P.C.R.DOSIMÉTRIE

Jacques DAUDÉ

SDIS 78

jacques.daude@sdis78.fr

JUSTIFICATION

• Lors d’une intervention, le principe de justification doit aussi être posé.

– « Puis-je exposer aux rayonnements ionisants un intervenant, du fait de la mission que je lui demande d’exécuter, à une dose qui pourrait être dommageable pour sa santé, immédiatement ou dans les 30 prochaines années ? »

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QUESTIONS

1. QU’EST CE QU’UNE DOSE DE RAYONNEMENTS ?

2. QU’EST CE QU’UNE DOSE DOMMAGEABLE DE RAYONNEMENTS ?

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QU’EST CE QU’UNE DOSE DE RAYONNEMENTS

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GENESE

• 1895; ROENTGEN découvre les rayons X

– 4 mois plus tard le premier cas de radiodermite est signalé (mort cellulaire).

• 1896; BECQUEREL découvre la radioactivité

– 1902 premier cas de cancer radio induit (effet cancérigène)

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GENESE

• Nécessité de quantifier les effets biologiques par l’utilisation d’une grandeur représentative.

• 1925 congrès international de radiologie

– Création de l’ICRU, International Commission on Radiological Units & measurements.

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Objectifs de l’ICRU

• Elaboration des recommandations

– Organisation des systèmes de grandeurs et d’unités en dosimétrie et radioactivité,

– Définition des méthodes appropriées pour mesurer ces grandeurs,

– Recueillir les données physiques nécessaires.

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Grandeurs physiques

• Une grandeurs physique est une grandeur mesurables à laquelle correspond une définition, des unités et des méthodes de mesures.

• 1960 Adoption du SI.– Unités de base

– Unités supplémentaires

– Unités dérivées

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Grandeurs fondamentales de dosimétrie

• 1928 : unité le roentgen

– Mesure de la quantité de charges électriques produites par ionisation des atomes de l’air par le rayonnement X.

Cette unité ne prend pas en compte l’action des rayonnements sur la matière

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Grandeurs fondamentales de dosimétrie

• 1953 : Dose absorbée

– Mesure de la quantité d’énergie cédée à la matière, par des rayonnements ionisants, et par masse unitaire de matériau irradié.

Symbole SI : D J.kg-1

Dénomination spéciale : Gray Gy

Sous-multiples

mGy, µGy, mGy.h-1, µGy.h-1

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Rayonnements indirectement ionisants

• Les rayonnements indirectement ionisants peuvent par leurs interactions dans le matériau mettre en mouvement des particules chargées secondaires.

• Pour quantifier l’action de ces rayonnements, l’ICRU définit le KERMA (kinetic energy releasedin matter)– Symbole : K J.kg-1

Dénomination spéciale : Gray Gy

Sous-multiples mGy, µGy, mGy.h-1, µGy.h-1

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Grandeurs de protection

• La dose absorbée et le KERMA sont des grandeurs de protection.

• Ces deux grandeurs physiques sont mesurables à l’aide d’instruments de mesure appelés DOSIMETRE

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CIPR (ICRP)

• 1928

– Le congrès international de radiologie crée la Commission Internationale de Protection Radiologique, chargée d’établir un système cohérent de protection radiologique et d’élaborer une doctrine et des principes généraux de protection contre le rayonnements ionisants

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Action des rayonnements

• La cellule est considérée comme l’unité de base, son noyau contient l’ADN qui supporte les « codes » de la reproduction cellulaires et de la synthèse protéinique intra cellulaire.

• L’action des rayonnements ionisants par transfert d’énergie aux atomes des cellules vivantes conduit à la création de dommages.

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Action des rayonnements

• Si les dommages ne sont pas correctement réparés, cela conduit soit à :

– La mort des cellules,

– La reproduction viable mais transformée des cellules.

• Le taux de mort cellulaire augmente avec la dose absorbée.

• Si le nombre de cellules perdues est suffisamment important, c’est le fonctionnement de l’organe qui est affecté.

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Action des rayonnements

• Aux faibles doses la probabilité d’atteinte à la santé est quasi nulle.

– Au dessus d’un certain seuil de niveau de dose (notion de seuil) cette probabilité augmente jusqu’à 100% de probabilité .

• Au dessus de ce seuil, le degré de gravité augmente avec la dose.

– C’est un effet déterministe, la dose s’exprime en Gray.

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Action des rayonnements

• Au dessous de ce seuil, le dépôt d’énergie est aléatoire, en conséquence même pour de faibles doses le dépôt d’énergie à un volume critique peut être suffisant pour aboutir à la modification ou la mort cellulaire.

• Ce sont les effets stochastiques (aléatoires)

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Grandeurs de protection

• Elles permettent de quantifier le risque encouru par un individu exposé aux rayonnements.

• On en déduit des valeurs limites de doses.

• En radioprotection la grandeur fondamentale est le Gray.

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Grandeurs de protection

• En pratique on considère la dose moyenne à l’organe ou au tissus.

• Pour une même quantité d’énergie absorbée les effets radiochimique et biologiques varient en fonction de la nature du rayonnement .

• La CIPR 26 (1977) recommande de baser les limites de dose pour les effets stochastiques.

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Grandeurs de protection

• La grandeur de protection fondamentale est appelée « équivalent de dose efficace » – On le note HE

• HE = D.Q

• D étant la dose absorbée et Q un facteur multiplicateur qui tien compte de l’efficacité biologique des particules chargées responsables du dépôt d’énergie.

• Le nom spécial est le Sievert Sv, WR étant sans dimension, le Sv est comparable à des J.Kg-1.

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Grandeurs de protection

• L’efficacité biologique des RI est fonction de la perte d’ énergie des particules ionisantes au long de leur trajectoire.

• Ce taux de perte linéique est un paramètre convenable pour comparer les différents rayonnements.

• Il est définit comme étant le Transfert d’Energie Linéique, TEL (on utilise aussi l’acronyme TLE).

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TEL de l’eau

• En 1955, Gray donne le TEL de l’eau pour différents rayonnements ainsi que le nombre moyen d’ionisation par unité de parcours

Rayonnements Particule ionisante

TEL moyenEn KeV.µm-1

Nombre d’ionisations par µm

Electrons > 1 MeVPhotons

Electrons secondaires

0,28 8,5

RX de 30 à 180 KeV Electrons secondaires

3,2 100

RX de 8 KeV Electrons secondaires

4,7 145

Alpha de 5,5 MeV Alpha 120 3700

Neutrons de 400 KeV Proton + électron

35,8 1100

Neutrons de 12 MeV Proton 9,5 290

Proton de 1 MeV Proton 54 2000

Protons de 10 MeV Proton 8 250

Facteur Q

• Pour tenir compte des particules de nature et d’énergies différentes on définit un facteur Q moyen calculé à partir d’un spectre de particules chargées au niveau du tissu exposé. Ce coefficient moyen tient compte de la modification du spectre des particules chargées en chaque point de l’organe irradié.

TTT DQH .24

Simplifications de la CIPR 103

• Le facteur Q qui est fonction du paramètre de transfert d’énergie linéique est remplacé par simplification par un facteur de pondération radiologique WR

• La dose absorbée est la dose absorbée moyenne à l’organe DT

• Le facteur de pondération est déterminé par le rayonnement externe.

• La relation Q-L est simplifiée

T E L dans l’eau KeV.µm-1 Q - L ( L en KeV.µm-1)

< 1010-100> 1000

10,32L-2,2

300/√L

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Dose équivalente

• La dose équivalente dans un tissus ou un organe est donnée par :

est la dose absorbée moyenne au tissu ou à l’organe T, due au rayonnement R.

L’unité de dose équivalente est le J.Kg-1, le nom spécial est le Sievert Sv.

Le facteur WR dépend du type rayonnement incident R sur le tissus T et de l’énergie du rayonnement R.

RT

R

RT DWH ..

RTD .

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Facteurs de pondération

Types de rayonnements ou énergies Facteurs de pondération pour les rayonnements WR

Electromagnétiques toutes énergies 1

Electrons toutes énergies 1

Alpha 20

Neutrons énergie < 10 KeVDe 10 à 100 KeVDe 100 KeV à 2 MeVDe 2 MeV à 20 MeV> 20 MeV

51020105

Ce facteur est indépendant des modifications du spectre à l’intérieur de l’organe ou du tissus.Décret n°2007-1582 du 7 novembre 2007 27

Dose efficace organisme entier

• Il est nécessaire de définir une autre grandeur dérivée de la dose équivalente pour exprimer la combinaison des différentes dose aux différents tissus pour obtenir une corrélation désignant l’équivalent de dose à l’ensemble de l’organisme, c’est la dose efficace E.

• L’unité est le Sievert (J.Kg-1)

T

T

T HWE .

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Facteurs de pondération tissulaire WT

Tissus ou organes Facteurs de pondération tissulaire WT

Gonades 0,20

Moelle osseuse 0,12

Colon 0,12

Poumon 0,12

Estomac 0,12

Vessie 0,05

Seins 0,05

Foie 0,05

Œsophage 0,05

Thyroïde 0,05

Peau 0,01

Surface de l’os 0,01

Reste du corps 0,0529

équivalent de dose

• C’est à partir de la valeur de HE que sont fixées par la CIPR les limites annuelles de doses à ne pas dépasser.

• HE n’est pas une grandeur physique mesurable, cependant une estimation raisonnable et mesurable de la valeur numérique est possible, considérant cette grandeur physique comme étant opérationnelle que l’on appelle « équivalent de dose ».

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Définitions

• Equivalent de dose ambiant H*(d)

– Pour les rayonnements fortement pénétrants, c’est en un point du champ de rayonnement, l’équivalent de dose qui serait produit par le champ expansé et orienté correspondant dans une sphère ICRU correspondant à une profondeur d sur un rayon qui fait face au champ orienté, la profondeur est de 10 mm, notée H*(10) mesures d’ambiance.

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Définitions

• Equivalent de dose directionnel H’(d,)

– Pour les rayonnements faiblement pénétrants, c’est en un point du champ de rayonnement, l’équivalent de dose qui serait produit par le champ expansé correspondant dans une sphère ICRU correspondant à une profondeur d sur un rayon et dans la direction spécifiée , la profondeur est de 0,07 mm.

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Définitions

• Equivalent de dose individuel Hp(d)– C’est l’équivalent de dose dans le tissus mou au

point spécifié sur la surface du corps, à une profondeur d.• C’est le champ de rayonnement réel dans lequel se

trouve l’individu.

• Cette grandeur peut être mesurée par un dosimètre porté à la surface du corps, le détecteur étant recouvert d’un matériau « équivalent ».

• Hp(10) rayonnements pénétrants

• Hp(0,07) rayonnements moins pénétrants

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Limites et seuils

Organisme entier Hp10

CristallinHp0,3

PeauHp0,07

Extrémités (pieds mains) Hp0,07

Public 1 mSv 15 mSv 50 mSv Sans objet

Catégorie A 20 mSv 150 mSv 500 mSv 500 mSv

Catégorie B 6 mSv 50 mSv 150 mSv 150 mSv

IntervenantsGroupe 1

100 mSv*300 mSv*

sauvetage de vie humaine

IntervenantsGroupe 2 10 mSv*

Doses efficaces engagées en 12 mois consécutifs

* Seuils par intervention36

QU’EST CE QU’UNE DOSE DOMMAGEABLE DE RAYONNEMENTS ?

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L'ÉTUDE DES EFFETS DES RAYONNEMENTS

• Les effets des rayonnements ultraviolets (Soleil) sont bien connus du grand public.

• Si, à faibles doses, ils apparaissent assez inoffensifs, à forte dose, certains peuvent présenter des dangers. Par exemple, des expositions prolongées au soleil provoquent des coups de soleil, des brûlures dues à la présence des rayonnements ultraviolets.

• À long terme, elles peuvent même être la cause de cancers.

• Les rayonnements ionisants contribuent à une ionisation des molécules présentes dans les organismes vivants. Selon la dose reçue et le type de rayonnements, leurs effets peuvent être plus ou moins néfastes pour la santé.

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• Deux mesures en radioprotection sont essentielles :

– la mesure de la dose de rayonnement absorbée par le corps : le Gray Gy 1Gy =1J/kg

– l’évaluation du risque associé à cette dose absorbée :

le Sievert Sv 1Sv = 1J/kg

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DÉFINITIONS

• Dose absorbée :

– Lorsqu'ils rencontrent de la matière, les rayonnements ionisants entrent en collision avec les atomes qui la constituent.

– Au cours de ces interactions, ils déposent une partie ou la totalité de leur énergie. La dose absorbée (exprimée en Gray) est définie par le rapport de cette énergie déposée sur la masse de matière.

– Un Gray Gy correspond à une énergie déposée de un Joule dans un kilogramme de matière.

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DÉFINITIONS

• Dose efficace :

– Afin d’exprimer dans une même unité le risque de survenue des effets stochastiques associés à l'ensemble des situations d'exposition possibles, les physiciens ont développé un indicateur appelé “dose efficace”, dont l’unité de mesure est le sievert (Sv)

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Principes de radioprotection

(A.L.A.R.A.)

As Low As Reasonably Achievable

• Justification

• optimisation

• respect des limites de doses

– activités nucléaires (pratiques)

– intervention : niveau de référence = simple

indication pouvant être dépassée dans certains

cas

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Extrait page 147«… Les seules informations disponibles a ce jour quant aux doses reçues par les travailleurs impliqués dans les opérations menées à la centrale de Fukushima Dai-ichi sont celles fournies par la société TEPCO qui publie un bilan mensuel depuis le mois d’avril 2011. Elles ne concernent que les employés de TEPCO ainsi que ceux des sociétés sous-contractantes.

Aucune information précise quant aux doses reçues par les autres catégories de travailleurs exposes (pompiers, policiers, employés municipaux, agents de la sécurité civile) n’a pu être obtenue a ce jour, alors qu’au moins certains d’entre eux ont fait l’objet d’un suivi dosimétrique. »

Rapport IRSN/DG/2012-001

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