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Université de Technologie de Compiègne

Master Management des Technologies en Santé

Liste des Projets et Stages

Référence à rappeler :
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 : http://www.utc.fr/~farges/

Radioprotection et Dosimetrie

Etat de l’art et

Perspectives d’avenir pour le service biomedical

Mehdi Bakhouche

Anthony Richard

Arnaud Viollet


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.
Nous remercions également Monsieur FARGES, enseignant chercheur du Master MTS à  l'U.T.C.

Avertissement (du 3 août 2009, webmaster) :
Depuis la date de publication de ces travaux, des données et informations peuvent être obsolètes. Nous vous conseillons de visiter la partie "réglementation" des sites suivants :

RESUME
 
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

ABSTRACT

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

Sommaire

 

Introduction

I. La radioprotection

1.1 Introduction
1.1.1 Définitions
1.1.2 Organismes internationaux
1.1.3 Organismes nationaux
1.2 Les effets des rayonnements ionisants
1.2.1 Les rayonnements ionisants
1.2.2 Les sources
1.2.3 Irradiation accidentelle
1.2.4 Grandeurs et unités dosimétriques
1.2.5 Les effets sur la santé
1.3 La réglementation
1.3.1 Les directives EURATOM
1.3.2 La législation française
1.3.3 Maintenance et contrôle qualité
1.4 La protection des personnes
 
II. Dosimétrie opérationnelle

2.1 Le contexte
2.2 La dosimétrie passive
2.3 Les dosimètres actifs ou dosimètres opérationnels
2.3.1 Aspect réglementaire
2.3.1.1 Conditions d’utilisation des dosimètres opérationnels
2.3.1.2 Critères techniques obligatoires pour les dosimètres opérationnels
2.3.2 Descriptions du dosimètre opérationnel
2.3.3 Comparatif technique
2.4 Perspectives
 
III. De la dosimétrie patient au contrôle qualité des dispositifs radiodiagnostics

3.1 Dosimétrie patient : la réglementation
3.1.1 Les organismes internationaux
3.1.2 Les organismes nationaux
3.2 Transposition au droit français
3.3 Mise en place des protocoles d’examens radiologiques et conséquences sur les dispositifs
3.3.1 La justification
3.3.2 L’optimisation
3.4 Dosimétrie patient
3.4.1 Quelques définitions
3.4.2 La mesure de dose
3.5 De la dosimétrie au contrôle qualité
3.5.1 La dosimétrie
3.5.2 La perspectives d’avenir pour le service biomédical : le contrôle qualité des dispositifs de radiodiagnostic
3.5.3 Quelques exemples d’instruments de contrôle qualité des dispositifs de radiodiagnostic
3.6 Les formations radioprotection et personne compétente
3.6.1 Radiophysicien médical
3.6.2 Personne compétente en radioprotection

Conclusion


Bibliographie


Réglementation


Annexe I

Annexe II
Annexe III


 


                                                                                                                                                                                                                  Retour sommaire

INTRODUCTION

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.

En particulier, face à la généralisation de l’exposition aux rayonnements ionisants en milieu hospitalier, la mise en place du principe de précaution a conduit la commission européenne a adoptée une série de mesures  (Directives Euratom 96/29 et 97/43), visant à la mise en œuvre d’une politique de protection des individus qu’ils soient public, travailleurs ou patients. Pour cela, elle s’est basée sur trois principes généraux énoncés par le CIPR, à savoir la justification de l’exposition, l’optimisation et la limitation des doses.

Ces nouvelles dispositions, ayant pour vocation l’élévation du niveau de protection des personnes, entraînent une évolution des pratiques et de la réglementation au niveau national.

Le but de ce document est de mettre à disposition une base de connaissance en matière de radioprotection, à l’intention des ingénieurs biomédicaux et des directions d’établissements de santé.
Dans un premier temps, les principes et l’aspect réglementaire de la radioprotection seront traités avec une mise à jour des derniers textes au 1er janvier 2005.

L’aspect de la dosimétrie opérationnelle des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants sera ensuite étudié.

Enfin, nous aborderons la dosimétrie patient, ses évolutions futures et les implications possibles du service biomédical dans cette activité transversale qu’est la radioprotection.

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I. La radioprotection


1.1 Introduction


1.1.1 Définitions

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)

La majeure partie du personnel médical exposé travaille en radiologie. En 2004, le parc médical français comptait :
  • 17000 installations en radiodiagnostic, dont 2500 mammographes
  • 540 scanners
  • 400 appareils de radiothérapie
  • 660 utilisateurs de « radionucléides »

De plus, il faut ajouter à ces chiffres les accélérateurs de particules ainsi que le parc des dentistes qui compte près de  35000 installations [1].

 

 

Fig. 1.2 Répartition des 110 000 professionnels du secteur médical

(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 :

  • Sur les 111 travailleurs (tous secteurs confondus : nucléaire, industrie, médical, recherche) dont la dose a dépassé 20 mSv en 2001, 66 travaillaient en radiodiagnostic et 2 en radiothérapie.
  • Sur les 21 travailleurs (tous secteurs confondus) dont la dose a dépassé 50 mSv, 17 travaillaient en radiodiagnostic et 1 en radiothérapie [1].
1.1.2 Organismes internationaux

Au niveau international, une organisation assure le rôle d’expert en matière en radioprotection, c’est la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR). Cette Organisation Non Gouvernementale (ONG), crée en 1950, propose des recommandations édictées sous formes de publications. Ces recommandations n’ont aucun caractère obligatoire, mais font référence sur le plan international. Elles sont d’ailleurs reconnues par plusieurs instances internationales (OMS, ONU, communauté Européenne…). La publication qui a le plus influencé la politique de sûreté nucléaire et de radioprotection en Europe et donc en France, est la CIPR 60. Dans cette publication sont édictées les recommandations suivantes :
  • Définitions des grandeurs et unités dosimétriques
  • Classifications des effets des rayonnements sur l’homme
  • Evaluation des risques
  •  Principes fondamentaux en Radioprotection [2]

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.


1.1.3 Organismes nationaux

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 Les effets des rayonnements ionisants

1.2.1 Les rayonnements ionisants

  • Les Particules chargées : issues de radioactivité, rayonnement α, β+ et β-
    • Rayonnement α : formé de particules massives (des noyaux d’hélium), il ne parcourt que quelques centimètres dans l’air et peut être arrêté par une feuille de papier.
    • Rayonnement β : formé d’électrons négatifs et positifs, il parcourt quelques mètres dans l’air et peut être stoppé par une paroi de bois ou de verre.
  • Les Particules non chargées : Rayonnement neutronique
Formé de neutrons, il possède un fort pouvoir ionisant mais il est fortement atténué par les matériaux hydrogénés comme l’eau.
  • Les Radiations électromagnétiques
    • Rayonnement X : formé de photons, des écrans de plomb sont nécessaires pour l’arrêter
    • Rayonnement γ : formé de photons, mais plus énergétiques que les X, il parcourt plusieurs centaines de mètres dans l’air ; des écrans épais de plomb ou de béton sont nécessaires pour l’arrêter.

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Fig. 1.3 Les rayonnements ionisants


1.2.2 Les Sources

On distingue différentes sources :

  • Les sources non scellées : Ce sont des sources radiologiques non confinées, dont la présentation et les conditions normales d’utilisation ne permettent pas de prévenir toute dispersion de substances radioactives. Exemples : Les substances émettrices de rayonnements γ,  β comme l’Iode 125, le Technétium métastable 99, le Fluor 18.
  • Les sources scellées : Elles sont, à l’inverse des précédentes, des sources constituées par des substances radioactives solidement incorporées dans des matières inactives. Utilisations thérapeutiques médicales, comme la radiothérapie (exemple des bombes à Cobalt).
  • Les générateurs de rayons X :Concernant les appareils de radiologies.
  • Les accélérateurs de particules. 

1.2.3 Irradiation accidentelle

  • L’irradiation externe
    • La source agit à distance : Compte tenu du faible parcours dans l’air des rayonnements α et β, les dangers d’une telle irradiation ne sont dus qu’aux rayonnements X, γ, aux neutrons et aux β durs.
    • La source est au contact de la peau : Cela engendre une irradiation des couches basales de l’épiderme, ainsi qu’une irradiation en profondeur.
  • L’irradiation interne
    • Voie cutanée : Contamination surfacique, atmosphérique (ex : vapeur d’eau tritiée), blessure, piqûre.
    • Voie respiration : Due à la présence de gaz ou d’aérosols dans l’atmosphère.
    • Voie digestive : Par l’eau, les aliments, le contact buccal d’un objet contaminé.
Contre le risque d'exposition externe, il existe 3 possibilités de protection :
  • Distance : l'exposition est inversement proportionnelle au carré de la distance, donc la protection peut se faire en augmentant la distance à la source.
  • Utilisation d'un écran : l'utilisation d'un écran de protection permet d’absorber la radiation (variable selon l’énergie du rayonnement et l’activité de la source).
  • La durée : l'irradiation est directement proportionnelle au temps passé, il convient donc de diminuer au maximum le temps de scopie ou de graphie [3].

1.2.4 Grandeurs et unités dosimétriques 

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 absorbée : L'exposition à des rayonnements ionisants se traduit par l'absorption par l'organisme d'une certaine énergie: c'est la dose absorbée. La dose absorbée est fonction de l'activité du radionucléide, de la nature et de l'énergie du rayonnement, du temps d'exposition et de la distance à la source. Elle correspond au dépôt d’une énergie de 1 joule par kilogramme.

L'unité est le Gray: 1 Gy = 1 J.kg-1
L’ancienne unité de dose absorbée était le Rad (Rd). 1Rd = 10-2 Gy

Dose efficace
 : La dose efficace correspond à la fraction d'énergie effectivement transférée à l'organisme. La dose efficace est déduite de la dose absorbée au moyen de facteurs correctifs fonction  de la nature du rayonnement et du tissu ou de l'organe exposé et aussi, en cas d'ingestion, du temps de séjour du radioélément dans l'organisme. C'est la somme des doses efficaces pondérées délivrées aux différents tissus ou organes du corps par l'irradiation interne et externe. L'unité est le Sievert:  1 Sv= 1 J.Kg-1

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.

Elle représente la dose absorbée par le tissu ou l’organe, pondérée suivant le type et la qualité du rayonnement.
L'unité est le Sievert :  1 Sv= 1 J.Kg-1

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]

Les unités les plus utilisées sont :
  • Le Becquerel : Un échantillon radioactif se caractérise par son activité qui est le nombre de désintégrations de noyaux radioactifs par seconde qui se produisent en son sein. L’unité d’activité est le becquerel, le symbole Bq.
1 Bq = 1 désintégration  par seconde.
  • Le Gray : L’unité qui permet de mesurer la quantité de rayonnements absorbés (ou dose absorbés) par un organisme ou un objet exposé aux rayonnements. Le gray a remplacé le rad en 1986.
1 Gy = 100 rads = 1 joule par kilo de matière irradiée.
  • Le Sievert : Les effets biologiques des rayonnements sur un organisme exposé (selon sa nature et les organes exposés) se mesurent en sievert. L’unité  la plus couramment utilisée est le milli sievert, ou millième de sievert.
1.2.5 Les effets sur la santé

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.

Lors de fortes irradiations, les effets à court terme sont dus à la destruction des cellules de l’organisme.

Lors de faibles irradiations, les effets à court terme n’apparaissent pas. Seuls subsistent les effets à long terme liés à la modification des cellules.

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.

 

 Rayonnements

a, b énergie

< 70 keV 

b énergie > 70 keV 

X et g,
b
énergie élevée, neutrons

Profondeur de pénétration dans les tissus

Environ 10µm : arrêtés par la couche cornée 

Quelques millimètres  Atteignent le derme

Très pénétrants :

Traversent le corps

Effets

Exposition externe inoffensive

Exposition interne grave

Lésions cutanées

Lésions des tissus et organes

Fig. 1.4 Tableau résumant les risques encourus selon la nature du rayonnement et le type d'exposition

On distingue deux types d‘effets des rayonnements sur la santé :
  • Les effets stochastiques sont associés à la transformation des cellules, plus qu’à leur destruction. Ils se traduisent par des dommages (cancers, effets génétiques) qui risquent d’autant plus d’apparaître que la dose de rayonnement a été importante. La probabilité d’apparition d’un cancer dépend de la dose reçue. Ils ne sont pas caractéristiques des rayonnements. Ces effets sont du type « tout ou rien » : un cancer se déclenche ou ne se déclenche pas, mais il n’est pas plus ou moins grave.
  • Les effets déterministes sont des dommages qui apparaissent rapidement et qui se déclenchent avec certitude chez tout le monde au dessus d’une dose élevée appelée seuil. Ce seuil est de 0.3 Gray pour des expositions partielles. Plus le seuil est dépassé, plus les dommages causés sont graves et on observe une perte de la capacité fonctionnelle du tissu. Ils sont dus, pour l’essentiel, à la destruction massive des cellules de l’organisme. C’est ce qui explique que l’unité utilisée pour les effets déterministes soit la quantité d’énergie laissée dans les tissus par le rayonnement i.e. le Gray (J/kg). Ils sont déterministes puisqu’ils peuvent être prédits si la dose d’irradiation est élevée et mesurent la gravité clinique de l’effet.

 

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
Modification de la formule sanguine
Effet immunodépresseur (risques d’infections)

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).
En l’absence de traitement, au moins la moitié des personnes irradiées meurent et il existe des risques de séquelles.

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
Mort inévitable

au delà de 10 Gy

Fig. 1.5 Les effets déterministes décrits pour des expositions à des rayonnements X ou gama.

La relation dose-effet a donc une signification différente pour les effets déterministes et pour les effets probabilistes. Pour les effets déterministes la probabilité est nulle en dessous de la dose seuil et après, la probabilité et la sévérité du dommage augmentent rapidement jusqu’à 1. Pour les effets stochastique, la probabilité que le dommage cellulaire introduit par une faible dose produise un jour un clone de cellule cancéreuses ou soit la base d’un effet héréditaire est faible, mais non nulle. Pour calculer cette probabilité, il faut introduire les facteurs de pondération radiologique Wr et tissulaire Wt (voir tableau Annexe II).
 

1.3 La réglementation


Face à la généralisation de l’exposition aux rayonnements ionisants en médecine, le principe de précaution s’est mis en place. La commission européenne a adoptée une série de mesures, visant à la mise en œuvre d’une politique de protection des individus qu’ils soient du public, travailleurs ou patients. Pour cela, elle s’est basée sur trois principes généraux énoncés par le CIPR, à savoir :

  • La justification des activités conduisant des individus à être exposés à des rayonnements : Le bénéfice économique et social doit être supérieur aux préjudices subis par l’individu.
  • L’optimisation de la protection : Le niveau d’exposition doit être le plus bas possible tout en répondant aux besoins sociaux  et économiques. C’est le principe ALARA (As Low As Reasonnably Achievable.
  • La limitation des doses individuelles : Aucun individu (travailleurs ou public) ne doit être exposé à des doses « inacceptables ».
1.3.1    Les directives EURATOM

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 ».

La directive 96/29/EURATOM du 13 mai 1996 [2] fixant les « normes de base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants ».
  • Cette directive impose la justification des pratiques professionnelles amenant les travailleurs à être exposé à des rayonnements. Ces expositions pouvant être justifiées par des avantages économiques, sociaux ou sanitaires engendrés par de telles pratiques.
  • Elle impose le principe d’optimisation des doses pour le public et pour les travailleurs.
  • Elle définie une limitation des doses pour les personnes du public (1 mSv / an pendant 5 ans et 5 mSv max sur un an) et pour les travailleurs (100 mSv tous les 5ans avec 50 mSv max sur 1 an).
  • Elle instaure la classification des travailleurs en catégories A et B.
  • De plus, elle impose une évaluation des risques radiologiques encourus.
La directive 97/43/Euratom du 30 juin 1997 [3] est relative à « la protection sanitaire des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants lors d'expositions à des fins médicales ». Elle complète la directive 96/29 en demandant que soient mis en œuvre les principes de justifications (article 3) et d’optimisation (article 4) pour :
    • L’exposition des patients au titre d’un radiodiagnostic ou d’un traitement médical personnel
    • L’exposition des personnes dans le cadre de la surveillance professionnelle
    • L’exposition des personnes dans le cadre de programmes de dépistage médical
    • L’exposition des personnes dans le cadre de programmes de recherche médical ou biologique
    • L’exposition des personnes dans le cadre des procédures médico-légales
Concernant l’optimisation des examens de radiodiagnostics,  cette directive impose l’élaboration et l’utilisation de niveaux de références diagnostics. De plus, elle impose un inventaire à jour des appareils, ainsi que le contrôle qualité.

 


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).

 

L’arrêté du 21 janvier 2004, [8] « définissant les éléments obligatoires d’information à transmettre aux patients après un acte de médecine nucléaire » oblige les médecins à transmettre des « recommandations » aux personnes exposées aux rayonnements ionisants. Il ne concerne pour l’instant que les actes de médecine nucléaire.

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.

1.3.3 Maintenance et contrôle qualité
  • Le décret n°2001-1154 du 5 décembre 2001 [15] « relatif à l’obligation de maintenance et au contrôle qualité des dispositifs médicaux » transpose l’obligation de contrôle qualité et de maintenance faite dans la directive 97/43. En effet sont cités : les appareils de radiothérapie externes, les appareils dit « radiogènes » et les mammographes et ostéodensitomètres. Seulement ni les modalités de contrôle et de maintenance, ni les dates d’applications ne sont définis en 2001.
  • L'arrêté du 3 mars 2003 [13] fixe les listes des dispositifs médicaux soumis à obligation de maintenance et au contrôle de qualité interne et externe. Il s’agit notamment des équipements en radiologie, médecine nucléaire et radiothérapie (réalisé par un prestataire extérieur agréé). Il demande que soit mis en place un inventaire à jour, un essai à la réception du matériel avant la mise en service et la mise en place d'un programme d'assurance qualité. Il précise l'obligation de maintenance à compter du 19 mars 2003 pour les appareils de mammographie et d'ostéodensitométrie, et à compter du 1er janvier pour les autres équipements radiogènes.
  • Concernant les appareils de mammographies analogiques, le protocole de contrôle qualité interne et externe a été établit dans la décision du 27 mars 2003  [11] avec mise en œuvre depuis le 8 octobre 2003.
  • Souhaitant étendre de manière progressive ce type de contrôle, l’arrêté du 2 mars 2004 [5], [6] donne les modalités du contrôle qualité externe et interne des installations de radiothérapie externe, ainsi que les modalités du contrôle qualité interne de l’accélérateur d’électrons.


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

  • Personnel de catégorie A :
Travailleurs directement affectés à des travaux sous rayonnements ionisants susceptibles de recevoirune dose efficace supérieur à 6 mSv.
  • Personnel de catégorie B :
Avec la nouvelle réglementation, ces travailleurs sont ceux qui ne relèvent pas du classement en catégorie A.
  • Mesures d'ordre administratives :                                                                                                                                                       Retour sommaire
    • Déclaration à l'inspection du travail, au service prévention de la CRAM
    • Surveillance médicale spéciale au moins une fois par an
    • Information et formation des travailleurs sur les risques encourus
    • Présence d'une personne compétente ayant bénéficié d'une formation particulière chargée de veiller au respect des mesures de protection, de participer à la formation des travailleurs, d'effectuer les analyses.
  • Mesures d’ordre technique :
    • Les zones de travailles sont classées selon leur « dangerosité » et doivent être facilement identifiables, notamment à travers l’affichages de balises et de « trèfles ».
    • ZONE Contrôlée (accès réglementé) : Cette zone correspond aux locaux de travail dans lesquels l’exposition des travailleurs pourrait dépasser 3/10 de la limite moyenne annuelle réglementaire, dans les conditions normales de travail.  De plus, les travailleurs sont contrôlés par dosimétrie opérationnelle.
    • ZONE Surveillée (accès réglementé) : Signalée par un trèfle bleu, cette zone correspond aux locaux de travail dans lesquels l’exposition des travailleurs pourrait dans les conditions normales de travail, dépasser 1/10 de la limite moyenne annuelle réglementaire. Les travailleurs sont contrôlés par dosimétrie passive.[6]


 
Fig. 1.7
Exemple d’organisation des zones de travail en radioprotection

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Fig. 1.8 Balisages des zones

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II. Dosimétrie opérationnelle

2.1 Le contexte

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

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  • La dosimétrie, c'est à dire la mesure des doses de rayonnement ionisant, fait partie des outils de la radioprotection. Elle a pour objet de mesurer au mieux les rayonnements en un lieu ou sur une personne, pour fournir une estimation de l’équivalent moyen de dose et de dose efficace. La grande variété des situations et des rayonnements a conduit à une grande diversité de ces détecteurs qui doivent en outre s'adapter régulièrement aux changements des limites réglementaires. C'est parfois même leurs améliorations qui permettent de définir de nouvelles limites.
  • La dosimétrie individuelle permet une surveillance radiologique, mais elle doit aussi apporter le maximum d'informations en cas d'irradiations accidentelles et si possible servir d'alarme dans ces situations. Les dosimètres doivent pouvoir fonctionner dans des environnements très variés de température, d’hygrométrie, etc., car ces conditions peuvent affecter leur précision. Dès lors, la robustesse est un critère important pour le choix d’un dosimètre.
  • Le responsable radiocompétant est chargé du contrôle des doses individuelles, y compris les doses résultant d’expositions internes et celles dues aux expositions accidentelles. Il doit avoir à disposition des dosimètres pour évaluer le résultat des doses reçues par le personnel. Deux types différents lui sont proposés :
    • les dosimètres passifs
    • les dosimètres actifs, appelée aussi dosimètre opérationnel.


2.2 La dosimétrie passive

La dosimétrie passive est réalisée grâce à des dosimètres films-badges, appelés aussi dosifilms. Ils servent à mesurer les doses reçues, de rayonnement β, X, γ et neutron en donnent une réponse différée. Le dosifilm est porté à hauteur de la poitrine. Cet emplacement a été choisi, car il correspond à la valeur moyenne de l’exposition totale du corps. Ceci dit, dans des cas particuliers, la médecine du travail peut demander aux agents de porter un dosifilm supplémentaire pour permettre de connaître la dose reçue à un endroit spécifique du corps. Ci-dessous, des bagues permettant la mesure de dose aux extrémités, par exemple.

   
Fig. 2.2 Fingerring – TLD – PSI 

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.

En règle général, le dosifilm intègre l’ensemble des doses reçues par l’agent pendant la période de son utilisation. Mais, il est important de noter que le dosimètre intègre également les doses reçues lorsqu’il n’est pas porté par la personne à laquelle il a été attribué. Ainsi, est-il nécessaire de ranger le dosifilm dans un emplacement approprié, à l’abri de radiations ionisantes, lorsque l’opération est terminée.


 

Fig. 2.3 Dosimètre – TLD (thermoluminescent) – PSI

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2.3 Les dosimètres actifs ou dosimètre opérationnels

2.3.1 Aspect réglementaire

2.3.1.1 Conditions d’utilisation des dosimètres opérationnelles

Afin d’identifier précisément qui doit bénéficier de la dosimétrie opérationnelle, il est nécessaire de se référer à la réglementation en vigueur.

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.

2.3.1.2 Critères techniques obligatoire pour les dosimètres opérationnels

Les dosimètres doivent être capable de donner une information en temps réel, en dose intégrée et, éventuellement en débit de dose, perceptible par l’opérateur, permettant ainsi le suivi permanant de l’exposition. Cette condition est très importante dans le cas d’irradiation accidentelle. Pour l’ensemble des rayonnements susceptible d’être mesurés, le seuil de mesure du débit de dose doit être au plus de 0,5 µS/h. Les caractéristiques de la dosimétrie active doivent prendre en compte :
  • les données fournies par l’appareil
  • l’autonomie de fonctionnement du dosimètre
  • le type de détecteur
  • les gammes d’énergie et de mesures
  • la facilité de calibrage
  • la réponse angulaire
  • la résistance au choc
  • la facilité de décontamination
  • le poids et les dimensions
  • la sensibilité à l’interférence
Lors de l’acquisition de ce type de dispositif, même si le suivi et l’enregistrement des doses ne font pas partie des caractéristiques intrinsèques d’un dosimètre vis à vis du rayonnement à détecter, il est important d’en tenir compte du fait des contraintes lié au temps inhérent à la gestion des données recueillis.

2.3.2 Description du dosimètre opérationnel

Actuellement, la plupart des dosimètres électroniques utilisent le même type de détecteur : des diodes semi-conductrices au silicium (une à trois diodes selon les modèles). Il convient de vérifier que la gamme de réponse en énergie du dosimètre corresponde à celle qui est à la source de l’exposition des agents. Cette vérification est indispensable dans le domaine médical en particulier pour les basses énergies pour lesquelles la réponse de certains dosimètres est mauvaise, avec un seuil de coupure à 60 KeV par exemple.

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).

Le seuil de mesure est en général de 1 µSv, la valeur supérieure de la gamme de dose étant plus variable de 0,1 Sv à 40 Sv. Le seuil de sensibilité en débit de dose varie de 1µSv/h à 8 Sv/h.
 
 

Fig. 2.4 Ecran d’affichage d’un dosimètre opérationnel – EPD Mk2 – APVL

Les alarmes sont le plus souvent sonores et visuelles, mais certains dispositifs n’ont qu’une alarme sonore. Les dosimètre pèsent environ 100 g. l’alimentation est fournie soit par une pile au lithium soit par une pile alcaline et l’autonomie varie en conséquence de 2 mois à 6 mois ou plus en fonctionnement normal.


Fig. 2.5 Dosimètre – DMC 2000 – GEMS


Les industriels proposent généralement une prestation de dosimètre opérationnel qui inclut un système de gestion associé. Toute dose enregistrée, étant supposée reçue, ne doit pas faire l’objet d’une quelconque manipulation, et l’archivage des données doit être indépendant du porteur de dosimètre. La modalité la plus simple, retenue par les fabricants, est d’effectuer un transfert et un archivage automatique des données lors de la repose du dosimètre électronique sur une borne dosimétrique, qui assure dans le même temps, la mise en charge des batteries des dosimètres. A cette borne de recharge doit être associé un système de centralisation locale de toutes les données dosimétriques des opérations, ainsi que l’identification de l’agent.

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Fig. 2.6 Borne dosimétrique - K-Term 2                       Fig. 2.7 Borne dosimétrique

   Société Comet - C.H.U. d'Amiens                                 SGBD - Société APVL


L’identification des agents est matérialisée par le nom de l’agent et le numéro du Réseau National d’Identification des Personnes Physiques (RNIPP). Une fois l’opération terminée, le dosimètre est désactivé au niveau de la borne dosimétrique. Les doses et débits de doses sont transmis au logiciel de gestion par le réseau informatique. Les informations sont alors à la disposition de la personne radiocompétente, et accessible par la médecine du travail, moyennant le progiciel ad hoc.

Une fois par semaine minimum, la personne radiocompétante valide et transmet les données à l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN).

2.3.3 Comparatif technique

Le tableau ci-dessous représente une étude comparative de 3 dosimètres disponibles sur le marché. Ces dispositifs répondent à la norme de la Commission Electrotechnique Internationale (CEI) n°61526 [3]. Cela concerne les dosimètres individuels électroniques X, γ et β, étalonnés en équivalents de dose individuels Hp(10) et Hp(0,07).

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


Lors de l’acquisition de ce type de dispositif, il est nécessaire d’inclure une borne de lecture, un rack de rangement ainsi qu’un système informatique relié au réseau capable de recueillir et de transmettre les données à l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN).

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.

Concernant la maintenance de ces dispositifs, plusieurs formules peuvent être proposés par les fournisseurs. Lors du choix d’un contrat de maintenance, outre le coût du contrôle semestriel obligatoire, il est nécessaire de prendre en considération des éléments comme le prêt de dosimètres, le remplacement des piles, ou le remplacement des dosimètres défectueux décelés durant l’intervention de maintenance.

Le dosimètre film-badge est un excellent instrument de dosimétrie individuelle. Une fois développé, il se conserve indéfiniment, c’est donc un document qui peut être réexaminé à tout moment. Toutefois, son inconvénient principal est de ne pas donner la mesure immédiate en cas de surexposition, contrairement au dosimètre électronique. D’où l’intérêt de ce dernier. Celui-ci permet un enregistrement en temps réel des données de mesures, conformément à la réglementation. Le responsable radiocompétant dispose ainsi à tout moment des paramètres de la personne contrôlée qui sont important pour la prise de décision et pour la sécurité du travail.

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.

2.4 Perspective

 Le principe d'optimisation ALARA induit indubitablement le développement de la dosimétrie opérationnelle. Effectivement ce principe nécessite de connaître en temps réel les débits de doses et la dose équivalente des travilleurs afin de maîtriser les niveaux d'exposition.
 Depuis juillet 2004, un système d’Information de la Surveillance de l’Exposition aux Rayonnements Ionisant (SISERI), est à la disposition des personnes compétentes en radioprotection.
 

Fig. 2.9 Architecture SISERI

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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.

 

III. Dosimétrie patient, contrôle qualité des dispositifs médicaux à rayonnement ionisants : rôle de l’ingénieur biomédical

3.1 Dosimétrie patient : la réglementation                                              

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

La DGSNR (voir partie I.) entre autres de ces activités  :
  • anime l’ensemble des inspections qui concourent au contrôle de la radioprotection dans les domaines industriel, médical et de la recherche, y compris par le suivi des sources de rayonnements utilisées dans ces domaines
  • contribue à la formation en radioprotection des professionnels de santé et des personnes professionnellement exposées (Mission de l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, l’IRSN)

3.2 Transposition au droit françaiS

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 :

  • L’ordonnance du 28/03/2001 [16] concernant la justification des actes, l’optimisation des procédures et formation du personnel, les niveaux et contraintes de doses
  • Le décret 2001-1154 [15] instaurant les principes réglementaires de la maintenance et du contrôle qualité des installations radiologiques.
  • Le décret 2003-270 du 24 mars 2003 [12] relative relatif à la protection des personnes exposées à des rayonnements ionisants à des fins médicales et médico-légales
  • Arrêté du 12 février 2004  [7] relatif aux niveaux de référence diagnostiques en radiologie et en médecine nucléaire
  • Arrêté du 18 mai 2004 [4] relatif aux programmes de formation portant sur la radioprotection des patients exposés aux rayonnements ionisants
  • Arrêté du 19 novembre 2004 relatif à la formation, aux missions et aux conditions d'intervention de la personne spécialisée en radiophysique médicale, JO n°277 du 28 novembre 2004, NOR: SANY0423939A

 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.

3.3 Mise en place des protocoles d’examens radiologiques et conséquences sur les dispositifs 

Les deux principes de bases de la protection des patients exposés au rayonnement sont :
  • la justification des pratiques
  • l’optimisation de la protection
3.3.1    La justification

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.

3.3.2 L’optimisation

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.

C’est ce deuxième principe, le principe d’optimisation qui va demander une modification de certains équipements de radiologie ainsi que la prise en compte de la protection patient par les constructeurs, la mise en place d’équipement de mesure (en sortie de tube à rayon X par exemple), à la mise en place de contrôle qualités internes et externes.
Un exemple de procédure standardisée et de valeur limite en radiologie conventionnelle telle qu’on peut la trouver sur le site de la Société Française de Radiologie, se trouve en ANNEXE III : Radiographie thoracique de face.

3.4 Dosimétrie patient

3.4.1 Quelques définitions

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.

3.4.2 La mesure de dose

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)



Fig. 3.2 Chambre à ionisation plate KermaX

(Distribué par MEDI-TEST, www.meditest.fr)

Ces équipements sont destinés à donner une valeur instantanée de la dose patient (DPS), placée en sortie de collimateur sur des installations en radiologie conventionnelle.
Sur recommandation des autorités les dispositifs de radiodiagnostic les plus récents disposent de moyens de détermination de la dose patient néanmoins la détermination de la dosimétrie s’avère délicate :

Exemple : Cas du scanner
Le scanner représente 5% des examens mais 38% de la radiation diagnostique médicale.

La gestion de la dosimétrie mais aussi l’optimisation des examens pratiqués représente en enjeu important pour les exploitants, d’autant que la dose patient délivrée est montrée du doigt par les « détracteurs » de cette technologie.

Les constructeurs, sensibilisés à cette problématique, ont mis en place un système d’affichage dosimétrique sur les scanographes de dernières générations.

Or, sur la plupart des équipements existants, la dose absorbée par le patient reste difficile à évaluer (rayonnement autour du patient) et l’observation de forte variation de dose pour un même examen selon les différents modèles de scanner existants ont alerté les autorités sanitaires internationales sur la nécessité de mise en place de procédures visant la réduction de dose.    

L’indice de dose en scanographie IDS(10), appelée CTDI (Computed Tomography Dose Index), donne une indication sur la dose délivrée au patient.

Afin de disposer d’une grandeur représentative de la dose délivrée aux patients, on mesure l’IDS dans un fantôme standard constitué d’un cylindre de plexiglas (de 16cm de diamètre pour simuler la tête ou de 32cm de diamètre pour simuler le corps) spécialement conçu pour supporter des dosimètres et leur chambre d’ionisation, soit au centre soit à 1cm de la surface. 

 

 

Fig. 3.3 Fantôme et matériel de mesure de la CDTI

(Distribué par MEDI-TEST, www.meditest.fr)

De nombreuses autres mesures caractérisent la dose patient et l’évaluation de cette dose passe par des calculs basés sur les recommandations telle que la Food and Drug Administration aux Etats-Unis. Du fait de la multi modalités des examens de scanographie et de la complexité des mesures de dose, de nombreux logiciels de détermination des doses patients apparaissent sur le marché.


3.5 De la dosimétrie au contrôle qualité


La radioprotection (et en particulier la dosimétrie opérationnelle ou encore la dosimétrie patient) est directement placée sous la responsabilité des physiciens médicaux. Néanmoins, les enjeux de la compétence en matière de radioprotection, vont amener les ingénieurs biomédicaux vers cette activité : L’exposition et la dosimétrie du technicien biomédical, les nouvelles obligations en termes de dosimétrie patient, les maintenances des dispositifs à rayonnements ionisants, les achats d’équipements, la mise en place de contrôle qualité, l’accès relativement aisé à une formation professionnelle de personne compétente en radioprotection sont autant d’éléments qui font que l’ingénieur biomédical est en passe d’intégrer et de développer l’activité de radioprotection.


3.5.1 La dosimétrie


L’obligation de délivrer la quantité de dose produite va provoquer la modification de certains équipements radiologiques existants et la mise en place de chambre à ionisation sur les dispositifs ne permettant pas d’accéder à la valeur demandée. Des solutions techniques simples permettent de répondre à cette exigences de la directive 97/43 [3]. Les constructeurs ont depuis quelques années développé et intégré les dispositifs de mesures et d’évaluations de la dose absorbée. L’ingénieur biomédical doit être sensibilisé à cet aspect lors d’acquisition de nouveau matériel.

Les protocoles d’examens  radiologiques mis en place (Cf. annexe III) indiquent l’influence de la technologie sur la dose. La sensibilisation du personnel utilisateur (Manipulateur, radiologue, infirmier) est en jeu, mais la nécessité de procéder à des contrôles qualité devient inéluctable.


3.5.2 Les perspectives d’avenir pour le service biomédical : Le contrôle qualité des dispositifs de radiodiagnostic
 
Dans un futur proche, l’ingénieur biomédical devrait intervenir sur l’application des futures publications de l’AFFSAPS (voir tableau Fig. 3.4) fixant les modalités de contrôle qualité interne et externe des installations de radiodiagnostics, à la condition d’acquérir les compétences (accessibles) en radioprotection.
L’AFFSAPS définit deux types de contrôles qualité :
  • Le contrôle qualité interne, effectué par l’exploitant ou par une tierce partie sous sa propre responsabilité
  • Le contrôle qualité externe, effectué par un organisme de sécurité agréé par l’AFFSAPS
  • Le service biomédical serait en mesure de prendre en charge le contrôle qualité interne, évoluant ainsi d’une activité de maintenance vers une activité de mesure et de métrologie
  • Le contrôle qualité devrait effectivement entrer dans l’activité biomédicale hors équipements à rayonnement ionisant
Les paramètres techniques ainsi que la maîtrise de la dose émise au patient en radiologie conventionnelle devront prochainement faire l’objet de contrôles réguliers et légiférés par les autorités sanitaires.

Par analogie avec la mammographie, on peut considérer que le contrôle qualité comprendrait les mesures et test suivant :
  • Concordance champ lumineux, champ irradié, surface réceptrice de l’image
  • Limitation des faisceaux
  • Densitomètre optique (machine à développer)
  • Sensitométrie
  • Tension du tube, taille du foyer
  • Dosimétrie
  • Temps d’exposition




3.5.3 Quelques exemples d’instruments de contrôle qualité des dispositifs de radiodiagnostic

 

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)

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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)

 

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Cette liste n’est pas exhaustive et il faudra attendre la parution des modalités de contrôle qualité interne et externe des dispositifs à rayonnement ionisants par l’AFFSAPS.
Un ensemble de dispositifs (échelle de gris, mire de résolution spatiale, fantôme équivalent patient…) existe déjà sur le marché et l’exploitant de dispositif radiodiagnostic.

3.6 Formation radioprotection et personne compétente

3.6.1 Radiophysicien médical


Le diplôme de qualification en Physique radiologique et médicale est délivré selon les modalités définies dans l’arrêté du 19 novembre 2004 :
  • la personne en charge de la fonction de physicien médicale contribue à la mise en oeuvre de l'assurance de qualité, y compris le contrôle de qualité des dispositifs médicaux
  • elle contribue au développement, au choix et à l'utilisation des techniques et équipements utilisés dans les expositions médicales aux rayonnements ionisants
  • elle contribue à l'élaboration des conseils donnés en vue de limiter l'exposition des patients, de leur entourage, du public et les éventuelles atteintes à l'environnement. A ce titre, elle apporte les informations utiles pour estimer la dose délivrée à son entourage et au public par un patient à qui ont été administrés des radionucléides en sources non scellées ou scellées
  • elle participe à l'enseignement et à la formation du personnel médical et paramédical dans le domaine de la radiophysique médicale


3.6.2 Personne compétente en radioprotection (PCR)


L’article L1333-11 du code de la santé publique indique que les professionnels pratiquant des actes de radiodiagnostic, de radiothérapie ou de médecine nucléaire à des fins de diagnostic, de traitement ou de recherche biomédicale exposant les personnes à des rayonnements ionisants et les professionnels participant à la réalisation de ces actes et à la maintenance et au contrôle de qualité des dispositifs médicaux doivent bénéficier, dans leur domaine de compétence, d'une formation théorique et pratique, initiale et continue, relative à la protection des personnes exposées à des fins médicales relevant, s'il y a lieu, des dispositions de l'article L. 900-2 du code du travail.(Arrêté du 29 décembre 2003 relatif aux modalités de formation de la personne compétente en radioprotection). Cette formation reste accessible à l’ingénieur biomédical et est délivrée par de nombreux organismes tel que l’Institut National des Sciences Techniques et Nucléaires [14].


CONCLUSION

Sous la poussée des directives européennes, la radioprotection visant la protection du personnel hospitalier et des patients exposés aux rayonnements ionisants est en pleine évolution.
Les établissements hospitaliers exploitant les dispositifs médicaux soumis aux obligations de radioprotection sont contraints de mettre en place un système d’assurance qualité.
L’ingénieur biomédical est en mesure d’apporter ses compétences et de répondre aux nouvelles exigences de maintenance et de contrôle qualité en collaboration avec les personnes compétentes en radioprotection, sous la responsabilité des radiophysiciens.
Que cette démarche soit volontaire ou non, l’ingénieur biomédical doit être capable d’élargir son champ d’action, d’acquérir les compétences nécessaires et d’anticiper l’arrivée des modalités de contrôles qualité qui seront émises par l’AFFSaPS dans les prochaines semaines.


Bibliographie

 

[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

                                                                                                                                                                                                                      Retour sommaire

Sites Web :

 

http://www.uvp5.univ-paris5.fr/RADIO/

http://www.univ-montp2.fr/

http://www.cea.fr/

http://www.irsn.org/

http://www.sfrp.asso.fr/

http://www.inrs.fr/

http://www.dosimetrie.com/

http://www.comet.fr/

http://www.psi.ch/

http://www.apvl.com/

http://www.hosmat.com/

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

Source : http://www.inrs.fr Dossier :  Prévention des risques liés à l'exposition professionnelle aux rayonnements ionisants                            Retour sommaire

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

 

Réglementation                                                                              Retour sommaire

International :

Publication CIPR 60 (Commission Internationale de Protection Radiologique) - 1990 

Européenne :

[1] :Directive 90/641/EURATOM du Conseil du 4 décembre 1990 concernant la protection opérationnelle des travailleurs extérieurs exposés à un risque de rayonnements ionisants au cours de leur intervention en zone contrôlée.
[2] : Directive 96/29/EURATOM du Conseil 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, JOCE du 29 juin 1996.
[3] : Directive 97/43/EURATOM du Conseil du 30 juin 1997 relative à la protection sanitaire des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants lors d'expositions à des fins médicales , remplaçant la directive 84/466/Euratom, JOCE du 09 juillet 1997

 

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

                                          ANNEXE I                                                                                    

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Application du code de la santé publique

 

 Mesures générales de protection de la population

(art. R. 1333-1. à R. 1333-12)

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

 

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 :

 

E = Eexterne + Einterne

 

Eexterne et Einterne sont définies aux paragraphes I.2 et I.3.

 



2
        Eexterne est la dose efficace résultant de l'exposition externe.                                                                                                                          

 

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 :



Pour un travailleur exposé ou un membre de la population appartenant au groupe d'âge g  :

h(g)j,ingéré et h(g)j,inhalé sont les doses efficaces engagées par unité d'incorporation du radionucléide j (exprimées en Sv.Bq
-1) ingéré ou inhalé par un individu du groupe d'âge g ;


Aj,ingéré et Aj,inhalé
  sont respectivement les activités incorporées par ingestion ou par inhalation du radionucléide j (exprimées en Bq).


ANNEXE II

 

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

                                                                                                                                                                                                       Retour sommaire

 

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

 

 


ANNEXE III

                                                                                                                                                                                                 Retour sommaire

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.