'être reçue en 1 heure
Débit de dose corps entierExposition externe
Appareils mobiles ou portables � délimitation zone d'opération
136
Zonage radiologique
� En fonction du risque d'expositionSans prendre en compte le port d'EPI � dangerosité des sources
� Indépendant / classement des travailleurs mais nécessité cohérence� durée de présence dans la zone : illimitée / limitée /exceptionnelle / interdite
� Idéalement progression, mais en pratique …
� Zone surveillée et contrôlée : possibilité suspension si usage intermittent (dans ce cas, nécessité signalisation lumineuse et sonore)
pas si sources non scellées
� Accès zones contrôlées orange et rouge � enregistrement nominatifinterdit aux travailleurs à contrat précaire
� Zone rouge : obligation dispositif matériellement infranchissable
137
Affichages
- signalisation zonage et risque d'exposition
- consignes de radioprotection pratique
- protocole(s)
- consignes en cas d'incident/accident (avec ou sans implication de personne)
- nom et coordonnées de la PCR
- nom et coordonnées du responsable de l'installation
- identification lieux de stockage sources et déchets
- identification espace de travail si pas de pièce dédiée
138
Surveillance dosimétrique
Dépend
• du risque d'exposition : - conditions (externe / interne)
- niveaux (cf zonage radiologique)
• des rayonnements impliqués - nature : α, β, n, X ou γ- énergie
• des manipulations effectuées et de leurs fréquences
• du type de surveillance : individuelle / d'ambiance / transfert sources
Adaptée aux risques (type de dosimétrie / fréquence)
Réglementaire ou complémentaire
139
Surveillance dosimétrique individuelle
� vérification respect des limites d'exposition(périodicité mensuelle ou trimestrielle selon évaluation prévisionnelle)
� optimisation de la radioprotection
� enquêtes épidémiologiques
Gestion des données de surveillance dosimétrique par l'IRSN
� transfert des données sur la base de données SISERI
Si dépassement limite(s)
� information immédiate du médecin du travail et de l'employeur
Diffusion limitée des données dosimétriques� pas de gestion par la dose …
140
Surveillance dosimétrique individuelle des travailleurs
• Modalités selon conditions d'exposition / zone(s) de travail- principes : dosimètre passif ± opérationnel
- point(s) de mesure : poitrine ± extrémités
- fréquence : mensuel / trimestriel
Exposition externe
Dosimétrie passive � laboratoires agréés
Sensibiliser - au port du dosimètre (ne pas ôter si exposition)
- nécessité "relève" de dosimètre (pb coût et gestion données)
- lieu de stockage entre périodes de port
tout équivalent de dose enregistré par le dosimètre est réputé reçu par le porteur
Manque de concordance passive / opérationnelle � médecin du travail (+ appui IRSN)
141
Dosimètres passifs individuel ou ambiance
Film photographique Dosimètre thermoluminescent
Badge poitrineBague
Organisme
Unité
Nom Prénom
Organisme
NOM
Prénom
Code
Dosimètre OSLLCIE LANDAUER
Dosimètre radiophotoluminescent (RPL)IRSN
142
Dosimètres opérationnels
Photo EPD SIEMENS
Photo DMC ICN
Photo Saphydose-g SaphymoPhoto DOSICARD (EURISYS MESURES)
Photo
alarme sonore / visuelle
débit et intégration
143
Surveillance dosimétrique individuelle
� Mesure - anthroporadiamétrie
- radiotoxicologie sur excréta
Selon le(s) radionucléide(s) � choix de la méthode de surveillance
� Dépistage - portiques
- contrôleurs mains - pieds
- mouchoirs, …
Exposition interne
� adaptée au(x) radionucléide(s) utilisé(s)
- modalités = f(rayonnement(s) émis)
- fréquence = f(Teff, radiotoxicité et qté manipulée)
144
Surveillance de l’exposition interne individuelle
Photos IRSN
Mesure
Anthroporadiamétrie Radiotoxicologie urines et/ou selles
Mesure - corps entier
- organe (poumons/thyroïde)
Mesure - directe
- après traitement radiochimie
f(rayonnements émis càd RN) fréquence examen = f( Teffective)
selles ou urines = f(RN)
Photos IRSN
145
Surveillance de l’exposition interne individuelle
Détection
Photo Berthold Photo Canberra Photo Canberra
146
Dosimètre d'ambiance
� Risque d’exposition externe
- fixe : direct ou différé, permanent ou périodique
- mobile
� Risque d’exposition interne
- air : direct ou différé (filtre)
- surface : direct ou indirect (frottis)
- liquide : effluents, …
Pour les systèmes à lecture directe :
- alarme sonore et visuelle
- possibilité de report d'alarme à distance
147
Dosimétrie d'ambianceRisque d'exposition externe
Balises
Photo Eurisys MesuresPossibilité de report alarme à distance
Fixes � Permanent
� Périodique
Cf dosimètre individuel
148
Dosimétrie d'ambianceRisque d'exposition externe
Photo Babyline Eurisys Mesures Photo FieldSPEC (ARIES)
Détecteur à scintillation solide + Geiger-Muller
Photo Téléradiagem Eurisys Mesures
Télédétecteurs
Mobiles
149
Dosimétrie d'ambianceRisque d'exposition interne
Contamination surfacique
Mesure directe � ictométres
Mesure différée
Photo SBG Eurisys Mesures
Photo MIP21 Eurisys Mesures
Frottis
150
Dosimètre d'ambianceRisque d'exposition interne
Contamination atmosphérique
Mesure directe
Mesure différée Filtres
Photo EDF
aérosol avec système d'aspiration � Pb si atmosphère empoussiérée
151
Détection de transport de sources
Portiques
Photo Eurisys Mesures
Sortie de sites
Entrée des déchetteries
152
Contrôles techniques de radioprotection
• Quoi ?- sources et appareils émetteurs de rayonnements ionisants
- dispositifs de protection et d'alarme
- instruments de mesure utilisés
• Quand ?- à réception dans l'entreprise
- avant la première utilisation- lorsque les conditions d'utilisation sont modifiées
- périodiquement
• Comment ?nature et périodicité = f(nature source scellée ou non, spécificité …) / avis de l'IRSN
• Qui ?- personne ou service compétent en radioprotection / IRSN / organisme agréé
- au moins une fois l'an par l'IRSN ou par un organisme agréé
153
Inspection de radioprotection
• Deux modes d’inspection - annoncée- inopinée
• Différents types d’inspection : courante, renforcée, réactive
� Suite de l'inspection : synthèse, demandes d’actions
correctives, demandes d’informations complémentaires,
observations, suivi des réponses …
154
Expositions exceptionnelles
• Expositions exceptionnelles concertée
• Situations d'urgence radiologique
• Situations d'exposition durable
155
Pas statique � évolution en permanence
- amélioration des conditions de travail : aliquotes, fréquence commandes…
- analyse des anomalies � retour d’expérience
Si multiples lieux : étude possibilité regroupement par type d'activité
� réduction coût financier
� optimisation radioprotection
Optimisation de la radioprotection
Détermination de contraintes de doses (< LAE)
Evaluation des pratiques les plus "dosantes"
156
Radioprotection dans les installations
Démarche d’optimisation
Démarche ALARA (As Low As Reasonably Achievable)
157
1000
1000
1000
1000
Débit de dose
40
1,25
2,5
5
10
20
Coût
0
5000
4000
3000
2000
1000
1000
As Low As Reasonably Achievable
158
d'après bilan IRSN 2009
Exposition professionnelle
E > 20 mSvDirective 96/3
Changement LAE
Délai officiel transcription
159
Autres risques / nuisances
� Mécaniques : chute, blessures doigts, port poids lourds, ……
� Electriques
� Chimiques : manipulation de produits toxiques, explosifs, asphyxie, …
� Biologiques : manipulation d’échantillons biologiques
� Allergiques : talc/gants, poils d’animaux, …
� Autres : horaire et rythme de travail, bruit, intensité lumineuse, station debout prolongée …
Radioprotection dans les installations
Evolution vers gestion intégrée des risques
160
Situation normale de fonctionnement
Accident (impact sanitaire justifiant d'un traitement)
Incident
Personnes impliquées - nombre- nature (professionnels ou public)
Ecart
Anomalie
Evénements en radioprotection
� Nécessité classification des événements
« événements significatifs »
161
Echelle INES des gravité des accidents nucléairesCritères de gravité lies à la sûreté
Aucune pertinence du point de vue de la sûretéEvenement hors échelle
Aucune importance du point de vue de la sûretéEcart0
Anomalie sortant du régime de fonctionnement autorisé
Anomalie1
Incident assorti de défaillances importantes des dispositions de sécurité
Contamination importante / surexposition d’un travailleur
Incident2
Accident évité de peu pertes des barrières
Contamination grave / effets aigus sur la santé d’un travailleur
Très faible rejet : exposition du public représentant une fraction des limites prescrites
Incident grave3
Endommagement important du cœur du réacteur / des barrières radiologiques / exposition mortelle d’un travailleur
Rejet mineur : exposition du public de l’ordre des limites prescrites
Accident4
Endommagement grave du cœur du réacteur / des barrières radiologiques
Rejet limité susceptible d'exiger l'application partielle des contre-mesures prévues
Accident5
Rejet important susceptible d'exiger l'application intégrale des contre-mesures prévues
Accident grave6
Rejet majeur : effets considérables sur la santé et l'environnement
Accident majeur
7
Dégradation de la défense en profondeur
Conséquences à l'intérieur du site
Conséquences à l'extérieur du site