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Si vous arrivez directement sur cette page sachez que ce travail est un rapport d'étudiant(e)s et doit être pris comme tel. Il peut donc comporter des imperfections ou des imprécisions que le lecteur doit admettre et donc supporter. Il a été réalisé pendant la période de formation et constitue avant-tout un travail de compilation bibliographique, d'initiation et d'analyse sur des thématiques associées aux technologies biomédicales. Nous ne faisons aucun usage commercial et la duplication est libre. Si vous avez des raisons de contester ce droit d'usage, merci de nous en faire part. L'objectif de la présentation sur le Web est de permettre l'accès à l'information et d'augmenter ainsi les échanges professionnels. En cas d'usage du document, n'oubliez pas de le citer comme source bibliographique. Bonne lecture... |
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Radioprotection et dosimétrie. Etat de l'art et perspectives d'avenir pour le service biomédical M. Bakhouche, A. Richard, A. Viollet, Projet Master MTS, U.T.C., 2004 - 2005, URL : https://www.utc.fr/~farges/ |
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Radioprotection
et Dosimetrie Etat
de l’art et
Perspectives
d’avenir pour le service biomedical
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REMERCIEMENTS Nous
tenons à remercier Monsieur CHEVALLIER, Directeur du
Master MTS à l'U.T.C pour
son aide et son suivi durant la réalisation de cette étude. Avertissement
(du 3 août 2009, webmaster) :
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Ce projet établit un état de l’art de la radioprotection et de la dosimétrie. Les principes physiques et réglementaires de la radioprotection y sont abordés. La dosimétrie du personnel et des patients est traitée du point de vue de l’ingénieur biomédical. A ce titre, il
tente de montrer
les possibilités qui s’offrent à l’ingénieur biomédical d’étendre son
champ
d’action à la radioprotection. Dans un contexte réglementaire exigeant,
l’expérience et les compétences du service biomédical en matière de
maintenance
et de contrôle qualité des dispositifs médicaux, en font un acteur de
choix
pour la gestion de la radioprotection. Sous certaines conditions,
l’ingénieur
biomédical pourrait même devenir un acteur majeur au sein des
établissements de
santé. Mots-clés : Radioprotection,
dosimétrie, dosimétrie patient, Euratom, rayonnement ionisant, personne
compétente |
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This project establishes a state of the art of protection against radiation and dosimetry. The physical and lawful principles of protection against radiation are approached there. The dosimetry of the personnel and the patient is treated from the point of view of the biomedical engineer. For this reason, it tries to show the possibilities which are offered to the biomedical engineer to extend his sphere of activity to protection against radiation. In a demanding lawful context, the experiment and competences of the biomedical service maintenance quality control of the medical devices make of it an actor of choice for the management of protection against radiation. Under certain conditions, the biomedical engineer could even become a major actor within the establishments of health. Key-Words : Radiation, dosimeters, patient protection, Euratom, ionizing radiation |
La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) recommande la mise en place de mesure réglementaire nécessaires pour permettre l’évaluation de la dose individuelle et collective des populations soumises à tous types d’expositions, naturelles ou non.
Enfin,
nous
aborderons la
dosimétrie patient, ses évolutions futures et les implications
possibles du
service biomédical dans cette activité transversale qu’est la
radioprotection.
La radioprotection a pour objectif d’assurer la protection de la santé des populations soumises aux rayonnements ionisants (personnes publiques, patients et travailleurs), ainsi que la protection de l’environnement. Ces rayonnements pouvant représenter un danger pour l’homme, la radioprotection recouvrent l’ensemble des aspects techniques et réglementaires mis en œuvre pour assurer leur sécurité.
Avec plus de 110000 professionnels exposés aux risques de rayonnements, le secteur médical est le premier secteur concerné par la surveillance dosimétrique devant l’industrie nucléaire (84000 salariés).
Fig.
1.1
Répartition des 260 000 travailleurs surveillés (Source IRSN)
(Source
IRSN)
Bien, qu’en moyenne
les doses utilisées dans le secteur
médical soient parmi les plus faibles, c’est là que sont relevées les
plus
fortes expositions individuelles :
En Europe, le traité de Rome institua en mars 1957, le Comité Européen de l’Energie Atomique (CEEA) chargé de coordonner les programmes de recherche sur l’énergie nucléaire. La commission EURATOM est l’une des tâches confiées à ce comité. Elle est chargée d’édicter les directives visant à protéger les populations des états membres contre les rayonnements ionisants et à réglementer l’activité nucléaire au sein de ces états.
En France, il existe un réseau d’organismes chargés d’assurer l’application des principes de radioprotection énoncés au sein de l’Union.
La Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR) dépend des ministères de l’industrie, de l’environnement et de la santé, et assure la coordination générale des contrôles et inspections.
Les Directions Régionales de l’Industries de la Recherche et de l’Environnement (DRIRE) sont chargées par la DGSNR des opérations de contrôle sur les installations locales.
Les applications médicales des rayonnements ionisants forment un des principaux domaines sur lesquels l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), a exercé ses missions de recherche et de surveillance. Il rassemble plus de 1 500 experts et chercheurs issus de l'Institut de protection et de sûreté nucléaire (IPSN) et de l'Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI), et il est compétent en sûreté nucléaire et radioprotection ainsi que dans le domaine du contrôle des matières nucléaires et sensibles. Elles assurent ses fonctions auprès d’organismes publics ou privés, français ou étranger.
1.2.1 Les
rayonnements ionisants
On distingue
différentes
sources :
1.2.3
Irradiation accidentelle
La radioprotection vise aussi à améliorer l’évaluation des effets pouvant résulter d’expositions à de faibles doses d’irradiation. En l’absence d’effets directement mesurables, les risques éventuels liés aux faibles niveaux d’exposition ont jusqu’à présent été estimés à partir d’extrapolations des données obtenues à forte dose (notamment à Hiroshima et Nagasaki), conditions pour lesquelles les effets sont directement observables. Sur le terrain, la dosimétrie est l’outil permettant la mesure des doses des rayonnements ionisants selon des modalités définies par la radioprotection, notamment celles exprimées par le CIPR. Ces doses peuvent être calculées ou mesurées [4].
Dose équivalente : A dose absorbée égale, les différentes variétés de rayonnements produisent des effets biologiques différents. La prise en compte de l'effet biologique s'effectue donc en pondérant la dose absorbée dans un organe par la qualité du rayonnement. On obtient alors la dose équivalente. Pour les rayons X le facteur de pondération est 1, donc la dose absorbée exprimée en Gray est égale à la dose équivalente exprimée en Sievert.
Dose équivalente engagée et Dose efficace engagée : Ces valeurs sont déterminées par des calculs définis dans l’arrêté du 1er septembre 2003 « définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants ». [Annexe 1]
Le résultat de l’interaction des rayonnements avec la matière est toujours une ionisation de la matière, quand leur énergie est suffisamment grande.
Les dégâts causés aux cellules par les rayonnements ionisants ont des conséquences au niveau supérieur d’organisation des cellules. Les rayonnements peuvent affecter les cellules somatiques ou les cellules germinales de l’organisme.
Dans le premier cas, les conséquences sont un vieillissement accéléré ou le développement de cancers.
Dans le second cas, les effets attendus sont une réduction de la fertilité. On suppose aussi des mutations affectant les descendants.
A cause de leurs différentes pertes d’énergie à travers la matière, tous les rayonnements n’ont pas les mêmes effets sur les cellules, ni la même nocivité sur l’organisme. Ainsi, pour une même énergie déposée, les neutrons induiront un taux de cancers plus élevé que les rayons γ.
Effets déterministes recensés |
Dose d’irradiation |
Stérilité masculine temporaire |
à partir de 0,15 Gy |
Diminution temporaire des leucocytes (famille de globules blancs) |
de 0,2 à 1 Gy |
Nausée, asthénie |
de 1 à 2 Gy |
Risque de stérilité féminine |
à partir de 2,5 Gy |
Stérilité masculine définitive |
de 3,5 à 6 Gy |
Aplasie (arrêt ou insuffisance du
développement d’un tissu ou d’un organe). |
à partir de 4,5 Gy |
Atteinte oculaire (survenue possible de cataracte de 1 à 10 ans après l’irradiation) |
à partir de 5 Gy |
Atteinte gastro-intestinale |
6 Gy |
Atteinte pulmonaire |
8 Gy |
Coma, mort cérébrale |
au delà de 10 Gy |
Fig. 1.5 Les effets déterministes décrits pour des expositions à des rayonnements X ou gama.
Nous citerons dans cet exposé les trois directives majeurs ayant eu un impact important sur la mise en place des mesures de radioprotection en France. Elles sont en fait la transposition dans un cadre législatif des principes du CIPR.
La première est la directive 90/641/EURATOM du 4 décembre 1990 [1] concernant « la protection opérationnelle des travailleurs extérieurs exposés à un risque de rayonnements ionisants au cours de leur intervention en zone contrôlée ».
1.3.2 La législation française
En France, la mise en œuvre des dosimètre opérationnelle pour les travailleurs évoluant dans une zone dite « contrôlée », devient obligatoire avec le décret n°98-1186 du 24 décembre 1998 [18].
En 2001, l’ordonnance n°2001-270 du 28 mars 2001 [16] réclame que « les professionnels pratiquant des actes de radiodiagnostics, radiothérapies ou médecines nucléaires, doivent suivre une formation sur la protection des personnes exposées à des fins médicales ».
Le décret n°2003-270 du 24 mars 2003 [12], « relatif à la protection des personnes exposées à des fins médicales et médico-légales », transpose en partie la directive 97/43/EURATOM.
Ce
texte suppose que l'on évalue et sélectionne les actions
de radioprotection qui sont les plus efficaces tout en satisfaisant aux
objectifs diagnostiques, comme par exemple la qualité de l'image. Ce
décret est
donc l’application des principes de justification et
d’optimisation de la
directive européenne. De plus il introduit dans le cadre réglementaire
français, la notion de "niveaux de références diagnostique de dose"
établis par le Ministère de la Santé. Pour aider les radilogues, la
Société Française de Radioprotection (SFR), avec le concours de
l'Agence Nationale d'Accréditation et d'Evaluation en Santé (ANAES), a
rédigé un guide des indications des examens d'imagerie. [5]
Le décret n°2003-296 du 31 mars 2003 [10] vient définir les nouvelles doses efficaces maximales admises dans les zones surveillées et contrôlées. En outre, il impose une surveillance médicale accrue pour les travailleurs (cf. chap. 1.4).
Le
progrès le plus important vient d'un arrêté du 12 février
2004
[7] fixant
les « niveaux de référence diagnostiques » prévus par
le décret
du 24 mars 2003. Cet arrêté fixe, pour les examens exposant aux
rayonnements
ionisants les plus courants ou les plus irradiants, les niveaux de
référence
diagnostiques. Ils correspondent à des doses de rayonnement qui ne
doivent pas
être dépassées sans justification technique ou médicale. Le radiologue
(ou le
spécialiste de médecine nucléaire) doit effectuer au moins une fois par
an une
évaluation de la dose émise (ou de l'activité administrée en médecine
nucléaire) pour des examens courants, et entreprendre des actions
correctrices
si les doses observées dépassent les niveaux de référence.
1.4 La
protection des personnes
A l’échelle internationale, il a été défini la dose maximale admissible (DMA), qui est à l'origine "la dose de rayonnement ionisant qui ne doit causer aucune lésion corporelle appréciable chez une personne exposée, à aucun moment de sa vie". Cette DMA est utilisée comme norme de contrôle des expositions des professions exposées.
C'est un équivalent de dose annuel, représentant une limite, dont le respect est contrôlé par la dosimétrie réglementaire des personnels exposés.
Cette DMA est exprimée en milli sievert (mSv). Sa valeur est de 50mSv par an et elle représente le centième de la dose–érythème (dose nécessaire à l'apparition d'effets cutanés après une exposition délivrée en une fois) et 25 fois l'exposition naturelle moyenne annuelle en France.
Les législations nationales, suite aux recommandations du CIPR ramène cette limite de dose à 100 mSv sur 5 ans, soit 20 mSv /an.
En France, le décret n°2003-296 du 31 mars 2003 définit les seuils et les mesures à prendre en compte pour protéger les travailleurs des rayonnements ionisants. Afin de déterminer le suivi des travailleurs exposés, l'employeur est tenu de les classer en catégories selon le niveau d'exposition susceptible d'être atteint dans les conditions normales de travail.
Organes exposés |
Limites travailleurs |
Limites du public |
Equivalent de dose en profondeur du corps entier
|
100 mSv en 5 ans avec un maximum de 50 mSv en 12 mois |
5 mSv / an
|
Peau |
500 mSv / 12 mois |
- |
Cristallin |
150 mSv / 12 mois |
- |
Mains, avant-bras, pieds, chevilles
|
500 mSv / 12 mois |
- |
Fig.
1.6 Limites d’exposition
Fig. 1.8 Balisages des zones
Les sources radioactives utilisées en milieu médical sont très diverses. Elles couvrent notamment la radiothérapie, la curiethérapie, la radiologie (conventionnelle, mammographie, scanner), la médecine nucléaire. Ces sources émettent selon les modalités des photons X ou γ, des électrons de haute énergie ou des particules β. Toutes ces applications entraînent pour le personnel un risque potentiel d’exposition externe. Suivant le type de modalité, le personnel peut ou non rester dans la salle de traitement. L’accès à la salle est interdit pour le personnel pendant le traitement en radiothérapie, alors qu’il est possible en radiodiagnostic derrière un paravent de protection par exemple. Cependant, certains examens très spécifiques comme la radioscopie, nécessite la présence du personnel à proximité du dispositif et du patient. Celui-ci est d’ailleurs à la source de la diffusion de rayonnement, bien que d’énergie plus faible que le rayonnement primaire, entraînant un risque pour le personnel.
Ainsi est-il fondamental de suivre les doses potentielles reçues par le personnel.
Fig. 2.1 Paravent de protection – C.H.U. d’Amiens
Le principe de la dosimétrie passive consiste en l’utilisation de films recouverts d’émulsions qui ont des sensibilités sélectives pour les différents types de particules. On mesure la noirceur globale du film qu’on compare à une échelle témoin.
Par exemple, les dosimètres thermoluminescents (TLD), sont composés d’un matériau qui absorbe l’énergie de rayonnement. Sous l’effet des rayonnements se produit un changement d’état latent et suite à un échauffement extérieur, celui-ci émet de la lumière dont la mesure d’éclairement est proportionnelle à l’irradiation.
La dosimétrie opérationnelle a été établie comme modalité réglementaire de la protection des agents du domaine médical contre les dangers des rayonnements ionisants en France par la Directive 90/641 EURATOM [1] . La transposition en droit français par le décret 98-1186 du 24 décembre 1998 [18] et ses arrêtés d’application du 23 mars 1999 [19], applicables aux agents médicaux et paramédicaux depuis le 31 décembre 1999, insère la dosimétrie opérationnelle dans le dispositif réglementaire français.
On retrouve notamment, à l’article 31bis du décret, que la dosimétrie opérationnelle est définie comme l’ensemble des mesures, effectuée en continu en vue d’une lecture immédiate, que l’employeur est tenu de mettre en œuvre lors d’une opération se déroulant en zone contrôlée. L’arrêté du 23 mars 1999 précise que « le contrôle des équivalents de dose reçus par les travailleurs directement affectés à des travaux sous rayonnements ou intervenant en zone contrôlée et exposés au risque d’irradiation externe est effectué à l’aide de dosimètres individuels mesurant l’exposition en temps réel et en temps différé ».
Donc, les agents
concernés par la
dosimétrie opérationnelle sont ceux qui effectuent une opération, c’est
à dire
une opération assez importante avec une certaine unité de lieu et unité
de
temps, ou ceux qui sont amenés à intervenir dans des zones contrôlées.
2.3.2 Description du dosimètre opérationnel
La grandeur mesurée est l’équivalent de dose individuel Hp(d) dans les tissus mou au point spécifié sur la surface du corps à une profondeur de d (d en mm). En pratique, les grandeurs mesurées sont Hp(10), soit 10 mm pour le corps entier (correspondant à un rayonnement fortement ionisants). Certains dosimètres fournissent également Hp(0,07), soit 0,07 mm pour la peau (rayonnement faiblement pénétrants).
Fig. 2.4 Ecran d’affichage d’un dosimètre opérationnel – EPD Mk2 – APVL
Fig. 2.5 Dosimètre – DMC 2000 – GEMS
Société Comet - C.H.U. d'Amiens SGBD - Société APVL
Une
fois par semaine
minimum, la
personne radiocompétante valide et transmet les données à l’Institut de
Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN).
Modèle |
EPD Mk2 |
EDM III |
|
Fabricant |
MGP Instrument |
Thermo Electron Corporation Ltd |
COMET |
Fournisseur |
GEMS |
APVL |
COMET |
Pays constructeur |
France |
Grande-Bretagne |
Suisse |
Marquage CE |
Oui |
Oui |
Oui |
Nature du détecteur |
1 diode Si |
3 diodes Si |
2 diodes Si |
Gamme d'énergie photons |
20 KeV à 6 MeV |
15 KeV à 6 MeV |
15 KeV à 3 MeV |
Gamme d'énergie β |
Emoy > 60 KeV |
250 KeV à 1,5 MeV |
500 KeV à 1MeV |
Grandeur mesurée |
Hp(10) ; Hp(0,07) |
Hp(10) ; Hp(0,07) |
Hp(10) |
Gamme de dose |
0,1 µSv/h à 10 Sv/h |
1 µSv à 16 Sv |
1 µSv à 5 Sv |
Gamme de débit de dose |
0,1 µSv/h à 10 Sv/h |
1 µSv/h à 4 Sv/h |
1 µSv/h à 50 mSv/h |
Alarmes |
Sonore et visuelle |
Sonore et visuelle |
Sonore et visuelle |
Communication |
Lecture au vol |
Lecture sur borne |
Lecture au vol |
Dimensions |
84*48*17,5 mm |
85*63*19 mm |
70*30*13 mm |
Poids |
70 g |
95 g |
120 g |
Alimentation |
Pile Lithium |
Pile Lithium |
Pile Lithium |
Autonomie |
9 mois |
5 mois |
36 mois |
Fig. 2.8 Comparatif des principales caractéristiques et
performances des dosimètres opérationnels
Le prix unitaire des dosimètres est très variable. Il est de l’ordre de 250 € TTC pièce, et peut aller jusqu’à 500 € TTC. Le prix d’une borne dosimétrique varie de 1.200 € à 6.000 € TTC selon les modèles.
La
mise en place de
la dosimétrie
opérationnelle dans un hôpital implique la collaboration de divers
services
comme la ou les personne(s) compétentes(s) en radioprotection bien sûr,
mais
aussi la médecine du travail, le service informatique, le service
biomédical et
le personnel concerné. Les agents concernés doivent être formés sur la
radioprotection et sur la dosimétrie opérationnelle.
Fig. 2.9 Architecture SISERI
Cela permettra de constituer une base de donnée rassemblant l’ensemble des données des agents utilisant les dosimètres opérationnels, afin d’assurer la traçabilité du suivi radiologique de ces professionnels, quel que soit leur statut ou leur secteur d’activité. L’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) dispose ainsi des informations d’ensemble permettant d’observer et d’analyser les niveaux d’exposition afin de proposer des actions d’amélioration des conditions de travail dans les différents secteurs d’activité où les travailleurs sont exposés aux rayonnements ionisants.
La nouvelle Directive "patients" de la CE (97/43/Euratom) demande que chaque Etat membre mette en place, avant le 13 mai 2000, les mesures réglementaires nécessaires pour permettre l’évaluation de la dose individuelle et collective, résultant des procédures radiodiagnostics et s’inscrit ainsi dans une politique de principe de précaution.
3.1.1 Les
organismes
internationaux
Au
niveau international,
il existe une structure
qui élabore les principes fondamentaux de la radioprotection
(industrie,
environnement, santé) : La Commission Internationale de
Protection Radiologique (CIPR). L’objet de cette étude porte sur la
recommandation
CIPR60 de 1990 qui vise la limitation et diminution de dose.
3.1.2 Les organismes
nationaux
Au
niveau Européen, la
directive 97/43 Euratom [3]
porte sur la protection sanitaire des patients lors
d’exposition à des fins
médicales.
La transposition de cette directive européenne en
droit
français a produit :
La transposition de l'article 8 de la directive 97/43 en droit français va entraîner l'utilisation croissante, sur les installations de radiologie classique et interventionnelle, de systèmes de mesure ou de calcul du produit dose par surface (ou PDS). Dans le cadre de ses missions d'expertise, l'OPRI en 2002 a étudié trois de ces systèmes ; il a validé une méthode aisément généralisable pour calculer, à partir de la valeur du PDS affichée au pupitre, celle de la dose à l'entrée du patient. Dans un second stade, la relation entre le PDS affiché au pupitre et la dose à l'entrée du patient (rayonnement diffusé inclus) pour une incidence, a été mise en équation et vérifiée par des mesures "in vivo ", par dosimètres thermoluminescences. Les résultats confirment la possibilité et l'intérêt d'accéder, avec une précision suffisante, à la dose à l'entrée, donc aux niveaux de référence diagnostiques, par la mesure du PDS.
C’est
la première étape.
Elle concerne
l’argumentation de la
pratique clinique et du choix de la technique médicale (exemple :
argumentation d’une scanographie à la place d’une échographie). Ce
principe ne
sera pas discuté dans ce travail, il sera considéré comme respecté.
Elle consiste à adapter la procédure à l’objectif médical, en faisant en sorte que l’irradiation soit limitée au minimum nécessaire pour la décision médicale.
Pour chaque type d’examens, des critères de qualité des résultats, des procédures d’examens (comprenant les paramètres techniques) et des niveaux de références diagnostiques sont mis en place par la SFR et la DGS après consultation de l’ANAES. Les spécialistes réunis en un comité de pilotage ont sélectionné les procédures relatives aux examens les plus courants (voir l’exemple de la radio du thorax de face). Ont ainsi été réalisé 55 fiches de protocoles en radiologie classique, 41 en scanographie, 24 en radiothérapie et une trentaine en radiologie vasculaire et interventionelle. (Validation par Fédérations Nationales des Médecins Radiologues)
Ont ainsi été défini les niveaux de références de dose patient en radiologie classique qui ne sont pas des seuils à ne pas dépassés, mais des valeurs pour lesquelles la dose est optimisée en prenant en compte l’ensemble des paramètres de l’examens.
La dose absorbée, grandeur physique, mesurable, exprimée en Grays (ou milligrays : mGy) : elle est directement corrélée aux paramètres d'exposition. Il s'agit de la dose reçue par le patient, localement, pour une exploration donnée. Elle représente une quantité d'énergie déposée par unité de masse dans les tissus irradiés (1 Gray = 1 Joule/Kg). Les différents index dosimétriques utilisés en scanographie (CTDI, Dose moyenne) correspondent à des doses absorbées; ils permettent de comparer les doses délivrées par les protocoles d'imagerie et sont donc utilisables comme outils d'optimisation. La valeur de ces index conditionne à la fois les effets déterministes et stochastiques dus à l'irradiation, mais ils ne permettent pas de quantifier le risque individuel car ils ne tiennent pas compte de la sensibilité des tissus au rayonnement. Cette dose absorbée est difficile à mesurer précisément. Une méthode consiste à évaluer cette dose par la mesure du Kerma (Kinetic energy released per unit mass) à l’aide d’une chambre à ionisation.
La dose équivalente à l'organe : elle est utilisée lorsqu'on s'intéresse à l'irradiation délivrée à un organe précis. Elle s'exprime en en Sievert (ou milliSievert : mSv). Elle n'est pas mesurée, mais calculée; elle est égale à la dose moyenne absorbée par l'organe (en mGy), multipliée par le facteur d'efficacité biologique du rayonnement (WR). En effet, à dose absorbée égale, l'effet biologique varie selon la nature du rayonnement. Ce facteur de pondération est égal à 1 pour les rayons X, la dose équivalente en mSv est donc égale à la dose absorbée en mGy (mais titre d'exemple, ce facteur est égal à 20 pour des neutrons de 1 MeV). Les doses équivalentes permettent donc de comparer tous les types d'expositions.
La dose efficace,
non
mesurable, exprimée aussi en
Sievert :
ce concept a été introduit en 1977 par la CIPR pour prendre en compte
le risque
total résultant de l'exposition de plusieurs organes de
radiosensibilités
différentes. Elle exprime la somme des doses équivalentes de chaque
organe,
pondérées en fonction de la sensibilité des tissus, selon un
consensus
proposé par la CIPR 60 (susceptible de révisions). Elle permet de
traduire une
irradiation locale, exprimée en mGy, en terme d'exposition globale
équivalente
au corps entier, en faisant intervenir deux facteurs de pondération :
la
qualité du rayonnement et la sensibilité tissulaire. La relation entre
la dose
efficace et la dose absorbée localement est donc variable selon le type
de
rayonnement utilisé, l'âge, le morphotype et la région anatomique
explorée. La
dose efficace permet d'évaluer les risques d'effets stochastiques à
l'échelon
individuel mais ne peut constituer un outil pour comparer les pratiques
radiologiques. Il s'agit d'une dose " fictive ", qui administrée au
corps entier, induirait le même risque stochastique que l’ensemble des
doses
absorbées par les différents organes. Pour mieux appréhender le risque
radique,
la dose efficace est parfois comparée à l'irradiation naturelle,
estimée en
France à 2 mSv/an en moyenne. La pertinence de cette comparaison est
toutefois
discutée car elle ne tient pas compte du débit de dose. D'autre
part, le
regard du médecin sur son patient n'est pas celui d'un épidémiologiste,
et pour
évaluer le risque d'effet stochastique sur un organe critique irradié
par un
examen TDM centré sur une région anatomique, seule la dose
équivalente à
l'organe et non par la dose efficace doit être prise en compte.Ces
mesures sous
entendent la mise en place de « lecteur de dose » et de
calcul
(estimations) de la dose reçue par le patient, la mise en place de
contrôle
qualité interne et externe des dispositifs à rayonnement ionisant et à
une
maintenance obligatoire.
L’article 8 de la directive 97/43 Euratom sur les équipements informent les praticiens de la quantité d’irradiation produite.
Il existe des solutions pour équiper les dispositifs de radiologie non équipés de système de mesure de la dose délivrée au patient. Il est possible, par exemple, de mettre en place en sortie de tube à rayons X d’une chambre à ionisation rectangulaire, radio transparente et adaptable sur les collimateurs des installations.
Fig. 3.1 Chambre à ionisation KermaX plus Single (Distribué par MEDI-TEST, www.meditest.fr)
(Distribué par MEDI-TEST, www.meditest.fr)
Fig. 3.3 Fantôme et matériel de mesure de la CDTI
(Distribué par MEDI-TEST, www.meditest.fr)
Fig. 3.5 Objet test : permet la vérification de la concordance entre le champ lumineux,
Le champ irradié et la surface réceptrice de l’image (par luminescence produite après le tir de rayon X)
(Distribué par MEDI-TEST, www.meditest.fr)
Fig. 3.6 KVpmètre permettant la mesure de la haute tension du tube à rayon X
Fig. 3.7 Dosimètre et sa chambre d’ionisation donnant permettant la détermination du Kerma
(Distribué par MEDI-TEST, www.meditest.fr)
[1] : La protection radiologique des travailleurs : Plus d’un professionnel sur deux porte un dosimètre, IRSN, mars 2003
[2] : http://www.uvp5.univ-paris5.fr/RADIO/ - Publication 60 de la CIPR
[3] : http://www.univ-montp2.fr/decouvrir/hygienesecurite/
[4] : Cours de Radiobiologies, Pr. A. Navaza, Univ. Paris 13, Maîtrise Chimie-Physique, 2003/2004
[5] : Une nouvelle obligation pour les radiologues, A. Dallat, 17/12/2004, Le Quotidien du Médecin. www.quotimed.com
[6] : Impact de la nouvelle législation concernant la radioprotection des travailleurs au niveau des établissements de santé, Anne Guyard, UTC, Rapport de stage, DESS TBH, 2003/2004
[7] : La dosimétrie opérationnelle – ITBM-RBM News Octobre 2002 – Vol. 23 – n°5 – C. Coulon, M. Fourcade
[8] : Etude opératoire à la mise en œuvre de la dosimétrie opérationnelle au CRLCC René Gauducheau – Médecine Nucléaire – Imagerie fonctionnelle et métabolique – 2002 – vol.26 – n°5 - A. Lisbona, F. Lempérière
[9] : La dosimétrie opérationnelle – ITBM-RBM News Octobre 2002 – Vol. 23 – n°5 – C. Coulon, M. Fourcade
[10] : La dosimétrie opérationnelle dans le domaine médical : pourquoi et comment ? – Médecine Nucléaire – Imagerie fonctionnelle et métabolique – 2002 – vol. 26 – n°5 – M. Bourguignon, A. Biau, D. Crescini, G. Barbier, M. Valéro
[11] : Caractéristiques et performances des dosimètres opérationnels - Médecine Nucléaire – Imagerie fonctionnelle et métabolique – 2002 – vol. 26 – n°5 – B. Aubert
[12] :
Evaluation
comparative de
la qualité image de différents systèmes de radiologie numérique et
contrôle
qualité et optimisation de la radioprotection au Centre Hospitalier
Universitaire d'Amiens, Saturnin D. L. Foro, Stage DESS "TBH", UTC,
2003-2004
CEI
61526 Instrumentation
pour la
radioprotection –
[13] :
Mesure des
équivalents de
dose individuels Hp(10) et Hp(0,07) pour les rayonnements X, gamma et
bêta –
Dosimètre à lecture directe d’équivalent de dose et/ou de débit
d’équivalent de
dose, 1998
[14] : Radioprotection et personne
compétente dans le service biomédical - ITBM-RBM News Novembre -
Décembre 2004 -Vol.25 - n°5-6 - V. Carrière, A. Graillot, G. Farges
Sites Web :
http://www.uvp5.univ-paris5.fr/RADIO/
http://www.legifrance.gouv.fr/
http://www.adminet.com/jo/index.phtml
La base de données
dosimétriques SISERI: état
d'avancement
de sa mise en service. : http://www.irsn.org/scripts/net_science/publigen/content/templates/TPL_ADV_IGUIDE_03.asp?P=2381&L=FR&SYNC=YES
Lettre d’information
aux établissements et
laboratoires
transférant des données dosimétriques à l’IRSN, url : http://www.siseri.com/files/note_information_mars_2004.pdf
Figures :
Image
couverture :
http://www.senes.ca/services/radioactivity/
Fig.
1.1 Répartition
des 260 000 travailleurs surveillés
Source :
Graphique
personnel. Chiffres : La protection radiologique des
travailleurs : Plus d’un professionnel sur deux porte un dosimètre.
IRSN- Mars 2003
Fig.
1.2 Répartition
des 110 000 professionnels du secteur médical
Source : Graphiques personnel. Chiffres : La protection radiologique des travailleurs : Plus d’un professionnel sur deux porte un dosimètre. IRSN- Mars 2003
Fig.
1.3 Les
rayonnements ionisants
Source :
http://www.cea.fr/fr/pedagogie/Rayonnement/diversite.html#penetration.
CEA
Fig.
1.4 Tableau
résumant les risques encourus selon la nature du rayonnement et le type
d'exposition
Source :
http://www.univ-montp2.fr/decouvrir/hygienesecurite/
Fig.
1.5 Les effets
déterministes décrits pour des expositions à des rayonnements X ou gama.
Source : http://www.inrs.fr/htm/prevention_risques_lies_exposition_professionnelle.html
INRS
Fig.
1.6 Limites d’exposition
Source : http://www.energethique.com/notions/
Fig. 1.7 Exemple d’organisation des zones de travail en radioprotection
Fig. 1.8 Balisages des zones
Source : http://www.energethique.com/notions/
Fig. 2.1 Paravent de protection – C.H.U. d’Amiens
Source : photo personnelle
Fig. 2.2 Fingerring – TLD – PSI
Source :
http://asi.web.psi.ch/mw9610/dos/Produkte/produkte_tld_fing.html
Fig.
2.3 Dosimètre –
TLD
(thermoluminescent) – PSI
Fig. 2.4 Ecran d’affichage d’un dosimètre opérationnel – EPD Mk2 – APVL
Source :
http://www.dosimetrie.com/pdf/epd-mk2.pdf
Fig. 2.5 Dosimètre – DMC 2000 – GEMS
Source :
http://www.ganil.fr/user/dosimetery/instructions_fr.html
Fig. 2.6 Borne dosimétrique - K-Term 12 - Société Comet - C.H.U. d'Amiens
Source :
photo
personnelle
Fig. 2.7 Borne dosimétrique - SGBD - Société APVL
Fig. 2.8 Comparatif des principales caractéristiques et performances des dosimètres opérationnels
Source :
- Caractéristiques et performances des dosimètres opérationnels - Médecine Nucléaire – Imagerie fonctionnelle et métabolique – 2002 – vol. 26 – n°5 – B. Aubert
- Global
dosimetry solution
url : http://www.dosimetry.com/prod/dmc2000xb.html
Fig. 2.9
Architecture SISERI
Source :
http://www.siseri.com/files/note_information_mars_2004.pdf
Retour sommaire
Fig. 3.1 Chambre à ionisation KermaX,
Source MEDITEST, http://www.meditest.fr
Fig.
3.2 Chambre
ionisation
KermaPlus
Source
MEDITEST,
http://www.meditest.fr
Fig. 3.3 Fantôme de test
Source
MEDITEST,
http://www.meditest.fr
Fig.
3.4 tableau
récapitulatif
Source
http://www.legifrance.gouv.f
Fig.
3.5 Objet test
Source
MEDITEST,
http://www.meditest.fr
Fig.
3.6 KVpmètre
Source
MEDITEST,
http://www.meditest.fr
Nationale :
[4] :
Arrêté du
18 mai 2004 relatif
aux programmes de formation portant sur la radioprotection des patients
exposés
aux rayonnements ionisants, JO n°141 du 19 juin 2004, NOR :
SANY0421830A
[5] :
Décision
du 2
mars 2004 fixant les modalités du contrôle qualité interne des
accélérateurs
d’électrons à usage médicale et des dispositifs de télécobalthérapie,
NOR : SANM0420853S
[6] :
Décision
du 2 mars 2004 fixant les modalités du contrôle qualité externe
des
installations de radiothérapie externe, NOR : SANM0420854S
[7] :
Arrêté
du 12 février 2004 relatif aux niveaux de référence
diagnostiques en
radiologie et en médecine nucléaire, JO n°64 du 16 mars 2004, NOR :
SANY0420600A
[8] :
Arrêté du
21 janvier 2004 relatif à l'information des personnes exposées
aux
rayonnements ionisants lors d'un acte de médecine nucléaire, JO n°31 du
6
janvier 2004,
NOR
: SANY0420298A
[9] :
Arrêté
du 17 juillet 2003 relatif aux modalités de mise hors service
des
appareils de radioscopie sans technique d'intensification d'image, JO
du 21
août 2003,
NOR :
SANH0322690A.
[10] :
Décret n°
2003-296 du
31 mars
2003 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers
des
rayonnements ionisants, JO n°78 du 2 avril 2003, NOR : SOCX0200138D
[11] :
Décision du 27 mars 2003 fixant les modalités du contrôle de qualité
des
installations de mammographie analogique, J.O. n°83 du 8 avril 2003,
NOR :
SANM0321133S
[12] : Décret n° 2003-270 du 24 mars 2003 relatif à la protection des personnes exposées à des rayonnements ionisants à des fins médicales et médico-légales et modifiant le code de la santé publique (deuxième partie : Décrets en Conseil d'Etat), JO n°72 du 26 mars 2003,
NOR :
SANP0320872D
[13] :
Arrêté du 3 mars 2003 fixant les listes des dispositifs médicaux
soumis à
l'obligation de maintenance et au contrôle de qualité mentionnés aux
articles
L. 5212-1 et D. 665-5-3 du code de la santé publique, J.O. n°66 du 19
mars
2003, NOR : SANP0320928A
[14] :
Décret n° 2002-460 du 4 avril 2002
relatif à la protection générale des personnes
contre les dangers des rayonnements ionisants, JO n°81 du 6 avril 2002,
NOR :
MESX0200020D
[15] : Décret n°2001-1154 du 5 décembre 2001 relatif à l’obligation de maintenance et au contrôle qualité des dispositifs médicaux, JO n°284 du 7 décembre 2001,
NOR:
MESP0123968D
[16] : Ordonnance n° 2001-270 du 28 mars 2001 relative à la transposition de directives communautaires dans le domaine de la protection contre les rayonnements ionisants, JO n°77 du 31 mars 2001, NOR : MESX0100025R.
[17] :
Arrêté du 23 mars 1999 précisant les
règles de la dosimétrie externe des travailleurs affectés à des travaux
sous
rayonnements en application des articles 20 bis et 25-I du décret du 28
avril
1975 modifié et des articles 31 bis et 34-I du décret du 2 octobre 1986
modifié, JO n°99 du 28 avril 1999, NOR : MEST9910493A
[18] :
Décret n°98-1186 du 24 décembre 1998
relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des
rayonnements ionisants,
JO n°299 du 26 décembre 1998, NOR : MEST9811155D.
[19] :
Code de la santé publique – I ère partie :
Protection générale de la santé
Livre
III :
Protection de la santé et
environnement – Titre III : Prévention des risques sanitaires liés aux
milieux
et sécurité sanitaire environnementale – Chapitre III : Rayonnements
ionisants:
Art. L.1333-1 à L.1333-20 et R.1333-1 à R.1333-93
[20] :
Code du travail – Livre II :
Réglementation du travail – Titre III : Hygiène, sécurité et conditions
de
travail – Chapitre Ier : Dispositions générales – Section VIII :
prévention du
risque d’exposition aux rayonnements ionisants : Art. R.231-73 à R.
231-16
(art.
R. 1333-1. à
R. 1333-12)
NOR:
SANC0323527A
Le ministre
des affaires
sociales, du travail et de la solidarité, le ministre de la santé, de
la
famille et des personnes handicapées et le ministre de l’agriculture,
de
l’alimentation, de la pêche et des affaires rurales,
Vu la
directive
96/29/EURATOM du Conseil en date du 13 mai 1996 fixant les normes de
base
relatives à la protection sanitaire de la population et des
travailleurs contre
les dangers résultant des rayonnements ionisants ;
(…)
Règles de calcul de la
dose efficace
résultant d’une exposition externe
et interne aux rayonnements ionisants
Les
prescriptions réglementaires relatives aux doses s'appliquent à la
somme des doses résultant de l'exposition externe pendant une période
spécifiée
et des doses engagées, sur cinquante ans pour les adultes et jusqu'à
l'âge de
70 ans pour les enfants d'âge inférieur à 18 ans, résultant
d'incorporations pendant la période spécifiée. La période spécifiée est
celle
indiquée pour chacune des limites de doses mentionnées à l’article
R.1333-8 du
code de la santé publique et aux articles R.231-77 et R.231.78 du code
du
travail.
1
La
dose efficace totale E reçue par un individu est déterminée par la
formule
suivante :
Eexterne et Einterne sont définies aux paragraphes I.2 et I.3.
Pour les travailleurs exposés, la
dose efficace
résultant de l'exposition externe est estimée selon les dispositions
figurant
dans l'annexe II du présent arrêté.
Pour
les membres de la population, la
dose
efficace résultant de l'exposition externe tient compte des différentes
voies
d'atteinte (exposition provenant d'un nuage atmosphérique, exposition
par
immersion dans l'eau, exposition provenant d'un dépôt au sol) et, pour
chaque
voie d'atteinte, elle est prise égale au produit de l'activité du
radionucléide
présent dans le milieu ambiant par le coefficient de dose externe du
même
radionucléide. On peut utiliser pour les coefficients de dose externe
les
valeurs préconisées par l’Institut de radioprotection et de sûreté
nucléaire.
3
Einterne est la dose
efficace engagée résultant de
l'exposition
interne. Elle
est déterminée par la formule suivante :
Facteurs de pondérations entrant dans le
calcul des doses en
dosimétrie.
Tissu ou organe
Wt
Gonades |
0.20 |
Moelle rouge |
0.12 |
Colon |
0.12 |
Poumons |
0.12 |
Estomac |
0.12 |
Vessie |
0.05 |
Seins |
0.05 |
Foie |
0.05 |
Œsophage |
0.05 |
Thyroïde |
0.05 |
Peau |
0.01 |
Surface des os |
0.01 |
Autres |
0.05 |
Les
facteurs de pondération radiologique et tissulaire
Types et
gamme
d’énergie :
Wr :
-Photons,
toutes
énergies
1
-Electrons
et muons,
toutes énergies
1
-Neutrons,
énergie
de moins de 10 keV
5
-10keV
< Neutrons
d’énergie < 100keV
10
-100keV
<
Neutrons d’énergie < 2MeV
20
-2MeV
< Neutrons
d’énergie < 20MeV
10
-Plus
de 20 Mev
5
-Protons,
autres que
les protons de recul, énergie
supérieure
à 2MeV
5
-Particules
alpha,
fragments de fission, noyaux lourds
20
Protocole
de radiographie thoracique de face
Indications
:
Sans objet
Etapes
préparatoires : Sans objet
T1/
1. Requis
diagnostiques
T1/
1.1.
Visualisation
T1/
1.2.
Reproduction critique
T1/
2.
Description de la procédure et paramètres techniques
T1/
2.1. Position du patient
T1/
2.2. Description de la procédure
T1/
2.3.
Paramètres techniques
- Générateur triphasé ou haute fréquence
de
tension maximale de 150 kV
- Taille du foyer ≤ 1.3mm
-
Filtration totale ≥ 3mm équivalent aluminium
-
Filtre progressif additionnel avec fenêtre médiastinale
- Distance foyer – films : 180 cm (140 à 200)
- Grille anti-diffusante : mobile ou
fixe. r = 10 ; 40 à 44 / cm
- Couple film - écran : vitesse nominale
classe 400.
- Champ de vue (FOV en cm) : 36 x 43 (35x35 ou 30x40 en fonction de la taille)
- Tension (en kV) :
125 (115-140)
- Intensité
(en mA) : 75
- Contrôle automatique d’exposition :
2
cellules latérales
- Temps d’exposition (en secondes) :
0,02
à 0,04
(variation / poids)
- Charge (en mAs) : 1,5 à 3
T1/
3.
Optimisation des doses délivrées
Retour
sommaire
T1/
3.1.
Grandeurs dosimétriques caractérisant l’examen
Pour
quantifier l’irradiation délivrée au patient au cours de cet examen, on
considèrera comme grandeurs dosimétriques (cf.§II.3.1) :
-
la dose à l’entrée du patient (DE), sur l’axe du faisceau, en mGy, pour
une
exposition,
-
le produit dose * surface, (PDS) en Gy.cm², pour chaque exposition
et/ou pour
l’examen complet.
T1/
3.2.
Niveaux de référence diagnostiques
Les
niveaux de
référence proposés, pour une exposition, sont respectivement de 0.3mGy
pour la
DE, et de 0.25 Gy.cm² pour le PDS.
La
valeur de
0.3mGy pour la DE est celle établie au niveau européen (EUR 16260 EN).
Les
mesures effectuées dans les centres français montrent qu’il est
justifié de
l’adopter comme valeur initiale au niveau national.
La
valeur de
0.25Gy.cm² pour le PDS est déduite de celle de la DE en considérant les
valeurs
moyennes des paramètres techniques de l’examen.
T1/
3.3. Influence de la technique sur la dose
délivrée
*
Modification
des paramètres d’acquisition :
Il
est
possible de diminuer l’irradiation sans nuire à la qualité de l’image
en
optimisant certains paramètres dans les intervalles de valeurs indiqués
au §
T1/ 2.3.
-
Une
augmentation de la filtration additionnelle entraîne une diminution de
la DE
(donc également du PDS).
-
Une
augmentation de la tension de 115 à 140kV, la dose au détecteur étant
constante, entraîne une diminution de la DE (donc également du PDS) de
15 à
20%.
-
Une
augmentation de la distance foyer film de 140 à 200cm diminue la DE.
Pour que
cette diminution se traduise au niveau du PDS, il faut simultanément
réduire
l’ouverture du diaphragme (garder la même surface de champ au niveau du
patient).
-
Quand la
charge augmente de 1.5 à 3mAs, la dose, et donc le PDS, sont multipliés
par 2.
-
Pour une DE
donnée, le PDS est proportionnel à l’ouverture du diaphragme :
quand on
passe de 36*43cm² à 30*40cm², le PDS diminue de 30%.
Modification
des détecteurs:
Retour
sommaire
On
peut
espérer une diminution de l’irradiation par modification des détecteurs
(films
asymétriques, écrans radio luminescents à mémoire) à condition que le
changement de détecteur s’accompagne d’une révision des paramètres
d’acquisition entraînant une baisse des doses délivrées.