rapport stage M1

Université Libanaise
Faculté des Sciences II
Département de physique
Mémoire de Maîtrise
Option : Physique
Titre du mémoire : La Dosimétrie Individuelle au Liban
Présenté par : HABIB Bouchra & GERYES Tony
Soutenu le 06/07/2005
Devant le jury composé de :
Dr. ASSAFIRI Youssef
Dr. NSOULI Bilal
Dr. BECHARA Joseph
Dr. MIKIRDITSIAN Mikirdits
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TABLE DES MATIERES
Remerciements………………………………………………………………..……….5
Résumé……………………………………………………………………………..….6
Summary………………………………………………………………………………7
Introduction………………………………...……..……………………………..…….8
Chapitre I : Interaction Rayonnements Matière………………………………..…….9
I.1- Sources et Expositions………………………………………..…………..…..…...9
I.1.a- Sources naturelles de rayonnements………………….....……...……….………9
I.1.b- Sources artificielles de rayonnements………………..………...………..…….10
I.2- Interaction des rayonnements électromagnétiques avec la matière ……....…...11
I.2.a- l'effet photoélectrique…………………………………………………….…….12
I.2.b- l'effet Compton …………………………………………………………..……13
I.2.c- l'effet de production de paire…………………………………………..….……17
I.2.d- Importance relative des trois effets……………………………………....…….18
Chapitre II : Effets biologiques des rayonnements ionisants sur l’être humain….....20
II.1- La contamination……………………………………………………………..…20
II.2- L’irradiation………………………………………………………………..……21
II.3 - Effets biologiques des rayonnements ionisants au niveau cellulaire…………..21
II.4- Effets biologiques des rayonnements ionisants sur les tissus ou organes ………..
humains…………………….………………………………………………………...23
II.4.a- Les effets déterministes (précoces ou immédiats)…………......…………...…24
II.4.b- Les effets stochastiques (tardifs ou à long terme)………………...…..……....26
II.5- Dangers particuliers: Exposition durant la grossesse…………………………...28
Chapitre III : Dosimétrie individuelle…………………..…………………..……....30
III.1- Types de dosimètres………………………………...……………………….…30
III.1.a- Dosimètre photographique ou film-badge………………………..……....…..31
III.1.b- Stylo dosimètre à lecture directe……………….…………………….…...….32
III.1.c- Dosimètre électronique…………………………………………………..…..33
III.1.d- Dosimètre thermoluminescent…………...……………………..……....……33
-3III.2- Unités utilisées en dosimétrie individuelle et radioprotection…...……..…….. 38
III.2.a- Dose absorbée………………………………………………………….…….38
III.2.b- Dose équivalente…………………………………………….……………….39
III.2.c- Dose efficace……………………………………………….………………...40
Chapitre IV : Lecteurs et Irradiateur………………………………………………...41
IV.1- Lecteurs des dosimètres thermoluminescents…………………………..……...41
IV.1.a- Lecteur «HARSHAW»…………………………………………………...….41
IV.1.b- Lecteur «SOLARO»……………………………………..……..……………42
IV.2- Irradiateur à Césium………...…………………………………………….…....46
Chapitre V : Etude Expérimentale…………………………………………….….....49
V.1- Plan du travail………………………………………………………….........….49
V.2- Classification des dosimètres thermoluminescents en sous groupes……...……50
V.2.a- Calcul de l’écart type…………………………………………….……………50
V.3- Groupement des cartes dosimétriques………….…………...…….………….....51
V.3.a- Discussion………………………………………………………………...…..52
V.4- Facteur de calibration…………………………………..………………...……..52
V.4.a- Application……………………………………………………………...…….54
V.5- Stabilité du système…………………………………………….……………….55
Chapitre VI : Statistiques et Analyse des données…….……………………..….….56
VI.1- Statistiques………………………………….…………………..………….......56
VI.2- Analyses des résultats………………...………………………………….…….57
VI.2.a- Moyenne nationale, Nombre de surdosage, Moyenne de surdosage………...57
VI.2.b- Variation de la dose annuelle moyenne des hôpitaux critiques au Liban…....60
VI.2.c- Comparaison entre un hôpital systématique et un hôpital non systématique du
point de vue durée de surveillance…………………………………………………...63
VI.2.d- Cas particuliers évaluant le développement de la surveillance…………....…63
Chapitre VII : Système réglementaire de radioprotection……………………..........67
VII.1- Experts en radioprotection…………………………………………….………67
VII.2- Classification des zones de travail et des travailleurs…...……...………….....67
VII.3- Principes de la Radioprotection………………………………...………..........68
VII.3.a- Justification des pratiques…………………………………….……...……...68
-4VII.3.b- Optimisation…………………………………………………..………..…...68
VII.3.c- Limitation…………………………………………………….….……….....68
VII.4- Protection contre l'irradiation externe dans le milieu hospitalier……………..69
VII.5- Protection contre la contamination interne dans le milieu hospitalier………..70
VII.6- Consignes de sécurité……………………..……………………...…………...70
VII.7- Normes internationales de radioprotection…………..…………….……....….73
VII.7.a- Limites de dose pour les personnes professionnellement exposées…...……73
VII.7.b- Limites de dose pour les apprenti(e)s et les étudiant(e)s………………...….73
Conclusions……………..……………..……………………………………….........75
Annexe…………………………………………………………………………...…..77
Références……………………………………………………………………….…..79
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REMERCIEMENTS
Nous tenons à remercier ici tous ceux qui, directement ou indirectement, nous ont
permis de mener à son terme ce projet.
Plus particulièrement :
M. Bilal Nsouli, directeur de la Commission Libanaise de l'Energie Atomique qui
nous a offert la possibilité d'y travailler et pour ses encouragements et l'intérêt qu'il a
marqué dès l'origine.
Notre directeur M. Youssef Assafiri, Chef du département de radioprotection,
pour l’aide précieuse qu’il nous a apportée, et pour le climat de sympathie et de bonne
humeur qu’il a instauré lors de nos diverses rencontres.
Melle Roula Bou-Khozam dont les critiques amicales et les conseils judicieux
nous ont permis d'améliorer notre travail.
Melle Samia Zein-Eddeine qui a supporté les perturbations et le travail
supplémentaire occasionné.
Ainsi que les membres du centre LAEC qui nous ont encouragés et soutenus dans
l'effort.
-6-
RESUME
Dans ce mémoire, nous traitons la radioprotection au Liban où la dosimétrie
individuelle est une partie principale.
La radioprotection est l’ensemble des mesures prises pour protéger les employés,
des dangers des rayonnements ionisants tout en permettant leur utilisation. Et la
dosimétrie individuelle est la mesure de l'exposition professionnelle du corps humain aux
radiations ionisantes.
Après l’étude expérimentale faite sur les dosimètres thermoluminescents utilisés
pour la surveillance des employés dans les hôpitaux libanais, nous avons classé ces
dosimètres en neuf groupes compte tenu de leur précision sur la dose mesurée, cette
classification sert à diminuer l'incertitude sur la dose mesurée.
Après l’analyse des données, nous avons déduit que la surveillance faite par la
Commission Libanaise de l’Energie Atomique devient de plus en plus utile, compte tenu
de la stabilité de la dose moyenne nationale et de la diminution du survenu de surdosage
depuis l’année 1997 jusqu’à l’année 2004.
MOTS CLES
Interaction
rayonnements
matière,
dosimétrie
individuelle,
radioprotection,
thermoluminescence, source de rayonnements, normes de base de radioprotection …
-7-
SUMMARY
In this report, we study the individual radiation monitoring system in Lebanon.
The radiation protection system in the LAEC is a range of measures taken for the
protection and safety of radiation workers from ionizing radiation. Individual monitoring
system (IMS) is one of these measures taken to monitor occupational radiation exposure
of individuals, especially in medical sectors.
Following the experimental studies on the thermoluminescent dosimetry system,
used to monitor the occupational exposure of radiation workers in Lebanon, a
classification of the thermoluminescent dosimeters into nine groups according to the
value of the measured “predetermined dose” is achieved. This classification helps the
LAEC to improve the precision of the measured dose received by radiation workers while
exposed to ionizing radiation.
In conclusion, as a result of the IMS and the proper supervisory program, an
improvement in the national average dose and a reduction of the frequency of overdose
since the year 1997 until the year 2004, is observed.
KEYWORDS
Interaction of radiation with matters, individual radiation monitoring, radioprotection,
thermo luminescence, radiation source, radioprotection norms …
-8-
INTRODUCTION
Les sources de rayonnements ionisants sont répandues dans la nature, dans les
industries et dans les hôpitaux.
Les rayonnements ionisants produisent l’ionisation des atomes ou molécules
constituant le corps humain. Après une cascade d’évènements dans les cellules, l’individu
exposé présentera les différents types d’effets (déterministes ou stochastiques) comme
conséquence à cette exposition.
Compte tenu des dangers des rayonnements ionisants sur la santé, la Commission
Libanaise de l’Energie Atomique a pris en charge la surveillance des employés exposés
professionnellement aux radiations ionisantes en milieu hospitalier au Liban par le
programme IMS (Individual Monitoring Service) qui nécessite à échanger des dosimètres
thermoluminescents (TLD) continuellement chaque deux mois pour mesurer la dose
efficace reçue par chaque employé durant cette période.
D’où la nécessité de calibrer ces dosimètres thermoluminescents destinés à cette
surveillance avant de les utiliser pour diminuer l’erreur sur la dose efficace mesurée.
Les données indiquant les doses efficaces reçues par les employés suite à leur
exposition professionnelle depuis l’année 1997 jusqu’à l’année 2004, nous aident à
étudier la variation de la moyenne nationale de dose, du nombre de surdosage et de la
moyenne de surdosage. Et par suite l’évaluation du développement du programme.
-9-
Chapitre I
INTERACTION RAYONNEMENTS MATIERE
I.1- SOURCES ET EXPOSITIONS
Les rayonnements ionisants proviennent de deux sortes de sources: les sources
naturelles et les sources artificielles. (Figure I.1)
Figure I.1: Sources de rayonnements ionisants [31]
I.1.a- Sources naturelles de rayonnements
L'Homme vit en permanence dans l'ambiance de la radioactivité naturelle. Celleci est due à trois principaux facteurs :
- 10 -
Les rayonnements cosmiques constitués par des photons et diverses particules d'une
très grande énergie (noyaux d'hydrogène (proton) pour 90%, noyaux d'hélium pour
9% et le reste comprend des noyaux de divers éléments plus lourds);
-
les rayonnements telluriques dus aux substances radioactives contenues dans la terre
(lithosphère), l'eau (hydrosphère) et dans l'air (atmosphère). Lors de la formation de la
terre, il y a 4.5 milliards d'années, les trois familles naturelles radioactives qui s'y
trouvent sont celles de : l'uranium 235, l'uranium 238 et le thorium 232.
-
Les substances radioactives contenues dans le corps humain (potassium 40, et
d'autres) qui proviennent de la nutrition agro-alimentaire.
L'humanité subit donc depuis toujours une exposition naturelle aux rayonnements
dont le niveau, bien que variable d'un lieu à l'autre de notre planète, est resté
approximativement constant. Cette exposition se fait selon deux voies: exposition externe
et exposition interne. [11], [18], [21]
I.1.b- Sources artificielles de rayonnements
L'utilisation des rayonnements en médecine représente la première source
artificielle d'exposition de la population. Cette utilisation médicale est présentée par les
procédures diagnostiques et thérapeutiques, en médecine nucléaire, en radiodiagnostic et
en radiothérapie.
Les rayonnements utilisés en médecine dans un but diagnostique et/ou
thérapeutique sont:
-
les rayons X en radiologie et en radiothérapie;
-
les faisceaux d'électrons produits par les accélérateurs linéaires de particules en
radiothérapie;
-
les rayonnements particulaires α, β en radiothérapie interne, neutrons, protons,
particules lourdes en radiothérapie externe;
- 11 -
les rayonnements γ émis par certains radionucléides en radiothérapie externe (60Co) et
interne (131I, 32P, 153mSm, 89Sr) et en médecine nucléaire (131I, 99mTc).
Les usages industriels des rayonnements et des radionucléides constituent la
deuxième source artificielle d'exposition de la population. Cette utilisation industrielle est
présentée par la production d'énergie nucléaire (électricité nucléaire), la production des
radio-isotopes (par réacteur nucléaire ou par cyclotron) et la radiographie industrielle
(utilisant des sources d'iridium 192 ou de cobalt 60). [11], [18], [21]
Les accidents au niveau des centrales nucléaires constituent une autre source
artificielle d'exposition de la population : Le plus célèbre est l'accident de Tchernobyl: le
26 avril 1986, deux explosions survienne au niveau de l'unité 4 de la centrale nucléaire de
Tchernobyl, au nord de l'Ukraine, ces deux explosions mettent le réacteur directement
dans l'air libre. Bien que les opérations d'extinction du réacteur aient rapidement été
entreprises, l'extension à longue distance s'est produite vers la Suède, la Finlande, la
Pologne, l'Europe, les Pays-Bas, la Grande Bretagne, la Grèce, l'Israël, la Turquie et
beaucoup d'autres régions de la terre.
Il existe également des accidents radiologiques, des accidents dus au transport
aérien d'armes nucléaires ainsi que les retombées des tirs atmosphériques (essais
nucléaires atmosphériques). [11], [18]
I.2- INTERACTION DES RAYONNEMENTS ELECTROMAGNETIQUES AVEC
LA MATIERE
L'interaction des rayonnements ionisants (en particulier: rayonnements
électromagnétiques) avec la matière va produire une ionisation des atomes du milieu et
leur transférer de l'énergie.
- 12 Les trois processus d'interaction des rayonnements électromagnétiques (photons)
avec la matière sont l’effet photoélectrique, l’effet Compton et l’effet de production de
paire.
I.2.a- Effet photoélectrique
Figure I.2 : Effet photoélectrique [11]
C'est l'interaction du photon avec un électron fortement lié de l'atome constituant
la matière, cet électron appelé photoélectron est éjecté avec une énergie cinétique:
Ec = Eγ – EL
(I.1)
Où Eγ = hυ est l'énergie du photon et
EL est l'énergie de liaison de l'électron.
En toute rigueur, l'énergie hυ se partage entre l'électron et l'atome ionisé suivant le
rapport inverse des masses. Cependant, l'atome étant plus lourd que l'électron, son
énergie peut être négligée (Figure I.2).
- 13 Pour qu'il se produise un effet photoélectrique entre un photon incident d'énergie
hυ et un électron se trouvant sur la couche i de l'atome d'énergie de liaison EL,i, il faut que
: hυ ≥ EL,i
La probabilité d'avoir un effet photoélectrique entre le rayonnement
électromagnétique et la matière est équivalente à la section efficace de l'effet
photoélectrique qui dépend fortement de l'énergie du photon incident et du numéro
atomique Z du milieu absorbeur. La dépendance est approximativement en E-3.5 Z4.5.
L'effet photoélectrique est très favorisé dans les milieux de numéro atomique élevé, en
effet quand Z augmente, la probabilité de présence de l'électron dans les couches proches
du noyau (c'est-à-dire fortement lié) augmente.
L'effet photoélectrique est le mode d'interaction prédominant des rayonnements γ ou X de
faible énergie (≤ 100 KeV). [1], [2], [3], [8], [15]
En bref:
•
Si hυ < EL,i , pas d'effet photoélectrique quelque soit l'intensité du rayonnement
incident.
•
Si
hυ = EL,i , le photoélectron est émis par effet photoélectrique sans énergie
cinétique. Quand hυ augmente à partir de cette valeur, le nombre d'électrons
susceptibles de participer à l'effet photoélectrique augmente.
I.2.b- Effet Compton
Figure I.3 : Effet Compton [11]
- 14 C'est l'interaction d'un photon avec un électron peu lié du milieu absorbeur
(presque libre). Le photon de fréquence υ est diffusé sous un angle θ par rapport à la
direction incidente, avec une fréquence υ' inférieure à υ, cette fraction d'énergie perdue
est cédée à l'électron, appelé électron Compton, qui recule dans une direction Ф par
rapport à la direction incidente (Figure I.3).
I.2.b.i- Etude théorique de l'effet Compton
Ce phénomène, appelé diffusion Compton, fut observé la première fois, par les
deux physiciens Compton et Debye, s'interprète en supposant que les photons sont des
particules qui font des chocs élastiques et relativistes sur les électrons des couches
externes peu liés au noyaux. Ces électrons assimilés à des électrons libres sont supposés
initialement au repos puisque l'énergie du photon est généralement très grande par rapport
à l'énergie de liaison des électrons considérés.
La loi de conservation de l'énergie s'écrit:
E + moc2 = E' + Ee
(I.2)
Avec Ee2 = (moc2)2 + (Pec)2
(I.3)
Où E = hυ est l'énergie du photon incident,
E' = hυ' est l'énergie du photon diffusé,
Ee est l'énergie totale de l'électron Compton et
moc2 est l'énergie au repos de l'électron.
La loi de conservation de l'impulsion s'écrit:
ρ ρ
ρ
p = p′ + p e
(I.4)
- 15 ρ ρ
ρ
Où p , p′ et p e sont les vecteurs impulsions du photon incident, du photon diffusé et de
l'électron respectivement.
ρ ρ
ρ
Ce qui implique que: ( p – p′ )2 = p e 2
(I.5)
Donc (Pc)2 + (P'c)2 – 2 (Pc)(P'c)cosθ = (Pec)2
(I.6)
Avec E = Pc et E' = P'c pour les photons.
D'après (I.3), (Pec)2 = E2 + E'2 – 2 EE' + 2 moc2 (E – E')
Donc (I.6) donne: EE' (1 – cosθ) = moc2 (E – E')
(I.7)
(I.8)
Ce qui permet d'écrire:
υ – υ' =
hνν '
mc
2
(1 – cosθ)
(I.9)
0
L'énergie du photon diffusé est donnée par:
hυ' =
hν
≤ hυ
1 + α (1 − cosθ )
α=
hν
mc
2
(I.10)
0
-
Pour θ ≈ 0, l'énergie du photon diffusé est maximale, hυ'(max) = hυ.
-
Pour θ = 90, l'énergie du photon diffusé est minimale, hυ'(min) =
hν
, c'est le
1 + 2α
phénomène de retrodiffusion.
-
Lorsque l'énergie du photon incident est très grande (α >> 1), l'énergie du photon
retrodiffusé tend vers
hυ' = m c
0
2
2
= 0.225 MeV.
La différence des longueurs d'onde est donnée par:
Δλ = λ' – λ = λc (1 – cosθ)
(I.11)
- 16 -
Où λc =
h
= 0.02426 A°, appelée la longueur d'onde Compton.
mc
0
Pour une diffusion θ donné, la différence des longueurs d'onde est indépendante de
l'énergie du photon incident.
L'énergie cinétique de l'électron après la diffusion Compton est donnée d'après
(I.10) par:
Ec = h (υ – υ') = hυ
-
α (1 − cosθ )
1 + α (1 − cosθ )
(I.12)
L'énergie de l'électron Compton est maximale pour θ = 180°, c'est-à-dire lorsque le
photon subira la retrodiffusion, Ec(max) = hυ
-
2α
.
1 + 2α
L'énergie de l'électron Compton est minimale pour θ ≈ 0, résultat prévisible compte
tenu de la loi de conservation de l'énergie, Ec(min) ≈ 0.
Les projections de l'équation de conservation de l'impulsion, sur la direction
initiale et la direction perpendiculaire, donnent :
hν
hν '
=
cosθ + p'2 cosФ
c
c
(I.13)
hν '
sinθ + p'2 sinФ
c
(I.14)
0=
Ce qui entraîne que
tanФ =
sin θ
cos θ − ν / ν '
gdgdfgdfgdgdgdddgddgdgdddf (I.15)
Quand θ augmente de zéro à 180°, Ф diminue de 90° à zéro: l'électron est toujours
projeté vers l'avant tandis que le photon est diffusé dans toutes les directions de l'espace,
mais avec une direction préférentielle qui dépend de la section efficace de l'effet
- 17 Compton qui à son tour dépend de l'énergie hυ du photon incident. [1], [2], [3], [7], [8],
[15]
En bref:
•
L'énergie du photon diffusé par effet Compton est toujours inférieures à celle du
photon incident, hυ' ≤ hυ.
•
Si θ tend vers zéro, υ' tend vers υ'(max) = υ, Ф tend vers (-Π/2), Ec tend vers Ec(min)
≈ 0.
•
Si θ tend vers 180°, υ' tend vers υ'(min) = υ/(1 + 2α), Ф tend vers zéro, Ec tend vers
Ec(max) = hυ
2α
.
1 + 2α
I.2.c- Effet de production de paire
Figure I.4 : Effet de création de paire [11]
L'effet de production de paire ou matérialisation consiste en la création d'une paire
électron- positon lorsqu'un photon pénètre dans le champ coulombien d'un noyau. Le
photon disparaît et son énergie est utilisée pour créer la paire et communiquer de l'énergie
cinétique à l'électron et au positon.
- 18 -
L'effet de production de paire donne lieu à l'émission de rayonnements
secondaires. En effet, en fin de ralentissement, le positon s'annihile avec un électron au
repos du milieu, avec émission de deux photons d'annihilation d'énergie 511 KeV chacun.
(Figure I.4).
La création de paire ne se fait qu'en présence d'une cible "lourde", pour la raison
de la conservation de l'impulsion.
De plus si hυ est l'énergie du photon, la conservation de l'énergie s'écrira:
hυ = 2moc2 + Ee- + Ee+
(I.16)
Où moc2 = 511 KeV, est l'équivalent énergétique de la masse au repos de l'électron et du
positon,
Ee- est l'énergie cinétique de l'électron et
Ee+ est l'énergie cinétique du positon.
(I.16) implique que hυ ≥ 2moc2, donc la création de paire n'est possible que si
l'énergie du photon est au moins égale à une énergie seuil, qui est l'énergie nécessaire
pour créer la paire, soit: hυ = 2moc2 = 2 . 511 = 1022 KeV. [1], [2], [3], [8], [15]
En bref:
•
Si hυ < 2moc2, la section efficace pour la création de paire est nulle.
•
Au delà de cette énergie seuil, si hυ ≥ 2moc2, il y a création de paire. La section
efficace de création de paire dépend de l'énergie du photon et du numéro atomique Z
des noyaux constituants le milieu absorbeur. La dépendance est en Z2.Log hυ, donc:
Quand hυ augmente la section efficace de production de paire augmente, de même
quand Z augmente, cette section augmente.
- 19 I.2.d- Importance relative des trois effets
Figure I.5: Importance relative des trois effets en fonction de l'énergie du photon incident hυ et du numéro
atomique du milieu Z
La figure I.5 montre l'importance relative des trois effets en fonction de l'énergie
hυ du photon et du numéro atomique Z du milieu.
•
L'effet photoélectrique est dominant à basse énergie. Dans les matériaux lourds, il
cesse de l'être à partir de 500 KeV.
•
A haute énergie, c'est l'effet de production de paire qui est prédominant, il commence
à le devenir à partir de 5 MeV dans les matériaux de Z élevé.
•
Entre les deux, se situe un domaine où c'est l'effet Compton qui domine. Pour les
milieux de faible Z (carbone, air, eau, tissus humains), ce domaine est extrêmement
large (de ≈ 20 KeV à ≈ 3 MeV). [8], [15]
- 20 -
Chapitre II
EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS SUR
L'ETRE HUMAIN
Lorsqu’on s’intéresse aux rayonnements ionisants et à leurs effets sur la santé, il y
a deux phénomènes que l’on doit distinguer, ce sont la contamination et l’irradiation.
II.1- LA CONTAMINATION
La contamination consiste à entrer en contact avec des sources radioactives et ce,
de deux manières différentes, mais parfois simultanées :
-
par dépôt de substances radioactives (poussières) au niveau de l’épiderme ou des
cheveux : c’est la contamination externe.
-
par incorporation d’éléments radioactifs à l’intérieur de l’organisme : c’est la
contamination interne. Les principales voies de pénétration sont :
o la voie respiratoire
o la voie directe par blessure
o la voie digestive
Elles peuvent ensuite être transportées par le sang jusqu'à tous les organes. On
devient alors porteur de la source qui émet ses rayonnements à partir de l'endroit du corps
où elle se trouve.
Ces sources sont à l'origine de plusieurs types de radiations parmi lesquelles les
rayonnements α qui provoquent de nombreuses ionisations dans les tissus voisins et sont
alors les plus dangereux puisqu'ils délivrent de façon certaine toute leur énergie dans la
matière qu’ils rencontrent et qui les arrête, les rayonnements β qui ont un parcours un peu
plus long mais ils transmettent également leur énergie sous forme d'ionisations dans les
tissus du corps et les rayonnements γ qui produisent aussi des ionisations, mais ils ne sont
- 21 pas totalement arrêtés et sont transmis à l'extérieur du corps. La personne fortement
contaminée devient une source d'irradiation pour les autres.
Ce phénomène reste actif dans le temps. La source continue d'émettre et de
provoquer des ionisations autour d'elle. Une source très faible peut ainsi provoquer des
effets importants au bout d'un certain temps jusqu'à son évacuation totale du corps
humain. [18], [19], [22]
II.2- L'IRRADIATION
L’irradiation se présente sous deux formes externe et interne.
L’irradiation externe : lorsque l'irradiation de l'organisme est due à une source
située à l'extérieur du corps. Ce risque existe lors de travaux avec des sources de
radiations ionisantes relativement pénétrantes: β, X, γ, neutrons. L'irradiation externe peut
être partielle (au niveau d'un seul organe) ou totale (irradiation du corps entier). Les
risques encourus sont liés à la partie du corps exposée à la radiation.
L’irradiation interne accompagne souvent la contamination et ce, à cause des
corps radioactifs ingérés ou inhalés qui irradient de l’intérieur les organes sur lesquels ils
se sont temporairement fixés.
L’irradiation des tissus, qu’elle soit interne ou externe, produit le même type
d’effets.
II.3- EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS AU NIVEAU
CELLULAIRE
Les rayonnements ionisants contribuent à une ionisation des molécules présentes
dans les organismes vivants. Selon la dose reçue et le type de rayonnements, ces effets
peuvent être plus ou moins néfastes pour la santé. Deux approches sont utilisées pour
- 22 étudier leurs différents effets biologiques : l’épidémiologie et l’expérimentation sur des
molécules ou cellules d’organismes vivants.
L’épidémiologie consiste à observer les effets sur des populations qui ont subi des
irradiations d’origine naturelle ou artificielle (population d’Hiroshima et Nagasaki,
premiers radiologues et travailleurs dans les mines d’uranium …).
Grâce à l’expérimentation, les chercheurs observent, en particulier, les dégâts et
perturbations engendrés par les rayonnements ionisants sur l’ADN.
Les chercheurs analysent aussi les mécanismes de réparation qu’une cellule est
capable de mettre en jeu lorsque sa molécule d’ADN a été détériorée.
L’épidémiologie et l’expérimentation permettent de mieux connaître les effets des
rayonnements ionisants afin de définir des règles et des normes de radioprotection et de
soigner les personnes ayant subi des irradiations accidentelles. [6]
Que se passe t'il dans les cellules humaines lors d'une irradiation ? Certaines
cellules de l'organisme sont particulièrement sensibles à l'irradiation, ce sont ceux qui se
renouvellent le plus vite, donc, où les divisions cellulaires sont les plus nombreuses. Il
s'agit des cellules souches hématopoïétiques de la moelle osseuse, des cellules de la
muqueuse de l'intestin, ou des cellules de la peau, par exemple. Il s'agit aussi des cellules
sexuelles. [18], [22]
- 23 -
Figure II.1: Altérations possibles de l’ADN consécutives à une exposition à des rayonnements
ionisants [20]
Dans la cellule vivante, les facteurs héréditaires sont portés par les chromosomes,
constitués d'une double hélice d'ADN (acide désoxyribonucléique), qui se trouvent au
niveau du noyau. Ces chromosomes portent le code génétique définissant l'ensemble des
caractéristiques innées de l'individu: c'est le centre de commande de la vie biologique.
Les molécules les plus grosses seront logiquement des cibles privilégiées pour le
rayonnement, puisqu'elles occupent davantage d'espace, parmi elles, l'ADN. Une petite
erreur de code produite par l'ionisation d'un atome se traduira par une modification de la
réaction déterminée par ce code, pouvant alors modifier des caractéristiques importantes
de la cellule. L'effet des rayonnements ionisants au niveau des chromosomes se définit
sous forme de lésions simple brin ou double brin de la chaîne d’ADN dépendant de la
qualité du rayonnement, et en particulier de son énergie (figure II.1).
Les zones lésées vont être la plupart du temps réparées, redonnant un
chromosome apparemment normal. Un échec de réparation peut cependant apparaître
sous forme d’effets déterministes ou stochastiques dépendant du nombre de lésions en
cause, de leur situation et de la cinétique de réparation. [8], [21], [22]
Nous allons discuter dans le présent paragraphe l'impact de ces effets sur les
cellules vivantes au niveau des assemblages complexes de cellules qui constituent les
tissus ou les organes humains. [8], [21], [22]
- 24 II.4- EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS SUR LES
TISSUS OU ORGANES HUMAINS
Figure II.2 : Courbe dose-effet
Il est connu depuis le début de l'utilisation des rayons X, dans les premières
années du siècle, que lorsqu'un individu est irradié, l'ionisation des atomes peut
provoquer l'altération ou la mort des cellules touchées. Selon la gravité de l'irradiation,
l'action sur l'organisme est très différente, on distingue deux effets : Les effets
déterministes et les effets stochastiques.
II.4.a- Effets déterministes (précoces ou immédiats)
Une forte irradiation par des rayonnements ionisants provoque des effets
immédiats sur les organismes vivants comme des brûlures plus ou moins importantes,
dans les semaines ou dans les six mois suivant l'irradiation.
Pour ces effets, les relations de causalité étaient déterminées, on savait qu'une
irradiation donnée entraînait un certain dommage pour une certaine dose. Ces effets
apparaissent toujours (effets obligatoires) à partir d’une dose seuil (0.1 sievert délivrés
en une seule fois) au-delà de laquelle, la gravité de l’effet est proportionnelle à la dose.
Parfois, une réversibilité est possible si les lésions ne sont pas trop importantes. (Figure
II.2)
- 25 Les rayonnements électromagnétiques (X et γ) peuvent néanmoins être à l’origine
de lésions relativement importantes. Les effets résultants de ces lésions dépendent de la
dose reçue, de l’étendue de l’irradiation et de la nature de l’organe ou du tissu irradié.
[17], [18], [21]
Ceci nous amène donc à classer certains tissus en fonction de leur sensibilité visà-vis des rayonnements ionisants. D’une manière générale, les tissus à renouvellement
rapide sont les plus sensibles aux radiations et les effets produits sont alors précoces. Les
tissus suivants sont classés selon leur radiosensibilité décroissante: [19]
-les tissus embryonnaires
+
- les organes hématopoïétiques (à l’origine
des cellules sanguines)
radiosensibles
- les gonades
- l’épiderme
- la muqueuse intestinale
- le tissu conjonctif
-
- le tissu musculaire
radiosensibles
- le tissu nerveux
Le tableau II.1 présente les effets déterministes décrits pour des expositions à des
rayonnements γ ou X en fonction de la dose d'irradiation.
- 26 Tableau II.1 : les effets déterministes décrits pour des expositions à des rayonnements γ ou X en fonction
de la dose d'irradiation. [20]
Effets déterministes recensés pour des expositions à
des rayonnements γ ou X
Dose d’irradiation
Stérilité masculine temporaire
Diminution temporaire des leucocytes (famille de
globules blancs)
Nausée, asthénie
Modification de la formule sanguine
Effet immunodépresseur (risques d’infections)
Sous surveillance médicale, le retour à la normale
se produit rapidement.
Risque de stérilité féminine
à partir de 0,15 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
Atteinte oculaire (survenue possible de cataracte de 1 à
10 ans après l’irradiation)
Atteinte gastro-intestinale
Atteinte pulmonaire
Coma, mort cérébrale
Mort inévitable
de 0,2 à 1 Gy
de 1 à 2 Gy
à partir de 2,5 Gy
à partir de 4,5 Gy
à partir de 5 Gy
6 Gy
8 Gy
au delà de 10 Gy
L'irradiation aiguë de la peau produit dès 3 Gy une rougeur que l'on appelle
érythème. A des doses plus élevées l'irradiation produit successivement, en fonction des
doses reçues: la pigmentation, l'épilation, l'ulcération et la nécrose (à partir de 50 Gy).
II.4.b- Effets stochastiques (tardifs ou à long terme)
Après avoir vu les effets précoces d’une irradiation sur l’organisme, il convient de
s’arrêter sur un deuxième type d’effets qui sont appelés stochastiques ou aléatoires. Ces
effets, pour lesquels il n'existe pas de seuil d'apparition, se manifestent longtemps après
l'irradiation (plusieurs années) et peuvent être causés par une exposition chronique à de
faibles doses d'irradiation. Leur apparition chez un individu est d'autant moins probable
- 27 que le niveau d'irradiation est faible, aussi n'apparaissent-ils pas systématiquement chez
toutes les personnes irradiées.
L'importance de l'effet n'était pas liée à la dose, mais c'est sa probabilité
d'apparition qui dépendait de la dose. Ces effets stochastiques étaient reliés à l'irradiation
par des lois de causalité qui n'étaient pas simples. Par conséquent, sur le plan de la
protection, pour les effets stochastiques, l'hypothèse de la proportionnalité entre
l'exposition et ses conséquences et l'hypothèse de l'absence de seuil allaient dans le sens
de la prudence. (Figure II.2) [18], [20], [21]
Les effets biologiques résultants de la faible exposition aux radiations ionisantes
seront différents selon que la cellule touchée est une cellule ordinaire de l'organisme:
cellule somatique, ou une cellule sexuelle: cellule reproductrice.
Effets cancérigènes : S'il s'agit d'une cellule somatique, Celle-ci peut devenir
aberrante et incontrôlable et donner naissance à un tissu étranger, envahissant et
dévastateur, qu'on appelle une masse cancéreuse. Les cancers radio induits sont le plus
souvent des cancers de la peau ou des cancers du sang, parmi lesquels les plus connus
sont les leucémies (phénomène d'avalanche pouvant aller jusqu'à la destruction complète
de l'organe en cause). [8], [22]
Ces cancers radio induits présentent les propriétés suivantes :
•
Ils sont absolument identiques aux cancers "naturels". Il n'est donc pas possible de les
identifier parmi l'ensemble des cancers, de déclarer radio induit un cancer observé
sur un individu donné même si celui-ci a été irradié (et inversement).
•
La formation de cancers à la suite d’une irradiation dépend notamment de la quantité
d’irradiation reçue et de l’âge.
•
Pour la même irradiation, l'induction de cancer dépendra fortement des individus, en
particulier du système immunitaire.
•
L'apparition clinique de ces cancers ne se fera qu'après un temps de latence très long,
de 2 ans pour les leucémies à plusieurs décennies pour les autres cancers. [22]
- 28 Effets génétiques : Si la cellule touchée est une cellule reproductrice (testicule ou
ovaire), les effets seront génétiques. Il se peut que l'anomalie soit très localisée, touchant
sélectivement un gène et constituant alors une mutation génétique. Les plus fréquentes de
ces mutations sont dites récessives, ce qui signifie qu'elles sont présentes mais, cachées
par le gène dominant normal, ne se manifestent pas. Elles constituent cependant une
anomalie héréditaire transmise selon les lois de la génétique. Elles sont susceptibles
d'apparaître et de provoquer une maladie après une ou plusieurs générations, au hasard
des rencontres des stocks génétiques paternels et maternels. Il faut ajouter qu'il existe des
possibilités, encore mal connues, de reconnaissance des gènes anormaux et de réparation
de ces gènes par la cellule elle-même. [18], [20], [21]
Notons que dans le cas d’une irradiation à dose élevée, outre les effets immédiats,
on observe également, avec une probabilité relativement élevée, les effets retardés.
II.5- DANGERS PARTICULIERS : EXPOSITION DURANT LA GROSSESSE
Chez l’embryon ou le fœtus, c’est le stade du développement qui conditionne les
effets, à savoir que la radiosensibilité est maximale entre le 9ème et le 60ème jour. [17]
Les différents effets déterministes résultant de l'exposition aux rayonnements
ionisants durant les trois stades de la grossesse sont montrés dans le tableau II.2.
Tableau II.2 : Les effets déterministes résultant de l'exposition aux rayonnements ionisants durant les
stades de la grossesse. [6]
Stade
Période
Effets
Pré implantation
0-8 jours
Mort intra-utérine ou Développement normal
organogenèse
9-60 jours
Mort intra-utérine, Malformations
Stade foetal
60-270 jours Malformations du système nerveux central,
Retard mental, Trouble de croissance
- 29 Tous ces facteurs devraient être pris en compte dans l'estimation des risques que
les rayonnements ionisants nous font encourir et que notre société a besoin de connaître
afin de développer les recommandations et les normes internationales de radioprotection.
- 30 -
Chapitre III
DOSIMETRIE INDIVIDUELLE
La dosimétrie est la mesure de l'énergie déposée par un rayonnement ionisant
dans un milieu. En radioprotection, le milieu qui nous intéresse est le corps humain. La
dosimétrie individuelle est donc la mesure de l'exposition professionnelle du corps
humain aux radiations ionisantes. Cette mesure nécessite des appareils spécifiques
appelés, les dosimètres.
Le but de ce type de dosimétrie est de surveiller les doses de radiations auxquelles
les employés du milieu hospitalier, ont été exposés durant leur pratique professionnelle.
En effet, il paraît nécessaire de limiter l'exposition du personnel aux radiations afin de ne
pas dépasser les limites de sécurité basées sur les normes internationales de
radioprotection.
Il existe plusieurs types de dosimétrie individuelle:
•
La dosimétrie du corps : on détermine dans ce cas, la quantité absorbée à une
profondeur de 10 mm de la peau humaine. On s'intéresse dans ce cas aux radiations
fortement pénétrantes comme les rayons γ, les neutrons, et les rayons X tel que E >
15 Kev.
•
La dosimétrie de la peau : on détermine la quantité absorbée à une profondeur de 0.07
mm de la surface de la peau. On s'intéresse dans ce cas aux radiations non ou
faiblement pénétrantes comme les particules β et les rayons X tel que E < 15 Kev. [8]
- 31 III.1- TYPES DE DOSIMETRES
La détermination de la dose reçue par chaque individu se fait par l'utilisation de
quatre types de dosimètres: le dosimètre photographique, le stylo dosimètre, le dosimètre
électronique et le dosimètre thermoluminescent.
III.1.a- Dosimètre photographique ou film-badge
Figure III.1 : position du film-badge dans le boîtier [9]
Le dosimètre film-badge intègre l'ensemble des doses reçues par l’employé
pendant la période de son utilisation et provenant de sources extérieures au corps.
Le dosimètre film-badge permet, non seulement de distinguer le type de
rayonnement β, X, ou γ, mais également la contribution de deux-trois plages d'énergie du
rayonnement X ou γ à la dose.
La dosimétrie des rayonnements β, X, et γ s'effectue par la mesure du
noircissement produit par ces rayonnements dans les émulsions photographiques. Ce
noircissement croît avec la dose totale absorbée par l'émulsion, mais dépend aussi de la
nature et de l'énergie des rayonnements en cause. Ce noircissement mesuré, après
développement du film, à l'aide d'un densitomètre, permet de calculer la dose absorbée, à
l'aide d'une formule déterminée pour le type de film utilisé.
- 32 Nous utilisons les films KODAK, Personal Monitoring Film, Type 2, sensibles
aux rayonnements β, X, et γ.
Le support du film est recouvert de deux émulsions : une émulsion rapide et une émulsion
lente, chacune étant située sur une des faces du support.
Un tel film permet de mesurer des doses de moins de 0,1 mSv à 18 Sv, suivant le type
d'émulsion utilisé.
Les dosimètres films-badges ne permettent pas la mesure des doses dues aux
rayons α. Ces rayonnements ne peuvent pénétrer les divers emballages de protection du
film.
Les films sont portés à hauteur de la poitrine et sont échangés tous les quinze
jours. [8], [9], [13], [16]
III.1.b- Stylo dosimètre à lecture directe
Figure III.2 : Stylodosimètre [9]
Le détecteur est une chambre d'ionisation relié à un condensateur. Lorsque la
chambre est irradiée, le courant d'ionisation décharge le condensateur et la dose est lue
directement sur une échelle devant laquelle se déplace le fil de quartz d'un électromètre.
Donnant moins d'informations que le film-badge, le stylodosimètre ne se prête pas
à un emploi généralisé pour la dosimétrie individuelle. Il permet, à chaque instant, de
connaître la dose de rayonnement X ou γ absorbée depuis la dernière recharge.
Si la personne est susceptible de recevoir une dose supérieure à 500µSv par
semaine, elle porte également, à hauteur de la poitrine, un dosimètre à lecture directe
permettant d’évaluer la dose journalière reçue.
- 33 Le système opérationnel mis en place dans ce cas doit permettre une gestion des
doses sur une base, au moins, journalière. [8], [9]
III.1.c- Dosimètre électronique
Figure III.3 : dosimètre électronique [9]
La dernière génération des dosimètres électroniques utilise les semi-conducteurs
comme détecteurs, tel le sulfure de cadmium (CdS) ou de silicium, compensés en énergie.
Un tel détecteur est de faibles dimensions (quelques mm3) ce qui a permis de
réaliser des dosimètres de taille réduite (50mm x 70mm x 17mm) et d’un poids total de ±
80g.
Un écran LCD affiche la dose intégrée et/ou le débit de dose, un seuil de dose
préréglé déclenche, lors du dépassement de celui-ci, une alarme sonore et visuelle.
La réponse en énergie de tels dosimètres est de ± 25% de 60 keV à 6,2 MeV.
Certains constructeurs annoncent : ± 25% de 18 keV à 6 MeV
Les dosimètres électroniques permettent de réaliser la dosimétrie opérationnelle
des employés, dans le cas où la dose susceptible d’être reçue est supérieure à
500µSv/semaine. [9]
- 34 III.1.d- Dosimètre thermoluminescent
En 1663, Sir Boyle observa une lueur en réchauffant un diamant dans l'obscurité
au contact de son corps. Dès 1930, des physiciens du solide (Urbach et Frisch) étudièrent
les pièges à électrons dans les cristaux. Daniels fut le premier à voir en cette
thermoluminescence un outil intéressant de datation des roches éruptives et des
céramiques. Ces travaux furent poursuivis par Houtermans qui proposa de l'appliquer à
l'étude de l'histoire thermique des météorites, la dosimétrie, la paléoclimatologie, la
géothermie, ... La thermoluminescence n'a été utilisée à des fins de dosimétrie que
lorsque la technologie des photomultiplicateurs (1950) a permis la détection de très
faibles quantités de lumière. La dosimétrie par thermoluminescence a donc connu un
essor considérable depuis sa mise au point dans les années 1950. Elle trouve ses
nombreuses applications dans le domaine environnemental et personnel. [14]
III.1.d.i- Principe de la thermoluminescence
Figure III.4 : Représentation schématique du modèle des bandes. [12]
1. l'ionisation par rayonnement libère un trou et un électron qui est projeté dans le continuum
énergétique de la bande de conduction ;
2. l'électron et le trou sont capturés par des pièges du minéral ;
3. le minéral chauffé libère l'électron, ce dernier se recombine au trou en A, ce qui entraîne l'émission d'un
photon.
La luminescence est le phénomène physique d'émission de lumière par les
atomes ou les molécules. Pour être luminescents, ces atomes doivent avoir été
préalablement excitées par un apport d'énergie. Certains matériaux minéraux ont la
propriété d'accumuler au cours du temps, sous forme d'énergie au niveau atomique,
- 35 l'irradiation du lieu où ils se trouvent (irradiation α, β ou γ). Les rayonnements α, β et γ,
ionisent les atomes sur leur passage, ces atomes emmagasinent de l'énergie sous forme
d'électrons de la bande de conduction excités puis piégés dans des défauts cristallins au
niveau d'impuretés métastable, qui se comportent comme des activateurs. Certains
électrons peuvent ainsi restés piégés pendant une durée qui dépend des caractéristiques
du centre piège et de la température du milieu d'enfouissement, cette durée peut aller de
quelques secondes à quelques centaines voir millions d'années. A température ambiante,
les pièges sont suffisamment stables, l'émission spontanée est pratiquement nulle. [16]
La thermoluminescence se produit lorsque ces cristaux (isolants) sont chauffés à
une certaine température. L'apport d'énergie thermique, selon la température atteint, peut
"vider" les pièges. Les électrons alors libérés dans le cristal rencontrent d'autres sites
cristallins où ils sont capturés (en se recombinant par exemple avec un trou positif créé
lors de l'irradiation) appelés centres luminogènes qui sont excités par ces charges en
mouvement. (Figure III.4)
Le centre luminogène perd son énergie excédentaire sous forme de photon (lumière
visible), c'est la luminescence induite par chauffage ou la thermoluminescence.
Le phénomène est rarement visible à l'oeil nu et nécessite des lecteurs appropriés.
On intègre ainsi un signal de luminescence "libérer" par chauffage qui est proportionnel
au nombre d'électrons libérés, lui-même proportionnel à la dose d'irradiation accumulée
depuis le dernier vidage des centres pièges. Les centres de piégeage sont vidés par la
lecture du détecteur qui est ainsi remis à zéro. [10], [12], [14], [16]
Nous présentons deux types de dosimètres thermoluminescents: la bague
dosimétrique et la carte dosimétrique.
- 36 III.1.d.ii- Bague dosimétrique
Figure III.5 : Bague dosimétrique
De petites dimensions, le dosimètre LiF est particulièrement commode pour la
dosimétrie effectuée au niveau des extrémités des doigts (bagues LiF).
Une pastille de LiF est plaquée sur un anneau par un plastique thermorétractable
dont l'épaisseur est équivalente à celle de la couche cornée de la peau. On mesure ainsi
HT(0,07), la dose à la peau des doigts, qu'elle soit due à des photons ou à des β. Cette
dose peut être importante, même lorsque la dose au corps entier est faible: en effet, le
débit de dose (dose absorbée par unité de temps: dD/dt) augmente comme 1/d2 quand la
distance d diminue et, au niveau des doigts des personnes qui manipulent des produits
radioactifs, d peut être très petite! [8], [9], [13], [16]
III.1.d.iii- Carte dosimétrique
Figure III.6 : la carte dosimétrique et le compartiment en plastique
La carte dosimétrique est un moyen dosimétrique de petite taille, robuste et
commode pour pouvoir être utilisé par l'ensemble du personnel d'un établissement.
- 37 La carte dosimétrique (métallique ou plastique) contient des cristaux LiF, CaSO4,
ou LiB4O7 sous forme circulaire ou carré fritté de 3 x 3 mm, d'épaisseur 0,9 mm auxquels
nous ajoutons des traces de Mn, Dy, Na, Ti etc. comme centres de piégeage.
Les cartes que nous utilisons sont classées en deux familles suivant leur forme
externe et leur géométrie :
-
les cartes plastiques de couleur rose ou noire qui contiennent deux dosimètres
thermoluminescents appelés chips de forme carrée et
-
les cartes métalliques de couleur grise qui contiennent deux dosimètres
thermoluminescents appelés pastilles (pellets) de forme circulaire.
La carte est protégée par un compartiment en plastique des dégâts
environnementaux, ce dernier possède deux ouvertures :
-
La première (position 2) est une cellule grise qui filtre la variabilité des plages
d’énergies des radiations, nous mesurons ainsi HT(10), pour la dosimétrie du corps.
-
La seconde est creuse (position 4), ce qui expose le LiF directement à l'air ambiant,
nous mesurons ainsi HT(0,07) pour la dosimétrie de la peau. [8], [9], [13], [16]
Propriétés dosimétriques
La carte dosimétrique la plus utilisée est celle constituée de deux dosimètres
thermoluminescents en fluorure de lithium. La présence du LiF nous permet d’avoir:
-
un pic d'émission à 220°C qui permet de cumuler les doses, sans perte, sur plus d'un
an;
-
un dosimètre thermoluminescent de numéro atomique moyen Z(Li)=3, Z(Li)=9, très
proche de celui des tissus, on peut donc mesurer directement la dose dans les tissus,
quelle que soit l'énergie du rayonnement;
- 38 -
un dosimètre thermoluminescent qui résiste à la corrosion et à l'usage et il est
difficilement soluble dans l'eau ;
-
un dosimètre réutilisable un très grand nombre de fois après remise à zéro;
-
un dosimètre suffisamment sensible et stable pour qu'on puisse mesurer des doses très
inférieures à l'irradiation naturelle. [8], [9], [13], [16]
Inconvénients
-
La reproductibilité de fabrication des dosimètres thermoluminescents est loin d'être
excellente et on note des sensibilités individuelles très dispersées, ce qui nécessite un
étalonnage de chaque dosimètre au type de rayonnements utilisés et à son énergie.
-
Le dosimètre exposé de façon continue à la lumière du soleil, à des lampes
fluorescentes ou à d'autres sources énergétiques de lumières artificielles, peut
emmagasiner des nouvelles radiations.
-
Le dosimètre thermoluminescent ne peut être lu qu'une seule fois, la lecture
détruisant, en grande partie, l'information. [8], [9], [13], [16]
En résumé, La thermoluminescence est un phénomène physique qui se traduit par
la propriété qu’ont des cristaux d’émettre la lumière lorsqu'ils sont chauffés, et cela s’ils
ont été soumis préalablement à une irradiation.
Le fluorure de lithium est le matériau phosphorescent standard utilisé dans les dosimètres
thermoluminescents comme il permet de conserver une preuve durable des doses reçues
par chaque employé, au cours de sa carrière. Il sert à mesurer les doses reçues, de
rayonnements β, X, γ et neutrons d'albédo.
III.2- UNITES UTILISEES EN DOSIMETRIE INDIVIDUELLE
Les trois principales grandeurs dosimétriques utilisées en dosimétrie individuelle
sont la dose absorbée, la dose équivalente et la dose efficace.
- 39 III.2.a- Dose absorbée (D)
La dose absorbée (D) est l’énergie absorbée par unité de masse :
D = dε/dm
(III.1)
Où dε est l’énergie moyenne communiquée par le rayonnement à la matière, dans un
élément de volume, et dm est la masse de la matière contenue dans cet élément de
volume.
Dans ce règlement, le terme « dose absorbée » désigne la dose moyenne reçue par
un tissu ou un organe.
L’unité de dose absorbée est le gray (Gy), un Gy équivaut à un joule par
kilogramme:
1Gy = 1J.kg-1
[9]
III.2.b- Dose équivalente (HT(d))
La dose équivalente, HT(d), est la dose absorbée par le tissu ou l’organe T,
pondérée suivant le type et la qualité du rayonnement R, elle est donnée par la formule :
HT,R = WR DT,R
(III.2)
Où DT,R est la moyenne pour le tissu de la dose absorbée du rayonnement R,
WR est le facteur de pondération radiologique qui tient compte de l'efficacité du
rayonnement R et
HT(d) est l'équivalent de dose (dans le cas des photons, cet équivalent de dose est égale à
la dose absorbée), à une profondeur d, sous le point de la surface du corps où se trouve le
dosimètre.
Pour l'évaluation de la dose: à l'organisme entier, on prend d = 10mm, HT(10)
à la peau, on prend d = 0.07mm, HT(0.07)
- 40 Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et
d’énergies correspondant à des valeurs différentes de WR, la dose équivalente totale
HT(d) est donnée par la formule :
HT(d) = ∑R WR DT,R
(III.3)
L'unité de l'équivalent de dose individuel est le sievert (Sv). [8]
III.2.c- Dose efficace (E)
La dose efficace (E) est la somme des doses équivalentes pondérées, délivrées aux
différents organes et tissus du corps par l’irradiation interne et externe; elle est définie par
la formule :
E = Σ WT HT(d) = Σ WT Σ WR DT,R
(III.4)
Où DT,R est la moyenne pour l’organe ou le tissu T de la dose absorbée du
rayonnement R,
WR est le facteur de pondération radiologique et
WT est le facteur de pondération tissulaire pour le tissu ou l’organe T.
L’unité de la dose efficace est le sievert (Sv).
Dans la dosimétrie individuelle, nous utilisons la dose efficace pour la
surveillance des employés. [9]
- 41 -
Chapitre IV
LECTEURS DES CARTES DOSIMETRIQUES ET IRRADIATEUR
IV.1- LECTEURS DES CARTES DOSIMETRIQUES
Les lecteurs des cartes dosimétriques mesurent la dose cumulée dans le cristal de
fluorure de lithium constituant le dosimètre depuis sa dernière lecture, il y a plusieurs
types de ces lecteurs, parmi eux il y a ceux qui sont utilisés à la Commission Libanaise de
l’Energie Atomique : le lecteur « Harshaw » et le lecteur « Solaro ».
IV.1.a- Lecteur « HARSHAW »
Figure IV.1: Harshaw
Le modèle du « Harshaw » (4500 Manuel TLD Reader) utilise le programme
‘WinREMS’(Windows based Radiation Evaluation and Management System) d’un
ordinateur personnel auquel il est connecté, ce lecteur mesure la dose cumulée dans les
cristaux LiF.[25]
Le « Harshaw » est constitué de deux tubes photomultiplicateurs maintenus
toujours à température basse et constante, pour une meilleure performance, et d’un tiroir
glissant pour placer la carte dosimétrique à lire.
- 42 Son système de chauffage utilise le gaz chaud (le nitrogène ou l’air propre sèche)
pour augmenter la température linéairement à un maximum de 400 °C. Le cycle de
chauffage du dosimètre irradié est contrôlé avec précision de façon à prendre en
considération les pics de thermoluminescence exploitables seulement.
Dans la courbe de thermoluminescence caractéristique, le comptage et la
température sont données en fonction du temps. Cette courbe présente plusieurs pics qui
traduisent les différents pièges au sein du matériau.
IV.1.b- Lecteur « SOLARO »
Figure IV.2 : Solaro
Le Solaro est constitué d’un lecteur à double canal et d’un tiroir glissant pour
placer la carte dosimétrique à lire. Il peut évaluer tous les types de dosimètres
thermoluminescents y compris les cristaux de 7LiF et 6LiF qui nous intéressent.
À l’exception du flux ajusté du nitrogène il n’y a pas un contrôleur externe ou indicateur,
le lecteur est relié à un écran de visualisation, un clavier, une sourie et une imprimante.
Le Solaro utilise le programme « standard logiciel version 2.08 n.a.e.c ». Il peut
sauvegarder plus que 10000 lectures sur son disque dur. [26]
- 43 IV.1.b.i- Fonctionnement du Solaro
Les dosimètres thermoluminescents irradiés emmagasinent de l’énergie sous
forme d’électrons de la bande de conduction excités puis piégés dans les défauts
cristallins au niveau d’impuretés. Ces pièges sont suffisamment stables à température
ambiante.
Lorsqu’un dosimètre thermoluminescent est placé dans le lecteur «Solaro», deux
résistances électriques viennent aborder les deux cristaux de LiF du dosimètre pour
assurer le cycle de chauffage. Lorsque la température augmente, un signal luminescent
est « libéré » puis filtré par un filtre optique infrarouge pour soustraire au maximum la
lumière due à l'émission thermique, ce signal est ensuite collecté par les tubes
photomultiplicateurs pour amplifier le signal et déterminer la quantité de rayonnements
emmagasinée dans le matériau.
IV.1.b.ii- Fonctionnement du photomultiplicateur et calcul de dose
Figure IV.3 : Photomultiplicateur [29]
La quantité de rayonnements emmagasinés dans les cristaux LiF est convertie,
sous l’influence de haute température, en un signal lumineux qui est encore couplé
- 44 optiquement à un tube photomultiplicateur composé d’une cellule photoélectrique
appelée photocathode.
La photocathode est constituée d’une mince couche photosensible semi
transparente déposée sur la face interne de la fenêtre d’entrée du tube. Un photon incident
sur cette cathode arrache un électron, qui est attiré par la première dynode se trouvant à
un potentiel V1 positive par rapport à la cathode. L’électron tombant sur cette dynode
cause l’extraction d’un certain nombre d’électrons secondaires, qui à leur tours sont
attirés par la deuxième dynode se trouvant au potentiel V2 > V1. Il y a sur cette dynode
production d’un nombre encore plus grand d’électrons secondaires et ainsi de suite
jusqu’à la dernière dynode appelée anode. [27]
Dans le photomultiplicateur, pour une haute tension bien stable, le nombre
d’électrons collectés sur l’anode est proportionnel au nombre de photons lumineux émis
du cristal LiF, lui même proportionnel à la quantité de rayonnements emmagasinée dans
ce cristal. Ainsi le signal compté (C brut) est à la base de mesure de la dose absorbée dans
le dosimètre thermoluminescent.
La dose mesurée par le lecteur « Solaro » est donnée par la formule suivante:
DOSE = [C brut – C bgd]
[26]
Le signal compté du background (C
(IV.1)
bgd
) est dû à l’agitation thermique dans la
photocathode comme certains électrons peuvent s’extraire sous l'effet de la température et
contribuer au signal.
Or les deux dosimètres thermoluminescents constituant la même carte ne sont pas
rigoureusement identiques, donc la dose exacte sera calculée en multipliant la dose
mesurée avant par un facteur de calibration de chaque dosimètre que nous calculons dans
le chapitre suivant.
- 45 IV.1.b.iii- Cycle de chauffage
Le système de chauffage dans le Solaro est constitué d’une résistance électrique
(par effet joule) pour augmenter la température linéairement à un maximum de 300 °C.
Des thermocouples senseurs feedback sont utilisés pour la mesure de la température.
Nous avons créé dans le système « Solaro » un tableau qui fait l’analyse en trois zones de
chauffage.
Sur la figure IV.4, le nombre de coups (en Jaune) et la température (en Rouge),
sont donnés en fonction du temps. C’est la courbe de thermoluminescence caractéristique
(glow curve), elle présente plusieurs pics qui traduisent les différents pièges au sein du
matériau. Le cycle de chauffage du dosimètre irradié est contrôlé avec précision de façon
à ce que seuls les pics de thermoluminescence exploitables soient pris en considération.
Figure IV.4 : allure de la courbe typique pour une carte LiF (glow curve)
L’allure de la courbe se divise en trois zones suivant le cycle de chauffage du
dosimètre irradié :
-
Echauffement (Preheat): La première zone de 30 secondes consiste à élever la
température jusqu’à 145 °C, nous observons des fluctuations de petits pics. En effet,
les électrons semi piégés dans les défauts cristallins au niveau d’impuretés, avant
l’irradiation, quittent ces défauts en émettant une lumière visible qui ne s’ajoute pas
au signal compté (C brut).
- 46 -
Lecture: La deuxième zone de 40 secondes consiste à élever la température
linéairement jusqu’à 280°C, nous remarquons plusieurs pics serrés les uns des autres
et plus la température d'apparition du pic est élevée, plus la profondeur du piège
définie précédemment est grande. En effet, lorsque le niveau du piège est profond
(énergie très grande), une augmentation de température produit alors l'émission
lumineuse dans des délais observables. La courbe présente la superposition de tous
cesspics.
En effet, les électrons piégés dans les défauts cristallins sont alors libérés dans le
cristal et rencontrent d'autres sites cristallins où ils sont capturés en émettant de la
lumière visible, cette dernière est détectée par le photomultiplicateur qui la convertit
en un signal, et nous calculons ainsi la dose emmagasinée dans le dosimètre
thermoluminescent.
-
Annealing (remise à zéro): la troisième zone de 20 secondes consiste à élever la
température linéairement jusqu’à 300°C, nous observons des fluctuations de petits
pics qui diminuent avec le temps. A 300 °C, les centres de piégeage sont totalement
vidés, le dosimètre est ainsi remis à zéro. L’annulation augmente la sensibilité du
dosimètre puisque ce dernier est soumis encore à un refroidissement rapide jusqu'à
80 °C à l’aide d’un flux de nitrogène (450±50 ml/min).
IV.2- IRRADIATEUR A CESIUM
Figure IV.5 : Irradiateur à Césium
- 47 La Commission Libanaise de l’Energie Atomique a réalisé un irradiateur ayant
des qualités internationales standards, il contient une source radioactive de
137
Cs sous
forme de grains en céramique de quelque millimètre de diamètre, produite le
21/Avril/1999, avec une Activité 3.7GBq =100 mCi (Walstam Source X1168 Capsule).
Cette dernière émet des rayonnements ionisants en se désintégrant spontanément au cours
du temps, alors son activité diminue exponentiellement en fonction du temps :
A=A0 exp (-λt)
(IV.2)
Où λ=ln2/ T1/2,
(IV.3)
T1/2(137Cs) =30.15 ans et
A t=0, A0 = 100mCi. (Voir la table de l’irradiateur dans l’annexe)
L’appareil fonctionne manuellement par des boutons (Figure IV.5).
Pour respecter les normes de la radioprotection, la source de Césium est confinée
au centre d’une succession de cylindres formés de matériaux absorbeurs :
-
un cylindre de plomb de diamètre 22mm et de hauteur 70mm,
-
un cylindre creux de fer de diamètre 25 mm et de hauteur 70mm et qui couvre le
premier,
-
un cylindre de plomb de diamètre 200mm et de hauteur 100mm,
-
un grand cylindre creux de fer de diamètre 220mm et de hauteur 100mm et qui couvre
le précédent.
Un cylindre de plomb de diamètre 50mm et de hauteur 40mm est placé au bout du
cylindre de fer de 25 mm de diamètre.
Les espaces entre les différents cylindres sont remplis de plomb.
- 48 La source est élevée de 30mm en dessus du tiroir plombé et destiné à recevoir la
carte dosimétrique à irradier.
Le tiroir de longueur 275mm et de hauteur 37mm est percé par un trou de
diamètre 60mm et de hauteur de 30mm, ce dernier est loin de l’extrémité externe de
l’appareil de 12mm pour être directement en dessous de l’ouverture de la source quand le
tiroir est fermé.
Pour plus de protection et pour diminuer fortement toute probabilité de fuite des
rayonnements ionisants, l’ensemble est entouré des deux extrémités et du bas par 10mm
de plomb et du haut par un cylindre de 145mm de diamètre externe en forme de U
inversée et de 52mm comme diamètre interne. [28] (figures dans l’annexe)
L’angle solide de détection est donné par la formule suivante:
Ω = 2π *(1-(d/ (d2+r2)1/2))
Où d est la distance qui sépare la carte de la source (d= 60mm) et
r est le rayon du trou (r=d/2=30mm).
D’où Ω = 2π (1-0.895) = 0.6633 stéradian
(IV.4)
- 49 -
Chapitre V
ETUDE EXPERIMENTALE
Dans cette partie du mémoire, nous faisons un travail expérimental dans le but de
classifier les cartes contenant des dosimètres thermoluminescents en neuf groupes (AA,
AB, AC, BA, BB, BC, CA, CB et CC) suivant l’écart de la valeur acquise à la suite de
l’irradiation et de la lecture par rapport à la dose réelle délivrée par l’irradiateur qui est
égale à 2000 μGy, cet écart des valeurs est dû à l’impureté et à la non symétrie des
cristaux de fluorure de lithium constituant la même carte.
Ceci nous aide à évaluer plus précisément la dose cumulée dans chaque carte
dosimétrique portée par les employés dans les hôpitaux en tenant compte de cet écart
calculé pour chaque dosimètre thermoluminescent suivant la sensitivité du LiF présent.
V.1- PLAN DU TRAVAIL
Pour
calculer
la
dose
exacte
cumulée
dans
les
deux
dosimètres
thermoluminescents de chaque carte dosimétrique, trois étapes sont nécessaires :
•
La première étape consiste à irradier la carte par l’irradiateur à 137Cs dont nous avons
ajusté le temps à 55 secondes (voir tableau de l’irradiateur dans l’annexe) pour faire
cumuler une dose réelle de 2000 μGy dans chaque dosimètre thermoluminescent
(chip ou pastille), mais généralement les deux dosimètres thermoluminescents d’une
même carte n’ont pas exactement la même structure (épaisseur, impureté, symétrie,
transparence, position…) donc ils cumulent des doses différentes.
•
La deuxième étape consiste à lire, par le lecteur « Solaro », la dose cumulée dans les
dosimètres thermoluminescents après 24 heures de la fin de l’irradiation pour assurer
une bonne stabilité de la mesure.
•
La troisième étape consiste à organiser les valeurs mesurées de toutes les cartes
dosimétriques sur le logiciel Excel pour classer les dosimètres thermoluminescents en
- 50 trois sous groupes (A, B et C). Par suite la combinaison des deux dosimètres dans
chaque carte dosimétrique donne neuf groupes (AA, AB, AC, BA, BB, BC, CA, CB
et CC).
V.2- CLASSIFICATION DES DOSIMETRES THERMOLUMINESENTS EN
SOUS GROUPES
Suivant les résultats obtenus par la formule «IF» sur l’Excel, nous pouvons classer
les dosimètres thermoluminescents en trois sous-groupes A, B et C:
[IF(Dose du dosimètre thermoluminescent >Moyenne de dose de tous les dosimètres
thermoluminescents + 2 * écart type,"B", IF(Dose des dosimètres thermoluminescents
>Moyenne de dose de tous les dosimètres thermoluminescents – 2 * écart type,
"A","C"))]. (Tableaux V.1 et V.2)
(V.1)
V.2.a- Calcul de l’écart type
La méthode consiste tout d’abord à irradier une seule carte représentant la famille
(plastique ou métallique) pendant 55 secondes, puis à lire la dose emmagasinée par le
lecteur Solaro, cette étape est répétée 20 fois. Nous utilisons la formule de la déviation
standard (StDev) sur l'Excel, qui nous donne l’écart-type sur chaque famille des cartes.
Nous trouvons que l’écart type sur les chips est ~ ±75 μGy, et celui sur les pastilles est ~
±50 μGy.
Tableau V.1 : Moyenne de dose de tous les dosimètres thermoluminescents des cartes plastiques
(chip) et Métalliques (pastille).
Moyenne du chip 2
(μGy)
Moyenne du chip 4
(μGy)
1860
1820
Moyenne de la pastille 2
(μGy)
Moyenne de la pastille 4
(μGy)
2040
2020
- 51 D’après le tableau V.1 et l'écart type, nous pouvons calculer les intervalles de
dose qui séparent les trois sous groupes (tableau V.2).
Tableau V.2 : les intervalles de dose qui séparent les trois sous groupes
Position
Cartes Métalliques
Cartes Plastiques
2
"B"<2140 <"A"<1940< "C"
"B"<2010<"A"<1710"C"
4
"B"<2120<"A"<1920<"C"
"B"<1970<"A"<1670<"C"
V.3- GROUPEMENT DES CARTES DOSIMETRIQUES
Les cartes utilisées par la Commission Libanaise de l’Energie Atomique et
destinées à la surveillance des employés contre les dangers des rayonnements ionisants,
sont divisées en neuf groupes. En effet ces neuf groupes sont la conséquence de
l’assemblage entre les trois sous-groupes définis avant : AA, AB, AC, BA, BB, BC, CA,
CB et CC.
GROUPEMENT DES CARTES DOSIMETRIQUES
PLASTIQUES
180
169
160
140
120
100
N 80
58
60
49
69
66
63
49
40
24
17
20
0
AA
AB
AC
BA
BB
BC
CA
CB
CC
GROUPE
Figure V.1 : Diagramme présentant le nombre des cartes plastiques dans chacun des neuf groupes.
- 52 -
GROUPEMENT DES CARTES DOSIMETRIQUES
METALLIQUES
160
137
140
120
100
N
80
62
60
31
40
33
20
39
39
27
4
3
0
AA
AB AC BA BB BC CA CB CC
GROUPE
Figure V.2 : Diagramme présentant le nombre des cartes métalliques dans chacun des neuf groupes.
V.3.a- Discussion
Pour le groupement des cartes plastiques, nous remarquons que le groupe "AA"
comporte le plus grand nombre de cartes, or c’est le groupe le plus conforme comme la
dose cumulée dans les dosimètres thermoluminescents est proche de la zone vouée ~
2000 μGy qui est délivrée par l’irradiateur en 55 secondes (Figure V.1).
Pour le groupement des cartes métalliques, nous remarquons que le groupe "AA"
comporte un petit nombre de cartes par rapport au groupe "CC", d’où la nécessité de
trouver un facteur qui amène tous les autres groupes au groupe "AA"(Figure V.2).
V.4- FACTEUR DE CALIBRATION
Notre but est de trouver un facteur capable de ramener toutes les doses mesurées
et cumulées dans les dosimètres thermoluminescents à un intervalle proche de 2000μGy.
- 53 Pour déterminer le facteur de calibration, nous calculons tout d’abord la moyenne
de dose mesurée de tous les dosimètres thermoluminescents de chaque sous-groupe.
(Tableau V.3)
Tableau V.3 : La moyenne de dose de chaque sous-groupe
Dosimètre Plastique
Dosimètre Métallique
Sous Groupe
Moyenne du
chip 2
Moyenne du
chip 4
Moyenne de la
pastille 2
Moyenne de la
pastille 4
A
1846
1792
2046
2031
B
2170
2101
2280
2272
C
1643
1597
1746
1726
Le facteur de calibration de chaque sous-groupe est ensuite calculé selon la
formule suivante:
Facteur de calibration du sous-groupe "A"= (2000 / Moyenne de tous les TLD du sousgroupe "A").
(V.2)
Par analogie le Facteur de calibration du sous-groupe "B" ou "C" sera calculé de
la même façon en remplaçant A par B ou C respectivement. (Tableau V.4)
- 54 Tableau V.4 : Facteur de calibration des dosimètres thermoluminescents de chaque carte.
Dosimètre Plastique
Groupe
facteur de
calibration,
chip 2
facteur de
calibration,
chip 4
AA
1.08
1.12
AB
1.08
0.95
AC
1.08
1.25
BA
0.92
1.12
BB
0.92
0.95
BC
0.92
1.25
CA
1.22
1.12
CB
1.22
0.95
CC
1.22
1.25
Dosimètre Métallique
facteur de
calibration,
pastille 2
0.98
facteur de
calibration,
pastille 4
0.98
0.98
0.88
0.98
1.16
0.88
0.98
0.88
0.88
0.88
1.16
1.15
0.98
1.15
0.88
1.15
1.16
La dose reçue par chaque dosimètre thermoluminescent (chip ou pastille) doit être
multipliée par le facteur trouvé dans le tableau V.4 pour être guidée toujours vers
l’intervalle du sous-groupe "A". Le facteur de calibration ainsi trouvé permet de diminuer
l’erreur de mesure, pour obtenir des valeurs de dose plus précises puisque notre but est
d’améliorer l’étude de la dosimétrie individuelle et la protection contre les rayonnements
ionisants.
V.4.a- Application
Pour une carte plastique portée par un employé, si la dose mesurée dans le chip de
position 2 vaut 1916 μGy, d’après le tableau V.2, il appartiendra au sous-groupe "A".
- 55 Et si la dose mesurée dans le chip de position 4 vaut 2262 μGy, de même d’après le
tableau V.2, il appartiendra au sous-groupe "B".
Ainsi la carte dosimétrique considérée appartiendra au groupe "AB".
Connaissant le groupe de la carte, nous revenons au tableau V.4 pour multiplier chacune
des valeurs par le facteur de calibration convenable pour obtenir finalement les deux
doses exactes: 1916 . 1,08 = 2069 μGy et 2262 . 0,95 = 2149 μGy correspondantes aux
chips 2 et 4 respectivement.
A noter que les deux groupes "AB" et "BA" sont différents.
V.5- STABILITE DU SYSTEME
L'étude de la stabilité du système se fait chaque semaine en irradiant trois cartes
dosimétriques spécifiques G005942, G005542 et G002785.
Les résultats qui figurent dans la figure V.3 depuis 28/09/2004 jusqu’à
17/05/2005
nous montrent la stabilité du système (Irradiateur, Solaro) et la faible
incertitude sur les doses mesurées pendant cette période.
G005942 /2
G005942 /4
3000
G005542 /2
G005542 /4
G002785/2
G002785/4
28/9/04-17/05/2005
2750
2500
2250
2000
1750
1500
1250
1000
0
25
50
75
100
125
150
175
200
Figure V.3 : Graphe de la stabilité du système (Irradiateur, Solaro).
225
250
- 56 -
Chapitre VI
STATISTIQUES ET ANALYSE DES DONNEES
VI.1- STATISTIQUES
Notre but est d’étudier l'infrastructure de la Radioprotection au Liban vis-à-vis
des mesures de sécurité prise pour la prévention contre les rayonnements ionisants lors de
leur utilisation dans le domaine médicale à cause de leur nuisance sur l'être humain.
Pour cela, la Commission Libanaise de L’Energie Atomique a pris en charge de
faire la surveillance quotidienne des employés durant leur permanence dans le but de
mesurer la dose due à l'exposition professionnelle en calculant la dose efficace (en mSv)
reçue par chaque employé. Cette surveillance se fait en distribuant un dosimètre
thermoluminescent pour chaque employé (en radiologie, en radiothérapie ou en médecine
nucléaire), et d'une manière périodique chaque deux mois. A la suite un rapport détaillé
(nom de l'institut, nom des employés, période de l'exposition, dose efficace..) est issu de
chaque période montrant la dose enregistrée pendant cette période.
Cette surveillance couvre à peu près tous les hôpitaux au Liban sachant qu'en
début du programme en 1997, le nombre des hôpitaux inscrits était 44. Ce nombre a
augmenté successivement durant les années suivantes pour être 96 hôpitaux en 2004.
Les données complètes de cette surveillance individuelle depuis l’année 1997
jusqu’à l’année 2004 se trouvent sur le logiciel « Excel ».
Dans ce mémoire, nous traitons les sujets suivants :
1. Etude de la variation de la dose moyenne nationale depuis l’année 1997 jusqu’à
l’année 2004 (Figure VI.1).
- 57 Pour cela, nous avons calculé la moyenne de la dose efficace reçue par employé
de
chaque hôpital et pour chaque année depuis l’année 1997 jusqu’à l’année 2004.
Puis, nous avons calculé la dose moyenne nationale pour chaque année.
2. Etude de la fréquence de surdosage depuis l’année 1997 jusqu’à l’année 2004 via les
mesures de la radioprotection prises. (figure VI.2)
3. Etude de la variation de la valeur moyenne de surdosage depuis l’année 1997 jusqu’à
l’année 2004. (figure VI.3)
4. Etude de la variation de la dose annuelle moyenne pour des hôpitaux critiques depuis
l’année 1997 jusqu’à l’année 2004. (figures VI.4, a, b, c, d)
5. Comparaison entre les courbes de variation de la dose annuelle moyenne d’un hôpital
systématique et un hôpital non systématique, du point de vue durée de surveillance.
(figure VI.5)
6. Etude de quelques cas particuliers présentant la bonne surveillance de la LAEC en
radioprotection. (figures VI.6 et VI.7)
VI.2- ANALYSES DES RESULTATS
VI.2.a- Moyenne nationale, Nombre de surdosage, Moyenne de surdosage
Moyenne Nationale
nombre des hôpitaux
nombre d'hôpitaux
Dose (mSv)
120
0.8
0.7
0.6
0.5
100
80
60
40
20
0
1996
1998
2000
2002
année
2004
Dose (mSv)
0.4
0.3
0.2
0.1
0
2006
Figure VI.1 : Variation de la dose moyenne nationale et du nombre d’hôpitaux en fonction du
temps.
- 58 -
Fréquence de surdosage
Nombre de surdosages
40
35
30
25
nombre de surdosages
nombre des employés
20
15
10
5
0
1996
1998
2000
2002
2004
2006
année
Figure VI.2 : Variation du nombre de surdosage en fonction du temps.
Moyenne Nationale de surdosage
Dose (mSv)
50
40
30
20
10
0
1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005
année
Figure VI.3 : Variation de la moyenne nationale de surdosage en fonction du temps.
D’après le graphe de la figure VI.1, nous constatons que la dose moyenne
nationale est quasi statique (~ 0.5 mSv) depuis l’année 1997 jusqu’à l’année 2004. Mais
- 59 nous observons une augmentation de la dose moyenne nationale pour l’année 2002 (0.7
mSv).
D’après le graphe de la figure VI.2, nous constatons que le nombre de surdosage a
diminué entre 1997 et 2000, puis ce nombre a augmenté à partir de l’année 2000, pour
arriver à un maximum de surdosage (18 cas de surdosage) en l’année 2003, puis il a
diminué de nouveau en 2004 (8 cas de surdosage).
D’après le graphe de la figure VI.3, nous constatons que la moyenne de surdosage
a diminué entre 1997 et 1999, puis a augmenté à partir de 1999 pour arriver à un
maximum (19.5 mSv) en 2000. Cette moyenne a diminué de nouveau entre 2000 et 2001
puis a raugmenté à partir de 2001 pour arriver à un maximum en 2004 (43.1 mSv).
VI.2.a.i- Discussion
L’augmentation de la dose moyenne nationale, du nombre de surdosage et de la
moyenne de surdosage revient à plusieurs causes, en particulier :
•
à l’augmentation du nombre des hôpitaux libanais inscrits dans le programme (67
hôpitaux pour l'année 2001, 84 hôpitaux pour l'année 2002 et 96 hôpitaux pour
l'année 2003) et par la suite l’augmentation du nombre des employés surveillés et
alors l'augmentation de la fréquence de la survenue de la mal manipulation.
En effet, certains de ces employés n'ont ni la conscience ni la prudence concernant la
nuisance des rayonnements ionisants utilisés dans le domaine médical, par
conséquent, ils manipulent les sources radioactives sans respecter les consignes de
sécurité et les principes de radioprotection ce qui provoque une augmentation de la
dose moyenne nationale ;
•
à ne pas porter régulièrement le tablier plombé chaque fois que l'employé travaille
avec des sources radioactives émettant des rayonnements ionisants;
•
à la mise du dosimètre thermoluminescent en dessus du tablier plombé au lieu de le
porter en dessous du tablier plombé pour mesurer la dose efficace absorbée par le
corps;
- 60 •
à la non confiance publique sur l'importance de la surveillance;
•
à oublier le dosimètre thermoluminescent près de la source radioactive après avoir
quitté le travail;
•
à des défauts dans le blindage des murs (mur plombé pour absorber les rayonnement
ionisants et arrêter les fuites) contribuant à des fortes doses.
La stabilité de la dose moyenne nationale et la diminution du nombre de
surdosage et de la moyenne de surdosage reviennent à ce que le nombre des hôpitaux
inscrits dans le programme de la Commission Libanaise de L’Energie Atomique n'a pas
augmenté brusquement, en d'autre terme, les mêmes hôpitaux ont participé à ce
programme pendant cette période, c'est-à-dire que les employés ont été familiarisés avec
l'utilisation et la bonne manipulation de ces dosimètres (comment les stocker, où les
porter…). La notion d'être contrôlé incite chez les employés le concept de suivre les
normes internationales et principes de bases concernant la protection contre les
rayonnements ionisants dans tous les domaines médicaux, donc c'est une propagation de
l'importance des surveillances à travers les contacts directs avec les employés.
VI.2.b- Variation de la dose annuelle moyenne des hôpitaux critiques au Liban
L'étude de la dose annuelle moyenne est faite pour tous les hôpitaux Libanais
inscrits dans le programme, mais nous traitons le cas de quelques uns critiques "A", "B"
et "C".
- 61 -
Hôpital A:Variation annuelle de dose
Dose (mSv)
4.5
4.0
3.5
3.0
2.5
2.0
1.5
1.0
0.5
0.0
1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005
année
Figure VI.4. a : Variation de la dose moyenne annuelle en fonction du temps de l’hôpital A.
Dose (mSv)
Hopital B: Variation Annuelle de dose
1.4
1.2
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005
année
Figure VI.4. b : Variation de la dose moyenne annuelle en fonction du temps de l’hôpital B.
- 62 -
Dose (mSv)
Hopital C: Variation Annuelle de Dose
0.7
0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0
1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005
année
Figure VI.4. c : Variation de la dose moyenne annuelle en fonction du temps de l’hôpital C.
D’après le graphe de la figure (VI.4, a), nous constatons que la dose annuelle
moyenne de l'hôpital "A" est quasi statique (~ 0.5 mSv) depuis l’année 1997 jusqu’à
l’année 2004. Mais nous observons une brusque augmentation de la dose annuelle
moyenne pour l’année 2003 (4.3 mSv).
D’après le graphe de la figure (VI.4, b), nous constatons que la dose annuelle
moyenne de l'hôpital "B" a subit une chute brusque entre l'année 1997 (1.2 mSv) et
l'année 1999 (0.4 mSv), puis la dose moyenne annuelle est restée quasi statique (~ 0.5
mSv) depuis l’année 1999 jusqu’à l’année 2004.
D’après le graphe de la figure (VI.4, c), nous constatons que la dose annuelle
moyenne de l'hôpital "C" a augmenté successivement entre l'année 1997 et l'année 2000,
puis la dose annuelle moyenne de cet hôpital a diminué successivement entre l'année
2000 et l'année 2004.
- 63 VI.2.b.i- Discussion
La variation de la dose annuelle moyenne de ces trois hôpitaux revient à plusieurs
causes, en particulier :
•
à la présence de cas de surdosage (Hôpital A : 5 cas de surdosage en 2003, en effet,
les employés ont laissé les dosimètres thermoluminescents à proximité de la source
radioactive pour une semaine. Hôpital C : 1 cas de surdosage en 1998);
•
à l'ignorance des employés des principes de la radioprotection et à ne pas appliquer
les consignes de sécurité individuelle : port d'un habit spécial (blouse de laboratoire,
habits d'intervention), port de gants, port des lunettes…;
•
à ne pas porter régulièrement le dosimètre thermoluminescent, l'appareil de mesure de
la dose reçue suite à une exposition aux rayonnements ionisants.
VI.2.c- Comparaison entre un hôpital systématique et un hôpital non systématique
du point de vue durée de surveillance
Dose (mSv)
Hôpital D: Variation Annuelle de dose
1.4
1.2
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005
année
Figure VI.5 : Variation de la dose moyenne annuelle en fonction du temps de l’hôpital D.
- 64 La figure VI.5 présente la variation annuelle de la dose moyenne de l'hôpital "D"
non systématique, nous observons les grandes fluctuations de la dose moyenne annuelle
de cet hôpital. En effet, les employés de l'hôpital D ne respectent pas la période de
surveillance, comme le programme consiste à contrôler la dose efficace reçue par chaque
employé et cela chaque deux mois continuellement.
Or par comparaison avec la variation annuelle de la dose moyenne de l'hôpital B
systématique présentée dans la figure 4.b, nous observons la diminution brusque de la
dose moyenne annuelle avec le temps revenant à la bonne pratique et le contrôle
systématique concernant la période des mesures de doses.
VI.2.d- Cas particuliers évaluant le développement de la surveillance
Dans ce paragraphe nous étudions le comportement de certains hôpitaux qui ont
rencontré des fortes doses en une période donnée suivant des cas particuliers.
VI.2.d.i- Cas de faute de blindage
Cas de faute de blindage
Dose (mSv)
30
25
20
15
10
5
0
BKG
employé 1
employé 2
période période période période période période
1
2
3
4
5
6
Période (2 mois)
Figure VI.6 : Cas de faute de blindage, Variation de la dose efficace de chaque employé en fonction des
périodes de surveillance pour un hôpital donné.
- 65 En observant le graphe de la figure VI.6 nous constatons que dans cet hôpital il y
a deux employés. Nous avons la dose efficace mesurée de chaque employé et de
l’environnement (BKG) pour six périodes de deux mois chacune.
Pour la première période, la dose reçue par le premier employé (26.9 mSv) et
celle reçue par le deuxième (16.1 mSv) dépassent les limites indiquées dans les normes
de radioprotection. Après la lecture de ces doses dans les laboratoires de la LAEC, cette
dernière a envoyé à l’hôpital considéré un rapport détaillé en indiquant le surdosage.
De même pour la deuxième période, la dose efficace reçue par chacun de ces deux
employés n’a pas diminué (employé 1 : 24.6 mSv, employé 2 : 14.3 mSv), elle est restée
supérieure aux limites internationales.
Comme le problème s’est répété et comme les employés désignés n’ont pas réagi au
signal émis dès la première fois, La LAEC a contacté directement ces employés, en
menant une investigation sur place sur la méthode du travail et sur l’application des
principes de la radioprotection à l’hôpital. La cause essentielle de cette forte exposition
était que l’hôpital a changé la structure de la chambre de protection dans la salle des
opérations sans tenir compte des obligations internationales (épaisseur du plomb).
A partir de la troisième période et après la correction du blindage, la valeur de la
dose efficace reçue par chacun de ces employé est restée stable (~0.3 mSv), cela revient à
bien appliquer les conseils donnés par la LAEC concernant la bonne pratique et la
prudence durant le travail pour ne pas rencontrer des nouveaux accidents.
- 66 VI.2.d.ii- Cas de la mauvaise pratique
Cas de la mauvaise pratique
dose moyenne (mSv)
35
30
25
20
15
10
5
0
employé 1
employé 2
employé 3
employé 4
employé 5
employé 6
employé 7
1988 1999 2000 2001 2002 2003 2004
année
Figure
VI.7 : Cas de la mauvaise pratique, Variation de la dose moyenne annuelle de chaque employé en
fonction du temps pour un hôpital donné.
En observant le graphe de la figure VI.7 nous constatons que dans cet hôpital il y
a sept employés. Nous avons la dose moyenne annuelle mesurée de chaque employé
depuis l’année 1998 jusqu’à l’année 2004.
Nous constatons que la dose moyenne annuelle reçue par chacun des employés 1
(22.7 mSv en 1998) et 3 (30.1 mSv en 2002) est beaucoup plus élevée que celle reçue par
les autres employés (~ 0.4 mSv) et elle dépasse les limites annuelles de dose (20 mSv).
Après contact direct de la LAEC avec ces employés, la cause de ce surdosage était
la négligence des employés durant la pratique, en effet les deux employés considérés
aident le patient à avoir la bonne position durant l’acquisition d’image, à long terme,
compte tenu de l’effet cumulatif de la dose, ces employés manifestent des surdosages.
A partir de l’année 2003 la valeur de la dose moyenne annuelle reçue par chacun
de ces employés a bien diminué (< 20 mSv), ces résultats favorables montrent la bonne
surveillance de la LAEC.
- 67 -
Chapitre VII
SYSTEME REGLEMENTAIRE DE RADIOPROTECTION
La radioprotection est un ensemble de mesures destinées à assurer la protection de
la population et des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants, tout en
permettant leur utilisation. [6]
VII.1- EXPERT EN RADIOPROTECTION
Des "experts" ou "personnes compétentes" en radioprotection sont désignés pour
chaque hôpital. Ils doivent suivre les cours de radioprotection spécifique et sont
responsables de :
•
Veiller au respect des normes de radioprotection par les employés avec les obligations
pour les suivre;
•
Participer à la formation des employés en ce qui concerne les mesures de
radioprotection;
•
Effectuer les analyses en radioprotection à l'hôpital (comme par exemple : faire un
contrôle hebdomadaire de contamination des surfaces de travail et des appareils
pouvant êtres contaminés). [6], [24]
VII.2- CLASSIFICATION DES ZONES DE TRAVAIL ET DES TRAVAILLEURS
Dans la réglementation actuelle, les travailleurs professionnellement exposés sont
divisés en deux catégories selon les zones de travail et les doses reçues suite à cette
exposition professionnelle :
La catégorie A des travailleurs dans des zones contrôlées d'accès réglementé,
s'étendant aux lieux où l'exposition des travailleurs dans les conditions normales de
travail est susceptible de dépasser 3/10 des limites fixées,
- 68 La catégorie B des travailleurs dans des zones surveillées où l'exposition des
travailleurs dans les conditions normales de travail est susceptible de dépasser 1/10 des
limites annuelles fixées. Les limites de la catégorie B représentent seulement la frontière
du changement de catégorie. Elles n'ont pas le caractère "d'interdiction de dépasser"
qu'ont les limites de la catégorie A. [6], [8]
VII.3- PRINCIPES DE LA RADIOPROTECTION
Les principes de radioprotection à respecter chaque fois la pratique nécessite une
manipulation des sources de radiations ionisantes sont les suivants:
VII.3.a- Justification des pratiques
Aucune pratique impliquant des expositions aux rayonnements ionisants ne doit
être adoptée à moins qu'elle n'apporte un avantage aux individus exposés ou à la société
qui contrebalance le détriment qu'elle peut induire. [6]
VII.3.b- Optimisation
Le niveau des expositions, le nombre de personnes exposées et la probabilité de
l'exposition doivent être aussi bas que possible compte tenu des facteurs économiques et
sociaux. [6]
VII.3.c- Limitation
Même si une pratique est justifiée et optimisée, les expositions individuelles en
fonctionnement normal doivent être limitées afin qu'aucune personne ne soit soumise à
des risques inacceptables résultant de l'exposition aux rayonnements ionisants. [6]
- 69 VII.4- PROTECTION CONTRE L’EXPOSITION EXTERNE DANS LE MILIEU
HOSPITALIER
Il existe principalement trois manières de se protéger contre une irradiation
externe en respectant les trois facteurs suivants:
Temps: limiter le temps d'irradiation. Il s'agit d'une mesure simple, efficace et
économique. La répétition préalable, à blanc, permet dans bien des cas de réduire
beaucoup l'irradiation de l'employé en augmentant la rapidité des opérations et en
éliminant systématiquement tout geste inutile, tout temps mort et toute présence
inopportune.
Distance: s'éloigner de la source. Le débit de dose diminue avec le carré de la
distance à la source (D ~ 1/d2), l'utilisateur se tiendra toujours aussi éloigné que possible
de celle-ci.
L'utilisation de pincettes ou de dispositifs télécommandés permet efficacement
d'augmenter la distance à la source.
Barrière: absorber le rayonnement par l'interposition d'un écran entre la
source et l'employé, cet écran échappe au passage des rayonnements. Le genre de cette
barrière et son épaisseur varie avec le type du rayonnement:
•
les rayonnements α s'arrêtent dans l'air à une distance de quelques centimètres;
•
1 cm de plexiglas pour les rayonnements β;
•
pour le rayonnement γ, l'écran doit être dimensionné de façon à réduire l'exposition en
dessous des limites admissibles. 5 cm de plomb ou 25 cm de béton suffisent, par
exemple, à réduire le débit de dose d'un facteur 10, pour les rayonnements les plus
énergétiques. [6], [24]
- 70 VII.5- PROTECTION CONTRE LA CONTAMINATION INTERNE DANS LE
MILIEU HOSPITALIER
La protection doit être adaptée à la radio-toxicité et à l'activité de la substance
radioactive. Il existe deux méthodes principales de protection contre la contamination
interne: la protection collective et la protection individuelle.
Les méthodes utilisées pour la protection collective sont les suivantes:
•
Aménagement et équipement des locaux: hottes, boites à gants, ventilation, gestion
des déchets;
•
Méthodes de travail: plans de travail protégés, surfaces de travail constituées en
matériaux lisses, imperméables et facilement décontaminables, limitation de la
quantité de matière radioactive manipulée.
La protection individuelle doit être adaptée au niveau du risque de contamination.
Les méthodes utilisées sont les suivantes:
•
Port d'un habit spécial (blouse de laboratoire, habits d'intervention);
•
Port de gants;
•
Port d'un petit masque filtrant;
•
Port d'un appareil respiratoire à air comprimé;
•
La décontamination systématique des objets ou des personnes est une garantie contre
la dispersion de la substance radioactive et les risques d'incorporation. Elle doit
permettre une réduction de la contamination en dessous des valeurs admissibles fixées
dans l'ordonnance sur la radioprotection. [6], [24]
VII.6- CONSIGNES DE SECURITE
Les méthodes générales de radioprotection en milieu hospitalier sont les suivants:
•
Respecter les principes de radioprotection (temps, distance, écran).
- 71 •
Les sources radioactives et les appareils à rayons X doivent être clairement signalés à
l’aide d’étiquettes appropriées portant le symbole international (trèfle) des
rayonnements ionisants, l’indication du nucléide, de l’activité, de la date et de
l’utilisateur. (Figure VII.1)
Figure VII.1: Trèfle, le symbole international (trèfle) des rayonnements ionisants [31]
•
Les sources doivent être soigneusement fermées (confinement des sources non
scellées). La zone d’entreposage (armoire, réfrigérateur, etc.) sera signalée par un
signal de danger. (Figure VII.1)
•
La nature et l’épaisseur du blindage seront adaptées au type de rayonnement et à
l’activité des sources et assureront un débit de radiation admissible et aussi faible que
possible.
Figure VII.2: Blindage des murs
•
Les employés pouvant être soumis à des rayonnements ionisants lors de leur activité
(médecins et techniciens radiologues, …) portent un dosimètre thermoluminescent à
hauteur de la poitrine qui mesure la quantité de rayonnements auxquels ils ont été
exposés. Ces dispositifs permettent de s’assurer que la personne n’a pas reçu une dose
supérieure à la norme ou d’en mesurer l’importance. (Figure VII.3)
Un contrôle par dosimétrie doit être effectué bimensuellement. Les dosimètres sont
distribués et collectés bimensuellement par un service de dosimétrie agréé, la LAEC.
- 72 Les résultats sont communiqués à l'expert en radioprotection, qui doit en informer les
employés. Chaque employé doit avoir un dossier médical spécial et une carte
individuelle. [21]
Figure VII.3: position du dosimètre thermoluminescent à hauteur de la poitrine. [31]
•
Si une irradiation non négligeable d’un tissu (par exemple, le cristallin) ou d’un
organe particulier ou d’une partie du corps spécifique (par exemple, les mains) est à
craindre, la personne portera un ou plusieurs dosimètres supplémentaires permettant
de contrôler les doses à ces endroits.
•
Ne pas fumer, manger, boire ou appliquer des cosmétiques dans le laboratoire.
•
Ne pas stocker d’aliments dans les réfrigérateurs contenant des substances
radioactives.
•
Contrôler fréquemment la contamination des mains, des chaussures et des habits. Ces
contrôles sont obligatoires lors de chaque sortie du laboratoire. Tout objet quittant le
laboratoire doit faire l'objet d'un contrôle préalable de la contamination.
•
Manipuler les substances radioactives dans la chapelle ou dans une boîte à gants, si la
sécurité du travail sur la paillasse ne peut pas être garantie ou lorsque la manipulation
présente un risque de contamination interne.
•
Enlever quotidiennement les déchets selon les prescriptions. Les déchets contaminés
contenant des produits volatils doivent être conservés sous chapelle ou boite à gants.
•
Ne jamais laisser subsister une contamination, procéder immédiatement à la
décontamination.
•
Se laver soigneusement les mains à la fin de chaque manipulation et avant de quitter
le local. [6], [17], [24]
- 73 VII.7- NORMES INTERNATIONALES DE RADIOPROTECTION
La prise de conscience du danger potentiel d’une exposition excessive aux
rayonnements ionisants a amené les autorités à fixer des normes réglementaires pour les
limites de doses. Ces limites correspondent à un risque supplémentaire minime par
rapport au risque naturel, ce qui le rend donc acceptable.
Depuis 1928, la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR)
rassemble des médecins, physiciens, biologistes, … de tous pays. Cette autorité
scientifique indépendante émet des avis en matière de radioprotection, précieux pour les
réglementations propres à chaque Etat.
Au niveau européen, la Communauté Européenne reprend ces avis dans ses
propres normes ou directives.
Au Liban, La Commission Libanaise de l'Energie Atomique est l'organisation qui
prend en charge la publication des normes de radioprotection en se basant sur les normes
internationales. Les normes légales de radioprotection au Liban donnent : [6]
VII.7.a- Limites de dose pour les personnes professionnellement exposées
La limite de dose efficace pour les personnes professionnellement exposées est
fixée à 20 mSv par 12 mois consécutifs glissants.
De plus :
-
la limite de dose équivalente pour le cristallin est fixée à 150 mSv par 12 mois
consécutifs glissants ;
-
la limite de dose pour la peau est fixée à 500 mSv par 12 mois consécutifs glissants;
cette limite s’applique à la dose moyenne sur toute surface de 1 cm2 de peau, quelle
que soit la surface exposée ;
- 74 -
la limite de dose équivalente pour les mains, les avant-bras, les pieds et les chevilles
est fixée à 500 mSv par 12 mois consécutifs glissants;
-
la limite de dose équivalente, à la surface de l'abdomen, des femmes enceintes
exposées dans le cadre de leur profession est fixée à 1 mSv durant les neuf mois de la
grossesse (depuis la date de déclaration) en cas d'irradiation externe. La limite de dose
effective, en cas d'incorporation, des femmes enceintes exposées dans le cadre de leur
profession est fixée à 1 mSv par 12 mois consécutifs glissants.
Les femmes qui allaitent ne doivent pas accomplir des travaux avec des substances
radioactives qui présentent un danger d'incorporation ou de contamination. [9]
VII.7.b- Limites de dose pour les apprenti(e)s et les étudiant(e)s.
Pour les apprenti(e)s et pour les étudiant(e)s âgés de 18 ans ou plus, qui du fait de
leurs études, sont amenés à être exposé aux radiations ionisantes, les limites de dose sont
égales aux limites de dose fixées pour les personnes professionnellement exposées.
Pour les apprenti(e)s et les étudiant(e)s âgés de 16 à 18 ans, qui du fait de leurs
études, sont amenés à être exposé aux radiations ionisantes, la limite de dose efficace est
de 6 mSv par an.
Sans préjudice de cette limite de dose :
-
la limite de dose équivalente pour le cristallin est fixée à 50 mSv par an ;
-
la limite de dose équivalente pour la peau est fixée à 150 mSv par an ; cette limite
s’applique à la dose moyenne pour toute surface de 1 cm2 de peau, quelle que soit la
surface exposée ;
-
la limite de dose équivalente pour les mains, les avant-bras, les pieds et les chevilles
est fixée à 150 mSv par an. [9]
- 75 -
CONCLUSIONS
Dans la contribution au développement du programme IMS de la Commission
Libanaise de l’Energie Atomique, nous avons étalonné le système des cartes
dosimétriques en classant les cartes destinées à la surveillance des employés en neuf
groupes selon leur précision afin de déterminer un facteur de calibration pour chaque
dosimètre thermoluminescent constituant la carte, en raison de diminuer l’erreur sur la
dose efficace reçue par l’employé exposé professionnellement.
Après l’analyse des données et l’étude de la radioprotection en milieu hospitalier
libanais, nous avons trouvé que la dose moyenne nationale est restée égale à 0.5 mSv
depuis le début de la surveillance mais une augmentation a eu lieu en 2002 résultante, en
particulier, de l’augmentation du nombre et de la moyenne de surdosage pendant cette
année.
De même, après le traitement des cas particuliers dans des hôpitaux critiques,
nous pouvons donner les conseils suivants pour une bonne protection contre les radiations
ionisantes en milieu hospitalier libanais :
•
Respecter les principes de radioprotection et les consignes de sécurité.
•
Les quatre côtés de la chambre de contrôle doivent être convenablement blindés pour
arrêter les rayonnements diffusés.
•
Il est important de noter que le dosimètre enregistre toute dose reçue, qu'il soit ou non
porté par la personne à laquelle il a été attribué, il est dès lors très important de les
placer dans des lieux dépourvus des radiations ionisantes.
•
Toute personne professionnellement exposée doit porter un dosimètre à hauteur de la
poitrine parce que cet emplacement correspond à la valeur moyenne de l'exposition
totale du corps. Dans les situations où le port du tablier plombé est indiqué, il y a lieu
- 76 de porter deux dosimètres : l’un au dessus du tablier au niveau de la cache thyroïde et
l’autre en dessous du tablier au niveau de la poitrine.
En médecine, les découvertes des chercheurs comme Röntgen, Becquerel et curie
ont permis une avancée fantastique notamment dans le domaine médical avec au final un
allongement de la durée de vie. Les risques liés à l'utilisation des rayonnements par les
médecins sont des risques calculés.
C'est donc à la sagesse de l'homme qu'en incombe la maîtrise.
- 77 -
ANNEXE
Figure 1: la succession des cylindres de plomb et de fer
Figure 2: une vue interne à trois dimensions de l’irradiateur
- 78 -
Figure 3: l’irradiateur tel qu’il est placé au dessus du tiroir, et la source est placée en bas du petit
cylindre en rouge
Figure 4: le tiroir plombé est destiné à recevoir dans le trou la carte dosimétrique à irradier.
- 79 -
REFERENCES
1. Dr. BECHARA, Cours de Physique Moderne 1, Université Libanaise, Faculté des
Sciences II, Partie A, Chapitre VI, (2002)
2. Dr. MIKIRDITSIAN, Cours de la Mécanique Quantique, Université Libanaise,
Faculté des Sciences II, Chapitre I, (2004)
3. Cohen-Tannoudji, Mécanique Quantique: Tome I
4. Dr. AJAKA, Cours de Physique des Solides, Université Libanaise, Faculté des
Sciences II, Chapitre VII, (2004)
5. Charles Kittel, Physique de l’Etat Solide, 2ème cycle Ecoles d’Ingénieurs, 7ème édition,
DUNOD
6. Dr. BALAA, Cours de Radioprotection, Université Libanaise, Faculté des Sciences II,
(2005)
7. Dr. KALLAS, Cours Onde et Propagation, Université Libanaise, Faculté des Sciences
II, Chapitre IV, (2003)
8. Cours Post-Universitaire de Radioprotection, Volume I, Agence Internationale de
l'Energie Atomique.Vienne, (1995)
9. Radioprotection, Principes et utilisation des dosimètres individuels, Mémoire de
DEA, Université de Liège – SUCPR – Service Universitaire de Contrôle Physique des
Radiations, (2001)
10. PierreeDUPUY, http://loic.portelette.free.fr/Methodes/Tl/Thermoluminescence.htm
11. CRAM CENTRE Sécurité Sociale, Elements de Radioprotection, Notions de
Physique Atomique 3ème édition, Chapitre IV
12. Guirec Querré, Elisa PORTO, Thermoluminescence et Datation,
http://www.culture.gouv.fr/culture/conservation/fr/methodes/therm_01.htm,
Laboratoire de Recherche des Musées de France
13. Cours Détection Rayonnements Ionisants, Enseignement Recherche,
http://ead.univangers.fr/~jaspard/Page2/COURS/5RayonIONISANT/Cours6/1Cours6
.htm
- 80 14. Datation de la terre cuite par thermoluminescence
http://webeleves.emse.fr/~gtellier/Rapport_datation_TL.pdf, Rapport d'Appex, Ecole
Nationale Supérieure des Mines, Saint-Étienne, (2004)
15. Cours Interaction entre les rayonnements ionisants et la matière,
http://ead.univangers.fr/~jaspard/Page2/COURS/5RayonIONISANT/Cours6/1Cours6
.htm, Enseignement Recherche
16. http://www.emse.fr/fr/transfert/spin/formation/ressources/lumi.html,
Ecole Nationale Supérieure des Mines, Saint-Étienne, Centre de Formation et de
Recherche SPIN, (2004)
17. Recommandations et Règles de Sécurité, La CUSSTR, (2001)
18. H. JOFFRE Ingénieur Physicien de l'Ecole Supérieure de Physique et Chimie de
Paris, Effets Biologiques des faibles doses de Rayonnements Ionisants, Conférence,
(2002)
19. L'irradiation et la Contamination, Fiche technique parue dans l'ACROnique du
nucléaire, http://www.acro.eu.org/fiche62.html, n°62 de septembre 2003
20. Réglementation et Normes, INRS, Prévention des risques liés à l'exposition
professionnelle
aux
rayonnements
ionisants,
Rayonnements
Ionisants,
http://www.inrs.fr/inrspub/inrs01.nsf/IntranetObjectaccesParIntranetID/OM:Documen
t:852F3E928ABAF4D0C1256D49004B0479/$FILE/print.html, (1999)
21. Les rayonnements et la santé, Extrait de l'ACROnique du nucléaire n°27, décembre
1994
22. Notions de base de radioactivité, ACROnique du nucléaire n°37, juin 1997
23. Model 4500 Manual TLD Reader With WinREMS
24. l'Homme et les Rayonnements,
http://www.cea.fr/fr/pedagogie/Rayonnement/radioprotection.html, CEA de la
recherche à l'industrie, Dossiers thématiques, (2004)
25. Model 4500 Manual TLD Reader With WinREMSTM operator's Manual, publication
numéro 4500-W-O-0602-004, release date: June 2002
26. Operator’s Manual Solaro NE Technologie, Chapitre I
27. Dr. MIKIRDITSIAN Travaux Pratique Laboratoire de Physique Nucléaire, N0A
Notions Préliminaire, Université Libanaise, Faculté des Sciences II, (2005)
- 81 28. Désigné par Dr. Youssef ASSAFIRI et Réalisé par Mr. Marcel FARAH (Liban)
29. Spectroscopie ultra violet visible,
http://perso.wanadoo.fr/patrick.kohl/spectro_oem/spectro_oem_6.htm
30. Patrick Arweiler, Syndicat Professionnel des Négociants en Minéraux, Fossiles et
Gemmes, Lumière, Luminescence, Photochromisme,
http://www.fmfpro.org/luminescence.htm
31. http://www.cogema-inc.com/images/faq/source%20of%20radiation%20exposure.gif