| La protection contre les rayonnements ionisants |
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I. Les différents types d'exposition humaine
II. Les grandeurs et les unités utilisées en radioprotection
III. La protection contre l'exposition externe
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b. Cas des particules β IV. La contamination radioactive
V. La contamination corporelle interne ou exposition interne
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I. Les différents types d'exposition humaine On entend par radioexposition humaine, l'exposition de l'homme aux rayonnements ionisants. Le terme d'irradiation est réservé à l'utilisation intentionnelle des rayonnements à des fins déterminées. L'exposition de l'homme aux rayonnements ionisants peut être: |
| EXPOSITION TOTALE | |||
| INTERNE rayonnements émis par une source à l'intérieur de l'organisme |
EXTERNE rayonnements émis par une source extérieure à l'organisme |
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| Globale corps entier |
Partielle 1 ou plusieurs organes ou tissus |
Globale corps entier |
Partielle 1 ou plusieurs organes ou tissus |
| Exemples d'exposition intentionnelles | |||
| Pénétration de radionucléides qui diffusent | Thyroïde qui fixe l'iode radioactif | Préparation à une greffe | Radiodiagnostic |
| Expositions accidentelles | |||
II. Les grandeurs et les unités utilisées en radioprotection La grandeur physique qui permet de quantifier l'interaction d'un rayonnement avec la matière est la dose absorbée. Si l'on considère un rayonnement d'énergie incidente EI qui pénètre dans un élément de volume de masse dm et qui en ressort avec une énergie EF, la dose absorbée est le rapport: (EI - EF) L'unité internationale de dose absorbée est le Gray ou Gy. 1 Gy correspond à la dose absorbée par une masse de 1 kg à laquelle les rayonnements communiquent une énergie de 1 J, soit: 1 Gy = 1J . kg-1. La dose absorbée se mesure avec un dosimètre. Remarque : Le Gray a été choisi en hommage à Harold GRAY, physicien Anglais. Une unité historique est encore utilisée: le rad avec 1 Gy = 100 rad. Les doses absorbées sont trés variables selon les applications considérées:
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3. Débit de dose absorbée: cas particuliers a. Photons X ou γ à 1 mètre des tissus humains Le débit de dose absorbée en un point est proportionnel au nombre de photons X ou γ qui arrive en ce point et à leur énergie. Une formule empirique a été établie pour les tissus humains à une distance de 1 m (la notion de "distance" est abordée dans la suite de dce cours). Si une source a une activité A (Bq) et émet des X ou γ d'énergie E (MeV) avec une intensité I (%), cette relation est : D° = 1,3 10-10 . A . E . I / 100 Les notions d'activité et d'intensité ont été abordées dans le cadre du cours "Rayonnements ionisants et radioactivité".
Exercice : Calculer le débit de dose absorbée à 1 m d'une source de cobalt 60 ayant les caractéristiques suivantes : 6027Co :
A = 37 GBq Soit :
D°γ1 = 1,3 10-10 x 37 109 x 1,17 x (100 / 100) = 5,62
mGy.h-1 Donc : D°1 m = 5,62 + 6,39 = 12 mGy.h-1 b. Particules β- à 10 cm des tissus humains Pour l'évaluation des risques d'exposition externe, on ne tient compte que des particules β- dont l'énergie est supérieure à 100 keV, seules capables de franchir la couche cornée de la peau et d'atteindre l'épiderme. Par ailleurs, on a remarqué qu'à une distance des tissus de 10 cm et pour une énergie supérieure à 300 keV, le débit de dose absorbée est indépendant de l'énergie et a pour valeur 33 mGy.h-1. De ce fait, une relation empirique a été établi pour calculer le débit de dose absorbée à 10 cm de ce type de rayonnement : D° = 9 10-7 . A . I / 100 Exercice : Calculer le débit de dose absorbée à 10 cm d'une source de césium 137 ayant les caractéristiques suivantes : 13755Cs :
A = 37 GBq Soit :
D°β1 = 9 10-7 x 37 109 x (7 / 100) = 2331 mGy.h-1 Donc : D°10 cm = 2331 + 30969 = 33.300 mGy.h-1 On remarque que pour une activité et un pourcentage d'émission identiques, le débit de dose absorbée à 10 cm d'une source de particules β- est considérablement plus grand que celui induit par un rayonnement électromagnétique (33.300 mGy.h-1 vs. 12 mGy.h-1). En conséquence, l'exposition des mains doit donc être tout particulièrement surveillée lorsque l'on manipule une source de particules β-. Exemple : une contamination de la peau (voire d'un gant) de 37 kBq.cm2, ce qui ne correspond qu'à une masse de 3 10-12 g de 32P par exemple, induit un débit de dose absorbée au niveau de la couche basale de l'épiderme de 70 mGy.h-1 ! Toute source émettrice de rayonnement β+ est considérée comme source de rayons X de 511 keV, dont l'intensité d'émission est double de celui des β+, du fait de l'annihilation (voir le cours "Interaction rayonnements ionisant - matière"). Pour l'évaluation des risques d'exposition externe, on en revient à l'émission d'un rayonnement électromagnétique X à 1 m des tissus. Exercice : Le débit de dose absorbée à 1 m d'une source de sodium 22 ayant les caractéristiques suivantes : 2211Na :
A = 37 GBq L'intensité dont il faut tenir compte est celle du rayonnement X issu de l'annihilation des β+ : Soit : I X511keV = 2 Iβ+= 2 x 90 % = 180 % Donc : D°1 m = 1,3 10-10 x 37 109 x 0,51 x (180 / 100) = 4,42 mGy.h-1 |
4. L'équivalent de dose absorbée (H) et le facteur de pondération (W) ou de qualité (Q) La dose absorbée ne traduit pas à elle seule la nocivité des rayonnements sur la matière vivante. A dose absorbée égale, la nuisance est fonction :
En radioprotection, la Commission Internationale de Protection Radiologique (C.I.P.R.) a recommandé d'appliquer à la dose absorbée un facteur de pondération lié à la qualité du rayonnements, WR. La dose absorbée DT,R, ainsi pondérée, est appelée l'équivalent de dose absorbée, HT,R (H en référence à l'étre humain) : HT,R = WR . DT,R En d'autres termes, HT,R est la dose équivalente reçue par le tissu T qui a subi une exposition à un rayonnement R qui a délivré à ce tissu une dose DT,R. L'unité internationale de l'équivalent de dose absorbée est le Sievert ou Sv. L'équivalent de dose absorbée est une grandeur qui ne se mesure pas. Il est calculé. 1 Sv correspond à l'équivalent de dose absorbée par une masse de 1 kg à laquelle les rayonnements communiquent une énergie de 1 J, soit: 1 Sv = 1J . kg-1 (idem le Gy). Remarque : Le Sievert a été choisi en hommage à Rolf SIEVERT, radiobiologiste Suédois. Une unité historique est encore utilisée : le rem avec 1 Sv = 100 rem. WR correspond au facteur de qualité Q de la réglementation française, qui est fonction du transfert linéique d'énergie (T.L.E.) dans l'eau. Les valeurs du facteur de pondération ou de qualité sont résumées dans le tableau suivant : |
| Rayonnement | Energie | WR | Q | Équivalent de dose pour une dose absorbée de 1 Gy |
| électrons (e-, e+) | toutes | 1 | 1 | 40K: 1 Sv |
| photons X et γ | toutes | 1 | 1 | ------- |
| particules α | < 10 keV | 20 | 20 | 232Th: 20 Sv |
| neutrons | < 10 keV | 5 | 2 à 10 | ------- |
| 100 keV - 2 MeV | 20 | |||
| > 20 MeV | 5 |
On a attribué une valeur arbitraire de 1 au rayonnement électronique. De ce fait, les rayonnements électromagnétiques X et γ ont un facteur de 1 également, puisque ce sont des électrons qu'ils mettent en mouvement. On constate qu'à dose absorbée égale, un rayonnement de particules α induit 20 fois plus de nuisances biologiques qu'un rayonnement électronique. Ceci est lié au fait que dans les tissus, le T.L.E. d'une particule α est plusieurs centaines de fois supérieur à celui d'un électron (voir cours "Interaction rayonnements ionisants - matière"). 5. Le débit d'équivalent de dose absorbée : H° Le débit d'équivalent de dose absorbée est la variation de l'équivalent de dose absorbée (dH) par unité de temps (dt) : dH |
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1. Minimisation du temps d'exposition Les mesures à mettre en oeuvre pour le minimiser relèvent du bon sens :
2. Minimisation du débit de dose absorbée: la distance avec la source Le débit de dose absorbée est proportionnel au nombre de particules ou de rayons qui pénètrent dans un élément de masse donné par unité de temps. Pour réduire ce nombre, un moyen est d'augmenter la distance entre l'opérateur et la source de rayonnements. Dans le cas où la source peut être considérée comme ponctuelle, le débit de dose absorbée obéit à la loi de l'inverse du carré de la distance (figure ci-dessous).
On dit qu'une source d'émission est ponctuelle si toute l'activité est concentrée en son centre. Mais une source d'émission peut être de grande dimension: par exemple, une solution radioactive étalée sur une surface). Dans ce cas on considèrera cette source comme étant ponctuelle si la distance source-opérateur est au moins égale à 5 fois la plus grande dimension de la source. Exercice : exemple de la source de cobalt 60 avec les mêmes caractéristiques 6027Co: A = 37 GBq Nous avons calculé que le débit de dose absorbée à 1 m est : D°1 m = 12 mGy.h-1 Calculons maintenant le débit de dose absorbée à 2 m de cette source avec la relation qui précède : D°1 m . (d1)2 12 . (1)2 En conséquence, pour une distance double entre la source et l'opérateur, le débit de dose absorbée est diminuée d'un facteur 4. C'est ce qui a conduit à l'utilisation de pinces à longs bras ou de télécommandes pour la manipulation des sources radioactives. A l'inverse, il ne faut jamais saisir une source avec les mains (voir la conclusion du paragraphe sur le calcul du débit de dose absorbée à 10 cm d'une source de particules β-). |
3. Minimisation du débit de dose absorbée: l'atténuation par les écrans a. Les rayonnements X et γ α. Loi d'atténuation d'un faisceau parallèle et monoénergétique Considérons un faisceau parallèle et monoénergétique d'un rayonnement électromagnétique traversant normalement un écran d'épaisseur x. D°0 est le débit de dose absorbée à l'entré et D° est le débit de dose absorbée en sortie qui correspond aux rayons ayant la direction et l'énergie initiales (c'est-à-dire les rayons qui n'ont pas interagit). Ces deux débits de dose absorbée sont liés par la relation (figure ci-dessous) :
µ est la coefficient d'atténuation dont la valeur dépend de la nature du matériau de l'écran et de l'énergie du rayonnement. On utilise des matériaux de numéro atomique élevé, essentiellement pour diminuer l'encombrement des écrans. Le tableau suivant donne quelques valeurs de µ en cm-1 :
Exercice 1 : On utilise un écran en fer de 2 cm d'épaisseur pour atténuer un rayonnement électromagnétique d'énergie 1 MeV. Sachant que D°0 = 0,2 mGy.h-1, calculons la valeur du débit de dose absorbée derrière l'écran : D° = D°0 . e-µx = 0,2 . e-(0,466 x 2) = 0,078 mGy.h-1 = 78 µGy.h-1 Exercice 2 : Calculons l'épaisseur de plomb nécessaire pour atténuer d'un facteur 40 le débit de dose absorbée d'un rayonnement électromagnétique d'énergie 1 MeV. D°
Ln (D°/D°0) Ln (1/40) |
β. Epaisseur moitié et épaisseur dixième L'efficacité d'atténuation d'un matériaux donné est mesurée par l'épaisseur de ce matériau qui diminue le flux incident :
Et on a les relations suivantes :
Exercice : exemple d'une épaisseur de plomb de 5 cm nécessaire pour atténuer le faisceau d'un facteur 40. Pour ce matériau et cette énergie, on détermine :
Ln 2 On remarque que : 5 cm = (2 x 0,94) + (1 x 3,11). L'atténuation désirée est donc obtenue avec la superposition de 3 écrans : 2 épaisseurs moitié et 1 épaisseur dixième. |
γ. Le facteur d'accumulation en dose Seuls les rayons ayant interagit avec l'écran par effet photoélectrique sont arrétés. L'écran est source de rayonnements secondaires émis dans diverses directions : photons Compton, de fluorescence, d'annihilation. Une partie de ces rayonnements diffusés contribue à augmenter le débit de dose absorbée en un point quelconque de l'écran. C'est la raison pour laquelle la formule de l'atténuation doit être corrigée par un facteur appelé facteur d'accumulation en dose (ou "build-up factor"), noté BD qui dépend :
Donc le calcul de BD dans chaque situation est infaisable. On lui substitue une valeur majorée, BDµ, obtenue dans le cas d'un milieu semi-infini, ce qui permet de s'affranchir des paramètres géométriques. La loi d'atténuation s'écrit alors : D° = D°0 . BDµ . e-µx Comme BDµ n'est fonction que du produit µx, il est sans dimension. Le tableau suivant donne quelques valeurs de BDµ pour le plomb :
Exercice : Reprenons l'exercice concernant le calcul de l'épaisseur de plomb nécessaire pour atténuer d'un facteur 40 le débit de dose absorbée D° d'un rayonnement électromagnétique d'énergie 1 MeV. On avait déterminé pour le plomb
et pour E = 1 MeV : Donc : µx = 0,739 . 5 = 3,7 Sur le tableau qui précède, on
lit pour E = 1 MeV : Donc : µx = 3,7 ==> BDµ ≈ 2,18 Et : D° L'atténuation du débit de dose absorbée avec un écran de plomb de 5 cm n'est donc réellement que d'environ: 1/ 0,053 ≈ 19 fois. |
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1ère remarque : Les particules β peuvent être totalement absorbées dans les écrans (voir cours "Interactions rayonnements ionisants - matière"). Cependant, quand elles passent au voisinage d'un noyau, elles subissent un changement de direction et un freinage, à l'origine du rayonnement de freinage. Or l'énergie de ce rayonnement de freinage croit proportionnellement avec le numéro atomique Z du matériau de l'écran et avec l'énergie des particules β. En conséquence, les matériaux les plus utilisés comme écrans contre les particules β sont de faible numéro atomique: le plexiglass (1 cm de plexiglass arrète toutes les particules β d'énergie inférieure à 2 MeV), le verre, l'aluminium. 2ème remarque : Il existe peu d'émetteurs β purs : 146C - 3215P - 3516S (les radionucléides les plus utilisés en recherche biologique) et 9038Sr - 9039Y . Quoi qu'il en soit, la plupart des radionucléides sont émetteurs β-γ et c'est essentiellement la protection contre les rayonnements γ que l'on recherchera. 3ème remarque : On constate que, quelle que soit l'énergie, le débit de dose absorbée à 1 m est inférieur à celui que l'on peut calculer à partir de la valeur à 10 cm. L'air sert donc d'écran, d'autant plus efficace que l'énergie maximale du rayonnement β- est faible. Il existe peu de moyen pour absorber des neutrons de forte énergie. Il faut d'abord les ralentir jusqu'aux énergies thermiques (25 keV) par chocs successifs sur les noyaux de la substance traversée. Ce ralentissement est d'autant plus efficace que les noyaux sont légers. Il s'agit donc de matériaux qui contiennent beaucoup d'hydrogène: eau, paraffine, certains bétons. Les neutrons ralentis peuvent être absorbés par des écrans (bore et cadmium). Cette absorption émet en général un rayonnement γ dont il faut se prémunir. L'absorption des neutrons suit également une loi d'atténuation et on peut donc définir des épaisseurs moitié et dixième.
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| La législation en radioprotection évolue constamment et rapidement. En conséquence, certaines dates, valeurs, n° de décrets et autre peuvent être caduques. Cependant les principes exposés restent valables. |
IV. La contamination radioactive 1. Définition légale : décret 66-450 (20/6/1966) modifié 88-521 (18/4/1988) "La contamination radioactive est la présence indésirable à un niveau significatif pour l'hygiène de substances radioactives à la surface ou à l'intérieur d'un milieu quelconque". Une contamination est nécessairement le résultat d'une dissémination d'une substance radioactive, donc d'un incident ou d'un accident. |
| Echelle internationale de classement des évènements nucléaires ("International Nuclear Event Scale" - INES) | ||
| Niveau & Définition | Exemple | Particularité |
| 7 : accident majeur | Tchernobyl (URSS) : 26/4/1986 Fukushima (réacteurs 1, 2 et 3 sont globalisés) : mars 2011 |
75 PBq (2 MCi) 137Cs
et 2 EBq (50 MCi) 131I dans l'atmosphère 51 TBq (1,3 kCi) 137Cs - extrème solubilité du césium |
| 6 : accident grave | Kyshtym - Mayak Chemical Combine (URSS) : 29/09/1957 | ----- |
| 5 : accident entraînant un risque hors du site |
"Three Mile Island"
(USA) 28/3/79 Goiâna (Brésil) : 1987 Tokaïmura (Japon) : 1999 |
"Three Mile Island" : 630 GBq (17 Ci) 131I
et 518 PBq (14 MCi) 133Xe dans l'enceinte de confinement
de la centrale Accident de criticité (réaction de fission en chaîne non contrôlée) |
| 4 : accident n'entraînant pas de risque important hors du site | Saint Laurent des Eaux (France) : 1980 | accident le plus grave en France (réacteur de la centrale) |
| 3 : incident grave | Diverses origines: accélérateurs de particules | |
| 2 : incident | chute de sources lors de chargement ou de transport | |
| 1 : anomalie | abandon puis démentèlement sauvage de sources | |
| 0 : anomalie sans importance pour la sûreté | radioexposition médicale aigüe | |
| Remarque : PBq = petaBq = 1015 Bq - EBq = exaBq = 1018 Bq | ||
La dissémination peut entrainer une contamination atmosphérique (en Bq.cm3) ou surfacique (en Bq.cm2). La contamination des individus ou contamination corporelle peut être externe (dépôt sur la peau, les cheveux) ou interne (ingestion, inhalation, migration transcutanée). |
2. La contamination atmosphérique Elle résulte de la dispersion dans l'atmosphère de gaz (xénon, krypton ...), de produits volatils (tritium, iode ...) ou d'aérosols. Les gaz et les aérosols sont dispersés et dilués dans l'air. A l'inverse, les particules lourdes retombent aux environs du point d'émission. La contamination atmosphérique est à l'origine d'une contamination des sols et des eaux. Outre une contamination directe des humains, celà entraine un risque de contamination de la chaîne alimentaire (eau et air puis végétaux ou poissons puis animaux donc humains). 3. La contamination surfacique Fixée : elle ne peut pas se disséminer, mais elle est difficile à éliminer et nécessite la destruction de la surface contaminée. L'exposition externe est le fateur dont il faut tenir compte. Non fixée : elle est aisément transférable, donc plus facilement éliminable mais elle peut entrainer une contamination atmosphérique si elle est mise en suspension dans l'air. Il est trivial de préciser que dans les 2 cas, il est impératif d'éliminer la contamination le plus rapidement possible et la loi est très explicite sur ce point (Décret 86-1103). 4. La contamination corporelle externe Elle engendre une exposition des tissus vivants, hormis dans le cas d'émetteurs de particules α. Contrairement à l'exposition à distance, elle est permanente jusqu'à sa découverte et son élimination. Ceci souligne :
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V. La contamination corporelle interne ou exposition interne L'inhalation : dans le cas des aérosols, 25% environ de l'activité inhalée est immédiatement exhalée. Le reste se répartit en fonction de la granulométrie des particules entre :
La contamination interne engendre une exposition permanente des tissus jusqu'à son élimination et les moyens d'intervention sont très limités :
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3. Période biologique et période effective Un radionucléide ayant pénétré dans l'organisme peut soit :
Dans le second cas, l'élimination de l'activité incorporée s'effectue par la combinaison de la décroissance radioactive du radionucléide et de l'élimination biologique propre à l'organe cible. En première approximation, on peut considérer que l'élimination biologique obéit à une loi exponentielle de période biologique Tb, qui est le temps nécessaire pour que la moitié de la quantité d'une substance introduite dans un organe en soit éliminée. La loi globale peut alors s'écrire : Ln 2 Ln 2 Et l'on définit une période effective, Te: 1 1 1 Exercice : Calculons Te pour 55Fe sachant que T = 2,7 ans et Tb = 550 jours. 1
1 1 Le tableau suivant illustre cette notion de période effective :
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Le tableau suivant résume les effets propres à chaque type de rayonnement selon qu'il s'agit d'une exposition externe ou interne :
Par ailleurs, de multiples paramètres varient d'un radionucléide à un autre :
Cet ensemble de variables indique que les effets nocifs des radionucléides ne sont ni les mêmes ni aussi intenses. C'est ce qui a conduit à l'établissement d'une classification des radionucléides en 4 groupes de radiotoxicité (Décret du 2/10/1986) :
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