Radioprotection pratique dans le secteur Médical 9782759819928

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Radioprotection pratique dans le secteur Médical

Hugues Bruchet, Amélie Roué, Christine Jimonet Coordonnateurs

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Illustrations de couverture : Plateforme Doséo – Accélérateur linéaire médical ELEKTA, la plateforme Doséo est portée par le CEA LIST, l’Institut national du cancer (INCa), le Laboratoire national de métrologie et d’essais (LNE) et l’Institut national des sciences et techniques nucléaires (INSTN), © A. Lorec/CEA. Préparation de radiopharmaceutique, f ltration stérilisante d’un lot de radiotraceur en enceinte blindée de classe A, © P.F. Grosjean/CEA. Salle d’analyse : scintigraphie conventionnelle, © P. Stroppa/CEA.

Imprimé en France ISBN : 978-2-7598-1793-1 Tous droits de traduction, d’adaptation et de reproduction par tous procédés, réservés pour tous pays. La loi du 11 mars 1957 n’autorisant, aux termes des alinéas 2 et 3 de l’article 41, d’une part, que les « copies ou reproductions strictement réservées à l’usage privé du copiste et non destinées à une utilisation collective », et d’autre part, que les analyses et les courtes citations dans un but d’exemple et d’illustration, « toute représentation intégrale, ou partielle, faite sans le consentement de l’auteur ou de ses ayants droit ou ayants cause est illicite » (alinéa 1er de l’article 40). Cette représentation ou reproduction, par quelque procédé que ce soit, constituerait donc une contrefaçon sanctionnée par les articles 425 et suivants du code pénal. © EDP Sciences 2016

“Preface” — 2016/9/28 — 12:13 — page iii — #1

Préface Cet ouvrage vient compléter la série des volumes déjà publiés à l’attention des Personnes Compétentes en Radioprotection (PCR). La série a débuté avec un premier volume consacré aux « Principes de radioprotection – règlementation », ré-édité en 2009 suivi de trois volumes dédiés respectivement à la « Radioprotection pratique pour les INB et ICPE » (2009), à la « Radioprotection pratique pour l‘industrie et la recherche – Sources non scellées » (2009) et à la « Radioprotection pratique pour l‘industrie et la recherche – Sources scellées » (2010). Cette nouvelle publication s’adresse aux PCR exerçant dans le secteur médical. Depuis la création de la notion de personne compétente en 1967 par le décret n◦ 67-228, la règlementation a été régulièrement revue et complétée, tout d’abord avec le décret n◦ 861103, puis les décrets n◦ 2003-296 et 2010-750 renforçant et étendant les rôles de la PCR. Aujourd’hui, la désignation, les moyens et les missions de la PCR sont définis dans le code du travail (articles R.4451-103 à R.4451-114). De façon similaire, les modalités de formation des PCR ont connu des évolutions au fil du temps afin de prendre en compte les nouvelles missions et d’être plus en adéquation avec la réalité des risques radiologiques dans les installations concernées. Ainsi, l’arrêté du 26 octobre 2005 a été remplacé par l’arrêté du 6 décembre 2013 (publié au Journal officiel du 24 décembre 2013). Ce nouveau texte introduit une gradation des objectifs de formation au regard de la nature et de l’ampleur des risques radiologiques, définissant ainsi trois niveaux de formation. Le nombre de secteurs d’activité est élargi avec entre autres la prise en compte du secteur relatif aux transports de substances radioactives. Par ailleurs, il substitue également au principe de formateur certifié celui d’organisme de formation certifié. Le secteur médical, regroupant les activités nucléaires médicales à visée diagnostique ou thérapeutique, les activités de médecine préventive, de médecine bucco-dentaire, de biologie médicale, de médecine vétérinaire, les examens médico-légaux, ainsi que les activités de recherche associées à ce secteur, est concerné par les niveaux de formation 1 et 2 : les activités médicales soumises à déclaration relèvent du niveau 1 (à l’exception de la radiologie interventionnelle) ; le niveau 2 concerne donc la radiologie interventionnelle ainsi que les activités soumises à autorisation (médecine nucléaire, radiothérapie externe, curiethérapie, scanographie). Comme nous le voyons, les missions des PCR, leur formation et leur organisation au sein de réseaux professionnels ont évolué ces 40 dernières années, ce qui a grandement contribué à améliorer les moyens dont elles disposent et la qualité de leurs actions. Néanmoins, la grande diversité des sources ou dispositifs de rayonnements utilisés dans le secteur médical (depuis le générateur de rayons X en radiologie dentaire à l’accélérateur en radiothérapie, en passant par l’utilisation de sources scellées et non scellées de quelques kBq à quelques GBq), et de leurs applications (diagnostic et thérapie) conduit à des situations d’exposition, à des conceptions d’installations et à des règles de radioprotection très diverses. Aussi les PCR exerçant en milieu médical ont toujours été en recherche de formation et d’informations ainsi qu’en attente d’outils leur permettant d’assurer leurs missions en répondant aux exigences réglementaires.

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Pour cet ouvrage, l’ensemble des applications médicales définies réglementairement ont été rassemblées au sein d’un même volume. Il apparaît en effet aujourd’hui que la mise en œuvre de ces différentes techniques est de moins en moins « cloisonnée », mais qu’au contraire, leur utilisation conjointe est fréquente en milieu hospitalier (cas par exemple du TEP-scan, acquisition scanner précédant une acquisition par tomographie par émission de positons). De fait, il est d’autant plus utile pour la PCR de pouvoir se référer à une publication globale traitant l’ensemble des applications qui pourraient la concerner. Parmi les 9 chapitres proposés, le premier pose le cadre des aspects réglementaires et pratiques d’un point de vue général. Il est suivi de quatre chapitres relatifs à chaque domaine d’application, respectivement la radiologie, la radiothérapie, la curiethérapie et la médecine nucléaire. Quant au cas particulier de la gestion des déchets et effluents, il fait l’objet d’un chapitre à part entière. Enfin les trois dernières parties traitent des problématiques transverses à chaque domaine d’application, à savoir la détection et la mesure des rayonnements ionisants, la gestion des situations incidentelles et la mise en œuvre des analyses de postes de travail. Concernant les chapitres associés aux différents types d’application, le lecteur y trouvera non seulement les informations utiles à la radioprotection mais également des compléments concernant la technologie des appareils et leur fonctionnement. D’aucuns pourraient noter l’importance prise par le chapitre 2 dans l’ouvrage, celle-ci étant inhérente à la diversité des applications en radiologie puisque le lecteur pourra y trouver les informations relatives à l’utilisation des rayons X dans le cadre de clichés rétro alvéolaire en radiologie dentaire jusqu’aux images de scanner. De plus, ce domaine étant le seul à devoir répondre à une norme d’installation, la norme NFC 15-160, de nombreux exemples d’applications ont été illustrés. Cette diversité d’appareillages et d’utilisations ne se retrouve pas en radiothérapie externe. C’est un domaine où la PCR rencontrera une technologie plus complexe, évolutive, nécessitant la réalisation de calculs de radioprotection plus élaborés, principalement pour la conception des locaux. De fait, la PCR gagnera à se rapprocher d’experts tels que les physiciens médicaux présents dans le périmètre de l’installation. Enfin, les chapitres dédiés à la curiethérapie et à la médecine nucléaire permettront à la PCR de se familiariser avec ces domaines d’activité et d’acquérir l’ensemble des éléments pertinents pour la conception des installations et la radioprotection du personnel. Comme dans les autres ouvrages de la série, des compléments d’information sont insérés sous forme de paragraphes « Pour en savoir plus » et le lecteur pourra vérifier sa compréhension et l’acquisition des notions traitées grâce aux rubriques « Faites le point » qui clôturent chacun des chapitres. Grâce à ce nouveau volume, la PCR exerçant dans le milieu médical disposera de toutes les informations indispensables à l’exercice de ses missions, depuis l’acquisition des notions réglementaires à respecter jusqu’au calcul des protections en passant par un rôle essentiel, celui de la mise en œuvre des analyses des postes de travail. Pour conclure, je souhaite féliciter les auteurs de cet ouvrage. Chacun expert dans son domaine et exerçant dans le monde médical pour une part d’entre eux, ils ont eu à cœur de transmettre leurs connaissances et de mettre à profit leur expérience professionnelle pour conférer à l’ouvrage clarté, pertinence et qualité de l’information. Bernard Aubert

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Les auteurs Bernard AUBERT

Titulaire d’un doctorat de spécialité en Physique atomique et de l’Habilitation à diriger des recherches de l’université Paul Sabatier de Toulouse. Il a exercé pendant 28 ans la fonction de physicien médical à l’Institut Gustave-Roussy à Villejuif. Chef-adjoint du service de Physique de l’IGR pendant 13 ans au sein duquel il a principalement été en charge de l’imagerie et de la radioprotection, il a rejoint en 2003 l’IRSN pour mettre en place l’Unité d’Expertise en radioprotection Médicale. Parallèlement à ces activités a participé à l’enseignement de la physique médicale dans le cadre du master de l’université Paris XI et au sein de l’INSTN où il a été nommé professeur en 2001. Retraité depuis mai 2013, il continue à assurer le rôle de Président du groupe permanent d’expert en radioprotection médicale (GPMED) à l’ASN et a été nommé professeur émérite de l’INSTN au 1er janvier 2015.

Isabelle AUBINEAU-LANIECE

Ingénieur-chercheur en métrologie de la dose au Département de Recherche et de Technologie du CEA, docteur ès sciences en dosimétrie interne, elle est responsable des mesures et développements relatifs aux références nationales dosimétriques de sources de curiethérapie. Titulaire d’une habilitation à diriger les recherches, elle a encadré différents travaux et participe régulièrement en tant que rapporteur à des jurys de thèses. Professeur INSTN, elle enseigne dans différentes formations (Génie Atomique, Master Nuclear Energy, Master Ingénierie pour le nucléaire) dont elle est (co-)responsable des modules de radioprotection.

Guillaume BONNIAUD

Docteur en physique médicale de l’université de Paris Sud, ingénieur en génie biomédical diplômé de l’École Supérieur d’Ingénieurs de Luminy et titulaire du diplôme de qualification en physique radiologique et médicale (DQPRM), il a exercé pendant 5 ans en imagerie dans le service de physique de l’Institut Gustave-Roussy de Villejuif. Il a ensuite

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

rejoint l’équipe de physique médicale du Centre d’Oncologie Saint-Yves à Vannes pour exercer en radiothérapie et en imagerie médicale pour le compte du Centre Hospitalier Bretagne Atlantique et du Centre de Médecine Nucléaire du Morbihan. Depuis le début de son activité, Il est investi dans l’enseignement, pour la formation des physiciens médicaux (DQPRM) où il coordonne le module imagerie, mais aussi pour la formation en imagerie des futurs médecins nucléaires et pour des formations universitaires de type master ou IUT. Depuis 2016, il a rejoint une société de physique médicale pour se consacrer à la formation continue et à la R&D, il continue d’exercer en tant que physicien médical pour le Centre de Médecine Nucléaire du Morbihan et poursuit ses activités d’enseignement. Jean-Marc BORDY

Titulaire d’une habilitation à diriger les recherches, d’un doctorat de l’université Paul Sabatier de Toulouse et d’un diplôme d’ingénieur CNAM en Science et Technologie Nucléaire. Après un début de carrière en tant que technicien au service de dosimétrie de l’IPSN ou il travaille tour à tour sur la dosimétrie de criticité, puis de radioprotection jusqu’en 1999, il rejoint au sein de l’IRSN nouvellement constitué le service d’étude de criticité qu’il quitte en 2003 pour diriger le Laboratoire de métrologie de la dose du Laboratoire National Henri Becquerel au CEA DRT Institut LIST sur le centre de Saclay, il y est maintenant expert international en charge de plusieurs programmes de recherches européens en dosimétrie de radiothérapie et de radio diagnostic. Membre de la section de protection technique de la Société Française de Radio Protection(SFRP SPT), de la société Française de Physique Médical (SFPM) et de la Commission Technique d’Accréditation du COmité FRAnçais d’Accréditation (COFRAC) pour les rayonnements ionisants, président des Laboratoires Associés de Radiophysique et de Dosimétrie (LARD), responsable d’enseignements au CNAM et dans divers masters et licences, représentant Français auprès de Technical Committee for Ionising Radiation de EURAMET (EURopean Association of national METrological institutes).

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Les auteurs

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Hugues BRUCHET

Titulaire du DESS Radioprotection de l’université Joseph Fourier de Grenoble. Ingénieur-chercheur et expert CEA, il est adjoint au Chef de l’Unité d’Enseignement de Saclay à l’Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires (CEA/INSTN Saclay). En outre, il est responsable pédagogique et enseignant en radioprotection dans de nombreuses formations (formations diplômantes, personne compétente en radioprotection, inspecteurs de la radioprotection ASN…). Il est également référent INSTN pour la formation des personnes compétentes en radioprotection et est membre du Comité de certification des organismes de formation PCR au CEFRI.

Christine JIMONET

Docteur ès sciences en Biochimie de l’université Paris XI. Chef de l’Unité d’Enseignement de Saclay à l’Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires (CEA/INSTN Saclay). Elle est en outre responsable pédagogique et a plus spécialement été en charge de l’enseignement des effets biologiques des rayonnements ionisants dans différentes formations dont les formations « Personne compétente en radioprotection ». Elle est également responsable pour l’INSTN de l’enseignement du diplôme d’enseignement spécialisé de Médecine Nucléaire.

Dominique LE DENMAT

Docteur en sciences physiques. Ingénieur de recherche et de formation à l’université René Descartes (Faculté de chirurgie dentaire de Montrouge). Il a participé à la mise en œuvre de formations PCR adaptée à la radiologie dentaire en collaboration avec l‘INSTN.

Philippe MASSIOT

Ingénieur CNAM en Sciences et Technologies Nucléaires, il a commencé en tant que chercheur au CEA auprès des accélérateurs de particules dans le domaine des matériaux puis celui de la radiobiologie. Il s’est ensuite spécialisé dans la radiotoxicologie des actinides. Après 5 ans passés à l’ASN en tant que responsable de la formation et inspecteur de la radioprotection, il est maintenant Responsable Pédagogique et Maître de Conférences en Radioprotection. Il est également expert senior au CEA.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Amélie ROUÉ

Docteur en physique médicale de l’université de Toulouse et titulaire du diplôme de qualification en physique radiologique et médicale, elle a exercé pendant 6 ans comme physicienne dans un service de radiothérapie de l’AP-HP puis dans une société de contrôle de qualité. Elle a intégré en 2007 le groupe des enseignements de radioprotection au sein de l’unité d’enseignement des technologies de la santé et radioprotection de l’INSTN où elle assure depuis 2014 la direction du diplôme de qualification en physique radiologique et médicale. Elle est également en charge des projets de formation en lien avec les plateformes et les technologies de la santé au sein de la direction des programmes et des formations.

Jean-Claude ROSENWALD

Physicien médical. Après l’obtention d’un diplôme d’ingénieur à l’ENSEM de Nancy, il a commencé sa carrière en 1967 à l’Institut Gustave Roussy de Villejuif où il a développé des logiciels pour le repérage des sources et le calcul des doses en curiethérapie. Il a ensuite, pendant 30 ans, été chef du service de physique médicale de l’Institut Curie à Paris où il a également exercé les fonctions de PCR de la section hospitalière. Il s’est particulièrement intéressé aux algorithmes de calcul de dose en radiothérapie et à l’assurance qualité des systèmes informatisés de planification de traitement. Titulaire d’une habilitation à diriger les recherches, il a dirigé une quinzaine de thèses, a cosigné près de cent articles publiés dans des revues à comité de lecture et a participé à plusieurs ouvrages relatifs à la physique de la radiothérapie. Il a été co-responsable du master de physique médicale de Paris XI et a participé à de nombreux enseignements universitaires et postuniversitaires.

Marine SORET

Docteur ès sciences en Imagerie Médicale de l’université Paris XI, titulaire du diplôme de qualification en physique radiologique et médicale. Elle a travaillé 12 ans comme physicien médical et personne compétente en radioprotection dans le service de médecine nucléaire de l’hôpital du Val-de-Grâce (Paris). Depuis Septembre 2015, elle a rejoint le service de médecine nucléaire du groupe hospitalier PitiéSalpêtrière.

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Les auteurs

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François THOMAS

Technicien supérieur en radioprotection, ingénieur au Service de Protection contre les Rayonnements (SPR) du CEA Saclay. Il a une expérience de plusieurs années dans diverses installations (Laboratoires de Haute Activité, Cis bio international, Service Hospitalier Frédéric Joliot…). Par ailleurs, il participe à diverses formations sur le thème de la radioprotection à l’INSTN de Saclay.

Jean-Marc VRIGNEAUD

Docteur en physique médicale de l’université de Toulouse et titulaire du diplôme de qualification en physique radiologique et médicale. Il a exercé pendant 8 ans les fonctions de physicien médical en imagerie et de personne compétente en radioprotection (PCR nommée) au sein du CHU Bichat-Claude Bernard à Paris. Il intervient alors régulièrement au sein de la communauté des radioprotectionnistes dans les formations, les congrès et s’investit dans les associations du réseau. Depuis 2009, il exerce son activité au Centre Georges-François Leclerc à Dijon et partage son temps entre enseignement, recherche et activité hospitalière dans le service de médecine nucléaire et sur la plateforme d’imagerie préclinique. Il est notamment très impliqué sur le projet Equipex IMAPPI (Integrated Magnetic resonance And Positron emission tomography in Preclinical Imaging) de développement d’un prototype micro-TEP/IRM complètement intégré.

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Les contributeurs Ce livre a bénéficié de la contribution à des titres divers des personnes nommées ci-dessous. Chacun reconnaîtra son implication dans les différentes étapes de réalisation de cet ouvrage, qu’il s’agisse de conseils à la rédaction, d’iconographie ou de relecture du manuscrit. Qu’ils en soient sincèrement remerciés. Marc AMMERICH

Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives Inspection Générale Nucléaire

Emmanuel BURGUIN

Centre Hospitalier Bretagne Atlantique

Linda CARCHON

Centre Georges-François Leclerc

Bruno CHAUVENET

Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives, Laboratoire National Henri Becquerel

Dominique CUTARELLA

Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives, Laboratoire National Henri Becquerel

Loïc DECARLAN

Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives, Laboratoire National Henri Becquerel

Marc DENOZIERE

Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives, Laboratoire National Henri Becquerel

Anne-Marie GOURONNEC

Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives, Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires

Lydie HOUOT

Centre Georges-François Leclerc

Sylviane PRÉVOT

Centre Georges-François Leclerc

Alain VIVIER

Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives, Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires

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Table des matières Chapitre 1. Radioprotection : aspects réglementaires et pratiques 1.1.

1.2.

1.3. 1.4.

1.5.

1.6. 1.7.

Généralités sur les autorisations et déclarations dans le secteur médical . 1.1.1. Régime de déclaration . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.1.2. Régime d’autorisation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Délimitation des zones . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.1. Données générales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.2. Signalisation et affichage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.3. Établissement du zonage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.4. Règles d’hygiène et de sécurité . . . . . . . . . . . . . . . . . . Limites de doses et classement des travailleurs . . . . . . . . . . . . . . . Évaluation de l’exposition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.4.1. Rappels sur les grandeurs de protection . . . . . . . . . . . . . 1.4.2. Règles de calcul de la dose efficace résultant d’une exposition externe et interne aux rayonnements ionisants . . . . . . . . . . 1.4.3. Estimation des doses résultant de l’exposition externe . . . . . . 1.4.4. Estimation des doses résultant de l’exposition interne . . . . . . Les contrôles de radioprotection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.5.1. Données générales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.5.2. Contrôles techniques des sources et des appareils émetteurs de rayonnements ionisants . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.5.3. Contrôles de la gestion des sources radioactives . . . . . . . . . 1.5.4. Contrôle des moyens et des conditions d’évacuation des effluents, de tri, de stockage et d’élimination des déchets . . . . 1.5.5. Contrôles des instruments de mesure . . . . . . . . . . . . . . . 1.5.6. Contrôles d’ambiance . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Annexe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2 2 4 6 6 7 10 11 13 14 15 16 17 23 32 32 33 38 38 39 40 50 52 67

Chapitre 2. Radiologie 2.1.

2.2.

Technologie en radiologie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.1. La chaîne d’imagerie radiologique . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.2. La production des rayons X . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.3. Le patient . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.4. Les systèmes de détection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.1.5. La reconstruction d’image (cas de l’imagerie tomographique) 2.1.6. Visualisation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Les différentes installations de radiologie . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.1. Dispositions communes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.2. Radiologie conventionnelle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.3. Mammographie et tomosynthèse . . . . . . . . . . . . . . . .

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72 72 76 80 83 87 88 95 96 100 108

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2.3.

2.2.4. Radiologie interventionnelle et radiologie per-opératoire 2.2.5. Radiologie dentaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.6. Ostéodensitométrie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.7. Scanographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Réglementation et recommandations . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.1.1. Régime d’autorisation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.1.2. Le contrôle de qualité . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Description des appareils de traitement haute énergie . . . . . . . . . 3.2.1. Machine LINAC classique photon-électron . . . . . . . . . 3.2.2. Machines dédiées . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Radioprotection des travailleurs auprès des appareils de traitement haute énergie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.3.1. Installations et protections biologiques . . . . . . . . . . . . 3.3.2. Système de protection passive (chaîne de sécurité de l’installation) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.3.3. Activation des matériaux . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Appareils de traitement basse énergie ; RX DE type kV (générateurs de röntgenthérapie ; thérapie de contact) . . . . . . . . . . . . . . . . . . Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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Chapitre 3. Radiothérapie externe : équipements et installations 3.1.

3.2.

3.3.

3.4. 3.5. 3.6.

. . 159 . . 159 . . 163 . . 163 . . . .

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165 165 166 168

Principes généraux de la curiethérapie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.1.1. Définition – but . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.1.2. Rappel historique : le radium et les risques associés . . . . . . . 4.1.3. Pratique actuelle de la curiethérapie . . . . . . . . . . . . . . . Caractéristiques des sources utilisées en curiethérapie . . . . . . . . . . . 4.2.1. Nature des sources de rayonnements ionisants . . . . . . . . . 4.2.2. Critères de choix et propriétés des radionucléides et des sources Les matériels et les méthodes de curiethérapie . . . . . . . . . . . . . . . 4.3.1. Spécification des sources et calculs de dose . . . . . . . . . . . 4.3.2. Notion de chargement différé . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.3.3. La curiethérapie manuelle bas débit de dose . . . . . . . . . . . 4.3.4. Les projecteurs de sources . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Radioprotection : locaux, équipements et pratiques . . . . . . . . . . . . 4.4.1. Calculs des épaisseurs d’écran . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.4.2. Organisation générale des locaux . . . . . . . . . . . . . . . . 4.4.3. Réception, stockage, élimination des sources . . . . . . . . . . 4.4.4. Préparation des sources (LDR) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.4.5. Application des sources (LDR) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4.4.6. Hospitalisation (LDR, PDR) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

171 171 172 173 177 177 177 180 180 181 182 187 191 192 193 194 195 195 196

Chapitre 4. Curiethérapie : équipements et installations 4.1.

4.2.

4.3.

4.4.

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Table des matières

4.5.

4.4.7. Salle de traitement (HDR) 4.4.8. Conclusion . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . Annexe . . . . . . . . . . . . . . .

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197 198 198 201

Technologie des équipements en médecine nucléaire . . . . . . . . . 5.1.1. Principaux radionucléides utilisés . . . . . . . . . . . . . . 5.1.2. Cas de la médecine nucléaire conventionnelle . . . . . . . 5.1.3. Cas de la tomographie par émission de positons (TEP) . . . 5.1.4. Les équipements de mesure de l’activité injectée au patient 5.1.5. Maintenance et contrôle qualité . . . . . . . . . . . . . . . L’exposition du personnel due aux activités de médecine nucléaire . . 5.2.1. Origine de l’exposition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.2.2. Cas du personnel du service de médecine nucléaire . . . . 5.2.3. Cas du personnel hors service de médecine nucléaire . . . 5.2.4. Cas des proches et du public hors établissement . . . . . . La stratégie de maîtrise du risque . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.3.1. Consignes générales de radioprotection . . . . . . . . . . . 5.3.2. Contraintes d’implantation des équipements d’imagerie . . Implantation d’un service de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . 5.4.1. Aménagement d’une unité de médecine nucléaire . . . . . 5.4.2. Chambres protégées pour l’hospitalisation des patients . . . 5.4.3. Entreposage des déchets . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.4.4. Aménagement spécifique d’une unité TEP . . . . . . . . . . 5.4.5. Délimitation des zones réglementées . . . . . . . . . . . . . Les équipements associés de protection et de surveillance . . . . . . 5.5.1. Les équipements de protection . . . . . . . . . . . . . . . . 5.5.2. Les systèmes automatisés . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5.5.3. Les équipements de surveillance des installations . . . . . . Pour en savoir plus . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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204 204 212 217 220 224 225 226 228 233 234 236 237 244 246 247 252 252 252 253 255 255 262 265 267 271 272

Chapitre 5. Médecine nucléaire : équipements et installations 5.1.

5.2.

5.3.

5.4.

5.5.

5.6. 5.7.

Chapitre 6. Gestion des déchets et des effluents radioactifs 6.1.

6.2.

6.3.

Généralités sur les déchets et effluents de médecine nucléaire . . 6.1.1. Déchets et effluents, quelques définitions . . . . . . . . 6.1.2. Les déchets hospitaliers, quelle particularité ? . . . . . . Les déchets et les effluents radioactifs de médecine nucléaire dans l’environnement hospitalier . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.2.1. Origine et nature des déchets radioactifs hospitaliers . . 6.2.2. Les déchets solides hospitaliers de médecine nucléaire . 6.2.3. Les effluents liquides de médecine nucléaire . . . . . . 6.2.4. Les effluents gazeux de médecine nucléaire . . . . . . . Règles générales de gestion des déchets et des effluents radioactifs de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

. . . . 275 . . . . 275 . . . . 276 . . . . .

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278 278 278 284 285

. . . . 286

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xvi

6.3.1.

6.4.

6.5.

6.6. 6.7.

6.8.

Encadrement réglementaire de la gestion des déchets et des effluents radioactifs de médecine nucléaire . . . . . . . . 6.3.2. Les déchets solides de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . 6.3.3. Les effluents liquides de médecine nucléaire . . . . . . . . . . 6.3.4. Les effluents gazeux de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . 6.3.5. Cas des déchets et effluents radioactifs à période > à 100 jours Dispositions pratiques de gestion des déchets radioactifs solides de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.4.1. Dans le service de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . 6.4.2. Hors du service de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . 6.4.3. Gestion des dépouilles radioactives (sources non scellées) . . . Dispositions pratiques de gestion des effluents liquides de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.5.1. Gestion des cuves d’entreposage . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.5.2. Gestion de la fosse septique de médecine nucléaire . . . . . . Dispositions pratiques de gestion des effluents radioactifs gazeux de médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Autres types de déchets radioactifs en curiethérapie, médecine nucléaire et radiothérapie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.7.1. Curiethérapie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.7.2. Médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6.7.3. Radiothérapie externe (déchets d’activation) . . . . . . . . . . . 6.7.4. Gestion des dépouilles radioactives . . . . . . . . . . . . . . . Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

286 288 296 299 299 301 301 304 308 311 311 314 315 316 316 316 317 317 317 319

Chapitre 7. Mesure de l’exposition externe et détection - application à un cas de contamination surfacique 7.1. 7.2.

7.3.

7.4.

7.5.

Objectifs et démarche pedagogique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Éléments de base sur les instruments de mesure et d’évaluation de doses . 7.2.1. Mesure et évaluation de l’exposition externe . . . . . . . . . . 7.2.2. Détection et caractérisation de la radioactivité . . . . . . . . . Réaliser une mesure directe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.1. Détermination du bruit de fond . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.2. Mise en œuvre de la mesure . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.3. Application en médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.4. Estimation de l’activité surfacique . . . . . . . . . . . . . . . . 7.3.5. Autre application . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Réaliser une mesure indirecte . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.4.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.4.2. Mode opératoire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.4.3. Applications . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.4.4. Estimation de l’activité surfacique . . . . . . . . . . . . . . . . Cas d’une contamination surfacique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.5.1. Principes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7.5.2. Décontaminer . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

321 322 322 341 354 354 359 361 362 365 365 365 365 366 367 368 368 368

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Table des matières

7.6.

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7.5.3. Évaluer les résultats de la décontamination . . . . . . . . . . . 368 Réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 369 Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 385

Chapitre 8. Gestion des situations incidentelles et dégradées dans le milieu médical 8.1.

8.2.

8.3.

8.4.

8.5.

8.6.

8.7. 8.8.

Qu’est-ce qu’un incident radiologique ? . . . . . . . . . . . . . . . 8.1.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.1.2. Accident ou incident : que dit l’échelle INES ? . . . . . . . 8.1.3. Nature des événements significatifs en radioprotection . . Que dit la réglementation ? . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.1. Le champ d’application de la déclaration des incidents radiologiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.2. Déclarations d’incident et ses critères . . . . . . . . . . . 8.2.3. Délais de déclaration . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.4. Modalités de déclaration . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.2.5. L’information au public . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Mesures de prévention des incidents . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3.1. Consignes de prévention . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.3.2. Conception des locaux, aménagements . . . . . . . . . . 8.3.3. Formation du personnel . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Le comportement en cas d’incident radiologique . . . . . . . . . . 8.4.1. En cas d’exposition externe . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.4.2. En cas de contamination . . . . . . . . . . . . . . . . . . Estimation de la dose . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.5.1. En cas d’exposition externe . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.5.2. En cas contamination cutanée . . . . . . . . . . . . . . . 8.5.3. En cas de contamination interne . . . . . . . . . . . . . . Exemples d’incidents radiologiques dans le secteur medical . . . . 8.6.1. La radiologie conventionnelle . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.2. La radiologie dentaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.3. La radiologie interventionnelle . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.4. La radiothérapie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.5. La curiethérapie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.6. La médecine nucléaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8.6.7. Bilan des événements significatifs dans le milieu médical . 8.6.8. Développements médicaux : nouveaux types d’incidents . Faites le point . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Annexes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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432 432 432 434

Chapitre 9. Analyses de postes de travail 9.1.

Contexte et objectifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.1.1. Objectifs d’une analyse de poste de travail . 9.1.2. Cadre réglementaire . . . . . . . . . . . . . 9.1.3. Analyses de postes et évaluation des risques

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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9.2.

9.3.

9.4.

9.5.

9.6.

Préparation : caractérisation des postes de travail . 9.2.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.2.2. Caractérisation des termes sources . . . . 9.2.3. Tâches à réaliser . . . . . . . . . . . . . . 9.2.4. Risques radiologiques pour chaque tâche 9.2.5. Risques conventionnels associés . . . . . Évaluation des doses . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.3.1. Généralités . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.3.2. Caractéristiques de l’installation . . . . . 9.3.3. Doses associées à chaque tâche . . . . . Exploitation des résultats et retour d’expérience . . 9.4.1. Classement du personnel . . . . . . . . . 9.4.2. Délimitation des zones de travail . . . . . 9.4.3. Optimisation de la radioprotection . . . . Exemples . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9.5.1. Scanographie . . . . . . . . . . . . . . . 9.5.2. Radiologie interventionnelle . . . . . . . 9.5.3. Curiethérapie bas débit . . . . . . . . . . 9.5.4. Médecine nucléaire – technétium-99m . 9.5.5. Médecine nucléaire – fluor-18 . . . . . . Réponses aux questions . . . . . . . . . . . . . . . Bibliographie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

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1

Radioprotection : aspects réglementaires et pratiques Hugues Bruchet

Introduction L’objectif de ce chapitre est de rassembler les données de base utiles à la personne compétente en radioprotection (PCR) pour gérer le risque radiologique dans les installations du secteur médical. Ainsi, un grand nombre de thématiques seront présentées de façon générale dans cette partie puis complétées et approfondies dans les autres chapitres de cet ouvrage. En effet, les chapitres 2 à 5 se consacreront à la description de chaque technologie (radiologie, radiothérapie externe, curiethérapie et médecine nucléaire). Enfin, les chapitres 6 à 9 déclineront ces aspects sous un angle plus appliqué et pratique. Nous indiquerons au lecteur les renvois nécessaires le moment venu. Dans un premier temps, nous ferons le point sur les notions d’activités nucléaires, d’autorisation et de déclaration dans le secteur médical. Les références des documents réglementaires relatifs à ces notions seront données dans cette partie, mais les spécificités propres à chaque technologie d’utilisation des rayonnements ionisants dans le milieu médical seront abordées dans les chapitres 2 à 5. Dans les deuxième et troisième parties, nous aborderons deux notions importantes pour la PCR : la délimitation des zones de travail et le classement des travailleurs. À cet effet, nous rappellerons les données réglementaires nécessaires, telles que l’arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont imposées. La mise en œuvre opérationnelle de la délimitation des zones et du classement des travailleurs fera aussi l’objet d’explications dans le chapitre 9 relatif aux analyses de postes de travail. Ensuite, nous répondrons à la question suivante : comment évaluer l’exposition des personnels aux rayonnements ionisants ? Les deux cas de l’exposition externe et de l’exposition interne seront pris en compte. Cette partie servira de base de réflexion pour la mise en œuvre des études de poste de travail (cf. chapitre 9). D’autre part, nous définirons les grandeurs opérationnelles relatives à l’incorporation de substances radioactives qui pourront être utilisées pour estimer la dose efficace engagée ou établir le zonage radiologique des locaux.

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Enfin nous terminerons ce chapitre par une partie non moins importante : les contrôles de radioprotection à effectuer par la PCR. Nous développerons les différents aspects abordés dans l’arrêté du 21 mai 2010 : contrôle technique des sources, contrôle de gestion des sources, contrôles d’ambiance, contrôles des conditions d’élimination des effluents et déchets associés à l’utilisation des sources non scellées et contrôles des instruments de mesure et dispositifs de protection et d’alarme.

1.1. Généralités sur les autorisations et déclarations dans le secteur médical Le code de la santé publique (CSP) [1] définit les « activités nucléaires » comme étant celles comportant un risque d’exposition des personnes aux rayonnements ionisants, émanant soit d’une source artificielle, qu’il s’agisse de substances ou de dispositifs, soit d’une source naturelle lorsque les radionucléides naturels sont traités ou l’ont été en raison de leurs propriétés radioactives, fissiles ou fertiles. Il y adjoint également toutes les interventions destinées à prévenir ou réduire un risque radiologique consécutif à un accident ou à une contamination de l’environnement (article L.1333-1). Ces activités nucléaires sont soumises à un régime d’autorisation ou de déclaration, selon les caractéristiques et les utilisations des sources. Toutefois, certaines de ces activités peuvent être exemptées de l’obligation de déclaration ou d’autorisation préalable lorsque la radioactivité des sources d’exposition est inférieure à des seuils d’activités et d’activités massiques fixés par voie réglementaire (cf. article R.1333-18 et tableau A de l’annexe 13-8 du CSP). Cependant, il est important de noter que les activités nucléaires destinées à la médecine, à l’art dentaire, à la biologie humaine et à la recherche biomédicale ne peuvent bénéficier de l’exemption d’autorisation ou de déclaration. Nous avons rassemblé dans les parties 1.1.1 et 1.1.2 un certain nombre d’informations utiles concernant les régimes de déclaration et d’autorisation. Cependant, afin d’obtenir une vision exhaustive, nous conseillons la lecture des parties suivantes du CSP [1] : – 1re partie, livre III, titre III, chapitre III pour la partie législative (articles L.1333-1 à L.1333-20), – 1re partie, livre III, titre III, chapitre III, section 3 pour la partie réglementaire (articles R.1333-17 à R.1333-44). Par ailleurs, notons que l’arrêté du 30 novembre 2011 [2] portant homologation de la décision n◦ 2011-DC-0238 de l’ASN du 23 août 2011 précise les qualifications requises pour les personnes responsables d’une activité nucléaire à des fins médicales.

1.1.1. Régime de déclaration Les dispositions de l’article R.1333-19 du CSP présentent les modalités de déclaration requises, en application de l’article L.1333-4, pour les activités nucléaires concernées. Pour le secteur médical, cette déclaration s’applique dans le cas de : la détention ou l’utilisation

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´ 1 – Radioprotection : aspects reglementaires et pratiques

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d’appareils électriques générant des rayons X à des fins de recherche biomédicale ou de diagnostic médical, dentaire, médico-légal ou vétérinaire, pour les catégories d’appareils inscrites sur une liste établie par décision de l’Autorité de sûreté nucléaire homologuée par le ministre chargé de la santé. La liste des appareils à rayons X concernés par le régime de déclaration est la suivante : – Radiodiagnostic médical, médico-légal et recherche biomédicale : – appareils d’ostéodensitométrie ; – appareils de mammographie ; – appareils mobiles/transportables de radiologie (radiologie au lit du patient ou en bloc opératoire) à l’exclusion des appareils de radiologie interventionnelle ; – appareils de radiologie à poste fixe (ensemble des actes de radiodiagnostic à l’exclusion des installations de scanographie) ; – appareils de tomographie volumique à faisceau conique (à l’exclusion des scanners) ; – appareils de radiologie interventionnelle, arceaux mobiles destinés à la radiologie interventionnelle. – Radiodiagnostic dentaire : – appareils de radiographie endobuccale, appareils de radiographie panoramique avec ou sans dispositif de tomographie volumique à faisceau conique ; – appareils de téléradiographie crânienne ; – appareils de tomographie volumique à faisceau conique (à l’exclusion des scanners) ; – appareils mobiles/transportables et portatifs de radiologie dentaire. – Radiodiagnostic vétérinaire : – appareils de radiodiagnostic vétérinaire utilisés exclusivement à poste fixe et dont le faisceau d’émission des rayons X est directionnel et vertical, à l’exclusion des appareils de tomographie ; – appareils de radiographie endobuccale utilisés exclusivement à poste fixe. Toutefois, il faut noter que ces activités nucléaires, lorsqu’elles sont exercées dans un établissement où se déroulent des activités nucléaires soumises à autorisation, ne sont pas soumises à déclaration. Dans ce cas, elles sont mentionnées dans la demande d’autorisation prévue à l’article R. 1333-23 du CSP. La personne physique ou morale responsable de l’activité nucléaire, dénommée « le déclarant » doit renseigner un formulaire de déclaration à transmettre à l’Autorité de Sûreté Nucléaire » (ASN). Ce formulaire, accessible sur le site de l’ASN (http://www.asn.fr) s’intitule « Déclaration de détention/utilisation d’appareils électriques générant des rayons X ». Sa référence est DEC/GX [3].

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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Les éléments contenus dans ce formulaire sont également définis dans l’arrêté du 29 janvier 2010 portant homologation de la décision n◦ 2009-DC-0148 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 16 juillet 2009 relative au contenu détaillé des informations qui doivent être jointes aux déclarations des activités nucléaires visées aux 1◦ et 3◦ de l’article R.1333-19 CSP [4], ainsi que dans l’annexe I en fin de chapitre. En outre, notons que la déclaration doit être mise à jour sans délai par le déclarant lorsque les informations qu’elle contient sont modifiées et, en particulier, lorsque le déclarant cesse son activité.

1.1.2. Régime d’autorisation Les modalités d’autorisation s’appliquent aux activités nucléaires lorsqu’elles ne bénéficient pas des exemptions prévues à l’article R.1333-18 du CSP et qu’elles ne sont pas soumises à déclaration en application de l’article R.1333-19. Pour le secteur médical, cela concerne donc : – la détention et l’utilisation d’installation de scanographie (radiodiagnostic) ; – l’utilisation d’une installation de radiothérapie externe (accélérateur de particules/ appareils de télégammathérapie) ; – l’utilisation de radionucléides en radiothérapie (curiethérapie) ; – la détention et l’utilisation de radionucléides en médecine nucléaire ou en biologie médicale. La demande d’autorisation ou son renouvellement : – est présentée par la personne physique ou par le représentant de la personne morale qui sera le responsable de l’activité nucléaire envisagée et cosignée par le chef d’établissement s’il existe ; – indique le nom de la PCR qui a participé à la constitution du dossier, conformément aux dispositions de l’article R.4451-112 du code du travail [5] ; – est accompagnée d’un dossier justificatif comportant des informations générales sur l’établissement, l’organisation de la radioprotection et des informations détaillées sur les sources de rayonnements ionisants, l’installation les abritant et les équipements de radioprotection mis en œuvre. Dans le cas où la demande porte sur une utilisation, en dehors de tout établissement, de sources de rayonnements ionisants, de produits ou de dispositifs en contenant, le dossier est complété par une description des conditions de leur transport, de leur utilisation et de leur stockage (l’ASN pouvant demander des informations sur la justification du recours à des sources de rayonnements ionisants, produits ou dispositifs en contenant et le cas échéant, pouvant demander une expertise complémentaire, afin d’évaluer la pertinence de ces informations). Dans le cas où la demande porte sur une utilisation des rayonnements ionisants à des fins médicales, le dossier de demande d’autorisation est complété par des

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informations d’ordre médical sur la justification de la nouvelle application et sur ses conséquences éventuelles pour le patient et les personnes de son entourage ; – est délivrée pour une période n’excédant pas dix ans. La durée de cette période est fonction des spécificités de l’établissement, de l’installation, des locaux et des caractéristiques des sources de rayonnements ionisants ou de leurs conditions d’utilisation et de la nature des activités nucléaires ; – peut être renouvelée sur demande du titulaire de l’autorisation, présentée au plus tard 6 mois avant la date d’expiration. La demande doit mentionner les modifications apportées à l’installation depuis la date de délivrance de l’autorisation en cours, être accompagnée des rapports de contrôle réalisés en application du code du travail et confirmer la validité des documents déjà transmis, notamment lors des précédentes demandes d’autorisation ou, à défaut, comprendre des informations actualisées. Si, après le dépôt de cette demande de renouvellement, n’est notifiée au demandeur aucune décision, ni aucune demande de justification complémentaire avant la date d’expiration de l’autorisation, celle-ci est réputée renouvelée à cette dernière date, dans des conditions et pour une durée identiques à celles de l’autorisation précédente (article R.1333-34 du CSP). Tout changement concernant le déclarant ou le titulaire de l’autorisation, tout changement d’affectation des locaux destinés à recevoir des radionucléides ou des dispositifs émetteurs de rayonnements ionisants, toute extension du domaine couvert par l’autorisation initiale, toute modification des caractéristiques d’une source de rayonnements ionisants détenue, utilisée ou distribuée, doit faire l’objet d’une nouvelle déclaration ou d’une nouvelle demande d’autorisation auprès de l’ASN (…). L’absence de dépôt d’une nouvelle demande d’autorisation expose le titulaire de l’autorisation à ce qu’il soit immédiatement mis fin à celle-ci (…) (article R.1333-39 du CSP). Tout changement de PCR, ainsi que toute autre modification concernant l’équipement technique des installations où sont utilisés les radionucléides et les dispositifs émetteurs de rayonnements ionisants, doit faire l’objet d’une information de l’ASN (article R.1333-40 du CSP). Les éléments du dossier justificatif de l’autorisation sont définis dans l’arrêté du 22 septembre 2010 portant homologation de la décision n◦ 2010-DC-0192 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 22 juillet 2010 relative au contenu détaillé des informations qui doivent être jointes aux demandes d’autorisation ou de renouvellement d’autorisation (…) [6], ainsi que dans l’annexe II en fin de chapitre. Par ailleurs, les installations font l’objet de formulaires d’autorisation accessibles sur le site de l’ASN : – détention et/ou utilisation de scanner(s) à usage médical : formulaire AUTO/ MED/SCAN [7] ; – détention et/ou utilisation de sources de rayonnements ionisants à des fins de radiothérapie externe : formulaire AUTO/MED/RT_EXT [8] ; – détention et/ou utilisation de sources de rayonnements ionisants à des fins de curiethérapie : formulaire AUTO/MED/CURIE [9] ;

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– détention et utilisation de sources scellées et non scellées pour une activité de médecine nucléaire et/ou de biologie médicale incluant la recherche biomédicale : formulaire AUTO/MED/MEDNU [10].

1.2. Délimitation des zones 1.2.1. Données générales Le zonage radiologique des locaux ayant été développé dans l’ouvrage « Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation » [11], nous conseillons au lecteur de s’y rapporter. Néanmoins, nous rappellerons pour mémoire dans ce qui suit les définitions des zones contrôlées et surveillées ainsi que les valeurs opérationnelles permettant leur délimitation. La délimitation des zones a pour but de visualiser le risque d’exposition aux rayonnements ionisants auquel les travailleurs peuvent être exposés. D’après l’article R.4451-18 du code du travail [5] : « Après avoir procédé à une évaluation des risques et recueilli l’avis de la personne compétente en radioprotection (…), l’employeur détenteur, à quelque titre que ce soit, d’une source de rayonnements ionisants délimite, au vu des informations délivrées par le fournisseur de la source, autour de la source : – une zone surveillée dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales de travail, une dose efficace dépassant 1 mSv par an ou bien une dose équivalente dépassant un dixième de l’une des limites fixées (…) ; – une zone contrôlée dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales de travail, une dose efficace de 6 mSv par an ou bien une dose équivalente dépassant trois dixièmes de l’une des limites fixées (…). » L’arrêté du 15 mai 2006 [12], dit « arrêté zonage », précise un certain nombre de dispositions pour les zones mentionnées à l’article R.4451-18 du code du travail : – les conditions de délimitation et de signalisation ; – les règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont applicables ; – les règles qui en régissent l’accès ; – les règles relatives à l’affichage (…). Le tableau 1.1 présente les valeurs opérationnelles retenues pour la délimitation des zones (installations fixes). Ces valeurs ont été établies sur la base d’une durée d’exposition et non d’un temps légal de travail. En effet, en divisant les valeurs de limites annuelles par leur équivalent en une heure, on obtient des durées d’exposition de l’ordre de 800 heures. En cas de dépassement de ces valeurs opérationnelles, il est nécessaire : – d’en chercher la cause ; – de vérifier que ce dépassement est sans conséquence sur l’exposition des travailleurs ;

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Tableau 1.1. Valeurs opérationnelles de délimitation des zones (installations fixes). Délimitation des zones réglementées (ZR) et spécialement réglementées (ZSR) - Installations fixes Dose équivalente aux extrémités (mains, avant bras, pied, cheville): HT 0,2 mSv (1h)

Zone non réglementée

Z.R.

Contrôle de l’état de propreté radiologique si risque de contamination dans les ZR attenantes

Z.R.

Zone surveillée

80 μSv (mois)

0,65 mSv (1h)

Zone contrôlée

7,5 μSv (1h)

! Les valeurs de doses (ET et HT) correspondent à des doses intégrées sur la période considérée (le mois ou l’heure)

50 mSv (1h)

ZSR

2,5 Sv (1h)

ZSR

ZSR

Zone contrôlée Zone contrôlée Zone interdite jaune orange rouge

25 μSv (1h)

2 mSv (1h)

100 mSv (1h)

Dose efficace ET 2 mSv/h

100 mSv/h

Débit d’équivalent de dose Au niveau de l’organisme entier (exposition externe seule)

– de démontrer que les limites de doses annuelles sont respectées ; – de remédier aux causes ayant généré ce dépassement ; – de consigner l’ensemble de ces informations dans un document interne. L’arrêté du 15 mai 2006 a été complété par la circulaire DGT/ASN n◦ 01 du 18 janvier 2008 [13], laquelle apporte des précisions sur la mise en œuvre opérationnelle de la délimitation des zones. Cependant, au vu du retour d’expérience et des difficultés rencontrées en particulier dans le secteur médical, les dispositions réglementaires relatives au zonage sont actuellement en cours de refonte au sein de divers groupes de travail, en vue de la parution prochaine d’un nouvel arrêté.

1.2.2. Signalisation et affichage 1.2.2.1. Consignes de travail L’article R.4451-23 du code du travail [5] impose qu’à l’intérieur des zones surveillées et contrôlées, les sources de rayonnements ionisants soient signalées et que les risques d’exposition externe et, le cas échéant, interne fassent l’objet d’un affichage remis à jour périodiquement. Cet affichage doit comporter les consignes de travail adaptées à la nature de l’exposition ainsi qu’aux opérations envisagées.

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Ces consignes de travail doivent a minima apporter les renseignements suivants : – nature des sources de rayonnements ionisants dans le local ; – nature des manipulations effectuées avec ces sources ; – moyens de protection utilisés obligatoirement (écrans, équipements de protection individuelle, hotte ventilée…) ; – moyens de contrôles et de mesure utilisés obligatoirement (dosimétrie individuelle, appareils de mesure de la contamination au poste de travail, débitmètres…) ; – principes pratiques de la gestion des déchets et effluents radioactifs générés dans le local ; – réflexes à adopter en cas d’incident radiologique (contamination) ; – coordonnées de la PCR et du médecin du travail ; – numéro de téléphone en cas d’urgence radiologique : 0 800 804 135 (cf. chapitre 8 « Gestion des situations incidentelles et dégradées dans le milieu médical »). Les figures 1.1 et 1.2 présentent les signalisations des zones de radioprotection et des sources de rayonnements ionisants.

1.2.2.2. Zones de radioprotection La signalisation des zones doit être apposée de manière visible sur chacune des voies d’accès à ces zones. Les couleurs des panneaux sont définies de la façon suivante (cf. figure 1.1) : – gris-bleu pour la zone surveillée ; – vert, jaune et orange pour les différentes zones contrôlées en fonction du niveau d’exposition ; – rouge pour la zone interdite. D’autres inscriptions et signes peuvent être associés mais ils ne doivent en aucun cas affecter la clarté du schéma de base. De même, en cas de mauvaises conditions d’éclairage, des couleurs phosphorescentes, des matériaux réfléchissants ou un éclairage additionnel devront être utilisés. Lors d’un zonage évolutif, cette évolution doit être clairement identifiée et actualisée. Dans le cas d’une délimitation partielle du local, la partie concernée doit faire l’objet d’une délimitation continue, visible et permanente permettant de distinguer les différentes zones : un marquage au sol par une peinture de couleur adaptée suffit donc pour répondre à l’exigence réglementaire. D’autre part, une signalisation complémentaire sera apposée de manière visible sur chacun des accès au local pour mentionner son existence. Nous considérerons que pour des raisons pratiques, une délimitation partielle sera effectuée si la zone concernée représente moins des 2/3 de la surface d’un local. Sinon, tout le local sera balisé.

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Risque d’exposition externe

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Risque d’exposition interne

Risque d’expositions externe et interne

Figure 1.1. Panneaux de signalisation du zonage radiologique.

Signalisation des sources individualisées de rayonnements ionisants.

Nouveau pictogramme sur les dangers des rayonnements ionisants (ISO 21482).

Figure 1.2. Signalisation des sources de rayonnements ionisants.

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Pour les zones contrôlées jaunes et orange, les limites seront matérialisées afin de prévenir tout franchissement fortuit. Nota : les zones interdites doivent être délimitées sur les parois du local concerné et leur accès être physiquement impossible. L’article 9 de l’arrêté du 15 mai 2006 [12] précise les dispositions lorsque l’émission de rayonnements ionisants n’est pas continue. Dans ce cas, la délimitation de la zone contrôlée peut être intermittente. Des règles de mise en œuvre de la signalisation doivent alors être assurées par un dispositif lumineux et, s’il y a lieu, sonore, interdisant tout accès fortuit d’un travailleur à la zone considérée. Cette dernière est a minima une zone surveillée lorsque l’émission de rayonnements ionisants ne peut être exclue. Lorsque l’appareil émettant des rayonnements ionisants est verrouillé sur une position interdisant toute émission de ceux-ci et lorsque toute irradiation parasite est exclue, la délimitation de la zone considérée peut être suspendue temporairement. Une information mentionnant le caractère intermittent de la zone doit être affichée de manière visible à chaque accès de la zone.

1.2.2.3. Sources de rayonnements ionisants Toutes les sources individualisées de rayonnements ionisants, quelque soit leur emplacement, doivent être signalées au moyen d’un trèfle noir sur fond jaune (cf. figure 1.2). Une autre signalisation établie par l’Organisation internationale de normalisation (ISO) a été conçue pour inciter les personnes ne comprenant pas la signification de la signalisation à s’éloigner rapidement. Ce pictogramme devrait être utilisé pour les sources dangereuses susceptibles de causer la mort ou des blessures sévères (sources classées en catégorie 1, 2 et 3 selon l’AIEA). En aucun cas, cette signalisation ne doit se substituer au trèfle noir sur fond jaune.

1.2.3. Établissement du zonage La mise en œuvre du zonage des locaux repose sur l’analyse des risques au niveau des différentes installations (cf. chapitre 9 « Analyses de postes de travail »). Avant toute mise en oeuvre d’une nouvelle manipulation comportant un risque d’exposition, le zonage a priori doit être établi à partir des conclusions de l’analyse des risques. Cette étude est également à joindre à la demande d’autorisation ou de déclaration (cf. partie 1.1). D’autre part, les résultats des contrôles techniques de radioprotection et d’ambiance relatifs aux risques d’expositions externe et interne permettront de vérifier a posteriori l’adéquation du zonage et éventuellement de modifier celui-ci. La délimitation des zones de travail matérialise le risque radiologique associé à l’installation et à son utilisation. De fait, il est préconisé de ne pas prendre en compte le port d’équipements de protection individuelle pour l’établissement du zonage. Ne sont intégrés que les risques auxquels le travailleur est soumis en conditions habituelles de travail ainsi que les événements radiologiques recensés fréquemment pouvant induire un surplus d’exposition : cas d’une rupture de confinement, d’un renversement de flacon entraînant une dispersion de substance radioactive et une contamination du travailleur.

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Dans le cas d’une exposition interne, le risque d’exposition par inhalation est prépondérant : le zonage pourra être vérifié à partir de valeurs d’activités atmosphériques (en Bq.m−3 ) obtenues lors des contrôles d’ambiance, à comparer à des grandeurs opérationnelles, telles que le RCA, repère en concentration atmosphérique [14]. Cette grandeur sera définie en détail dans la partie 1.4.4.2 de ce chapitre. Dans le cas particulier des zones non réglementées attenantes, la dose efficace susceptible d’être reçue par un travailleur doit être inférieure à 80 μSv par mois. Il est possible de vérifier ce seuil à l’aide d’un dispositif de mesure basé sur un temps légal de travail mensuel. Le principe est le suivant pour une émission continue de rayonnements : – considérons un temps légal de travail mensuel de 140 heures (4 × 35 h) ; – en divisant 80 μSv par 140 h, nous obtenons une dose efficace ne devant dépasser 0,6 μSv en une heure ; – multiplions maintenant cette valeur par le nombre d’heures mensuel (24 × 30) ; E = 0,6 × 24 × 30 = 432 μSv, que nous arrondirons par excès à 500 μSv. Le dosimètre mensuel de cette zone ne devra pas enregistrer de dose supérieure à 500 μSv (il est également possible de tenir compte du débit de dose horaire ambiant dû au bruit de fond naturel. La valeur obtenue sera alors à ajouter à la dose efficace de 0,6 μSv en une heure). Nota : Si le débit de dose horaire est fluctuant, il faut vérifier qu’il est en tout état de cause inférieur à 7,5 μSv en une heure, limite basse de la zone contrôlée verte.

1.2.4. Règles d’hygiène et de sécurité Dans cette partie, nous reprendrons textuellement les principales règles préconisées par l’arrêté du 15 mai 2006 dit « arrêté zonage » [12].

1.2.4.1. Règles générales relatives aux sources Art. 21. « Le chef d’établissement définit les mesures d’urgence à appliquer en cas d’incident ou accident affectant les sources de rayonnements ionisants, et en particulier d’incendie à proximité des sources, de perte ou de vol de sources, ainsi qu’en cas de dispersion de substances radioactives, pour quelque raison que ce soit. Ces mesures sont portées à la connaissance des travailleurs concernés, des personnes chargées d’intervenir dans de telles circonstances et du comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou, à défaut, des délégués du personnel concernés. » Cette partie sera développée de façon pratique dans le chapitre 8 « Gestion des situations incidentelles et dégradées dans le milieu médical ». Art. 22. « I. Lorsqu’elles sont inutilisées, les sources de rayonnements doivent être entreposées dans des conditions permettant en toutes circonstances : – d’assurer la radioprotection des travailleurs situés à proximité, notamment par le rangement des sources dans des conteneurs adaptés ou l’interposition d’écrans appropriés atténuant, autant que raisonnablement possible, les rayonnements ionisants émis ou par le choix d’emplacements éloignés des postes habituels de travail ;

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– de prévenir leur utilisation par des personnes non autorisées, voire leur vol, notamment en les plaçant dans des enceintes ou des locaux fermés à clé ; – de prévenir leur endommagement, notamment par incendie ; – pour les sources radioactives scellées, de préserver leur intégrité ou, pour les sources radioactives non scellées, de prévenir une dispersion incontrôlée des radionucléides, notamment par la mise en place de dispositifs de rétention, de ventilation ou de filtration. (…) III. La présence de sources radioactives dans une enceinte d’entreposage, un conteneur adapté, un conditionnement (…) ou derrière des écrans de protection appropriés doit être signalée (…). »

1.2.4.2. Règles relatives aux risques de contamination radioactive Art. 25. « I. Le chef d’établissement met à disposition, en tant que de besoin, les moyens nécessaires pour qu’en toute circonstance, des sources radioactives non scellées ne soient en contact direct avec les travailleurs. II. Toutes les surfaces sur lesquelles sont manipulées ou entreposées des sources radioactives non scellées doivent être constituées de matériaux faciles à décontaminer. Lorsque des sources radioactives non scellées sous forme liquide sont manipulées ou entreposées, des dispositifs de rétention adaptés aux quantités présentes doivent être mis en place. Lorsque des sources radioactives non scellées sous forme gazeuse ou lorsque des sources d’autres natures peuvent conduire à des mises en suspension d’aérosols ou des relâchements gazeux significatifs, des ventilations et des filtrations adaptées sont mises en place au plus près des sources concernées. III. Le chef d’établissement prend des dispositions pour interdire l’introduction à l’intérieur d’un lieu de travail où sont présentes des sources radioactives non scellées ou, plus généralement, un risque de contamination : – de la nourriture, des boissons, de la gomme à mâcher et des ustensiles utilisés pour manger ou boire (cette disposition ne concerne pas les produits destinés aux patients) ; – des articles pour fumeurs, des cigarettes ou du tabac ; – des produits cosmétiques ou des objets servant à leur application ; – des mouchoirs. En contrepartie, des mouchoirs à usage unique doivent être fournis par le chef d’établissement. Ces mouchoirs sont considérés après usage comme des déchets radioactifs ; – tout effet personnel non nécessaire à l’exercice de son activité. (…) Lorsque les travailleurs sont soumis à des conditions particulières nécessitant qu’ils se désaltèrent fréquemment, l’inspecteur du travail peut, après avis de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), autoriser le chef d’établissement à installer des postes de distribution de boissons à l’intérieur d’une zone contrôlée. »

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Art. 26. « Lorsqu’il y a un risque de contamination, les zones contrôlées et surveillées sont équipées d’appareils de contrôle radiologique du personnel et des objets à la sortie de ces zones ; ces appareils, et notamment leur seuil de mesure, sont adaptés aux caractéristiques des radionucléides présents. Le chef d’établissement affiche, aux points de contrôle des personnes et des objets, les procédures applicables pour l’utilisation des appareils et celles requises en cas de contamination d’une personne ou d’un objet. Des dispositifs de décontamination adaptés doivent être mis en place ». Cette partie sera développée de façon pratique dans le chapitre 8 « Gestion des situations incidentelles et dégradées dans le milieu médical ». Art. 23. (…) « II. Lorsqu’il y a un risque de contamination et que les conditions de travail nécessitent le port de tenues de travail, les vestiaires affectés aux travailleurs concernés doivent comporter deux aires distinctes : l’une est réservée aux vêtements de ville, l’autre aux vêtements de travail. Des douches et des lavabos doivent être mis à disposition des travailleurs (…). » Les dispositions relatives aux contrôles des sources et d’ambiance seront décrites dans la partie 1.5 relative aux contrôles de radioprotection.

1.3. Limites de doses et classement des travailleurs Les personnes potentiellement exposées aux rayonnements ionisants du fait de leur activité professionnelle sont soumises à des limites de doses spécifiques. Les limites de doses pour les travailleurs sont rassemblées dans le tableau 1.2. Tableau 1.2. Valeurs des limites de doses pour les travailleurs (d’après code du travail [5] et code de la santé publique [1]).

Type de dose Dose efficace E Dose équivalente H Dose équivalente H Dose équivalente H

Partie exposée du corps

Travailleurs non exposés/Public

corps entier extrémités (mains, avant-bras, pieds, chevilles) peau (1 cm2 ) cristallin

1 mSv

Travailleurs exposés 12 mois consécutifs 20 mSv

50 mSv

500 mSv

50 mSv 15 mSv

500 mSv 150 mSv

1 an

Pour compléter ces données, il faut préciser que : – lorsque, dans son emploi, la femme enceinte est exposée aux rayonnements ionisants, l’exposition de l’enfant à naître est, pendant le temps qui s’écoule entre la déclaration de grossesse et l’accouchement, aussi faible que raisonnablement possible, et en tout état de cause inférieur à 1 mSv (article D.4152-5 du code du travail) ;

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– les femmes qui allaitent ne peuvent être affectées à des postes de travail comportant un risque d’exposition interne (article D.4152-7 du code du travail) ; – la directive Euratom 2013-59 du 5 décembre 2013 [15] précise que la limite de dose équivalente au cristallin pour les travailleurs exposés soit inférieure à 20 mSv sur 12 mois consécutifs. Cette valeur entrera en application en France après transposition de cette directive. Il faut noter toutefois qu’en pratique, cette disposition est anticipée dans un grand nombre de services concernés. Par ailleurs, deux catégories de travailleurs sont définies dans les articles R.4451-44 à R.4451-46 du code du travail [5] selon le niveau d’exposition potentielle : – la catégorie A concerne les travailleurs susceptibles de recevoir, dans les conditions habituelles de travail, une dose efficace supérieure à 6 mSv par an ou une dose équivalente supérieure aux 3/10 des limites annuelles d’exposition fixées à l’article R.4451-13 ; – la catégorie B concerne les autres travailleurs exposés aux rayonnements ionisants dès lors qu’ils sont soumis dans le cadre de leur activité professionnelle à une exposition susceptible d’entraîner des doses supérieures à l’une des limites de dose fixées à l’article R.1333-8 du CSP. En outre, notons que : – les femmes enceintes ne peuvent être affectées à des travaux qui requièrent un classement en catégorie A, – les jeunes travailleurs (âgés de 15 ans au moins et de moins de 18 ans) ne peuvent être affectés à des travaux les exposant aux rayonnements ionisants requérant un classement en catégorie A ou B (article D.4153-21). Le code du travail (articles R.4153-38 à R.4153-52) précise des dérogations possibles à cette interdiction pour les travaux requérant un classement en catégorie B. C’est l’employeur, après avis du médecin du travail, qui détermine la catégorie de chaque travailleur exposé. Au même titre que la délimitation des zones de travail, le classement des travailleurs est une des conclusions de l’évaluation des doses réalisée dans le cadre de l’analyse des postes de travail auxquels ils sont affectés. Cependant, comme nous le verrons dans le chapitre 9, la logique sera ici différente : l’évaluation des doses n’aura pas pour but de quantifier un risque maximum lié à une installation mais tiendra compte de toutes les données relatives au travailleur : port des équipements de protection individuelle (dans le cas de l’exposition externe), durées réelles d’exposition pour chaque tâche, etc.

1.4. Évaluation de l’exposition L’objet de cette partie est de faire le point sur les différentes méthodes et techniques permettant d’estimer les doses susceptibles d’être reçues par les travailleurs.

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L’exposition aux rayonnements ionisants pouvant être d’origine externe et/ou interne, nous prendrons le soin de différencier ces deux cas. En effet, les techniques d’évaluation de l’exposition mais également les grandeurs de référence évaluées seront caractéristiques du mode d’exposition. L’évaluation des doses reçues par les travailleurs est un élément essentiel de l’analyse des postes de travail. Cette étude sert notamment à la délimitation des zones de travail et à l’établissement des catégories de travailleurs. Nous aurons l’occasion de revenir sur ces méthodes et outils d’évaluation lors du chapitre 9 « Analyses de postes de travail ».

1.4.1. Rappels sur les grandeurs de protection Les grandeurs de protection sont des concepts servant à exprimer les limites réglementaires d’exposition appliquées au suivi annuel des travailleurs ainsi qu’à la délimitation des zones de travail. Il sera donc nécessaire d’estimer ces grandeurs pour pouvoir comparer les niveaux d’exposition avec les valeurs réglementaires. Nous définirons deux grandeurs de protection (cf. ouvrage « Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation, chapitre 4 : Effets biologiques des rayonnements » [11] et annexe II de l’arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants [16]) : – la dose équivalente à l’organe H T est la dose absorbée par le tissu ou l’organe T, pondérée suivant le type et l’énergie du rayonnement ionisant. En cas d’exposition simultanée à plusieurs rayonnements de types et d’énergies différents, la dose équivalente à l’organe correspond à la somme pondérée des doses absorbées. Elle s’exprime en sievert (Sv) et s’écrit : HT =



wR × DT,R

R

où wR est le facteur de pondération radiologique pour le rayonnement R (sans dimension) et DT,R la dose absorbée due au rayonnement R pour l’organe ou le tissu T, exprimée en gray (Gy). Les différentes valeurs du facteur wR utilisé pour pondérer la dose absorbée par le tissu ou l’organe ne seront pas rappelées ici. – la dose efficace E correspond à la somme des doses équivalentes pondérées délivrées par exposition externe et interne aux différents tissus et organes du corps. Elle s’exprime également en sievert (Sv) et est définie par la formule : E=

 T

wT × HT =

 T

wT

 R

wR × DT,R

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où wT est le facteur de pondération tissulaire pour le tissu ou l’organe T (sans dimension). Ces facteurs sont liés aux coefficients représentatifs du détriment pour les différents organes et tissus, leurs différentes valeurs ne seront pas rappelées ici.

1.4.2. Règles de calcul de la dose efficace résultant d’une exposition externe et interne aux rayonnements ionisants La dose efficace totale reçue par un individu est déterminée par la formule suivante : E = Eexterne + Einterne – Eexterne est la dose efficace résultant de l’exposition externe. Cette grandeur peut être estimée grâce à des grandeurs opérationnelles mesurées au moyen de détecteurs. Une autre méthode d’estimation consiste à utiliser des outils de calcul, tels que les codes de calcul, certaines formules ou lois (loi en 1/d2 , formules empiriques…) ou bien des applications à partir de données dosimétriques issues de la littérature. Les grandeurs opérationnelles ainsi que leur corrélation avec la dose efficace, de même que les outils de calcul de la dose efficace résultant de l’exposition externe seront définies dans la partie 1.4.3. Notons que les prescriptions réglementaires relatives aux doses s’appliquent à la somme des doses résultant de l’exposition externe pendant une période spécifiée indiquée pour chacune des limites de doses (annexe I de l’arrêté du 1er septembre 2003 [16]). Cette période est de 12 mois consécutifs en ce qui concerne la somme des doses efficaces reçues par exposition externe et interne (article R.4451-12 du code du travail pour les travailleurs, cf. tableau 1.2 et [5]). Dans le cas de l’exposition de la femme enceinte, elle correspond à la période comprise entre la déclaration de grossesse et l’accouchement (article D.4152-5 du code du travail). Nous ne parlerons pas ici du cas de l’exposition du public. – Einterne est la dose efficace engagée résultant de l’exposition interne aux rayonnements ionisants, due essentiellement à l’inhalation et à l’ingestion de radionucléides (cf. ouvrage « Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation, chapitre 8 : Protection contre l’exposition interne » [11]). Dans la suite de l’ouvrage, nous noterons la dose efficace engagée de la façon suivante : E(τ ). Afin de comparer ces doses avec les données réglementaires, il sera nécessaire de tenir compte d’une période spécifiée, de la même façon que pour l’exposition externe. Concrètement, le calcul de la dose efficace engagée s’effectuera sur 50 ans pour les adultes et jusqu’à l’âge de 70 ans pour les enfants d’âge inférieur à 18 ans, résultant d’incorporation(s) pendant la période spécifiée (douze mois consécutifs pour les travailleurs ou bien période comprise entre la déclaration de grossesse et l’accouchement pour la femme enceinte). Nous définirons dans la partie 1.4.4 les méthodes permettant d’estimer la dose efficace engagée. Ces dernières associent généralement la mesure et le calcul.

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1.4.3. Estimation des doses résultant de l’exposition externe 1.4.3.1. Mesure de l’exposition externe et grandeurs opérationnelles a) Rappels sur les moyens de mesure en dosimétrie externe Il est nécessaire d’effectuer deux distinctions au niveau des moyens de mesure en dosimétrie externe : – tout d’abord, nous différencierons les instruments de mesure utilisés pour la surveillance individuelle des travailleurs de ceux permettant une surveillance de l’ambiance au poste de travail ; – d’autre part, la surveillance individuelle de l’exposition peut consister en une mesure en temps différé, il s’agit alors de dosimétrie passive ; en cas de mesure en temps réel de l’exposition externe à l’aide d’un dosimètre individuel, nous parlerons de dosimétrie opérationnelle. En règle générale, un modèle donné de détecteur est spécifique du mode de surveillance de l’exposition, individuelle ou d’ambiance. Cependant, certains dosimètres passifs (thermoluminescents) peuvent être utilisés indistinctement pour ces deux types de surveillance. Les instruments de mesure utilisés pour évaluer l’exposition externe doivent être adaptés aux types de rayonnements à étudier (nature, énergie), aux caractéristiques des sources (activité) et de l’exposition (caractéristiques directionnelles de l’exposition, géométrie). Il conviendra donc d’être vigilant sur les modèles d’instruments de mesure à utiliser, quant à leur adéquation avec tous ces paramètres. Nous rappelons dans ce qui suit quelques précisions issues de l’arrêté du 17 juillet 2013 relatif à la carte de suivi médical et au suivi dosimétrique des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants [17] : – la mesure des doses résultant de l’exposition externe n’est possible que pour certains seuils d’énergie en relation avec la nature des rayonnements : rayonnement X d’énergie supérieure à 15 keV émis par un générateur fonctionnant sous une tension supérieure à 30 kV, rayonnement γ et X d’énergie supérieure à 15 keV émis par un radionucléide, rayonnement β d’énergie moyenne supérieure à 100 keV (Eβmax > 300 keV) ou d’un rayonnement neutronique depuis les neutrons thermiques (énergie supérieure à 0,025 eV) jusqu’aux neutrons rapides (énergie jusqu’à 100 MeV) ; – il convient de s’assurer que l’organisme agréé retenu pour la surveillance individuelle de l’exposition par dosimétrie passive est en capacité de mesurer les rayonnements ionisants révélés par l’analyse des postes de travail et que les dosimètres utilisés sont compatibles avec les conditions de travail envisagées ; – en cas d’utilisation de dosimètres opérationnels, il convient de vérifier l’adéquation de ces derniers avec les rayonnements révélés par l’analyse des postes de travail (performance de mesure) ainsi que les conditions de travail envisagées (performance aux variations dues à l’environnement, éventuelles interférences et influence sur les résultats dosimétriques, taille, poids et résistance mécanique des dosimètres).

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D’autre part, notons que le suivi des instruments de mesure utilisés en radioprotection fait partie des contrôles imposés par l’arrêté du 21 mai 2010 relatif aux contrôles de radioprotection [18]. Nous indiquerons dans la partie 1.5.5 les modalités de ces vérifications. b) Les grandeurs opérationnelles Les grandeurs de protection (dose efficace E, dose équivalente à l’organe HT ) ont le défaut de ne pas être mesurables. Cependant, elles servent à exprimer les limites réglementaires d’exposition appliquées pour le suivi annuel des travailleurs ainsi que pour la délimitation des zones de travail. Afin de répondre à l’attente des personnes chargées de suivre les expositions des personnels, le concept de grandeurs opérationnelles a été introduit afin d’estimer de façon raisonnable les grandeurs de protection. Les grandeurs opérationnelles ont les caractéristiques suivantes : – elles sont mesurables au poste de travail par des détecteurs de rayonnements externes (débitmètres, dosimètres) et peuvent être utilisées pour la surveillance individuelle ou la surveillance de l’ambiance au poste de travail ; – elles sont des estimateurs généralement majorant de la dose efficace et des doses équivalentes aux organes ; – pour des rayonnements, des énergies et des angles d’incidence différents, les valeurs de chacune de ces grandeurs sont additives. Ainsi, il conviendra d’utiliser des instruments de mesure étalonnés par rapport aux grandeurs opérationnelles pour estimer les grandeurs de protection. Il existe trois grandeurs opérationnelles permettant d’estimer la dose efficace E ou la dose équivalente à l’organe : – deux sont utilisées pour la dosimétrie de zone ou d’ambiance : l’équivalent de dose ambiant H*(d) et l’équivalent de dose directionnel H’(d, Ω) ; – la 3e est utilisée pour la dosimétrie individuelle : l’équivalent de dose individuel (ou équivalent de dose personnel) HP (d). Ces grandeurs correspondent à l’équivalent de dose en un point situé à la profondeur d dans un fantôme ou dans l’organisme humain, et vont dépendre de l’énergie du rayonnement et des conditions géométriques de l’exposition (orientation). L’équivalent de dose ambiant H*(d) est la grandeur de référence pour les rayonnements fortement pénétrants dans le cas d’une dosimétrie d’ambiance. H*(d) est un bon estimateur de la dose efficace E. La profondeur d recommandée étant de 10 mm, nous pourrons écrire H*(10). Beaucoup de détecteurs utilisés pour la mesure des débits de dose sont étalonnés par rapport à H*(10). L’équivalent de dose directionnel H’(d, Ω) est la grandeur utilisée pour les rayonnements faiblement pénétrants en dosimétrie d’ambiance. H’(d, Ω) est un estimateur de la dose équivalente à la peau Hpeau . Ainsi, la profondeur recommandée est de 0,07 mm (ou 70 μm). Nous écrirons donc H’(0,07, Ω).

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L’équivalent de dose individuel HP (d) est la grandeur utilisée dans le cas de la dosimétrie individuelle. Deux cas peuvent se présenter : – dans le cas de rayonnements fortement pénétrants, la profondeur recommandée est de 10 mm : nous parlerons donc de HP (10), lequel est un bon estimateur de la dose efficace ; – dans le cas de rayonnements faiblement pénétrants, la profondeur sera de 0,07 mm, nous parlerons de HP (0,07), lequel est un bon estimateur de la dose équivalente à la peau Hpeau . Les dosimètres portés à la surface du corps utilisés pour la dosimétrie du personnel sont étalonnés en fonction de HP (10) et de HP (0,07), ce sont donc de bons estimateurs de la dose efficace et/ou de la dose équivalente à la peau. Ces dosimètres sont en général recouverts d’un matériau équivalent tissu. Notons également l’existence de détecteurs utilisés en surveillance individuelle permettant de mesurer HP (3), estimateur de la dose équivalente au cristallin, Hcristallin . La figure 1.3 permet de visualiser les relations existant entre les grandeurs physiques, les grandeurs opérationnelles et de protection. GRANDEURS RADIOMÉTRIQUES Fluence φ GRANDEURS PHYSIQUES

GRANDEURS DOSIMÉTRIQUES

Calcul (ωR , ωT)

GRANDEURS DE PROTECTION Dose efficace E Dose équivalente HT

Kerma K Dose absorbée D

Estimation GRANDEURS OPÉRATIONNELLES Équivalent de dose ambiant H*(d) Équivalent de dose directionnel H’(d,Ω) Équivalent de dose individuel Hp(d)

ÉTALONNAGES Grandeur mesurée

Figure 1.3. Relations entre les grandeurs physiques, opérationnelles et de protection.

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Pour en savoir plus La profondeur d ou toute épaisseur d’un matériau donné peut-être représentée par l’épaisseur massique, exprimée en g.cm−2 ou en mg.cm−2 . Exemples : - une profondeur d de 10 mm dans les tissus biologiques correspondra à une épaisseur massique de 1000 mg.cm−2 . Il suffit de multiplier l’épaisseur par la densité du matériau en g.cm−3 . 10 mm = 1 cm et 1 cm × 1 g.cm−3 = 1 g.cm−2 = 1000 mg.cm−2 - pour une profondeur d = 0,07 mm dans les tissus biologiques, le calcul est le suivant : 0,07 mm = soit 0,007 cm et 0,007 cm x 1 g.cm−3 = 0,007 g.cm−2 = 7 mg.cm−2 Nous détaillerons dans le chapitre 9 « Analyses de postes de travail » la méthodologie d’utilisation des instruments de mesure de l’exposition externe lors de l’étude des postes de travail.

1.4.3.2. Outils de calcul Il est possible d’évaluer les doses reçues lors d’expositions externes au moyen de codes de calcul. Le maniement de ces outils peut s’avérer délicat et nécessite généralement des connaissances approfondies en physique des rayonnements ainsi qu’une bonne maîtrise des outils informatiques. D’autre part, l’utilisation de codes de calcul peut sembler disproportionnée par rapport aux problématiques de radioprotection dans certaines applications médicales telles que la radiologie conventionnelle ou dentaire par exemple. Cependant, certains outils d’utilisation simple du type « tableur » existent aujourd’hui et peuvent aider les PCR. Nous citerons l’ouvrage « Calcul de doses générées par les rayonnements ionisants » (A. Vivier, G. Lopez - EDP Sciences, août 2012 [19]). Cet ouvrage est très novateur car il associe une partie rédigée pédagogique consacrée aux bases théoriques sur la dosimétrie des rayonnements ionisants et des utilitaires de calcul, le « pack Dosimex » permettant d’effectuer de nombreux calculs de doses et de protection, en exposition externe comme en exposition interne. En outre, l’utilisation de ce tableur de calcul est beaucoup plus aisée que celle des nombreux codes existant sur le marché. Une présentation du pack Dosimex sera effectuée dans le chapitre 7 (partie 7.2.1.3) au moyen d’exemples appliqués au secteur médical (utilisation d’une seringue contenant du technétium-99m avec ou sans protection en tungstène, rôle du tablier plombé en radiologie et en médecine nucléaire). Nous rappellerons également certaines formules de base vues dans le chapitre « Protection contre l’exposition externe » de l’ouvrage « Personne compétente en radioprotection – Principes de radioprotection-réglementation » [11].

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Ces formules sont d’un accès très aisé, cependant leur caractère théorique et général implique qu’elles ne soient utilisées que pour faire une « première estimation » du niveau d’exposition. De plus, nous conseillons aux PCR d’être attentives aux niveaux d’incertitudes engendrées par ces outils selon l’énergie des rayonnements et la géométrie de l’exposition. Voici quelques relations couramment utilisées : – la loi de « l’inverse du carré de la distance » ou loi en 1/d2 permet de calculer les débits de dose dus à des photons provenant de sources ponctuelles. Elle s’écrit : 

·

D1 ·

=

D2 ·

d2 d1

2 ou bien

·

·



D2 = D1 .

d1 d2

2

·

où D1 et D2 sont les débits de doses absorbées respectivement à la distance d1 et d2 . Pour qu’une source soit considérée comme ponctuelle, nous rappelons que la distance entre la source et l’opérateur doit être au moins 5 fois plus grande que la plus grande dimension de la source. Notons que cette relation ne tient pas compte de l’atténuation des rayonnements dans la matière (d’où son inadéquation pour les rayonnements particulaires), ni de la production éventuelle de rayonnements secondaires. – certaines formules empiriques permettent d’estimer les débits de doses absorbées dus à des sources ponctuelles de rayonnements. Pour les photons, il est possible d’utiliser la relation suivante : ·

−10 ×A×E × D = 1, 3.10

I 100

·

D est le débit de dose absorbée dans les tissus biologiques à 1 mètre (en mGy.h−1 ), A est l’activité de la source ponctuelle (en Bq), E est l’énergie du rayonnement (en MeV) et I l’intensité d’émission (en %). Il est nécessaire de rappeler les niveaux d’erreurs relatives associés à l’utilisation de cette relation : inférieure à 10 % si E est comprise entre 300 keV et 1,5 MeV, comprise entre 10 et 30 % si E est comprise entre 65 et 300 keV ou entre 1,5 et 2 MeV. Cette relation, associée à la loi de variation du débit de dose absorbée en fonction de la distance permet de calculer ce débit de dose à une distance quelconque d’une source ponctuelle, connaissant les caractéristiques du terme source (radionucléide(s) manipulé(s), énergie). Pour les électrons d’énergie supérieure à 300 keV, il existe la relation empirique suivante : · I −7 D = 9.10 × A × 100 ·

D est le débit de dose absorbée dans les tissus biologiques à 10 cm d’une source ponctuelle (en mGy.h−1 ), A est l’activité de cette source (en Bq) et I l’intensité d’émission (en %). L’utilisation de données de dosimétrie externe issues de la littérature est une autre solution pour estimer les doses dues à l’exposition externe aux rayonnements ionisants. Ces grandeurs sont généralement estimées au moyen de codes de calcul.

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Nous avons choisi d’utiliser les données d’exposition externe issues du Guide pratique « Radionucléides et radioprotection » (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc - EDP Sciences, 2e édition 2006 [20]). Cet ouvrage comporte un grand nombre de renseignements relatifs aux caractéristiques des rayonnements émis, à l’exposition externe et à l’exposition interne pour un échantillon conséquent de radionucléides utilisés dans la pratique. Toutes ces données sont rassemblées au moyen de fiches. Nous présentons sur la figure 1.4 un extrait d’une de ces fiches, comportant les principales émissions et les données d’exposition externe pour le fluor-18.

Figure 1.4. Exemple de fiche pratique concernant les données physiques et d’exposition externe pour le fluor-18, issue du guide pratique « Radionucléides et radioprotection » - D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc – EDP Sciences, 2e édition 2006 [20].

Les valeurs d’exposition externe (en μSv.h−1 ) présentées dans cet ouvrage ont été établies pour des sources d’activité 1 Bq et pour diverses manipulations et gestes rencontrés dans des laboratoires de recherche ou du secteur médical : – exposition externe à 30 cm d’une source ponctuelle « à nu » dans l’air (1) : sont figurées les doses superficielles (ds) estimant les doses à la peau dues respectivement aux rayonnements électroniques et photoniques, ainsi que la dose en profondeur ou à l’organisme entier (dp) due à la composante photonique ; – exposition externe au contact et à distance d’un flacon de type « pénicilline » (2) : sont figurées la dose superficielle au contact et la dose en profondeur à 1 mètre d’un flacon de verre (épaisseur 1,5 mm et densité 2,7) contenant une source liquide de densité 1 et de forme cylindrique (2,3 cm de diamètre et 2,5 cm de hauteur) ;

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– exposition externe au contact d’un bécher d’épaisseur 2 mm de verre (3) et d’une seringue d’épaisseur 1 mm de plastique de densité 1 (4) : sont représentées les doses superficielles au contact et au niveau du col du bécher (solution radioactive modélisée par un cylindre de 4 cm de diamètre et 1,6 cm de hauteur) ainsi qu’au contact de la seringue (solution radioactive modélisée par un cylindre de 1,2 cm de diamètre et 2,2 cm de hauteur). Notons que pour des raisons pédagogiques, les illustrations présentées montrent les doigts du manipulateur dans une position correcte de radioprotection. – exposition externe due à une contamination cutanée au niveau de la main : sont représentées les doses à la peau (à 0,07 mm de profondeur de tissus biologiques) dues à une contamination surfacique homogène de 1 Bq.cm−2 et à la projection d’une goutte de 0,05 cm3 de solution radioactive. Notons que les auteurs ont considéré que la contamination radioactive ne pénétrait pas à travers la peau.

1.4.4. Estimation des doses résultant de l’exposition interne 1.4.4.1. Méthode générale Nous avons vu que la grandeur de référence en exposition interne est la dose efficace engagée. L’estimation précise de cette notion est délicate compte tenu des différentes caractéristiques des radionucléides pouvant être mis en cause lors d’une exposition interne (période effective, forme et propriétés physico-chimiques, rayonnements émis…) et des personnes (âge). De même, il peut s’avérer nécessaire de connaître les lois régissant le devenir des radionucléides dans l’organisme (biocinétique, transferts entre les différents « compartiments » de l’organisme). Il est néanmoins possible d’estimer de façon pratique la dose efficace engagée à partir de la relation suivante (annexe I de l’arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants [16]) :   E (τ ) = h(g)j,ingér é × Aj,ingér é + h(g)j,inhalé × Aj,inhalé j

j

Dans cette relation, h(g)j,ingéré et h(g)j,inhalé sont les doses efficaces engagées par unité d’incorporation du radionucléide j dues respectivement à l’ingestion et à l’inhalation par un individu du groupe d’âge g ; elles s’expriment en Sv.Bq−1 . Cette grandeur, également notée DPUI, correspond à la dose efficace engagée en 50 ans ou jusqu’à l’âge de 70 ans du fait de l’incorporation de 1 Bq du radionucléide considéré. Les valeurs de h(g) sont données dans les tableaux de l’annexe III de l’arrêté du 1er septembre 2003 [16] en fonction des paramètres suivants : – la voie d’entrée dans l’organisme (inhalation ou ingestion) ; – la granulométrie (pour l’inhalation) ;

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– la transférabilité ; – le type d’exposition [professionnelle (dans ce cas, l’engagement se fait sur 50 ans) ou de la population (engagement jusqu’à l’âge de 70 ans)] ; – la classe d’âge des personnes lors de la contamination (uniquement pour la population). En cas de doute sur la valeur h(g) à choisir, la plus restrictive est à prendre en considération. Aj,ingéré et Aj,inhalé sont respectivement les activités incorporées par ingestion ou par inhalation du radionucléide j, exprimées en Bq. Ces dernières sont estimées soit par la mesure au moyen des examens radiotoxicologiques (analyses in vitro) ou des méthodes in vivo du type anthroporadiamétrie, soit par calcul. Nous verrons dans la partie 1.4.4.2 les grandeurs et relations permettant d’estimer les activités incorporées suite à une exposition interne par inhalation. Considérons l’exemple suivant : un travailleur incorpore accidentellement une activité de 100 kBq de fluor-18. Sachant que la valeur h(g) la plus restrictive est de 9,3.10−11 Sv.Bq−1 , nous calculerons la dose efficace engagée de la manière suivante : E (τ ) = h(g) × Aincorpor ée = 9, 3.0−11 × 1.105 = 9, 3.10−6 = 9, 3 μSv Pour terminer, notons que certaines valeurs caractéristiques de DPUI sont données dans le guide pratique « Radionucléides et radioprotection », EDP Sciences ([20], cf. figure 1.5). Il est conseillé cependant de faire attention à la dénomination employée dans cet ouvrage : la DPUI due à l’inhalation est appelée h(g) alors que la DPUI due à l’ingestion est appelée e(g).

Figure 1.5. Exemple de fiche pratique concernant les données d’exposition interne pour le fluor-18, issue du guide pratique « Radionucléides et radioprotection » - D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc - EDP Sciences, 2e édition 2006 [20].

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1.4.4.2. Estimation par le calcul La PCR n’a pas forcément accès aux valeurs d’activités incorporées évaluées grâce aux examens médicaux. Ainsi, pour estimer la dose efficace engagée lors d’une étude de poste de travail ou bien suite à une incorporation de radioactivité due à un incident, il est possible d’évaluer l’activité incorporée par le calcul. Nous proposons la relation suivante pour estimer la dose efficace engagée suite à une inhalation de radionucléides, voie prépondérante d’incorporation dans les lieux de travail : A×Q×t ×k E (τ ) = h(g) × V ×f Dans cette formule : – h(g) est la dose efficace par unité d’incorporation du radionucléide concerné due à l’inhalation (en Sv.Bq−1 ) ; – A est l’activité manipulée (en Bq) ; – Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » ; il est généralement fixé à 1,2 m3 .h−1 ; – t est le temps estimé de l’exposition (en h) ; – k est le coefficient de volatilité du composé radioactif (sans dimension). Cette grandeur dépend du caractère volatile du produit (composés à fortes tensions de vapeur) et peut prendre les valeurs entières suivantes : 0,001 (composé non volatile) - 0,01 – 0,1 – 1 (composé très volatil, très forte tension de vapeur). Ces données sont consultables sur les fiches issues du Guide pratique « Radionucléides et radioprotection » (D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc – EDP Sciences, 2e édition 2006 [20]) ; – V est le volume de répartition du composé radioactif, par exemple le volume du local dans lequel a lieu la manipulation (en m3 ). Pour faciliter les calculs, nous faisons l’approximation que le composé radioactif est instantanément réparti de façon homogène dans le local ; – f est un facteur de sécurité lié aux dispositifs de protection collective utilisés lors de la manipulation. Nous retiendrons les valeurs présentées dans le tableau 1.3. Tableau 1.3. Valeurs du facteur de sécurité f lié aux dispositifs de protection collective.

Dispositif de protection collective Travail sur paillasse Travail sous hotte ventilée Travail en boîte à gants

f 1 10 1000

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Pour en savoir plus : Les grandeurs opérationnelles relatives à l’incorporation de substances radioactives Il existe des grandeurs pratiques permettant de réaliser des calculs d’incorporation de radionucléides (dans le cas d’un incident par exemple) et de la dose efficace engagée. Ces grandeurs, non définies dans la réglementation, sont établies à partir des données réglementaires (DPUI, limites de doses annuelles…). Leur principale avantage réside dans leur facilité d’utilisation. Cependant, de par leur caractère officieux, elles sont à manipuler avec précaution. Nous définirons les grandeurs pratiques suivantes : – AI20inh , activité incorporée par inhalation conduisant à une dose efficace engagée de 20 mSv et AI20ing , activité incorporée par ingestion conduisant à une dose efficace engagée de 20 mSv ; – RCA, repère en concentration atmosphérique ; – LPCA, limite pratique de concentration dans l’air. a) AI20inh et AI20ing : Le Guide pratique « Radionucléides et Radioprotection » [20] nous propose le calcul de grandeurs dérivées de l’ancienne LAI (Limite Annuelle d’Incorporation) appelées AI20inh et AI20ing qui s’expriment en Bq. AI20inh représente l’activité incorporée par inhalation, pour un radionucléide donné, qui conduit à une dose efficace engagée égale à la valeur limite réglementaire (20 mSv). Elle se calcule ainsi : 0, 02 h(g)inh où 0,02 correspond à la limite annuelle de dose efficace en sievert et h(g)inh est la dose efficace engagée par unité d’incorporation par inhalation. AI20inh =

AI20ing représente l’activité incorporée par ingestion, pour un radionucléide donné, qui conduit à une dose efficace engagée égale à la valeur limite réglementaire (20 mSv). Elle se calcule ainsi : AI20ing =

0, 02 h(g)ing

où 0,02 correspond à la limite annuelle de dose efficace en sievert et h(g)ing est la dose efficace engagée par unité d’incorporation par ingestion.

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Outre leur facilité de calcul, ces deux grandeurs ont l’avantage de s’exprimer en Bq, ce qui permet de les comparer aisément avec les activités mises en jeu lors d’une manipulation qui pourraient être incorporées par inhalation ou ingestion suite à un incident. Certaines valeurs AI20inh et AI20ing sont présentées sur les fiches pratiques issues du guide « Radionucléides et radioprotection » (cf. figure 1.5). b) RCA [14] : Remarque importante : nous présentons cette grandeurs à titre informatif. En effet, le RCA est utilisé essentiellement dans le secteur nucléaire en tant que critère pour la mise en place du zonage. Dans le secteur médical, il peut éventuellement être utilisé pour aider au calcul de la dose efficace engagée en cas d’incorparation accidentelle par inhalation. Le risque d’exposition interne sur les lieux de travail étant principalement dû à l’inhalation, il peut s’avérer utile de définir une grandeur exprimée en unité d’activité atmosphérique (Bq.m−3 ). Ainsi, le RCA, repère en concentration atmosphérique, est une grandeur pratique, exprimée en Bq.m−3 , pouvant s’avérer utile, en particulier pour aider à établir la délimitation des zones de travail. Le RCA correspond, pour un radionucléide donné, à l’activité volumique (en Bq.m−3 ) qui conduit à une dose efficace engagée donnée (généralement 25 μSv) suite à l’exposition d’une personne pendant 1 heure. Comme les grandeurs AI20inh , AI20ing , le RCA n’est pas défini dans la réglementation française. Il a été conçu pour vérifier la conformité du zonage radiologique des locaux lié à un risque d’exposition interne par inhalation, par comparaison avec la mesure par prélèvement atmosphérique de l’activité volumique moyenne représentative d’une exposition d’une heure dans les conditions habituelles de travail. En effet, rappelons que la contamination atmosphérique peut être estimée au moyen de systèmes de prélèvements d’air sur un support « piégeant » (filtre pour certains aérosols, charbon actif pour l’iode radioactif…). Le RCA sera calculé à l’aide de la relation suivante : RCA =

E(τ ) Q × h(g)inh

où E(τ ) (en Sv) est la dose efficace engagée en 1 heure d’exposition définie en fonction de la zone concernée, Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » (soit 1,2 m3 .h−1 ) et h(g)inh est la dose efficace engagée par unité d’incorporation par inhalation du radionucléide considéré.

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En régle générale, nous prendrons comme valeur de E(τ ) la limite supérieure de dose efficace correspondant à la zone contrôlée verte, soit 25 μSv en une heure. Le RCA sera donc calculé selon la relation : RCA =

25.10−6 Q × h(g)inh

Exemple d’application : Considérons un laboratoire où est manipulé de l’iode-125. D’après les annexes de l’arrêté du 1er septembre 2003, la valeur h(g) la plus restrictive est égale à 1,5.10−8 Sv.Bq−1 . En reprenant la formule précédente, nous obtenons : RCA =

25.10−6 1,2×1,5.10−8

≈ 1400 Bq.m−3

Ainsi, une activité volumique moyenne de 1400 Bq.m−3 mesurée durant 1 heure dans une zone en présence d’iode-125 conduirait à la limite supérieure de la zone contrôlée verte, soit 25 μSv. Dans ces conditions, le temps nécessaire pour atteindre la limite de dose efficace pour les travailleurs de catégorie A (20 mSv) est de : 20.103 = 800 heures 25 Nous en déduisons qu’une exposition à 1 RCA pendant 800 heures conduit à la limite annuelle d’exposition en dose efficace pour les travailleurs relevant de la catégorie A, soit 20 mSv. Le produit du nombre de RCA dans un local et de la durée d’exposition (sans protection des voies respiratoires), « RCA.h » est appelé exposition à la contamination. Il s’agit d’un bon indicateur du niveau de contamination atmosphérique du local. En effet, une valeur « RCA.h » égale à 800 (soit 800 RCA.h) correspond à une dose efficace engagée de 20 mSv (si le RCA est bien calculé en fonction d’une dose efficace engagée de 25 μSv en 1 heure). Le calcul de ce produit « RCA.h » est donc une aide à l’estimation de la dose efficace engagée. Comme indiqué précédemment, il est possible d’utiliser le RCA comme indicateur pour le zonage des locaux où il existe un risque d’exposition interne par inhalation. Précisons cependant qu’il faudra éviter de mettre en place un zonage permanent pour un risque de contamination atmosphérique sans se poser la question de son origine... Nous avons identifié dans le tableau 1.4 les seuils des zones en fonction du nombre de RCA.

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Dans le tableau 1.4, nous avons considéré des critères de classification séparés pour l’exposition externe et l’exposition interne. Lorsque les deux risques coexistent, ils doivent être combinés. Par exemple, pour une zone contrôlée verte, il faut que la relation suivante soit vérifiée : −

AV H ∗ (10) + ≤1 25 RCA Tableau 1.4. Critères de classification des locaux en fonction du nombre de RCA (d’après « Règles générales de radioprotection, document CEA, 2012 » [14]). Zonage radioprotection Zone

Couleur

Non réglementée

sans objet

Surveillée

Contrôlée

Spécialement réglementée

Interdite

Exposition externe Valeurs de dose efficace (E) et/ou de débit d’équivalent de dose (organisme entier)

Exposition interne

Nombre de RCA

E < 80 μSv/mois E < 7,5 μSv sur 1 heure

< 0,3 RCA

E < 25 μSv sur 1 heure

< 1 RCA

E < 2 mSv sur 1 heure et débit H < 2 mSv/h

< 80 RCA

E < 100 mSv sur 1 heure et débit H < 100 mSv/h

< 4000 RCA

E ≥ 100 mSv sur 1 heure et débit H ≥ 100 mSv/h

≥ 4000 RCA

Dans cette relation : – H*(10) est la grandeur opérationnelle utilisée pour estimer la dose efficace, en μSv intégré sur une heure : il s’agit en général de l’équivalent de dose ambiant à 10 mm de profondeur (cf. partie 1.4.3.1) ; – 25 correspond à la limite supérieure de la zone contrôlée verte en μSv sur une heure ; – AV correspond à l’activité volumique moyenne évaluée sur une heure en Bq.m−3 . Nous rappelons que le zonage radiologique doit également être vérifié vis-à-vis de l’exposition externe des extrémités, pour lesquelles des seuils de doses équivalentes sur une heure ont été établis (cf. tableau 1.1). Pour l’établissement du zonage radiologique, nous rappelons que seuls les risques auxquels le travailleur est soumis en conditions habituelles de travail sont intégrés ainsi que les événements radiologiques recensés fréquemment pouvant induire un surplus

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d’exposition (cf. partie 1.2.2.1). Pour cette raison, il n’est fait référence qu’au risque d’inhalation pour les critères de classification relatifs à l’exposition interne (et non au risque d’ingestion). b) LPCA : La LPCA (Limite Pratique de Concentration dans l’Air) est une autre grandeur pratique, non définie dans la réglementation, pouvant être utilisée en particulier pour les évaluations de dose efficaces engagées suite à des incorporations incidentelles. La LPCA prend en compte l’exposition par inhalation due à la contamination atmosphérique d’un local, de même que l’exposition externe associée (Guide pratique « Radionucléides et radioprotection » [20]). Par définition, la LPCA, en Bq.m−3 , est l’activité volumique de l’air respiré par un travailleur qui le conduirait à atteindre une dose efficace de 20 mSv pour une présence continue de 2000 heures dans l’atmosphère contaminée. Hormis dans le cas de certains radionucléides émetteurs β/γ de périodes courtes produits dans les cyclotrons pour les besoins de la médecine, l’exposition externe due à la contamination atmosphérique est négligeable. Ainsi, nous tiendrons compte de la seule exposition par inhalation pour calculer la LPCA. Pour bien signifier cette approximation, nous appellerons cette donnée, LPCAinh et la calculerons de la façon suivante : LPCAinh =

AI20inh AI20inh = ≈ LPCA Q × 2000 1, 2 × 2000

où Q est le quotient respiratoire humain moyen pour un travail « léger » (soit 1,2 m3 .h−1 ) et 2000 correspond au nombre d’heures. Attention, il ne faut pas confondre RCA et LPCA même si ces deux grandeurs ont la même unité (Bq.m−3 ) : le RCA est calculé à partir d’une limite d’exposition horaire alors que la LPCA est calculée à partir d’une limite annuelle (par l’intermédiaire de la valeur AI20inh ) en considérant 2000 heures de travail. Ainsi on observe un facteur 2,5 entre les valeurs RCA et LPCA. Certaines valeurs LPCA sont précisées sur les fiches issues du « Guide pratique Radionucléides et radioprotection » (partie « Exposition interne pour les travailleurs ») dont un exemple est présenté dans la figure 1.5. Exemple d’application des données pratiques AI20inh et LPCA : Considérons le cas incidentel suivant : Un manipulateur travaille avec de l’iode-131 (solution mère d’activité volumique 2 GBq.L−1 , sous forme élémentaire. Nous considérerons une valeur h(g) égale à 1,1.10−8 Sv.Bq−1 (annexes de l’arrêté du 1er septembre 2003 [16]).

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Le flacon de solution mère (5 mL) lui échappe des mains et le produit radioactif se répand sur le sol. Nous souhaitons évaluer la dose efficace reçue par ce manipulateur et allons procéder par étapes. → Quelle serait l’activité volumique en Bq.m−3 libérée dans le local de 60 m3 sachant que la totalité de l’iode-131 contenu dans la solution mère, soit 5 mL, est remise en suspension ? Nous considérerons que le composé se répartit instantanément de façon homogène dans le volume du local. – calculons d’abord l’activité totale contenue dans la solution mère : AT = 2.109 × 5.10−3 = 107 Bq – nous en déduisons l’activité volumique dans le local : AV =

AT 107 = 1, 7.105 Bq.m−3 = Vlocal 60

→ Quelles sont les valeurs arrondies AI20inh et LPCA de l’iode-131 ? – valeurs arrondie AI20inh : AI20inh =

0,02 h(g)

=

0,02 1,1.10−8

= 1, 82.106 Bq soit : AI20inh = 1, 8.106 Bq

– valeurs arrondie LPCA : LPCA =

AI20inh 1, 8.106 = = 750 Bq.m−3 1, 2 × 2000 2400

→ Sachant que la durée de l’exposition à la contamination est de 15 minutes, nous pouvons en déduire la valeur du produit « LPCA × nombre d’heures » (LPCA.h). – représentons la contamination atmosphérique dans le local en nombre de LPCA : nb LPCA =

1, 7.105 AV = = 227 LPCA 750

– nous en déduisons la valeur du produit « LPCA.h » : nb LPCA.h = nb LPCA × nb heures = 227 ×

15 = 57 60

→ De la même façon que le produit « RCA.h », le calcul du produit « LPCA.h » est une aide à l’estimation de la dose efficace engagée. Par contre, les correspondances sont différentes : Ici, une valeur « LPCA.h » égale à 2000 correspond à l’incorporation de 1 AI20inh soit une dose efficace engagée de 20 mSv.

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Rappelons que précédemment, la valeur du produit « RCA.h » devait être égale à 800 (soit 800 RCA.h) pour correspondre à une dose efficace engagée de 20 mSv. → Nous en déduisons la dose efficace engagée par le manipulateur suite à cet incident. – appliquons la relation précédente : 2000 LPCA.h → 1 AI20inh incorporé → E(τ ) = 20 mSv Soit pour une valeur de produit LPCA.h égale à 57 : E (τ ) = 20 ×

57 2000

= 0, 57 mSv ≈ 0, 6 mSv

La dose efficace engagée suite à cet incident est estimée à 0,6 mSv.

1.5. Les contrôles de radioprotection 1.5.1. Données générales L’arrêté du 21 mai 2010 [18] définit les modalités techniques et les périodicités des contrôles de radioprotection en application du code du travail (articles R.4451-29 à 33 [5]) et du code de la santé publique (articles R.1333-7 et art. R.1333-95 [1]). Ce texte et les articles du CT et du CSP qui y sont rattachés définissent plusieurs types de contrôles : – contrôles techniques des sources et appareils émetteurs de rayonnements ionisants (art. R.4451-29 du CT) ; – contrôles techniques d’ambiance (art. R.4451-30 du CT) ; – contrôles de l’efficacité de l’organisation et des dispositifs techniques mis en place au titre de la radioprotection (art. R.1333-95 du CSP) ; – contrôles des règles de gestion des sources radioactives, scellées et non scellées, des produits ou dispositifs en contenant ainsi que des appareils émettant des rayonnements ionisants (art. R.1333-95 du CSP) ; – contrôles des règles techniques auxquelles doivent satisfaire la collecte, le traitement et l’élimination des effluents et déchets contaminés par des radionucléides ou susceptibles de l’être (art. R.1333-95 du CSP) ; – contrôles des instruments de mesure et des dispositifs de protection et d’alarme (art. R.4451-29 du CT et art. R.1333-7 du CSP). D’autre part, on entend par : – contrôles externes ceux obligatoirement réalisés par l’IRSN ou par un organisme agréé ;

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– contrôles internes ceux réalisés sous la responsabilité de l’employeur, par la PCR ou le service compétent en radioprotection (art. R.4451-31 du CT). ; l’employeur peut néanmoins confier ces contrôles à l’IRSN ou à un organisme agréé différent de celui procédant aux contrôles externes (art. R.4451-33 du CT). Les contrôles externes et internes font l’objet de rapports écrits, mentionnant la date, la nature des contrôles et leur localisation, les noms et qualité de la ou des personnes les ayant effectués ainsi que les éventuelles non-conformités relevées. Ces rapports sont transmis au titulaire de l’autorisation ou au déclarant de l’installation contrôlée ainsi qu’à l’employeur. Ils sont conservés par ce dernier pendant une durée de 10 ans. L’employeur tient ces rapports à la disposition des agents de contrôle compétents et du CHSCT ou, à défaut, des délégués du personnel. En guise d’illustration, nous présenterons dans la partie 1.5.6.4 un document permettant d’assurer la traçabilité des contrôles (dans le cas de contrôles d’ambiance en médecine nucléaire). Les résultats des contrôles sont consignés dans le document unique d’évaluation des risques prévu dans le code du travail (article R.4451-37) avec : – un relevé actualisé des sources et appareils émettant des rayonnements ionisants utilisés ou stockés dans l’établissement ; – les informations concernant les modifications apportées à chaque source, appareil émetteur ou dispositif de protection ; – les observations faites par les organismes ayant procédé aux contrôles externes. Dans les parties 1.5.2 à 1.5.6, nous avons sélectionné les éléments importants à contrôler pour les installations du secteur médical. Les fréquences de l’ensemble des contrôles de radioprotection (hors contrôle des instruments de mesure, cf. partie 1.5, et hors applications vétérinaires) sont données dans le tableau 1.5 (cf. annexes de l’arrêté du 21 mai 2010 [18]). Les 2 types de contrôles – internes et externes – ont été indiqués ; les contrôles internes étant en caractères gras et les contrôles externes en italique.

1.5.2. Contrôles techniques des sources et des appareils émetteurs de rayonnements ionisants 1.5.2.1. Vérifications administratives Ces vérifications, valables pour toutes les sources, comprennent notamment : – l’identification de l’établissement détenant la ou les sources émettrices de rayonnements ionisants ; – la description du domaine d’activité de l’établissement ; – les contrôles administratifs (identification et localisation des sources, situation réglementaire, régime administratif, règlement intérieur) ; – l’inventaire des sources détenues.

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Tableau 1.5. Fréquences des contrôles internes et externes de radioprotection (hors contrôles des instruments de mesure) pour les activités nucléaires du secteur médical, hors activités vétérinaires (d’après l’arrêté du 21 mai 2010 [18]).

Objet du contrôle

Activités soumises à autorisation

Activités soumises à déclaration

Activités

Contrôles techniques des sources et appareils émettant des RI (R.4451-29 CT)

Contrôles techniques d’ambiance (R.4451-30 CT)

Gestion des sources radioactives (R.1333-95 CSP)

Efficacité de l’organisation et des dispositifs techniques mis en place au titre de la RP

annuel / 5 ans

trimestriel / 5 ans

annuel / 5 ans

annuel / 5 ans

Appareils de : - mammographie, radiodiagnostic à poste fixe hors scanners - appareils mobiles (hors radiologie interventionnelle) / transportables de radiologie y compris dentaires

annuel / 3 ans

trimestriel / 3 ans

annuel / 3 ans

annuel / 3 ans

Appareils de radiologie interventionnelle, arceaux mobiles destinés à la radiologie interventionnelle

annuel / annuel

mensuel / annuel

annuel / annuel

annuel / annuel

Appareils électriques générant des rayons X destinés à la médecine, à l’art dentaire, à la biologie humaine et à la recherche biomédicale

semestriel / annuel

en continu ou au moins mensuel / annuel

annuel / annuel

semestriel / annuel

Accélérateurs de particules

semestriel / annuel

en continu ou au moins mensuel / annuel

annuel / annuel

semestriel / annuel

Sources scellées de hautes activités

trimestriel / annuel

en continu ou au moins mensuel / annuel

annuel / annuel

trimestriel / annuel

Sources scellées dont la classification ne répond pas à celle recommandée par la norme ISO 2919 pour l’utilisation considérée (ou bénéficiant d’une prolongation au-delà de 10 ans)

semestriel / annuel

en continu ou au moins mensuel / annuel

annuel / annuel

semestriel / annuel

Sources scellées dont la classification répond à celle recommandée par la norme ISO 2919 pour l’utilisation considérée

annuel / annuel

en continu ou au moins mensuel / annuel

annuel / annuel

annuel / annuel

annuel / annuel

mensuel / annuel

mensuel / annuel

(R.1333-95 CSP)

(R.1333-95 CSP)

Appareils de : - radiographie dentaire endobuccale et panoramique - téléradiographie cranienne - tomographie volumique à faisceau conique hors scanners - ostéodensitométrie

Sources non scellées

Conditions d’élimination des effluents et déchets

en continu ou au moins mensuel / annuel

sans objet

sans objet

semestriel / triennal

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Notons que ces vérifications répondent de façon exhaustive aux « contrôles de l’efficacité de l’organisation et des dispositifs techniques mis en place au titre de la radioprotection » demandés par le code de la santé publique (cf. partie 1.5.1).

1.5.2.2. Cas des générateurs électriques de rayons X ou accélérateurs de particules a) Cas général Contrôle : – de la conformité du générateur ou de l’accélérateur aux règles applicables ainsi que des conditions d’installation ; – du bon état et du bon fonctionnement du générateur ou de l’accélérateur, de leurs accessoires et de leurs dispositifs de sécurité et d’alarme, et de toutes les parties mécaniques de l’appareil (y compris les dispositifs de suspension et d’équilibrage) ; – de l’efficacité des dispositifs de protection collective contre les rayonnements ionisants (RI) ; – des conditions de maintenance de l’appareil et de ses accessoires par rapport aux prescriptions réglementaires et, le cas échéant, aux recommandations du fabricant ou fournisseur et de leur connaissance par l’opérateur ; – de la conformité des conditions d’utilisation et d’entretien aux règles applicables et aux modalités établies par le fabricant ; – de l’exposition sur la durée du poste de travail (le relevé des mesures doit être accompagné d’un plan daté et identifié) ; – de la disponibilité d’un détecteur approprié pour déceler d’éventuelles fuites de rayonnements ; – de la signalisation de la source émettant des RI ; – de la présence et du bon fonctionnement d’une signalisation permettant d’avertir le personnel au début et à la fin de l’exposition aux rayonnements. Recherche : – des fuites possibles de la gaine ou du blindage protégeant le tube générateur et des dispositifs de protection intrinsèque lorsque de tels dispositifs interdisent l’accès au faisceau primaire pendant le fonctionnement ; – des fuites sur les accessoires de protection (paravents, volets, écrans …) ; – d’émission parasite de rayonnement (charge électrostatique résiduelle, effet de cathode froide…) persistant malgré l’exécution correcte des manœuvres d’arrêt de l’appareil ; – des activations résiduelles possibles dans le cas d’accélérateurs de particules.

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b) Contrôles additionnels propres aux utilisations d’appareils mobiles Contrôle : – des conditions d’entreposage de l’appareil par rapport aux prescriptions réglementaires et aux instructions du fabricant ou fournisseur ; – de l’absence d’émission de RI à la fin de chaque opération ; – de l’existence de consignes d’urgence adaptées aux conditions d’utilisation d’appareil mobile, de la présence des matériels prévus pour leur mise en œuvre et de la connaissance des consignes d’urgence par l’opérateur.

1.5.2.3. Cas des sources radioactives scellées ou des dispositifs en contenant (curiethérapie, cobalthérapie…) a) Sources scellées à l’extérieur d’un appareil Ces contrôles comprennent la recherche de la contamination due à l’inétanchéité de l’enveloppe de la source, les mesures du débit de dose et la compatibilité avec le poste de travail ainsi que l’identification des sources et la signalisation de leur présence. b) Contrôles des dispositifs de sécurité des sources et des installations Contrôle : – de la présence et du bon fonctionnement des dispositifs de sécurité et d’alarme ; – de la disponibilité d’instruments de mesure de la radioactivité appropriés ; – de l’existence de mesures d’urgence à appliquer en cas d’incident affectant les sources (incendies, perte de la source, rupture de l’enveloppe de la source…) et de leur connaissance par l’opérateur. c) Dispositifs contenant des sources Recherche : – des fuites possibles de rayonnements des appareils, récipients ou enceintes et de leurs accessoires dans lesquels sont présents les radionucléides ; – des fuites possibles de rayonnements, de la tête ou du blindage de l’appareil contenant le radionucléide, ainsi que des dispositifs de protection intrinsèque lorsque de tels dispositifs interdisent l’accès au faisceau primaire pendant le fonctionnement ; – le cas échéant, de contamination sur les parties extérieures accessibles des appareils, récipients ou enceintes dans lesquels sont présents les radionucléides. Contrôle : – du bon fonctionnement et de l’efficacité du dispositif d’occultation du faisceau de RI ;

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– de l’absence de risque pour l’opérateur lors de la manipulation de ce dispositif, et notamment de la possibilité d’effectuer en sécurité toute intervention à proximité de la source ; – du bon fonctionnement du signal indiquant la position de la source (ou du dispositif d’occultation) et de la connaissance de ce signal par l’opérateur ; – de la présence des instructions d’installation, d’opération et de sécurité établies par le fabricant ou le fournisseur et des recommandations de maintenance et de leur connaissance par l’opérateur ; – de la signalisation de la source émettant des RI.

1.5.2.4. Cas des sources radioactives non scellées (médecine nucléaire) a) Intégrité des équipements contenant les sources Recherche : – des fuites possibles de rayonnements au niveau des appareils, récipients ou enceintes (et de leurs accessoires) dans lesquels sont présents les radionucléides ; – de contamination sur les parties extérieures accessibles des appareils, récipients ou enceintes (et de leurs accessoires) dans lesquels sont stockés les radionucléides, hors manipulation ; – des fuites possibles de rayonnements au niveau des appareils d’utilisation (injecteurs, transferts, générateurs d’élution, boîtes à gants protégées, etc.) et de leurs protections (cellules blindées de manipulation, enceintes et boucliers de plomb ou toute autre matière opaque aux rayonnements en cause…). Contrôle : – vérification des contrôles des installations de ventilation et d’assainissement des locaux. b) Contrôle des dispositifs de sécurité et d’alarme des sources et des installations Contrôle : – de la présence et du bon fonctionnement des dispositifs de sécurité et d’alarme des appareils, récipients ou enceintes contenant les radionucléides ; – de la disponibilité d’instruments de mesure de la radioactivité appropriés ; – de la disponibilité de moyens permettant de limiter la dispersion d’une éventuelle contamination radioactive puis d’effectuer la mise en propreté ; – de l’existence de mesures d’urgence à appliquer en cas d’incident affectant les sources (incendie, perte de la source, rupture de la capsule ou de l’enveloppe de la source, renversement d’un récipient…) et de leur connaissance par les opérateurs.

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1.5.3. Contrôles de la gestion des sources radioactives 1.5.3.1. Cas général Contrôle : – du registre des mouvements de sources permettant de répondre aux dispositions de l’article R. 1333-50 du CSP : tout détenteur de radionucléides sous forme de sources radioactives, de produits ou dispositifs en contenant, doit être en mesure de justifier en permanence de l’origine et de la destination des radionucléides présents dans son établissement à quelque titre que ce soit. À cet effet, il organise dans l’établissement un suivi permettant de connaître, à tout moment, l’inventaire des produits détenus, conformément aux dispositions prises en application de l’article L.4451-2 du CT ; – de l’existence du formulaire prévu aux articles R.1333-47 à 49 et de leur enregistrement par l’IRSN (toute cession ou acquisition de radionucléides sous forme de sources doit donner lieu à un enregistrement préalable auprès de l’IRSN suivant un formulaire délivré par cet organisme) ; – de l’existence d’une procédure interne en cas de perte ou vol de sources ; – des activités maximales détenues dans l’établissement, par rapport aux limites fixées dans l’autorisation.

1.5.3.2. Contrôles additionnels propres aux sources scellées et aux dispositifs en contenant Contrôle : – de la restitution au fournisseur de toute source sans usage ou périmée ; – des conditions liées à la dérogation de reprise de source définie à l’article R.1333-52 du CSP (sources de plus de 10 ans).

1.5.4. Contrôle des moyens et des conditions d’évacuation des effluents, de tri, de stockage et d’élimination des déchets Les vérifications concernent le contrôle de l’application des dispositions prévues par le code de la santé publique, et en particulier : – de la traçabilité des effluents et déchets éliminés ; – d’un plan de gestion des effluents et déchets susceptibles d’être contaminés (décrivant les dispositions prises depuis la collecte dans les différentes salles d’utilisation jusqu’à l’évacuation) ; – des résultats des mesures et analyses réalisés avant rejets ou élimination des déchets.

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1.5.5. Contrôles des instruments de mesure Les instruments de mesure pour la radioprotection doivent être adaptés au type du ou des rayonnements à rechercher et doivent être compatibles avec les conditions de travail envisagées afin de permettre une interprétation correcte des résultats de la mesure. Les caractéristiques des instruments de mesure à prendre en compte sont notamment : – la réponse en énergie ; – la gamme de mesure en valeur intégrée et, le cas échéant, en débit ; – la réponse angulaire ; – la performance aux variations dues à l’environnement ; – les éventuelles interférences, notamment avec des agents physiques, les champs électromagnétiques et leur influence sur les résultats des mesures. En tout état de cause, les instruments répondant aux normes internationales (CEI), européennes ou françaises pertinentes en l’absence de normes européennes, sont réputés conformes aux exigences énoncées ci-dessus. Avant toute utilisation d’un instrument de mesure, il convient de vérifier le bon fonctionnement de l’ensemble de détection. L’arrêté du 21 mai 2010 fixe les contrôles minimum obligatoires à effectuer.

1.5.5.1. Contrôle de bon fonctionnement Cette vérification comprend le contrôle de l’alimentation électrique, de la validité du mouvement propre et de l’adéquation de l’instrument au champ de rayonnements. Remarque : Lorsque le mouvement propre n’est pas mesurable, il ne peut être une indication de bon fonctionnement de l’appareil. Ainsi, le « bon sens » impose d’effectuer une vérification de bon fonctionnement systématique avec une source étalon.

1.5.5.2. Contrôle périodique avec une source radioactive Ce contrôle est effectué sur la gamme ou les gammes fréquemment utilisées ; le résultat de mesure doit se trouver dans l’intervalle des limites d’erreur tolérées. La fréquence de ce contrôle est annuelle et avant toute utilisation de l’instrument si ce dernier n’a pas été employé depuis plus d’un mois.

1.5.5.3. Contrôle périodique de l’étalonnage Ce contrôle consiste à mesurer les grandeurs caractéristiques de l’instrument de mesure qui sont fournies par son certificat d’étalonnage. Les sources utilisées pour ce contrôle doivent être des sources étalons.

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La fréquence de cette vérification de l’étalonnage initial dépend du type d’appareil : – contrôle quinquennal pour les instruments de mesure équipés d’un contrôle permanent de bon fonctionnement ; – contrôle triennal pour les instruments de mesure sans contrôle permanent de bon fonctionnement ; – contrôle annuel pour les instruments de dosimétrie individuelle opérationnelle.

1.5.6. Contrôles d’ambiance 1.5.6.1. Contrôle de la contamination surfacique a) Données générales Le contrôle de la non-contamination radioactive des locaux et des surfaces de travail ainsi que des matériels utilisés dans les installations où sont manipulées des sources radioactives non scellées doit être : – effectué à l’aide de détecteurs adaptés aux rayonnements en cause (cf. chapitre 7). En outre, la mesure peut être obtenue directement par l’instrument lorsque les conditions de mesure sont voisines de celles de l’étalonnage de référence (les caractéristiques de la source de référence utilisée pour l’étalonnage doivent être fournies avec l’appareil). D’autre part, elle peut être obtenue à partir de la mesure d’un taux de comptage n (en impulsions ou coups par seconde, c.s−1 ), traduite soit au moyen d’un rendement de détection de l’instrument dont la valeur a été déterminée par le constructeur, soit d’un rendement de mesure pratique dont la valeur a été déterminée par un laboratoire d’étalonnage) ; – complété, le cas échéant, par des prélèvements sur frottis : ces derniers sont réalisés systématiquement si la contamination ne peut être détectée directement (cas de la contamination non fixée). Il est alors nécessaire de définir une surface standard et un rendement de frottis représentatif des conditions de prélèvement (nous présenterons dans le chapitre 7 des données utiles à la réalisation des frottis). Outre une conclusion sur l’état radiologique du local, les résultats de ces contrôles doivent indiquer les radionucléides recherchés et sont reportés sur un plan daté et identifié. L’unité utilisée pour les contrôles de contamination surfacique est le becquerel par mètre carré (Bq.m−2 ) ou ses sous-multiples (Bq.cm−2 ).

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b) Aspects pratiques Les activités surfaciques peuvent être estimées par des mesures directes ou indirectes. – Mesures directes La mesure directe de la contamination de surface est une mesure de l’activité surfacique au moyen d’un contaminamètre ou d’un moniteur de contamination. La mesure directe détermine la contamination de surface fixée plus la contamination non fixée, mais peut être perturbée par les rayonnements provenant de l’intérieur de l’objet vérifié ou de l’ambiance. D’un point de vue pratique, les appareils de contrôle doivent se situer au plus près du plan de travail. Ils doivent être utilisés très régulièrement et pas seulement en fin de manipulation. Pour évaluer une contamination de ce type, l’appareil qui semble indiscutable est un contaminamètre multi-sondes. Un certain nombre d’éléments sont déterminants pour le contrôle de la contamination. Retenons dans le cadre qui nous intéresse les éléments suivants : – le rendement de détection est fonction du type de rayonnement émis et de son énergie, – le temps de réponse doit être le plus court possible, – la précision et la sensibilité doivent être les meilleures possibles, – le mouvement propre doit être le plus faible possible, – les dimensions du détecteur doivent être adaptées aux surfaces à contrôler. Dans la chapitre 7, nous étudierons les paramètres d’un détecteur couramment utilisé dans les services de médecine nucléaire pour évaluer la contamination surfacique, le polyradiamètre MIP 10TM de la société Canberra associé à ses différentes sondes. – Mesures indirectes La mesure directe est souvent difficile voire impossible à réaliser : cas d’une ambiance radioactive rendant inexploitable la mesure de contrôle pratiquée (bruit de fond ambiant élevé dans certains locaux du service de médecine nucléaire, champ de rayonnement parasite), appareil de détection inadapté pour la mesure, surface à contrôler inaccessible à la sonde… La mesure indirecte par frottis s’impose donc dans beaucoup de situations. Cette mesure peut se faire au moyen d’un détecteur de contamination surfacique (type MIP 10TM ) ou par analyse par scintillation liquide. Notons qu’en raison des imperfections des méthodes directes et indirectes pour l’évaluation de la contamination de surface, dans de nombreux cas l’utilisation en parallèle des deux méthodes assure des résultats qui permettent d’atteindre les objectifs de l’évaluation de la meilleure façon possible. Nous indiquerons dans le chapitre 7 une méthode de calcul permettant d’estimer les activités surfaciques (en Bq.cm−2 ) à partir, respectivement, des mesures directes et indirectes.

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Par ailleurs, nous préciserons les règles à respecter lors de la mesure indirecte de la contamination surfacique, du prélèvement par frottis jusqu’à l’évaluation de l’activité surfacique. Nous incitons le lecteur à s’y reporter. – Limites de contamination surfacique applicables aux matériels et équipements Les textes réglementaires donnent des valeurs limites uniquement pour les véhicules et les objets à transporter (emballages, colis, ...) : – pour une émission β/γ ou α de faible toxicité : 4 Bq.cm−2 ; – pour une émission α (autres émetteurs) : 0,4 Bq.cm−2 . Tout vêtement de travail contaminé doit être changé et placé dans un sac étanche, convenablement étiqueté en vue de son nettoyage dans une laverie spécialisée. En aucun cas un vêtement contaminé ou susceptible de l’être ne doit être mélangé à des vêtements non contaminés. – Lieux préférentiels à contrôler Le contrôle de la contamination surfacique se fait essentiellement et de façon systématique au niveau du plan de travail, des matériels utilisés, des gants et vêtements de travail de l’opérateur. Ce contrôle s’effectue pendant et après la manipulation. Lorsque ces contrôles ne se font pas en continu, ils devront respecter une périodicité mensuelle et devront être réalisés annuellement par un organisme agréé. Le contrôle de « lieux préférentiels » d’un local permet d’avoir une rapide connaissance d’une dispersion incidentelle de produits radioactifs. Ces lieux et matériels sont : – le sol, à proximité des lieux où se trouvent les sources (plans de travail dans les laboratoires de préparation des radiopharmaceutiques, salles d’injection, tous lieux où peuvent se trouver les patiens injectés, sol au niveau du cheminement des sources…) ; – les chaussures des manipulateurs ; – le sol au niveau des issues obligatoires (portes...) ; – les poignées de portes ; – les robinets des lavabos, si ces derniers en comportent ; – les téléphones. Le matériel de nettoyage des locaux (balais, serpillières, eaux de lavage, aspirateurs) est à surveiller. Il doit être réservé à la zone dans laquelle il se trouve.

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1.5.6.2. Contrôle de la contamination atmosphérique a) Données générales Le contrôle de la non-contamination de l’atmosphère par des poussières ou des gaz radioactifs doit être effectué si ce risque a été identifié via les études de postes de travail. Dans les services de médecine nucléaire, ce risque concerne tout particulièrement les examens de ventilation pulmonaire où il est recommandé de porter des équipements de protection individuelle ainsi que la radiothérapie métabolique (contamination due à l’iode-131). En effet, de nombreuses études (telle que J. Dumeau et al., IRSN, 2008 [21]) ont montré une différence notable entre les niveaux de contamination atmosphérique en diagnostic et en radiothérapie métabolique, et qu’il serait souhaitable de prendre en compte ces différences dans la réglementation. Il est aussi conseillé que les locaux de radiothérapie métabolique soient placés à l’écart des locaux ordinaires. Plusieurs méthodes de prélèvements peuvent être utilisées : – prélèvement automatique par moniteur de contamination atmosphérique donnant la valeur de l’activité volumique en temps réel (en Bq.m−3 ) ; – prélèvement effectué sur filtre, adapté, devant être rapidement analysé (comptage α ou β total, spectrométrie γ …) ; – prélèvement sur piège à gaz, selon le radionucléide considéré. Le dispositif de prélèvement doit être placé de façon à détecter d’éventuelles contaminations compte tenu des conditions de ventilation des locaux, en dehors des zones mortes (zones où il n’y a pas de transfert de contamination). Nous avons représenté sur la figure 1.6 un exemple d’appareil de prélèvement atmosphérique sur filtre. b) Aspects pratiques Les appareils équipés de filtres sont de deux sortes : – ceux à débit d’aspiration faible (20 à 30 L.min−1 ), représentatif du volume d’air aspiré par un travailleur, avec une mesure journalière du filtre ; – ceux à débit important (200 à 300 L.min−1 ) pour faire un contrôle rapide et immédiat de la contamination atmosphérique d’un local ; – il existe des appareils plus sophistiqués qui permettent d’avoir un report d’alarme dans le laboratoire, la mesure de l’activité étant incluse avec le système de prélèvement. Ce sont les « capteurs de contamination atmosphérique ». L’air aspiré va donc traverser le filtre qui va retenir les aérosols. Ce filtre a un rendement de piégeage qui dépend de : – la vitesse de passage de l’air,

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Figure 1.6. Appareil de prélèvement atmosphérique sur filtre.

– la nature du média (fibre, membrane), – la granulométrie des aérosols (diamètre, forme). Le filtre est ensuite mesuré avec les compteurs ou sondes appropriés. L’estimation de l’activité déposée sur un filtre peut être obtenue en utilisant les sondes de détection en service dans les laboratoires. Le choix de la sonde à employer sera imposé par le type d’émission du radionucléide. Pour avoir une bonne estimation de l’activité dans le laboratoire il faut évidemment avoir localisé la contamination et réaliser le prélèvement à proximité de la source, car une contamination atmosphérique homogène est un cas rare (il peut y avoir des zones mortes). En cas de suspicion de contamination atmosphérique, il peut s’avérer nécessaire de faire évacuer le personnel se trouvant dans la zone concernée et effectuer ensuite le prélèvement. L’activité déposée est alors mesurée à l’aide d’un compteur et de la sonde appropriée (ou par un appareil prévu à cet effet). L’activité déposée est alors estimée à l’aide de la relation suivante : A=

nb − nmp Rf × Rd

Où : – nb est le taux de comptage brut ; – nmp est le taux de comptage du mouvement propre ; – Rf est le rendement de piégeage du filtre, variant de 80 à 99,999 % ;

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– Rd est le rendement de détection de la sonde pour la source considérée (filtre). Il est conseillé de consulter un service spécialisé en cas de difficulté à estimer la valeur de Rf . Une fois l’activité A « déterminée » (en Bq), il suffit d’avoir mesuré le volume aspiré V (en m3 ) pour en déduire l’activité volumique Av (en Bq.m−3 ) à l’aide de la formule suivante : A AV = V Exemple : Dans un local de médecine nucléaire, on a suspecté la présence d’une contamination atmosphérique en iode-131. Un prélèvement rapide à fort débit sur un filtre « charbon actif » (Q = 48 m3 .h−1 pendant t = 12 minutes) a été effectué près de la source de contamination. On a ensuite compté le filtre à l’aide d’un ictomètre équipé d’une sonde β (mouvement propre : 2 imp.s−1 ). Les résultats obtenus étaient les suivants : – nb = 15 imp.s−1 ; – Rf et Rd ont été estimés à 85 % et 9 % respectivement ; – Eβmax = 606 keV d’où : A=

170 15 − 2 = 170 Bq soit : Av = = 17,7 Bq.m−3 0,85 × 0,09 48 × 12 60

Cette valeur nécessite d’être comparée à une valeur de référence pour en tirer des conclusions. Ainsi, à titre indicatif, si l’activité volumique d’un laboratoire, exprimée en nombre de RCA, représente quelques dixièmes de la valeur du RCA, il convient de s’interroger sur l’origine de cette contamination. Il est préférable de répéter prélèvements et mesures pendant plusieurs jours. Si l’activité volumique d’un laboratoire, exprimée en nombre de RCA représente une ou plusieurs RCA, il sera nécessaire d’interrompre les travaux dans le laboratoire, et d’agir de telle sorte que l’émission radioactive soit rapidement localisée et stoppée. Cas particulier de l’incidence des descendants solides du radon sur les contrôles de contamination atmosphérique La mesure d’un filtre effectuée dès la fin du prélèvement peut être faussée par la présence des descendants solides à vie courte provenant des isotopes du radon dont l’activité volumique est comprise entre 10 et 300 Bq.m−3 selon le lieu géographique, la ventilation du local, etc. Afin d’éliminer cette composante naturelle, toujours présente, il faut effectuer en plus de la mesure immédiate, une mesure différée (exemple le jour suivant).

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Pour en savoir plus : Méthodes de mesure de l’activité volumique des effluents liquides L’estimation de l’activité volumique d’un effluent liquide peut s’effectuer par un comptage d’un échantillon conditionné dans une géométrie connue, en ayant mesuré préalablement le volume. S’il n’y a qu’un seul radionucléide, un comptage global convient. S’il y a plusieurs radionucléides et que l’on veut connaître l’activité pour chacun d’entre eux, une méthode spectrométrique s’impose, cette dernière étant d’un coût bien supérieur. Nous avons rassemblé dans le tableau 1.6 quelques méthodes utilisées pour le comptage global et la spectrométrie : Tableau 1.6. Méthodes de mesure de l’activité volumique des effluents liquides. Émetteurs α

β

γ

Comptage global Sonde α après évaporation de 10 cm3 de solution dans une coupelle (ou compteur α) Sonde β après évaporation de 50 cm3 de solution dans une coupelle (ou compteur β) Eβ max élevée Sonde γ après évaporation de 50 cm3 de solution dans une coupelle

Spectrométrie Chambre à grille

Scintillation liquide

Scintillation Nal

Il est, dans tous les cas, impératif de connaître les étalonnages des détecteurs (rendement de détection, mouvement propre, énergie en fonction du nombre de canaux pour la spectrométrie, etc.). À l’aide de ces paramètres, l’activité volumique est déduite à partir de la valeur de l’activité en fonction du taux de comptage pour les radionucléides concernés et du volume mesuré.

1.5.6.3. Contrôle des débits de dose Les débits de dose doivent être mesurés en différents points représentatifs de l’exposition des travailleurs au poste de travail, qu’il soit permanent ou non. Les points de mesure sont choisis en cohérence avec l’analyse des postes de travail et la délimitation des zones surveillées et contrôlées.

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Les résultats de ces contrôles sont consignés dans le rapport défini à l’article 4 de l’arrêté du 21 mai 2010 [18], faisant partie du document unique. Ils précisent notamment la localisation, les caractéristiques des rayonnements et des débits de dose. La mesure de l’exposition externe doit permettre d’évaluer la dose efficace dans le cas de l’exposition de l’organisme entier ou d’évaluer la dose équivalente pour les mesures d’exposition localisée (extrémités, cristallin). Pour la mesure du rayonnement ambiant sont utilisés des appareils à poste fixe ou portables. Ces instruments sont étalonnés en équivalent de dose ambiant H*(d) ou en équivalent de dose directionnel H’(d,Ω), suivant qu’ils mesurent respectivement des rayonnements fortement ou faiblement pénétrants (cf. partie 1.4.4.3 sur les grandeurs opérationnelles). L’unité de mesure à utiliser est le sievert (Sv) ou ses sous-multiples, ou le sievert par heure (Sv.h−1 ) ou ses sous-multiples, s’il s’agit d’une mesure en débit d’équivalent de dose ambiant ou directionnel. En outre, nous conseillons de mesurer les débits de doses : – au niveau des postes de travail ; – au niveau des lieux de stockage (sources et déchets) ; – au niveau des dispositifs de filtration et de tout système pouvant retenir par fonction ou mauvaise conception la matière radioactive. Dès que les mesures deviennent significatives, il faut y remédier (changement de filtres). Les mesures de débits de doses absorbées doivent être faites fréquemment (a minima mensuellement) et tout particulièrement lors de changements de conditions de manipulation, de radionucléides ainsi qu’à la réception des sources radioactives.

1.5.6.4. Exemple de document de traçabilité pour les contrôles d’ambiance Nous avons représenté sur la figure 1.7 et le tableau 1.7 un exemple de fiche permettant la traçabilité des différents contrôles internes d’ambiance. Ce modèle ne constitue en aucun cas une référence à suivre, mais rassemble un certain nombre d’éléments à renseigner au sein du document unique. Le lecteur pourra s’inspirer de ce document en l’adaptant à sa propre problématique de travail. Notons que dans ce document, nous avons identifié les zones non réglementées attenantes car au sein de ces zones, la valeur de 80 μSv par mois doit être vérifiée. Nous avons estimé que cette illustration pourrait aider la PCR lors de la réalisation des contrôles internes d’ambiance. Cependant, cette identification ne doit pas faire oublier que, contrairement aux zones réglementées, les zones attenantes ne nécessitent pas un balisage particulier au sein des installations.

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Plan de l’installation concernée :

Contrôles techniques d’ambiance internes Fiche registre Période des contrôles (date, mois, année) : ………………………….

7

6

8

1

9

12

2 3

5

10

4

11

zone contrôlée orange zone contrôlée jaune

frottis dosimétrie d’ambiance

zone contrôlée verte zone surveillée

2

points demesure

zone non réglementée Natures et caractéristiques des sources de l’installation (cf. fiche registre « Contrôles internes des sources ») : ……………………………………………….………………………………………………………

Figure 1.7. Exemple de fiche traçant les contrôles d’ambiance (1re partie).

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Tableau 1.7. Exemple de fiche traçant les contrôles d’ambiance (2e partie).

Points de mesures imposés (d’après plan installation) n◦ 1 2 3

Contamination Exposition surfacique externe (Bq.cm-2 ) (μSv.h−1 ) (1) (2) (3) (4) (5)

Conformité/ zonage RP oui/ non action corrective ?

localisation couloir secteur chaud salle d’attente chaude salle d’injections labo chaud ………………………………………… …………… …………… …….

préciser la zone ………………………………………… …………… …………… …… contrôlée (BAG, ………………………………………… …………… …………… ……. paillasse …) 5 sortie hall 6 salle gamma caméra 7 salle tests d’effort 8 salle caméra 9 bureau 10 bureau médical 11 toilettes 12 zone attenante secteur froid Points de mesures supplémentaires 4

Contamination atmosphérique n◦ Localisation

Mesure (Bq.m−3 )(6)

Remarques diverses : Date et visa PCR : (1) Mesure X directe (MIP10 + sonde X) selon le lieu de manipulation des sources (unité : Bq.cm−2 à partir des mesures en c.s−1 ) (2) Mesure X indirecte (frottis papier WhatmanTM + MIP10 + sonde X) (3) Dosimétrie d’ambiance : mesure en continu sur 1 mois ramenée au μSv.h−1 (4) Mesure Babyline de H*(0,07) (estimateur de la dose équivalente à la peau) (5) Mesure Radiagem de H*(10) (estimateur de la dose efficace) (6) Appareil de prélèvement atmosphérique + mesure filtre avec MIP10 + sonde SX

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1.6. Faites le point Vous pouvez maintenant vérifier vos acquis suite à la lecture de ce chapitre en répondant aux questions suivantes. 1. Auprès de quel organisme doit-on faire une demande d’autorisation ou de déclaration d’activité nucléaire en applications des articles R.1333-19 et R.1333-43 du code de la santé publique ? 2. L’autorisation d’activité nucléaire peut-elle être transférable à une autre personne ? 3. Quelle est la durée de validité de cette autorisation ? 4. Parmi les activités nucléaires suivantes, la(les)quelles relève(nt) du régime de déclaration ? La(les)quelles relève(nt) du régime d’autorisation ? – radiologie dentaire ; – scanographie ; – mammographie ; – radiologie interventionnelle ; – médecine nucléaire ; – curiethérapie ; – radiothérapie externe. 5. Quelles sont les valeurs opérationnelles de doses (dose efficace, dose équivalente aux extrémités) correspondant aux seuils hauts de la zone surveillée et de la zone contrôlée verte ? 6. Quelles actions doivent être réalisées par la PCR en cas de dépassement d’une de ces valeurs opérationnelles de délimitation des zones ? 7. Quels renseignements doivent être apportés au niveau de l’affichage des consignes de travail à l’entrée des zones réglementées ? 8. Qu’est-ce qu’une délimitation partielle d’une zone de travail ? Quelles en sont les implications en terme d’affichage ? 9. Comment doivent être signalées les sources individualisées de rayonnements ionisants ? 10. Quelles différences existe-t-il entre une grandeur de protection et une grandeur opérationnelle ? 11. Quelle est la définition de la dose équivalente à l’organe ? 12. Quelle est la définition de la dose efficace ? 13. Quels sont les trois types de grandeurs opérationnelles couramment utilisées ? Quelles sont les profondeurs de tissus associées ? 14. Par rapport à quelle(s) grandeur(s) opérationnelle(s) sont étalonnés les dosimètres individuels ?

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15. Quel est le rôle et la définition de la DPUI (h(g)) ? 16. Où trouve-t-on les valeurs numériques des DPUI (h(g)) ? 17. Un travailleur incorpore accidentellement une activité de 100 kBq de technétium99m. Sachant que la valeur h(g) est de 2,0.10−11 Sv.Bq−1 , quelle est l’estimation de la dose efficace engagée par ce travailleur ? 18. De quelle manière peut-être estimée l’activité incorporée par un travailleur ? 19. Citez les cinq types de contrôles de radioprotection définis par le code du travail et le code de la santé publique. 20. Quelles différences existe-t-il entre un contrôle interne et un contrôle externe ? 21. Où doivent être consignés les résultats des contrôles de radioprotection ? 22. Que comprend le contrôle technique des sources et des appareils émetteurs de rayonnements ionisants ? Quelles sont les fréquences associées ? 23. Que comprend le contrôle de la gestion des sources ? 24. Que comprend le contrôle des moyens et des conditions d’évacuation des effluents de tri, de stockage et d’élimination des déchets ? 25. Que comprend le contrôle des instruments de mesure ? Quelles sont les fréquences associées ? 26. Que comprennent les contrôles d’ambiance ? Quelles sont les fréquences associées ? Réponse 1 : cf. paragraphe 1.1. Réponse 2 : cf. paragraphe 1.1.2 Réponse 3 : cf. paragraphe 1.1.2 Réponse 4 : cf. paragraphes 1.1.1 et 1.1.2 Réponse 5 : cf. paragraphe 1.2.1. Réponse 6 : cf. paragraphe 1.2.1. Réponse 7 : cf. paragraphe 1.2.2.1. Réponse 8 : cf. paragraphe 1.2.2.2. Réponse 9 : cf. paragraphe 1.2.2.3. Réponse 10 : cf. paragraphes 1.4.1 et 1.4.3.1. Réponse 11 : cf. paragraphe 1.4.1. Réponse 12 : cf. paragraphe 1.4.1. Réponse 13 : cf. paragraphe 1.4.3.1. Réponse 14 : cf. paragraphe 1.4.3.1. Réponse 15 : cf. paragraphe 1.4.4.1. Réponse 16 : cf. paragraphe 1.4.4.1. Réponse 17 : E(τ ) = h(g) × Aincorpor ée = 2, 0.10−11 × 100.103 = 2.10−6 Sv = 2 μSv Réponse 18 : cf. paragraphe 1.4.4.1 et 1.4.4.2. Réponse 19 : cf. paragraphe 1.5.1. Réponse 20 : cf. paragraphe 1.5.1. Réponse 21 : cf. paragraphe 1.5.1.

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Réponse 22 : Réponse 23 : Réponse 24 : Réponse 25 : Réponse 26 :

cf. paragraphe 1.5.2. cf. paragraphe 1.5.3. cf. paragraphe 1.5.4. cf. paragraphe 1.5.5. cf. paragraphe 1.5.6.

1.7. Annexe Annexe I Composition du dossier de déclaration visé au 1◦ de l’article 2 de la décision n◦ 2009DC-0148 de l’ASN du 16 juillet 2009 relative au contenu détaillé des informations qui doivent être jointes aux déclarations des activités nucléaires visées aux 1◦ et 3◦ de l’article R.1333-19 du code de la santé publique [4].

Annexe I.I Première partie : Informations à transmettre à l’ASN dans le cadre d’une déclaration initiale I. - Motif de la demande. Le déclarant doit préciser s’il effectue une première déclaration ou une nouvelle déclaration à la suite d’une modification des installations dans les cas prévus à l’article R. 1333-39 du code de la santé publique. II. - Déclarant. Les nom, prénom, titre et coordonnées de la personne physique responsable de l’activité nucléaire qui procède à la déclaration de l’activité nucléaire envisagée, appelée « déclarant » dans la suite de la décision. III. - Établissement. Informations permettant l’identification de l’établissement ou de l’entité juridique où l’activité nucléaire est exercée : dénomination ou raison sociale, statut juridique, adresse du siège social, numéros SIRET ou SIREN, dénomination et lieu du ou des services où les installations sont implantées et utilisées. Situation de l’établissement dans le cas où d’autres activités relevant de l’article R. 1333-17 du code de la santé publique y sont exercées. Nom du chef d’établissement où s’exerce l’activité nucléaire. IV. - Organisation de la radioprotection. Les nom, prénom et coordonnées du ou des employeurs des personnels associés à l’utilisation des rayonnements ionisants.

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Les nom, prénom et coordonnées du chef d’établissement où est exercée l’activité soumise à déclaration. Les nom, prénom et coordonnées de la ou des personnes compétentes en radioprotection ainsi que leur statut (PCR interne ou externe à l’établissement). V. - Informations sur les appareils déclarés et le fonctionnement des installations qui les hébergent. Le déclarant fournit la liste des appareils électriques émettant des rayons X pour chaque service ou département de l’établissement. Cette liste précise pour chaque appareil déclaré : – la catégorie de l’appareil déclaré selon la liste établie par décision de l’ASN en application du 1◦ de l’article R.1333-19 du code de la santé publique ou déclaré au titre du 3◦ de l’article susmentionné ; – la marque, le type ; – l’année de sa construction ; – le nom du fournisseur ou du cédant, sa raison sociale, son adresse ; – le mode d’utilisation (à poste fixe ou mobile) ; – l’identification des services ou locaux où sont utilisés les appareils ; – si les appareils sont utilisés à poste mobile, la déclaration de rattachement à une installation fixe ; – dans le cas des véhicules radiologiques, pour les installations de radiodiagnostic médical, le numéro d’immatriculation du véhicule ainsi que la liste des départements de déplacement ; – pour les appareils répondant au 3◦ de l’article R.1333-19, le ou les usages prévus ; – pour les appareils répondant au 3◦ de l’article R.1333-19, les débits d’équivalent de dose en tout point situé à une distance de 0,1 m de leur surface accessible dans les conditions normales d’utilisation et du fait de leur conception. VI. – Engagements du déclarant. 6.1. Engagement en matière de radioprotection des personnels. Le déclarant s’engage à : – prendre connaissance de la réglementation de radioprotection ; – ce que les employeurs de chaque travailleur utilisant les appareils aient désigné une personne compétente en radioprotection ; – disposer des instructions de sécurité, d’utilisation et d’entretien des appareils ; – ne céder, prêter les appareils qu’à des personnes dûment déclarées ou autorisées au sens de l’article R.1333-17 de code de la santé publique ;

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– ce que toute personne manipulant les appareils ait été préalablement formée à ces manipulations ainsi qu’à la radioprotection et aux actions à engager en cas d’incident ; – ne laisser l’accès aux appareils qu’à des personnes informées ; – élaborer et actualiser autant que de besoin l’évaluation des risques liés à la détention et à l’utilisation des appareils, et mettre en œuvre les dispositions consécutives en matière de délimitation de zones réglementées et de suivi dosimétrique du personnel ; – élaborer et actualiser autant que de besoin l’analyse prévisionnelle des postes de travail pour le personnel manipulant les appareils, et mettre en œuvre les dispositions consécutives en matière de classement du personnel et de suivi médical ; – établir le programme des contrôles dits externe et interne techniques de radioprotection et d’ambiance ; – mettre en œuvre les contrôles réglementaires en matière de radioprotection ; – prendre en compte les observations relevées par l’organisme agréé ou l’IRSN, soit en prenant les dispositions nécessaires pour les lever soit en argumentant la noncorrection effective de ces nonconformités ; – disposer de consignes de sécurité et de travail en lien avec l’utilisation ou la détention des appareils ; – rendre disponible des équipements de protection collectifs et individuels adaptés ; – prévenir sans délai, en cas de perte ou de vol d’appareil ou en cas d’incident impliquant les appareils, le préfet de département et la division de l’ASN territorialement compétents. 6.2. Sécurité des dispositifs appareils émetteurs de rayons X : – dans le cas d’une utilisation à des fins de recherche biomédicale ou de diagnostic médical, dentaire, médico-légal, le déclarant atteste que les appareils déclarés portent le marquage CE relatif à la directive 93/42 CEE (appareils mis en service à partir du 14 juin 1998) ou ont été homologués (appareils mis en service avant le 13 juin 1998) ; – dans le cas des appareils utilisés à des fins de diagnostic vétérinaire, le déclarant atteste que les appareils déclarés portent le marquage CE relatif à la directive 93/42 CEE (appareils mis en service à partir du 14 juin 1998) ou ont été homologués (appareils mis en service avant le 13 juin 1998) ou sont conformes à la norme NF C 74-100 ou à toute autre norme équivalente d’un Etat membre de l’Union européenne ; – dans le cas des appareils visés au 3◦ de l’article R.1333-19, le déclarant atteste que les appareils déclarés sont conformes à la norme NF C 74-100 ou à toute autre norme équivalente d’un Etat membre de l’Union européenne ; – dans le cas des appareils utilisés à des fins de diagnostic vétérinaire ou visés au 3◦ de l’article R.1333-19, le déclarant atteste que l’aménagement des installations où sont implantés, à poste fixe, les appareils est conforme aux normes de la série NF C 15-160 ou que des mesures compensatoires ont été mises en œuvre.

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Deuxième partie : Informations à transmettre à l’ASN dans le cadre d’une nouvelle déclaration à la suite d’une modification Le déclarant rappelle les éléments demandés aux points mentionnés en première partie. Le déclarant complétera sa déclaration par : – le numéro de récépissé de la déclaration précédente ; – la date de la déclaration précédente ; – la nature des changements concernés (changement d’appareil, adjonction d’appareil, mise hors service d’appareil, transfert de local, modification substantielle du local, changement de déclarant) ; – en cas de changement d’appareil (reprise ou mise hors service), le nom de l’établissement ayant procédé à la reprise ou à l’élimination de l’appareil, sa raison sociale, son adresse.

Annexe I.II Le déclarant tient en permanence à disposition des autorités compétentes et des organismes agréés chargés des contrôles de radioprotection ou de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire les documents et justificatifs suivants mis à jour en tant que de besoin : Justificatifs de déclaration 1. Une copie du ou des formulaires de déclaration ; 2. Le ou les récépissés de déclaration délivrés par l’ASN à la suite de chaque déclaration. Établissement 3. Un document attestant du statut juridique de l’entreprise (extrait K-bis, déclaration URSSAF...). Appareils et locaux 4. Dans le cas du radiodiagnostic médical ou dentaire, la fiche d’identification de chaque générateur déclaré mentionnant ses marque, type, numéro d’identification propre, année de construction, avec la partie inférieure de la fiche complétée et signée par le fournisseur ou le cédant de l’appareil ; 5. Pour chaque modèle d’appareil : a) une attestation du fabricant relative aux caractéristiques de l’appareil (marque, type, numéro de série ou d’identification, année de construction, année de mise en service) ;

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b) le certificat de conformité aux normes (nationales ou internationales) de conception et de fabrication ; c) la description de l’appareil (utilisation à poste fixe ou mobile, accessibilité du faisceau, direction du faisceau, schéma avec emplacement du tube et l’orientation des faisceaux) ; d) la description des conditions de déclenchement de l’émission des rayons X et de la mise en oeuvre des appareils ; e) la description du système de verrouillage des appareils ; f) le manuel d’utilisation, les recommandations de maintenance et d’entretien du fournisseur de l’appareil ou à défaut le descriptif de l’utilisation et des opérations de maintenance ; 6. Un descriptif de l’aménagement de l’ensemble des locaux où sont utilisés les appareils à poste fixe ou de façon courante : position des appareils, matérialisation du zonage, nature et épaisseur des parois, dispositifs de signalisation, accessibilité, dispositif de sécurité. Ce descriptif comprendra une évaluation de la conformité aux normes de la série NF C 15-160 ; 7. Pour les installations mobiles ou transportables, la déclaration de rattachement à une installation fixe précisant autant que possible les lieux, la fréquence et la durée prévisible de ces utilisations mobiles, décrire les conditions d’entreposage et d’utilisation ; 8. La description des dispositions destinées à prévenir le vol, la perte ou l’endommagement des appareils ; 9. Tout justificatif relatif à la reprise d’appareils ou à l’élimination des appareils mis hors service. Qualification des utilisateurs, dans le cadre des activités médicales, dentaires, biomédicales et médico-légales 10. La liste actualisée des praticiens, manipulateurs et utilisateurs habilités à utiliser les appareils précisant leurs employeurs respectifs ; 11. La ou les attestations de qualification du ou des praticiens utilisateurs, ou leurs photocopies (radiologie option radiodiagnostic, délivrées par le conseil de l’ordre des médecins pour la déclaration d’un appareil de mammographie ; 12. L’attestation de formation à la radioprotection des patients (à compter du 18 mai 2009). Radioprotection des travailleurs 13. La copie de l’attestation de réussite à la formation de personne compétente en radioprotection (...), de la personne désignée à ce titre par chaque employeur après avis du comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou des délégués du personnel ; 14. La copie de l’accord formalisé pris entre le chef d’établissement et une PCR externe à l’établissement, le cas échéant ;

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15. La lettre de nomination de la PCR, signée par l’employeur après avis auprès du CHSCT ou des délégués du personnel et mentionnant ses missions ; 16. La liste et les justificatifs d’information et de formation des personnes amenées à intervenir en zone réglementée surveillée ou contrôlée (feuilles d’émargement datant de moins de trois ans, support de formation, etc.) ; 17. Les éventuelles mesures spécifiques (escorte, plan de prévention...) relatives aux personnes extérieures à l’entreprise (co-activité, intérimaires, organismes agréés...) ; 18. L’évaluation des risques liés à l’utilisation des appareils (un document décrira et justifiera les hypothèses retenues et la démarche adoptée pour établir les protections). Cette analyse conclura aux dispositions à mettre en œuvre en matière de délimitation de zones réglementées et de suivi dosimétrique du personnel ; 19. L’analyse prévisionnelle des postes de travail du personnel manipulant les sources de rayonnements ionisants. Cette analyse conclura sur les modalités de classement et de suivi médical du personnel ; 20. Le bilan dosimétrique annuel de l’établissement et le cas échéant les résultats de dosimétrie opérationnelle des personnels soumis aux rayonnements ionisants ; 21. Le programme des contrôles réglementaires en matière de radioprotection mis en œuvre dans l’établissement (contrôles périodiques, à la réception, avant intervention, d’ambiance, etc.) et les moyens utilisés en ce sens (appareils utilisés, rayonnement et gamme d’énergie détectés) ; 22. Les rapports de contrôle technique de radioprotection (...) ; 23. Tout justificatif démontrant qu’il a été remédié aux insuffisances éventuellement constatées lors des contrôles précités ou argumentant de la non-correction effective de ces non-conformités ; 24. La description des situations d’urgence envisagées liées aux appareils (nature, probabilité d’occurrence, valeurs des expositions anormales associées, conséquences à l’intérieur et à l’extérieur de l’établissement) et les dispositions prises pour les prévenir et pour y faire face ; 25. Les consignes de sécurité applicables en matière de radioprotection dans l’installation ; 26. La liste des appareils de mesure disponibles (radiamètres...) précisant leur marque, leur type, la date de leur dernier étalonnage et de leur dernière vérification, et mentionnant pour chacun le type de rayonnement détecté (avec les gammes d’énergie correspondantes), le cas échéant ; 27. Les formulaires de déclaration d’événements significatifs transmis à l’ASN, le cas échéant ; 28. Les comptes rendus de déclaration d’événements significatifs transmis à l’ASN, le cas échéant.

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Radioprotection des patients 29. La note précisant les modalités retenues pour faire appel en tant que de besoin à une personne spécialisée en radiophysique médicale ainsi que la nature de ses activités. Ce document, à signer conjointement par ce spécialiste, le déclarant et le directeur de l’établissement, devra faire partie du plan décrivant l’organisation de la radiophysique que doit établir le chef d’établissement.

Annexe II Arrêté du 22 septembre 2010 portant homologation de la décision n◦ 2010-DC-0192 de l’ASN du 22 juillet 2010 relative au contenu détaillé des informations qui doivent être jointes aux demandes d’autorisation ou de renouvellement d’autorisation en application de l’article R.1333-43 du code de la santé publique [6].

Annexe II.I Contenu détaillé du dossier justificatif dans le cadre d’une demande d’autorisation. Selon le type d’activité envisagée, le demandeur transmet à l’Autorité de sûreté nucléaire les informations et documents énumérés ci-après. Les éléments présentés dans cette annexe sont aussi applicables dans le cadre des demandes de modification formulées en application de l’article R.1333-39 du code de la santé publique. Dans ce cas, sauf demande explicite de l’Autorité de sûreté nucléaire, les pièces justificatives envoyées dans le cadre des demandes antérieures n’ont pas à être produites à nouveau si la situation qu’elles décrivent n’a pas été modifiée. I. - Motif de la demande I-1. Le type d’activité envisagée (fabrication, utilisation, détention, importation ou exportation non liées à des activités de distribution) ; I-2. Dans le cas d’une demande de modification d’autorisation, l’élément entraînant la modification de l’autorisation précédente (changement de titulaire, affectation des locaux, extension du domaine d’autorisation ou modifications portant sur les sources de rayonnements ionisants) ; I-3. Le cas échéant, les autres réglementations applicables et les autres autorisations délivrées (installation nucléaire de base, installation classée pour la protection de l’environnement au titre du code de l’environnement, établissement pharmaceutique...) et les justificatifs de ces statuts (arrêté préfectoral attestant du statut d’installation classée pour la protection de l’environnement, autorisation d’ouverture d’un établissement pharmaceutique ou justificatif d’une demande d’autorisation...). II. - Demandeur II-1. Les nom, prénom et coordonnées de la personne physique qui sera le responsable de l’activité nucléaire envisagée, appelée « demandeur » dans la suite de la décision ;

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II-2. La justification de la qualification du demandeur, soit par sa compétence en radioprotection, soit par sa position hiérarchique démontrant sa capacité à encadrer l’activité. III. - Établissement demandeur III-1. Des informations sur l’établissement où les activités nucléaires doivent être mises en œuvre : dénomination ou raison sociale, statut juridique, adresse du siège social, numéro SIRET ou de SIREN ; III-2. Les nom et prénom du chef d’établissement ; III-3. Un document attestant du statut juridique de l’entreprise ; III-4. En cas d’utilisation partagée d’un équipement, un document décrivant la répartition des responsabilités ; III-5. Dans le cas d’une structure mixte (GIE, GIP, etc.), une copie de la convention constitutive. IV. – Organisation de la radioprotection IV-1. Pour chaque personne compétente en radioprotection (PCR) : ses nom, prénom, ses coordonnées, sa disponibilité (temps consacré à la mission, proximité entre le lieu de travail habituel et les lieux où sont exercées les activités nucléaires), le document de désignation par l’employeur ainsi que l’attestation de réussite à la formation ; IV-2. Pour chaque personne spécialisée en radiophysique médicale (PSRPM) : ses nom, prénom, ses coordonnées, sa disponibilité (temps consacré à la mission, proximité entre le lieu de travail habituel et les lieux où sont exercées les activités nucléaires), les documents attestant de sa qualification et de son expérience professionnelle ; IV-3. Pour chaque radiopharmacien : ses nom, prénom, ses coordonnées, les documents attestant de sa qualification ; IV-4. Un descriptif de l’organisation mise en place ou envisagée en matière de radioprotection : existence d’un service compétent en radioprotection, moyens alloués, astreintes, etc. V. – Activité envisagée V-1. La finalité de l’activité nucléaire ou technique envisagée ; V-2. La justification de l’utilisation des rayonnements ionisants au regard des procédés ou produits alternatifs à l’activité ou technique proposée, notamment ceux n’utilisant pas les rayonnements ionisants (avantages et inconvénients) ; V-3. Pour les activités médicales : a) l’effectif de l’installation ; b) la justification de la présence éventuelle d’une personne lors de l’émission de rayonnements ionisants dans un local ;

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c) les éléments justifiant la mise en œuvre d’une nouvelle application médicale, intégrant notamment les conséquences éventuelles pour le patient et les personnes de son entourage ; V-4. Dans le cadre de la recherche biomédicale : a) un document de présentation de la recherche ; b) un document indiquant les modalités suivant lesquelles sont mis en œuvre les principes de justification et d’optimisation, la détermination d’une contrainte de dose, et l’information des personnes exposées ; c) le document d’information remis à la personne dont le consentement est sollicité. VI. – Lieux où s’exerce l’activité VI-1. L’identification de tous les lieux où sont susceptibles d’être détenues ou utilisées les sources de rayonnements ionisants ; VI-2. La nature de ces lieux (dans le périmètre d’un lieu d’habitation, en dehors de l’établissement demandeur, sur chantier extérieur à tout établissement, etc.) ; VI-3. L’évaluation de la durée moyenne des chantiers extérieurs utilisant des sources de rayonnements ionisants ; VI-4. Le type (détention, utilisation, etc.) et les activités exercées dans chacun de ces lieux. Pour les appareils utilisés à des fins industrielles, seront précisés les types d’appareils détenus et/ou utilisés et leurs caractéristiques maximales d’utilisation. VII. – Caractéristiques des sources de rayonnements ionisants VII-1. Tout élément permettant d’identifier les sources de rayonnements ionisants concernées par l’activité nucléaire, et notamment : a) pour une source radioactive, scellée ou non, non contenue dans un appareil : la finalité d’utilisation de la source, sa forme physico-chimique, le radionucléide, l’activité, la référence, la catégorie de la source (source scellée de haute activité au sens de l’annexe 13-8 du code de la santé publique, catégorie 1 à 5 au sens de la catégorisation IAEA-TECDOC-1344), le fabricant, le fournisseur de la source ; b) pour un appareil contenant une source radioactive : la finalité d’utilisation de l’appareil, le fabricant, le fournisseur, le modèle, le radionucléide contenu, l’activité de la source contenue, l’activité totale mise en jeu dans le cadre de l’activité nucléaire envisagée ainsi que la catégorie des sources contenues dans l’appareil (source scellée de haute activité au sens de l’annexe 13-8 du code de la santé publique, catégorie 1 à 5 au sens de la catégorisation IAEA-TECDOC1344), le nombre d’appareils concernés par la demande, le distributeur envisagé, des informations relatives au chargement/déchargement des sources dans l’appareil ;

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c) pour un appareil électrique émettant des rayonnements ionisants ou un accélérateur : la finalité d’utilisation de l’appareil, le fournisseur, le modèle, l’année de fabrication, l’origine, l’implantation géographique, la date de première mise en service, les caractéristiques de l’appareil (tension maximale, intensité maximale, puissance maximale, débit de dose, énergie des particules émises), un descriptif de l’appareil, tout document attestant de ces caractéristiques, l’analyse de sûreté (défaillances possibles, conséquences et dispositions à leur encontre) ; VII-2. La justification de l’activité totale qui sera utilisée par radionucléide ; VII-3. Les conditions de mise en œuvre : instructions d’installation, d’opération, de maintenance et d’entretien, exigences minimales, etc. ; VII-4. Pour les fabricants de sources de rayonnements ionisants ayant le statut de produit de santé (médicament, dispositif médical, dispositif médical implantable actif ou dispositif médical de diagnostic in vitro) : le justificatif du statut (autorisation de mise sur le marché, déclaration et certificat de marquage CE ou les documents attestant d’une recherche biomédicale en cours), les coordonnées du mandataire, les coordonnées de l’exploitant pharmaceutique, l’étiquetage, la signalétique relative à l’activité nucléaire, le conditionnement et la justification de l’utilisation dans le cadre de nouvelles applications ; VII-5. Pour les fabricants de dispositifs médicaux, dispositifs médicaux implantables actifs ou dispositifs médicaux de diagnostic in vitro : l’analyse de risques et les normes appliquées ou les solutions choisies pour satisfaire les exigences essentielles de santé et de sécurité ; VII-6. Les documents établissant la conformité des appareils aux normes applicables et aux règles techniques minimales de conception d’exploitation et de maintenance ; VII-7. L’inventaire des sources de rayonnements ionisants détenues ; VII-8. Si les sources de rayonnements ionisants ne sont pas fournies par un distributeur dûment autorisé par l’ASN, y compris en cas de fabrication pour compte propre, l’ensemble des informations demandées dans le cadre d’un dossier de demande de distribution tel que décrit dans les décisions ASN afférentes devra être fourni. En particulier : a) Les conditions de conception et de fabrication : normes de conception et de fabrication prises en compte, conformité à ces normes, vérifications, essais et contrôles effectués au cours et en fin de fabrication, notamment ceux destinés à évaluer la performance et la sécurité des produits ou dispositifs, dispositions d’assurance de la qualité appliquées lors de la fabrication, éléments justifiant le caractère « scellé » de la source, éventuelles expertises effectuées par des tiers (une tierce expertise pourra être demandée par l’ASN si le demandeur n’apporte pas tous les éléments justificatifs nécessaires) ;

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b) La description et les configurations de fonctionnement des dispositifs contenant des sources radioactives, les caractéristiques d’un point de vue de la radioprotection, l’analyse de sûreté (défaillances possibles, conséquences et dispositions à leur encontre), la représentation photographique. VIII. – Engagement du demandeur VIII-1. L’engagement de respecter les prescriptions particulières suivantes (ou vérifier leur respect) et, notamment, selon le type d’activité considérée : a) disposer des instructions de sécurité des appareils détenus, des instructions d’utilisation, des recommandations d’entretien ; b) disposer de consignes de sécurité et de travail en lien avec l’exercice de l’activité nucléaire ; c) ne céder ou ne prêter, à quelque titre que ce soit, les sources de rayonnements ionisants qu’à des personnes dûment autorisées, et n’acquérir ces sources qu’auprès de personnes dûment autorisées ; d) ne laisser l’accès aux appareils en question qu’à des personnes informées sur les risques ; e) mettre en œuvre des procédures permettant de garantir que toute personne manipulant les sources de rayonnements ionisants a été préalablement formée à ces manipulations, ainsi qu’à la radioprotection et aux actions à engager en cas d’incident ; f) effectuer ou faire effectuer les chargements/déchargements de sources radioactives dans les appareils et plus généralement les opérations nécessitant le démontage de ces appareils uniquement par des personnes qualifiées par le fabricant ou le distributeur ; g) effectuer les opérations de transport des matières radioactives dans le respect de la réglementation en vigueur, et disposer le cas échéant d’un conseiller à la sécurité ; h) maintenir en permanence la conformité des appareils et installations aux normes applicables et aux règles techniques minimales de conception d’exploitation et de maintenance ; i) mettre en œuvre les bonnes pratiques professionnelles ; j) élaborer et actualiser en tant que de besoin l’évaluation des risques liée à l’utilisation des appareils, et mettre en oeuvre les dispositions consécutives en matière de zonage radiologique et de suivi dosimétrique du personnel ;

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k) élaborer et actualiser en tant que de besoin l’analyse prévisionnelle des postes de travail pour le personnel manipulant les appareils, et mettre en œuvre les dispositions consécutives en matière de classement du personnel et de suivi médical du personnel ; l) dans le cadre de la réception de l’installation, établir un plan de prévention (...) ; m) tenir à disposition de l’ASN la note de calcul justifiant le dimensionnement des parois et des éventuelles protections biologiques ; n) faire procéder dans les délais requis aux révisions périodiques des appareils de radiographie industrielle utilisant le rayonnement gamma (...) ; o) entreposer les appareils dans des conditions de sécurité particulières établies durant l’instruction du dossier et reprises dans l’autorisation ; p) prévenir sans délai, en cas de perte ou de vol de radionucléides ou en cas d’incident impliquant les rayonnements ionisants, le préfet de département et la division de l’ASN territorialement compétents ; q) pour les activités médicales : i. tenir à disposition de l’ASN la liste à jour des utilisateurs de l’installation et les justificatifs de leurs qualifications ; ii. remettre au patient traité par curiethérapie par implants permanents un document d’information indiquant la nature, la date d’implantation et la localisation des sources et rappelant les dispositions à prendre en cas d’intervention médicale ou de décès ; iii. mentionner dans le dossier du patient traité par curiethérapie par implants permanents la nécessité d’informer tout établissement de santé qui l’accueillerait pour une intervention médicale ; iv. informer l’ASN sans délai du retrait ou de la suspension de l’autorisation (autorisation d’activité de soins ou autorisation des équipements matériels lourds, l’arrêté d’autorisation de fonctionnement ou l’attestation d’accréditation pour les laboratoires de biologie médicale) ; v. informer sans délai l’ASN de la démission de l’unique PSRPM du centre de radiothérapie ou de la démission d’une PSRPM ayant pour conséquence un effectif inférieur à un équivalent temps plein. IX. – Informations et documents divers relatifs à la radioprotection Dispositions organisationnelles IX-1. L’évaluation des risques pour la santé et la sécurité des travailleurs liés à la détention et à l’utilisation des sources de rayonnements ionisants ; IX-2. Les dispositions mises en œuvre en matière de définition et délimitation des zones réglementées ;

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IX-3. Une analyse prévisionnelle générique des doses susceptibles d’être reçues aux différents postes de travail ; IX-4. Les modalités de classement et de suivi médical du personnel ; IX-5. Les dispositions mises en œuvre en matière de suivi dosimétrique du personnel ; IX-6. La liste des appareils et dispositifs de mesure disponibles concourant à la surveillance de l’exposition du personnel ; IX-7. Les protocoles ou procédures d’utilisation des sources de rayonnements ionisants ; IX-8. Les consignes de sécurité et de travail liées à l’utilisation et la détention des sources de rayonnements ionisants ; ces consignes incluront notamment les règles d’accès en zone réglementée ; IX-9. L’identification des situations d’urgence éventuelles ainsi que les dispositions retenues pour les prévenir et y faire face ; en cas de détention de sources radioactives scellées de haute activité, le plan d’urgence interne ; IX-10. Les dispositions particulières mises en œuvre liées à la détention et à l’utilisation de sources scellées de haute activité ; IX-11. Les justificatifs de formation et d’information des personnes amenées à manipuler les sources de rayonnements ionisants (le cas échéant, la liste nominative des personnes titulaires du certificat d’aptitude à manipuler les appareils de radiologie industrielle (CAMARI), avec copie du certificat) ; IX-12. La liste des équipements de protection collective et individuelle disponibles, en précisant leurs caractéristiques précises ; IX-13. La description des conditions de transport ; IX-14. Un document décrivant les dispositions mises en œuvre en matière de gestion des sources de rayonnements ionisants et de leurs mouvements ; IX-15. Un document décrivant les dispositions mises en œuvre pour pallier le risque de vol, d’incendie, de perte ou de dégradation des sources de rayonnements ionisants ; IX-16. Le plan de gestion des déchets et effluents contaminés ou susceptibles de l’être ; IX-17. La convention établie entre les établissements utilisant des moyens communs dans le cadre de la gestion des déchets et effluents contaminés ou susceptibles de l’être ; IX-18. Dans le cas de l’importation de sources radioactives : un document attestant que le distributeur ou le fournisseur étranger est dûment autorisé à céder ces sources en France ; IX-19. Dans le cas de l’exportation de sources radioactives : un document attestant que l’acquéreur respecte la réglementation de son pays ; IX-20. Pour chaque type de chantiers extérieurs envisagés : les dispositions mises en œuvre pour optimiser la dose, effectuer l’évaluation prévisionnelle de dose, établir les consignes de délimitation des zones d’opération, effectuer les contrôles sur chantiers, assurer l’entreposage du matériel sur place, etc. ; IX-21. Les modalités d’accès des personnes aux sources de rayonnements ionisants ; IX-22. Les mesures spécifiques applicables aux personnes extérieures à l’entreprise en matière d’accès aux sources, d’accompagnement, d’organisation de la radioprotection, de moyens mis à disposition, de plan de prévention, etc. ; IX-23. Si les opérations de démontage et de maintenance des appareils sont prévues, les modalités de réalisation de ces opérations ;

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IX-24. Si les opérations de chargement et déchargement des sources radioactives dans les appareils sont prévues : les qualifications des personnes effectuant ces opérations, la conformité aux procédures définies par le fabricant, les contrôles et vérifications préalables à la remise en service de l’appareil ; IX-25. Le plan d’organisation de la radiophysique médicale ; IX-26. Pour les activités de radiothérapie externe, le rapport de contrôle de qualité initial externe ; IX-27. Pour la curiethérapie par implants permanents, une copie des documents d’information remis au patient ; IX-28. Pour les activités médicales, la liste des équipements destinés au repérage radiologique, à la simulation et à la dosimétrie. Dispositions relatives aux installations IX-29. Un plan d’ensemble de l’établissement et un plan détaillé des locaux concernés par la détention et l’utilisation des sources de rayonnements ionisants ; IX-30. Un descriptif des conditions de détention, d’utilisation et d’entreposage des sources de rayonnements ionisants. Pour certaines activités, ce descriptif prend la forme de la trame établie par l’ASN ; IX-31. Un descriptif de l’aménagement des locaux où sont détenues ou utilisées les sources de rayonnements ionisants, incluant les systèmes de sécurité ; IX-32. Les caractéristiques des installations de détention et d’utilisation des sources de rayonnements ionisants avec mention des normes d’installation respectées ; IX-33. Les documents établissant la conformité des installations aux normes applicables et aux règles techniques minimales de conception d’exploitation et de maintenance ; IX-34. Pour les activités non médicales, une note de calcul justifiant le dimensionnement des parois et des éventuelles protections biologiques ; IX-35. Le descriptif du système de ventilation des locaux et des enceintes faisant notamment apparaître l’indépendance du système de ventilation du bâtiment et les points de rejets ; IX-36. Pour les locaux utilisés ponctuellement en dehors des locaux autorisés, la justification de cette utilisation ; IX-37. Dans le cas d’un accélérateur : a) la description des systèmes de ventilation de l’installation ; b) l’évaluation de l’exposition autour de l’émetteur de rayonnements ionisants ainsi que les hypothèses retenues pour cette évaluation ; c) la description des organes de sécurité et leur localisation sur un plan et la procédure relative à leur contrôle de bon fonctionnement ; d) les documents décrivant précisément le contrôle commande des systèmes gérant l’accès à la casemate et justifiant de la suffisance des exigences qui leur sont appliquées, tant au niveau de la conception que de l’exploitation ; e) le programme de qualification de l’accélérateur, et les mesures de doses assorties à chaque essai à puissances croissantes ;

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f) dans le cas où le demandeur exploite déjà une installation similaire, les différences éventuelles concernant la conception et l’exploitation de l’installation en question, et de façon anonyme, la dosimétrie annuelle par type de poste occupé ; IX-38. Pour les activités médicales, l’autorisation d’activité de soins, l’autorisation d’équipement lourd, l’arrêté d’autorisation de fonctionnement ou l’attestation d’accréditation pour les laboratoires de biologie médicale. Contrôles de radioprotection IX-39. Le programme des contrôles réglementaires en matière de radioprotection ; IX-40. La liste des appareils de mesure disponibles mentionnant les rayonnements et les gammes d’énergie détectées ; IX-41. Un rapport de vérification des caractéristiques du système de ventilation, établi par un organisme de contrôle technique du bâtiment ; IX-42. Un document formalisant les dispositions mises en oeuvre en matière de contrôle d’absence de radioactivité après manipulation ; X. – Dans le cas où la demande d’autorisation porte sur une modification d’une autorisation existante (extension des locaux ou de l’activité, poursuite d’une activité autorisée à titre provisoire ou à des fins de tests, changement de titulaire...), en complément des pièces listées précédemment X-1. Le rapport de contrôle technique de radioprotection établi, selon le cas, à réception et avant première utilisation ou datant de moins d’un an et établi par un organisme agréé ou l’IRSN ; X-2. L’inventaire des actions mises en œuvre ou leur échéancier de réalisation afin de répondre aux éventuelles observations émises par l’organisme agréé ou l’IRSN dans ce rapport de contrôle ; X-3. Un rapport d’activité permettant notamment de présenter un bilan des événements relatifs à la radioprotection et le retour d’expérience ; X-4. L’inventaire des sources et des appareils émettant des rayonnements ionisants en contenant présent sur le site du demandeur ; X-5. Pour les activités médicales, le dernier rapport de contrôle de qualité externe.

Annexe II.I Contenu détaillé du dossier justificatif dans le cadre d’une demande de renouvellement d’autorisation. Les informations suivantes sont à apporter : 1. Un rapport de contrôle établi par un organisme agréé ou l’IRSN datant de moins d’un an, portant sur les contrôles prévus à l’article R.1333-95 du code de la santé publique et à l’article R.4451-32 du code du travail ;

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2. L’inventaire des actions mises en œuvre ou leur échéancier de réalisation afin de répondre aux éventuelles observations émises par l’organisme agréé ou l’IRSN dans ce rapport de contrôle ; 3. Un rapport d’activité permettant notamment de présenter un bilan des événements relatifs à la radioprotection et le retour d’expérience ; 4. Pour les activités non médicales, pour chaque source scellée ou appareil, un document présentant de manière synthétique : a) les éventuelles anomalies et défaillances rencontrées ; b) les dispositions adoptées pour un retour à une situation normale ; 5. L’inventaire des sources et des appareils émettant des rayonnements ionisants en contenant présent sur le site du demandeur ; 6. La liste des sources scellées périmées ou en fin d’utilisation qui n’ont pas été reprises par le fournisseur et la justification de l’absence de reprise ; 7. Pour chaque PCR : l’attestation de réussite à la formation en cours de validité ; 8. Les justificatifs des dernières révisions périodiques des appareils de radiographie industrielle utilisant le rayonnement gamma (...) ; 9. Pour les activités médicales, le dernier rapport de contrôle de qualité externe ; 10. Le dernier bilan annuel des quantités de déchets produits et effluents rejetés transmis à l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA) ; 11. Une copie de la dernière fiche de recueil des évaluations dosimétriques transmises à l’IRSN pour l’élaboration des niveaux de références diagnostiques.

Bibliographie [1] Code de la santé publique – Partie réglementaire – Première partie : protection générale de la santé et environnement – Livre III : protection de la santé et environnement – Titre III : prévention des risques sanitaires liés à l’environnement de travail – chapitre III : rayonnements ionisants. [2] Arrêté du 30 novembre 2011 portant homologation de la décision n◦ 2011-DC-0238 de l’ASN du 23 août 2011 relative aux qualifications requises pour les personnes responsables d’une activité nucléaire à des fins médicales en application de l’article R.1333-43 du code de la santé publique et abrogeant des arrêtés. [3] Formulaire de l’autorité de sûreté nucléaire : « Déclaration de détention/utilisation d’appareils électriques générant des rayons X », référence DEC/GX. [4] Arrêté du 29 janvier 2010 portant homologation de la décision n◦ 2009-DC-0148 de l’ASN du 16 juillet 2009 relative au contenu détaillé des informations qui doivent être jointes aux déclarations des activités nucléaires visées aux 1◦ et 3◦ de l’article R.1333-19 du code de la santé publique.

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[5] Code du travail – Partie réglementaire – Quatrième partie : santé et sécurité au travail – Livre I : dispositions générales – Titre V : dispositions particulières à certaines catégories de travailleurs, et Livre IV : prévention de certains risques d’exposition – Titre V : prévention des risques d’exposition aux rayonnements - chapitre Ier : prévention des risques d’exposition aux rayonnements ionisants. [6] Arrêté du 22 septembre 2010 portant homologation de la décision n◦ 2010-DC-0192 de l’ASN du 22 juillet 2010 relative au contenu détaillé des informations qui doivent être jointes aux demandes d’autorisation ou de renouvellement d’autorisation en application de l’article R.1333-43 du code de la santé publique. [7] Formulaire de l’autorité de sûreté nucléaire : « Demande d’autorisation de détention et/ou d’utilisation de scanner(s) à usage médical » : référence AUTO/MED/SCAN. [8] Formulaire de l’autorité de sûreté nucléaire : « Demande d’autorisation de détention et/ou d’utilisation de sources de rayonnements ionisants à des fins de radiothérapie externe », référence AUTO/MED/RT_EXT. [9] Formulaire de l’autorité de sûreté nucléaire : « Demande d’autorisation de détention et/ou d’utilisation de sources de rayonnements ionisants à des fins de curiethérapie » : référence AUTO/MED/CURIE. [10] Formulaire de l’autorité de sûreté nucléaire : « Demande d’autorisation de détention et d’utilisation de sources scellées et non scellées pour une activité de médecine nucléaire et/ou de biologie médicale incluant la recherche biomédicale », référence AUTO/MED/MEDNU. [11] Personne compétente en radioprotection - Principes de radioprotectionréglementation, Jimonet C., Métivier H., Coord., EDP Sciences, 2e édition, 2009. [12] Arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont imposées. [13] Circulaire DGT/ASN n◦ 01 du 18 janvier 2008 relative à l’arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont apposées. [14] Règles générales de radioprotection du CEA, Fusil L., CEA/PMT/DPSN, Mars 2012. [15] Directive 2013/59/EURATOM DU CONSEIL du 5 décembre 2013 fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire contre les dangers résultant de l’exposition aux rayonnements ionisants et abrogeant les directives 89/618/ Euratom, 90/641/Euratom, 96/29/Euratom, 97/43/Euratom et 2003/122/Euratom. [16] Arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants.

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[17] Arrêté du 17 juillet 2013 relatif à la carte de suivi médical et au suivi dosimétrique des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants. [18] Arrêté du 21 mai 2010 portant homologation de la décision n◦ 2010-DC-0175 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 février 2010 précisant les modalités techniques et les périodicités des contrôles prévus aux articles R. 4452-12 et R. 4452-13 du code du travail ainsi qu’aux articles R. 1333-7 et R. 1333-95 du code de la santé publique. [19] Calcul de doses générées par les rayonnements ionisants, Vivier A., Lopez G., EDP Sciences, 2e édition, mars 2016. [20] Radionucléides et radioprotection, Delacroix D., Guerre J.-P., Leblanc P., EDP Sciences, 2e édition, 2006. [21] Evaluation de la contamination atmosphérique des services de médecine nucléaire, Dumeau J. et al, Sixièmes rencontres des PCR (SFRP), communication orale, 2008.

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Radiologie Guillaume Bonniaud

Introduction Le champ des applications de l’imagerie médicale n’a cessé de s’étendre depuis la découverte des rayons X par W.C. Roentgen en 1895 et les premières images permettant de voir « à travers les corps ». L’imagerie de radiologie utilisant les rayonnements ionisants tient une place prépondérante dans le vaste domaine de l‘imagerie médicale. Elle permet, entre autres bénéfices, des traitements chirurgicaux plus efficaces, des séjours d’hospitalisation plus courts, l’élimination d’explorations chirurgicales, un meilleur diagnostic et un meilleur traitement du cancer, un traitement plus efficace après traumatisme, un meilleur traitement des pathologies cardiaques et vasculaires [1]. On parle d’imagerie anatomique puisque le principe de formation de l’image est basé sur l’atténuation des rayons X dans le patient. L’atténuation des rayons X étant différente d’un tissu à l’autre, l’anatomie du patient crée le contraste radiologique. On distingue l’imagerie planaire, obtenue par projection de l’atténuation des rayons X par le patient (objet en 3 dimensions ou 3D) sur l’image en 2 dimensions (2D), et l’imagerie tomographique qui offre une représentation spatiale 3D de l’anatomie. Les modalités de radiologie permettent la réalisation d’images statiques, dites de radiographie, dans le cadre de procédures diagnostiques non-invasives. Les radiographies planaires (2D) sont produites par des installations de radiologie conventionnelle fixes ou mobiles, dédiées à la mammographie ou de radiologie dentaire. Les images tomographiques (3D) sont produites par les installations de tomodensitomètrie (TDM ou scanographie). Les modalités de radiologie permettent également la réalisation d’images dynamiques affichées en temps réel pour le guidage de procédures diagnostiques et/ou thérapeutiques invasives. Ces séries d’images, dites de radioscopie (fluoroscopy en anglais) ou de radiographie pulsée (fluorography en anglais), sont principalement produites par des installations de radiologie interventionnelle, des installations de radiologie mobile de bloc opératoire (installations de radiologie per-opératoire ou arceaux de bloc opératoire). À noter que les installations de radiologie conventionnelle fixes permettent la réalisation de séries d’images de radioscopie utiles au positionnement du patient avant radiographie. Enfin, les installations de radiothérapie ou de radiochirurgie sont désormais équipées de dispositifs de radiologie pour garantir la position du patient lors des traitements. En termes de technologies des systèmes d’imagerie radiologique, les bénéfices de l’acquisition numérique des données utiles à la création des images se sont imposés rapidement

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depuis l’avènement de la scanographie dans les années 1970 [2]. La transition analogiquenumérique s’est opérée au début des années 1990, les technologies numériques couvrent aujourd’hui l’ensemble des modalités d’imagerie de radiologie [3, 4]. La première section de cette partie détaillera les grands principes communs à l’ensemble des modalités d’imagerie de radiologie et les technologies associées. Les sections suivantes reprendront et préciseront les spécificités de chacune des modalités énoncées ciaprès : radiologie conventionnelle, mammographie, radiologie per-opératoire et radiologie interventionnelle, radiologie dentaire, ostéodensitométrie et scanographie, en soulignant les points importants à connaître pour les personnes compétentes en radioprotection.

2.1. Technologie en radiologie Cette section vise à expliciter les grands principes communs à l’ensemble des modalités d’imagerie. Après une description générale des principes et éléments de base de la chaîne d’imagerie planaire et tomographique, chaque élément de base sera ensuite abordé successivement.

2.1.1. La chaîne d’imagerie radiologique L’imagerie radiologique utilisant les rayonnements ionisants est basée sur l’atténuation des rayons X dans le patient. Ce paragraphe explicitera tout d’abord le processus de formation de l’image radiologique à partir des propriétés physiques d’atténuation ainsi que les éléments techniques de la chaîne d’imagerie de radiologie en modes planaire puis tomographique. Une seconde section détaillera les différents types d’images (radiographie et/ou radioscopie) pour les différentes modalités d’imagerie (planaire ou tomographique). Schéma des systèmes de radiologie par rayons X en modes planaire et tomographique Formation de l’image radiologique planaire : L’atténuation des rayons X dans le patient est à la base du contraste radiologique. L’image est formée par la projection des rayons X transmis par le patient, i.e. par l’atténuation des rayons X au travers les différents tissus. Les propriétés physiques des interactions rayonnement-matière seront détaillées dans le paragraphe 2.1.3. Nous retiendrons ici que cette atténuation, aux énergies des rayons X utilisés en radiologie est d’autant plus importante que le tissu traversé est dense. Ainsi, comme montré par la figure 2.1, l’atténuation des rayons X par l’os est supérieure à l’atténuation des rayons X par les tissus mous elle-même supérieure à l’atténuation des poumons. L’image offre donc un contraste radiologique que l’on peut représenter schématiquement comme suit : blanc pour l’os, gris pour les tissus mous et noir pour les poumons. La figure 2.1 illustre la formation de l’image radiologique et la chaîne d’imagerie de radiologie, pour le mode planaire, qui peut être décomposée en 3 éléments principaux : 1. Un système de production des rayons X 2. Un système de détection des rayons X 3. Un système de visualisation des images

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Figure 2.1. Formation de l’image radiologique planaire.

On parle, dans le cas de l’imagerie planaire, de projection 2D (l’image radiologique planaire) d’un objet 3D (le patient). Ce mode d’imagerie induit un biais de superposition des structures anatomiques dû à la projection de l’objet sur l’image. Formation de l’image tomographique : L’application des théories de reconstruction tomographique à une série de projections 2D (respectivement 1D) de type image radiologique planaire acquises sur 360◦ autour du patient permet d’estimer la distribution 3D (respectivement 2D) de l’atténuation des rayons X dans le patient (figure 2.2) [5]. Les principes de la reconstruction tomographique seront détaillés dans le paragraphe 2.1.5.

Figure 2.2. Principe de la reconstruction tomographique d’un objet 3D à partir de l’acquisition de projections 2D.

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La formation du contraste des images tomographiques est identique à celle des images planaires. Cependant l’accès à une imagerie 3D estimant la distribution spatiale de l’atténuation pallie le problème de superposition des structures anatomiques, les variations d’atténuation des rayons X étant restituées point par point dans le volume exploré (figure 2.3). La chaîne d’imagerie radiologique, dans le cas de l’imagerie tomographique de scanographie nécessite l’acquisition des projections 2D sur 360◦ autour du patient. Ces données d’acquisition sont ensuite envoyées au système de reconstruction qui produira les images avant transmission au système de visualisation (figure 2.3) : 1- Un système de production des rayons X 2- Un système de détection des rayons X 3- Un système de reconstruction des images 4- Un système de visualisation des images

Figure 2.3. Formation de l’image tomographique et diagramme d’une installation de scanographie.

Les différents types d’images radiologiques – Imagerie planaire (2D) : La chaîne d’imagerie planaire décrite précédemment (figure 2.2) permet la réalisation d’images statiques de radiographie, mais également la réalisation de séquences d’images dynamiques dites de radioscopie et plus

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récemment la réalisation de séquences d’images dynamiques de radiographie ou radiographie pulsée. • Les images de radiographie sont des clichés radiologiques statiques utilisés à des fins diagnostiques. Les images sont réalisées suivant des incidences bien déterminées en fonction du contexte clinique (symptômes cliniques, localisation des symptômes, type de pathologie supposée). La figure 2.4 montre un exemple de cliché de radiographie du bassin. La radiographie peut être associée à l’utilisation de produits de contraste radio-opaques, injectables ou buvables, permettant de rehausser le contraste des organes concernés. • Les images de radioscopie (fluoroscopy en anglais) sont composées d’une séquence d’images radiologiques dynamiques dont l’affichage en temps réel permet de guider une procédure diagnostique et/ou thérapeutique invasive. Ces séquences d’images offrent une qualité dégradée par rapport aux images de radiographie. Cette qualité inférieure est compensée par l’utilisation de produits de contraste quasiment systématique en radioscopie. L’avènement des systèmes numériques permet aujourd’hui l’acquisition de séquences d’images de radiographie pulsée (fluorography en anglais) de qualité quasiment équivalente aux clichés radiographiques. La figure 2.5 montre une image extraite d’une séquence d’images de radiographie pulsée en cardiologie interventionnelle. – Imagerie tomographique (3D) : Les images de scanographie sont composées d’une série d’images 2D reconstruites jointives. Elles constituent un volume d’images statiques utilisé à des fins diagnostiques (certaines applications spécifiques permettent de créer un volume d’images dynamiques). L’accès à l’anatomie en coupe permet dans bien des cas d’améliorer le diagnostic. La figure 2.6 montre une série de coupes de scanographie pour un examen thoraco-abdomino-pelvien, le volume exploré est visualisé en coupes suivant 3 directions : antéro-postérieur ou coronale, droite-gauche ou sagittale, tête-pied ou axial.

Figure 2.4. Radiographie du bassin (avec la permission des Dr P. Roger et V. Tran Dinh).

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Figure 2.5. Séquence d’images de radiographie pulsée de cardiologie interventionnelle (avec la permission du Dr E. Filippi).

Figure 2.6. Coupes coronale (droite), sagittale (haut gauche) et axiale (bas gauche) d’un examen de scanographie du thorax (avec la permission des Dr P. Roger et V. Tran Dinh).

Les éléments de la chaîne d’imagerie, production et détection des rayons X, reconstruction dans le cas de l’imagerie tomographique et visualisation des images sont décrits successivement dans les paragraphes suivants.

2.1.2. La production des rayons X Le premier élément de la chaîne d’imagerie est le système de production de rayons X. Ce système requiert un générateur capable de produire et sélectionner simultanément une

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Haute Tension (HT) et un courant. Ils seront appliqués à un second élément, le tube à rayons X. L’ensemble émet un spectre de rayons X qui sera filtré et collimaté de sorte à sélectionner la qualité et la dimension du faisceau utilisé pour la réalisation des images planaires ou l’acquisition des données utiles à la reconstruction tomographique (figure 2.7). Le tube, le générateur, les caractéristiques du spectre de rayons X et la collimation primaire seront détaillées dans ce paragraphe.

Figure 2.7. Schéma d’ensemble d’un système de production de rayons X (d’après [6]).

Générateur Le générateur fournit la puissance électrique au tube de rayons X, pour la production et la sélection de la HT, du courant (mA). À partir d’une haute tension (HT) et d’un courant d’alimentation de 220 à 380 volts (V) alternatif et de 6 à 200 ampères (A) respectivement, le générateur permet de sélectionner et délivrer une HT de 20 à 150 kV aux bornes du tube et un courant de 1 à 10 A au filament de la cathode du tube. Plusieurs types de générateurs existent (simple-phase, triple-phases, haute-fréquences, potentiel constant). L’objectif est de délivrer une tension la plus continue possible, les systèmes haute-fréquences étant les plus utilisés pour leur fiabilité [6]. Le générateur permet également la sélection du temps d’exposition, i.e. du début et de la fin de l’application de la HT. Les temps d’exposition peuvent être extrêmement courts en radiographie (≤ 100 ms) et relativement longs en scanographie (≥ 10 s). En radioscopie, l’exposition est continue ou pulsée à une fréquence déterminée par l’opérateur. Elle est classiquement pilotée par une pédale déclenchant les rayons X.

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Historiquement, la HT, le courant et le temps d’exposition étaient déterminés par l’opérateur. Les systèmes de radiologie actuels intègrent de plus en plus la définition de ces paramètres dans des systèmes de contrôle automatique de l‘exposition (Automatic Exposure Control ou AEC en anglais) dans le but de garantir à l’utilisateur un examen offrant une qualité d’image optimale pour une dose la plus basse possible. Les AEC requièrent une synchronisation du générateur avec le système de détection, les grands principes seront donc détaillés dans le paragraphe 2.1.4 traitant de cet élément de la chaîne d’imagerie. Tube à rayons X Le tube à rayons X permet la création d’un spectre de rayons X par rayonnement de freinage. Comme illustré en figure 2.7, le tube est constitué d’une enceinte de verre sous vide dans laquelle sont placés face à face un filament et une cible. La HT fournie par le générateur est appliquée aux bornes de ces deux éléments de sorte que le filament joue le rôle de cathode et la cible le rôle d’anode. Un courant dit de chauffage, fourni simultanément à la HT par le générateur, est appliqué au filament. Les rayons X sont générés en 3 phases : 1- Le filament libère, à sa surface, des électrons par émission thermo-ionique. 2- L’application d’une HT aux bornes du tube accélère les électrons dans l’espace qui sépare le filament et la cible (respectivement la cathode et l’anode). 3- Les rayons X sont produits par le rayonnement de freinage issu de l’interaction des électrons énergétiques avec la cible. L’anode est classiquement en tungstène, matériau au numéro atomique élevé pour favoriser la probabilité du rayonnement de freinage et possédant un point de fusion élevé. Le processus de génération des rayons X dans un tube crée 99 % de chaleur issue de la dissipation de l’énergie cinétique des électrons et 1 % de rayons X. Ainsi, une très grande majorité des tubes à rayons X sont équipés d’anodes tournantes (anode-disque), afin de répartir les dissipations thermiques sur une surface la plus large possible [6]. La gaine du tube offre également une protection plombée pour éviter les rayonnements de fuite et une isolation électrique du tube [7]. Le design de la cathode définit la taille du foyer de rayons X correspondant à l’aire d’interaction des électrons énergétiques avec la cible i.e. à l’aire d’émission des rayons X au niveau de la surface de la cible. La taille du foyer dépend de la taille du filament, typiquement une cathode est composée de deux tailles de filament correspondant au petit (0,3 à 0,6 mm) et au grand foyer (1,0 à 1,2 mm). Spectre de RX Le rayonnement de freinage est produit lorsque la trajectoire d’un électron énergétique le conduit à proximité du noyau du matériau de la cible [7, 8]. Les charges positives des protons du noyau ralentissent l’électron, sa trajectoire est modifiée, l’énergie associée est restituée sous forme de rayon X. L’énergie des rayons X est ainsi déterminée par la proximité de la trajectoire de l’électron énergétique avec le noyau du matériau de la cible. Plus cette distance est faible, plus la décélération de l’électron est grande, le point de conversion de l’énergie cinétique en rayon X est alors proche du noyau et l’énergie du rayon X est élevée.

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Cependant, la probabilité d’interaction décroît également avec la distance noyau-point d’interaction. Ainsi, seulement dans de très rares cas, l’électron énergétique donne toute son énergie cinétique au noyau, produisant un rayon X d’énergie maximum (en keV), Cette énergie maximale est déterminée par la HT maximale ou tension de pic (kV peak en anglais ou kVp). Le rayonnement de freinage produit constitue donc un spectre continu de rayons X. Ce spectre comporte des raies dites caractéristiques correspondant aux niveaux d’énergies de liaison des électrons orbitaux du noyau du matériau de la cible. Elles correspondent à des émissions de rayons X à des énergies spécifiques du matériau de l’anode. Ces émissions sont induites par le réarrangement du cortège électronique des atomes de la cible suite à l’expulsion d’un électron des couches internes ou superficielles par l’électron énergétique. La figure 2.8 montre un spectre de rayonnement de rayons X (freinage et raies) issu d’une anode en tungstène pour une tension de pic de 90 kVp (calculé avec SpekCalc, [9, 10]).

Figure 2.8. Spectres de rayons X (rayonnement de freinage et raies) issus d’une anode en tungstène pour une tension de pic de 90 kVp et plusieurs filtrations (calculés avec SpekCalc [9,10]).

Le spectre de rayons X est caractérisé par sa couche de demi-atténuation correspondant à l’épaisseur d’aluminium nécessaire à la diminution du nombre de photons du spectre par deux (Half Value Layer ou HVL en anglais exprimé en mm d’aluminium). Ce facteur de qualité caractérise le durcissement du faisceau par un matériau donné : l’aluminium. Le durcissement de faisceau est le processus qui modifie la distribution du spectre de rayons X après passage au travers d’un matériau donné. L’énergie moyenne (exprimée en keV) permet également de caractériser en première intention la qualité du faisceau. La HVL et l’énergie moyenne des spectres de la figure 2.8 sont précisés : les deux indices de qualité augmentent avec la filtration. L’énergie moyenne d’un spectre de rayons X est à peu près comprise entre le tiers et la moitié de la tension appliquée au tube (kV). Une augmentation du courant de filament ne modifie pas la distribution du spectre de rayons X mais induit un plus grand nombre de rayons X, proportionnel à l’augmentation

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du courant. La HT (kVp) impacte l’énergie des électrons interagissant avec la cible et donc la distribution du spectre de rayons X produit comme illustré en figure 2.9. La HT est donc associée à la capacité des rayons X à être transmis par le patient. Les composantes de haute énergie participent à la formation de l’image puisque suffisamment énergétiques pour contribuer au signal au niveau du système de détection. Les composantes de basse énergie contribuent elles uniquement à la dose au patient, leur énergie étant, en majeure partie, déposée dans les premiers éléments de matière rencontrés.

Figure 2.9. Spectres de rayonnement de freinage issus d’une anode en tungstène pour des tensions de pic de 50, 90 et 130 kVp (calculés avec SpekCalc [10,11]).

Enfin, comme illustré en figure 2.7, les installations de radiologie disposent d’un jeu de filtres dits additionnels permettant de moduler la distribution du spectre de rayons X pour trouver le bon compromis entre contraste image, dose au patient et amplitude du signal au niveau du système de détection (cf. paragraphe 2.1.4). Collimation primaire Afin d’adapter la taille du faisceau à la zone à explorer, un système de collimation primaire est monté au niveau de la fenêtre de sortie des rayons X, comme illustré en figure 2.7. Ce système est piloté par l’opérateur.

2.1.3. Le patient L’image radiologique par rayons X, qu’elle soit planaire ou tomographique, est formée par la projection des rayons X transmis par le patient (cf. paragraphe 2.1.1), i.e. par l’atténuation

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des rayons X au travers des différents tissus. Les interactions rayonnement-matière sont à la base de ce processus d’atténuation. Après de brefs rappels sur ces interactions, nous détaillerons l’atténuation du spectre de rayons X tel que décrit dans le paragraphe 2.1.2 dans le patient et son impact sur la formation de l’image radiologique. Brefs rappels interactions rayonnement-matière : L’interaction rayonnement-matière induite par les rayons X peut prendre quatre formes : l’absorption photoélectrique, les diffusions Compton et Rayleigh et la création de paire [11]. Les probabilités relatives de ces interactions dans l’eau et pour une gamme d’énergies de photons typiques de radiologie sont données à titre d’ordres de grandeur dans le tableau 2.1. Tableau 2.1. Ratio des interactions par effet photoélectrique, par diffusions Compton et Rayleigh et par création de paire lors d’interaction photon-matière dans l’eau pour une gamme d’énergie de photons correspondant aux différents domaines d’application de la radiologie.

Énergie moyenne des photons 20 keV 30 keV 60 keV

Domaine d’application médicale Mammographie Radiodiagnostic Scanographie

Absorption photoélectrique 70 % 45 % 5%

Diffusion Compton

Diffusion Rayleigh

Production de paires

20 % 45 % 90 %

10 % 10 % 5%

0% 0% 0%

Le coefficient d’atténuation qui en résulte varie avec l’énergie des rayons X mais également avec la nature du matériau traversé (numéro atomique et densité électronique) comme illustré dans la figure 2.10. Le coefficient d’atténuation est classiquement exprimé sous la forme d’un coefficient d’atténuation massique (μ/ρ en cm2 /g) pour compenser des variations dues à la densité électronique. Atténuation des RX par le patient Les coefficients d’atténuation massiques permettent de caractériser le ratio du rayonnement transmis dit primaire (i.e. n’intégrant pas le rayonnement transmis induit par la diffusion Compton), au rayonnement incident total sur le patient. Ce ratio dépend du type de tissus traversés et de l’énergie du rayonnement incident. Le tableau 2.2 donne les ordres de grandeur du rayonnement primaire par rapport au rayonnement incident total pour différentes épaisseurs d’eau et pour la gamme d’énergies de photons typiques de radiologie du tableau 2.1. Formation de l’image radiologique Comme vu au paragraphe 2.1.1, l’image radiologique est formée par la projection des rayons X transmis par le patient, i.e. par l’atténuation des rayons X au travers des différents tissus humains.

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Figure 2.10. Coefficients massiques d’atténuation des rayons X dans la matière en fonction de l’énergie et pour différents tissus et l’iode (produit de contraste radiologique).

Tableau 2.2. Ordres de grandeur du ratio rayonnement primaire par rapport au rayonnement total incident sur différentes épaisseurs d’eau.

Énergie moyenne des photons 20 keV 30 keV 60 keV

Domaine d’application médicale Mammographie Radiodiagnostic Scanographie

1 cm 25 % 50 % 85 %

Épaisseur d’eau 10 cm 20 cm 0% 0% 20 % 5% 70 % 55 %

30 cm 0% 1% 40 %

Note : Ces données ont été calculées à partir des tables de coefficients massiques d’atténuation du National Institute of Science and Technology (NIST) mesurées dans des conditions dites de faisceau étroit qui n’intègrent pas le rayonnement diffusé issu des interactions Compton dans le rayonnement transmis

Les interactions rayonnement-matière influencent la formation de l’image radiologique. Idéalement, seul le rayonnement transmis primaire contribue à la formation de l’image. Comme illustré en figure 2.11.a, le contraste de l’image est formé par la différence d’intensité entre l’objet (IT (2) et IT (3)) et le fond (IT (1)). En réalité, une large proportion de l’atténuation est induite par diffusion Compton, principalement parce que le numéro atomique des tissus humains est faible. Cette proportion de rayonnement diffusé est d’autant plus importante que l’énergie des rayons X est élevée. Tout d’abord parce que l’atténuation diminue avec l’énergie qui augmente (cf. figure 2.10) mais également parce que la probabilité d’interaction Compton dépend peu de l’énergie dans le domaine énergétique des rayons X de radiodiagnostic. Ainsi, le rayonnement transmis est composé de rayonnement primaire et, dans une large proportion, de rayonnement diffusé ce qui induit une perte de contraste dans l’image.

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(a)

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(b)

Figure 2.11. Impact du rayonnement diffusé dans la formation du contraste de l’image radiologique. Cas idéal de la formation de l’image avec le seul rayonnement primaire (a) et cas typique du rayonnement transmis composé de rayonnements primaire et diffusé (b) (D’après [12]).

2.1.4. Les systèmes de détection Dans la chaîne d’imagerie, le système de détection convertit le rayonnement transmis en un signal interprétable, i.e. une image [13]. Il se compose d’une grille anti-diffusion, d’un détecteur proprement dit et de systèmes associés de contrôle automatique de l’exposition (figure 2.12). Grille anti-diffusion La grille anti-diffusion permet d’éliminer une grande partie du rayonnement diffusé. Elle est composée de bandes fines parallèles en plomb focalisées. Elle est caractérisée par un facteur de grille correspondant au ratio de sa hauteur par l’espacement des bandes de plomb et par une distance de focalisation. La grille anti-diffusion arrête une grande partie du rayonnement diffusé mais également une partie rayonnement primaire. De fait, à signal incident identique, la présence d’une grille anti-diffusion sur le système de détection implique une quantité de rayonnements supérieure d’un facteur 2 à 3 (appelé facteur de Bucky) par rapport à la même exposition sans grille. L’exposition du patient augmente dans les mêmes proportions [34].

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Figure 2.12. Schéma de principe d’un système de détection de radiologie.

Détecteurs de rayons X Les détecteurs numériques sont très majoritairement utilisés aujourd’hui [14]. L’avènement de ces détecteurs en radiologie s’est opéré ces 10 dernières années, au détriment du film, le détecteur analogique historique. La différence essentielle entre ces deux types de détecteurs tient à l’échantillonnage du flux (continu) de rayons X incidents dans le processus de détection détaillé ci-dessus. La figure 2.13 représente la différence de traitement du signal entre un film et un détecteur numérique. Outre l’échantillonnage, une différence importante entre film radiologique et détecteur numérique tient au fait que les étapes de conversion des rayons X en signal et de lecture de ce signal sont indissociables dans le cas du film. À l’inverse, le processus de détection numérique permet de dissocier ces deux étapes, ce qui présente l’avantage de pouvoir optimiser chacune d’entre elles. Les processus de détection du film radiologique et des différentes technologies de détecteurs numériques sont détaillés dans la suite de ce paragraphe. Le film radiologique Le film est composé de trois couches et associé à un écran dit renforçateur permettant d’améliorer significativement la sensibilité du système (figure 2.14). Le film est placé à l’abri de la lumière dans une cassette dont la, ou les, faces intègrent l’écran renforçateur. Les détecteurs numériques Les détecteurs numériques sont classiquement dissociés en deux catégories [15] : • Les détecteurs de type radiographie assistée par ordinateur (traduction littérale de la dénomination usuelle anglo-saxonne de Computed Radiography ou CR) ; • Les détecteurs de type radiographie directe (pour Direct Radiography ou DR en anglais)

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Figure 2.13. Représentation schématique (a) du signal continu d’un film radiologique et (b) du signal discret d’un détecteur numérique avec l’échantillonnage spatial associé.

Figure 2.14. Vue en coupe d’un film radiologique associé à deux écrans renforçateurs.

Le lecteur souhaitant plus de détails quant à la technologie des détecteurs numériques pourra se référer au paragraphe « pour en savoir plus » de la fin de cette partie. Contrôle automatique de l’exposition Historiquement, les premiers systèmes de radiologie par film étaient pilotés par l’opérateur qui définissait l’ensemble des paramètres d’acquisition (kVp, mA, temps en particulier) selon des abaques prédéfinis en fonction de la localisation et du type d’exploration à réaliser. Afin d’éviter les clichés inutilisables (i.e. des films sur ou sous-exposés et donc des expositions inutiles), les installations de radiologie par film ont été équipées de « minuteries » (phototimer en anglais). Ces systèmes permettent, grâce à un dosimètre (chambre d’ionisation ou détecteur à semi-conducteur), de stopper l’acquisition à partir d’un certain

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temps de pose, i.e. un niveau d’exposition, donc de noircissement du film. Le dosimètre est placé avant ou après le film suivant la modalité, et est intégré à une boucle de contrôle composée d’un comparateur qui pilote le générateur de rayons X. Les systèmes actuels de radiologie (CR et DR pour l’imagerie planaire, TDM pour l’imagerie tomographique) sont équipés de systèmes de contrôles automatiques de l’exposition (Automatic Exposure Control en anglais ou AEC) permettant [6, 20, 21] : • La réalisation d’expositions reproductibles et cohérentes du point de vue de la balance dose/qualité image ; • La compensation d’un grand nombre de facteurs de variations de la qualité de l’image que sont : – la taille, la morphologie du patient et la zone explorée ; – les paramètres d’acquisition tels que kVp, temps d’exposition, courant, filtration additionnelle. Les AEC constituent une partie essentielle de la chaîne de radiologie puisqu’ils contrôlent une partie des paramètres d’acquisition. La figure 2.15 illustre un système d’AEC de radiologie conventionnelle, il est similaire pour un système de mammographie, de radiologie interventionnelle ou de TDM. En revanche, pour chaque modalité, les mesures issues du détecteur, les critères de qualité et la calibration associée seront spécifiques.

Figure 2.15. Schéma de principe d’un système de contrôle automatique de l’exposition (AEC).

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2.1.5. La reconstruction d’image (cas de l’imagerie tomographique) Comme décrit au paragraphe 2.1.1, la reconstruction tomographique appliquée à l’imagerie par rayons X permet d’estimer la distribution 3D de l’atténuation des rayons X dans le patient à partir d’une série de projections 2D acquises sur 360◦ autour du patient (figure 2.3) [5]. La reconstruction tomographique consiste à résoudre un problème dit inverse : estimer un objet 2D à partir de projections 1D (estimer un objet 3D à partir de projections 2D). On parle d’estimation dans la mesure où le problème inverse de reconstruction est résolu à partir d’un jeu de données bruitées et incomplètes (on ne peut pas mesurer une infinité de projections autour du patient !). La résolution du problème inverse peut être réalisée selon deux méthodes : les méthodes analytiques et les méthodes itératives qui ne seront pas développées dans ce chapitre [24]. Les méthodes de reconstruction appliquées à des projections 1D et permettant de reconstruire des images 2D sont classiquement associées à des systèmes d’imagerie tomographique capable d’acquérir des projections jointives autour du volume exploré (sur 360◦ ). De fait, les images 2D reconstruites représentent un volume 3D composé de coupes 2D jointives comme illustré dans la figure 2.16.

Figure 2.16. Reconstruction d’un volume d’image 3D par l’acquisition et la reconstruction de coupes jointives 2D autorisant une exploration volumique du patient.

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Les méthodes de reconstruction analytiques et itératives peuvent être généralisées à la reconstruction directe d’objets 3D. Dans ce cas, les systèmes d’imagerie permettent l’acquisition de projection 2D autour du patient (cf. paragraphes 2.2.3, 2.2.4 et 2.2.5). La reconstruction tomographique peut également être appliquée à un jeu de projections acquises par un simple déplacement synchronisé du tube à rayons X et du détecteur. Ce déplacement permet l’acquisition de projections pour lesquelles la superposition des différentes structures anatomiques est fonction de leur profondeur dans l’objet. Une méthode de reconstruction dédiée rend possible la création d’images 2D focalisées dans un certain nombre de plans jointifs à différentes profondeurs dans l’objet. Ce procédé est appelé tomographie conventionnelle. Il a constitué les premiers pas de la tomographie telle qu’on la connaît aujourd’hui et a trouvé un regain d’intérêt dans son application à la mammographie numérique : la tomosynthèse [25-26].

2.1.6. Visualisation Une fois les images acquises (et reconstruites dans le cas de la tomographie), la visualisation doit permettre au radiologue d’accéder à l’information diagnostique utile. L’avènement de l’imagerie radiologique numérique a généralisé la lecture des images médicale sur des consoles informatiques dédiées, a rendu possible leur post-traitement et a favorisé la transmission et la circulation de l’information diagnostique et des images elles-mêmes. Les images de radiologie planaire sont encore largement imprimées sur des films radiologiques par reprographie laser. La lecture des images médicale est donc aujourd’hui réalisée en grande majorité sur des consoles informatiques dédiées possédant tous les outils de traitement adaptés au type d’imagerie analysé. Les outils de traitement d’image permettent d’optimiser la visualisation des images pour améliorer le diagnostic par la réduction du bruit, le renforcement du contraste et la segmentation [27]. En premier lieu, il est possible de visualiser tout ou partie des valeurs des pixels qui composent une image numérique pour en modifier la luminosité et le contraste. Cette fonctionnalité, appelée fenêtrage, est disponible sur toutes les consoles de visualisation d’images médicales. Comme illustré en figures 2.17.a, 2.17.b et 2.17.c sur une coupe de tomodensitométrie thoracique, les fenêtres de visualisation sont caractérisées par un niveau (window level en anglais) et une largeur (window width en anglais) correspondants respectivement à la valeur de pixel centrale de la fenêtre et à son amplitude. Il est également possible de convertir point par point les valeurs de pixels de l’image initiale selon des tables prédéfinies appelées look-up-tables (LUT). L’image obtenue est alors visualisée selon une fenêtre donnée (cf. figure 2.17.d), la LUT choisie permet d’améliorer le contraste à une gamme de valeurs de pixel spécifique de l’image. Par ailleurs, des algorithmes de visualisation dédiés à l’imagerie 3D sont aujourd’hui disponibles, comme le Volume Rendering (VR) ou le Maximum Intensity Projection (MIP) [28] (figure 2.18). Les opérations sur les images 2D comme la soustraction ou le roadmapping sont également possibles et utilisées en imagerie interventionnelle [29]. Les algorithmes d’intelligence artificielle appliqués à l’imagerie diagnostique ont quant à eux permis le développement d’outils d’aide au diagnostic (CAD pour Computer-Aided Diagnosis), en particulier en mammographie [30].

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(a)

(b)

(c)

(d)

Figure 2.17. Image de tomodensitométrie du thorax (valeurs de pixel de -1024 à 1600) visualisée suivant 3 fenêtres différentes et sans look-up-table (LUT) : a. fenêtre pulmonaire, b. fenêtre abdominale et c. fenêtre os. La même image en d. visualisée en fenêtre os et avec une LUT « flow » (avec la permission des Dr P. Roger et V. Tran Dinh).

L’ère du numérique a également permis de faciliter la gestion et la circulation des images médicales [27]. Le format DICOM (pour Digital Imaging and Communications in Medicine), format standardisé des images médicales a permis leur archivage et/ou leur stockage de manière structurée. Le format DICOM intègre un large panel de champs informatiques, l’image elle-même mais également les informations démographiques du patient ainsi qu’un grand nombre de données techniques liées à l’acquisition (et la reconstruction dans le cas de l’imagerie tomographique). De plus, il a ouvert la possibilité d’une communication efficace entre radiologues et médecins prescripteurs d’examen d’imagerie. Le PACS (Picture Archiving and Communication System) est au centre de ces nouvelles voies de circulation de l’information. Ainsi, lorsqu’il est connecté au Système d’Information de Radiologie (SIR) du service, le PACS permet d’associer les images aux données médicales du patient, en particulier au compte-rendu d’examen. À l’échelle d’un établissement de santé, PACS et/ou SIR peuvent être connectés au Système d’Information Hospitalier (SIH) et au Dossier Patient Informatisé (DPI) pour rendre accessibles images et compte-rendu d’examen d’imagerie aux professionnels concernés.

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(a)

(b)

Figure 2.18. Image de tomodensitométrie du thorax en mode de visualisation a. Volume Rendering (VR) et b. Maximum Intensity Projection (MIP) de visualisation 3D (avec la permission des Dr P. Roger et V. Tran Dinh).

Les grands principes communs à l’ensemble des modalités d’imagerie de radiologie et les technologies associées abordés dans cette première section donnent les éléments utiles à une compréhension globale des systèmes de radiologie pour gérer la radioprotection des installations et du personnel. Plus spécifiquement, les points importants à connaître pour la PCR dans la chaîne d’imagerie sont : • Les différents modes d’acquisition disponibles sur le système (plusieurs modes d’acquisition associée possibles sur un même système) ◦

Radiographie

◦

Radioscopie

◦

Radiographie pulsée

◦

Tomographie

• La carte d’identité du couple générateur / tube à rayons X associé avec : ◦

Pour le générateur : la puissance globale

◦

Pour le tube à rayons X : la gamme de kV (pour chaque mode), la gamme de mA (pour chaque mode), les fréquences d’acquisition d’images pour la radioscopie et la radiographie pulsée, la capacité thermique, les différentes tailles de foyer disponibles et le débit maximal à une certaine distance du foyer (généralement 75 ou 100 cm).

◦

Le spectre de rayons X : Les filtrations inhérentes et additionnelle(s), les couches de demi-atténuation associées

◦

Les tailles de champ disponibles (collimations)

• L’impact du patient sur le ratio rayonnement primaire / diffusé • Les différents types de détecteurs utilisés et les types de grille associés

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Figure 2.19. Schéma de principe de la radiographie assistée par ordinateur par écran radio luminescent à mémoire ou ERLM (d’après [18]). Étape 1 : Exposition de la plaque phosphore et conversion de type indirecte des rayons X en signal. Étape 2 : Développement en lecture différée par balayage laser et stimulation du signal de la plaque phosphore.

Les sections suivantes reprendront et préciseront en particulier les éléments énoncés cidessus pour chaque modalité de radiologie : radiologie conventionnelle, mammographie, radiologie dentaire, scanographie, radiologie per-opératoire et radiologie interventionnelle. Et pour chaque type de modalité, les informations et données utiles quant à l’installation (utilisation clinique, locaux, …) en matière de radioprotection (accessoires, appareils de mesures, …) seront précisés.

Pour en savoir plus : technologie des détecteurs numériques Les technologies des 2 grandes familles de détecteurs numériques (radiographie assistée par ordinateur et radiographie directe sont traitées dans ce paragraphe Radiographie assistée par ordinateur ou CR Ce type de détecteur est associé à la technologie des écrans radio luminescents à mémoire ou ERLM (appelés également plaques phosphores). Cette technologie est déclinée en fonction de la modalité à laquelle elle s’applique (cf. paragraphes 2.2.2, 2.2.3 et 2.2.5 sur la radiographie conventionnelle, la mammographie et la radiologie dentaire).

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Figure 2.20. Dynamique de réponse des ERLM.

Les ERLM sont composés, comme les films radiologiques, d’un support de type plaque au phosphore photo-stimulable (ressemblant à un film « épais ») inclus dans une cassette et jouant le rôle de transducteur [16, 17, 18]. La conversion des rayons X en signal au niveau du support est indirecte. Les rayons X piègent des électrons dans des niveaux énergétiques intermédiaires lorsqu’ils interagissent avec la plaque au phosphore. Comme pour le film, la lecture est faite en différé. La plaque est lue par balayage laser dans un lecteur dédié. Le laser libère le signal, par stimulation, sous forme de lumière. L’intensité lumineuse est alors convertie en un signal numérique en chaque point de la plaque et codée en niveau de gris dans la matrice image (figure 2.19). Une fois la lecture effectuée, la plaque au phosphore est réinitialisée et peut à nouveau être exposée. La technologie ERLM permet ainsi de passer d’une installation de radiologie par film à une installation numérique sans changer toute la chaîne de radiologie. Comme pour le film radiologique, le principe de la détection des ERLM limite son utilisation à l’imagerie statique. La dynamique de réponse des ERLM est linéaire et offre un contraste image pour une large plage d’exposition de 0,1 à plus de 100 μGy (figure 2.20). Radiographie directe ou DR La famille des détecteurs de radiographie directe intègre plusieurs types de technologies. Les amplificateurs de luminance ont été les premiers détecteurs numériques disponibles pour la radiologie, permettant la réalisation de série d’images dynamiques de radioscopie avec un faible niveau de signal requis (i.e. un faible niveau d’exposition). Cette technologie s’appuie sur une stratégie de conversion « triplement » indirecte et associée à un processus d’amplification du signal. Les rayons X sont convertis en lumière puis en électrons, ils sont focalisés et convertis à nouveau en lumière avant d’être transcrits en un signal numérique. La qualité des images ne permettant pas de réaliser des images statiques pour la radiologie conventionnelle, les détecteurs basés sur des technologies de conversions directe et indirecte ont ensuite vu le jour. Les évolutions technologiques de ces 10 dernières années ont permis d’en faire des capteurs extrêmement compacts appelés capteurs plans.

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Amplificateur de luminance : La figure 2.21 illustre le principe de fonctionnement d’un amplificateur de luminance. Le cristal scintillant est associé à une photocathode, convertissant les photons lumineux en électrons. Les électrons sont focalisés (gain de miniaturisation) par un système d’électrodes vers un écran phosphorescent qui convertit les électrons en lumière. La lumière est guidée par une fibre optique vers une caméra CCD qui convertit l’intensité du signal lumineux en niveau de gris dans la matrice image.

Figure 2.21. Schéma de principe d’un amplificateur de luminance. L’étape de conversion est réalisée en 3 phases : rayons X / lumière / électrons / lumière. L’étape de lecture est directe et réalisée par une caméra CCD (Charge Coupled Device).

Détecteurs basés sur la conversion indirecte : Les détecteurs à conversion indirecte utilisent des cristaux scintillants comme transducteur. La seconde étape de transduction (lumière en charge) et la conversion analogique-digitale peut être réalisée par un assemblage de capteurs CCD (figure 2.22) ou une matrice de transistors couplés à des photodiodes (TFT pour Thin Film Transistor), classiquement du silicone amorphe (a-Si). Les photodiodes permettent de convertir la lumière en charge au niveau de chaque élément de la matrice de TFT et la conversion analogique-digitale est réalisée par le balayage électronique du TFT. Cette dernière phase permet de convertir l’intensité du signal lumineux en niveau de gris dans la matrice image. La technologie du cristal scintillant couplée à une matrice a-Si TFT permet la réalisation de capteurs plans (figure 2.23). Détecteurs basés sur la conversion directe : Les détecteurs à conversion directe utilisent classiquement des cristaux de sélénium amorphe a-Se convertissant directement les rayons X en charge. La conversion analogique-digitale est réalisée par le balayage électronique du TFT. Cette deuxième phase permet de convertir l’intensité du signal lumineux en niveau de gris dans la matrice image. La technologie du cristal a-Se couplée à une matrice TFT permet la réalisation de capteurs plans (figure 2.24).

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Figure 2.22. Schéma de principe d’un détecteur à conversion indirecte à caméra CCD. L’étape de conversion est réalisée par un cristal scintillant et une caméra CCD. L’étape de lecture est directe et réalisée par la caméra CCD.

Figure 2.23. Schéma de principe d’un détecteur à conversion indirecte à TFT. L’étape de conversion est réalisée par le cristal scintillant et les photodiodes (a-Si) du TFT. L’étape de lecture est directe et réalisée par balayage du TFT.

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Figure 2.24. Schéma de principe d’un détecteur à conversion directe. L’étape de conversion est réalisée par le cristal a-Se. L’étape de lecture est directe et réalisée par balayage du TFT.

La radiographie directe permet intrinsèquement la réalisation d’images statiques et de série d’images dynamiques. La fréquence d’acquisition requise pour les séries d’images dynamiques étant de 7,5 à 30 images par secondes [19], la résolution temporelle pour que le système puisse coupler les 2 modes d’acquisition doit être inférieure à 10 millisecondes. La dynamique est plus restreinte pour les amplificateurs de luminance, de 0,5 à 100 μGy.

2.2. Les différentes installations de radiologie Cette section détaille spécifiquement les éléments utiles à la prise en charge des systèmes de radiologie par la personne compétente en radioprotection (PCR) pour les modalités suivantes : la radiologie conventionnelle, la mammographie, la radiologie dentaire, la radiologie interventionnelle et per-opératoire, l’ostéodensitométrie et la scanographie. Pour chacune d’entre elles, les spécificités techniques de la chaîne d’imagerie utiles aux PCR (types d’images et d’installations, carte d’identité du couple générateur / tube à rayons X, caractéristiques du faisceau de rayons X), les informations cliniques (spécialiste utilisant l’installation, locaux) et données utiles à la radioprotection du personnel (équipements de radioprotection, aménagement type des locaux et mesures clé) sont précisées. Les références aux principes communs à l’ensemble des modalités d’imagerie utilisant les rayons X explicités dans le paragraphe 2.1 seront données chaque fois que nécessaire. Préalablement à ces informations des considérations générales concernant tous les domaines de la radiologie sont présentées. En matière de radioprotection la radiologie est le seul domaine utilisant les rayonnements ionisants où une norme concernant l’aménagement des locaux doit être appliquée. Il s’agit de la norme NFC 15-160.

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2.2.1. Dispositions communes 2.2.1.1. Considérations générales Les installations de radiologie à poste fixe sont classiquement implantées dans les services ou cabinets de radiologie. Certains services possèdent souvent leur(s) propre(s) installation(s) fixe(s) comme par exemple les services d’urgences, d’ostéodensitométrie... Les appareils de radiologie mobiles sont en majorité rattachés au service de radiologie mais peuvent aussi être rattachés à d’autres services utilisateurs (pédiatrie, pneumologie par exemple). L’emploi des rayonnements ionisants sur le corps humain est exclusivement réservé aux médecins et chirurgiens qui réunissent les qualifications prévues par les articles R.133338 et R.1333-43 du code de la santé publique et aux Manipulateurs en Electroradiologie Médicale (MERM) intervenant sous leur responsabilité et leur surveillance directe (article R.1333-67 du code de la santé publique) [31]. Un médecin qualifié est alors responsable de l’utilisation de l’installation (cf. paragraphe suivant 2.2.1.2 « Régime administratif : Déclaration/Autorisation » et chapitre 1, partie 1.1.1). En pratique, les examens sont réalisés par les MERM sous la responsabilité du radiologue, ou du médecin. L’ensemble du personnel travaillant avec l’installation doit être formé selon la réglementation en vigueur sur la radioprotection des travailleurs (articles R.4451-47 et R.4451-50 du code du travail) et des patients (L.1333-11 du code de la santé publique) [31]. Quel que soit le type d’installation, l’appareil émetteur de rayons X doit répondre aux conditions suivantes : • porter le marquage CE en cas de mise en service après 1998 (articles R.5211-1 à R.5211-53 du code de la santé publique) ou être conforme à un type homologué selon la norme NF C74-100 (arrêté du 9 décembre 1982) ; • comporter un dispositif permettant à l’utilisateur d’être renseigné sur la quantité de rayonnement émise en cas de mise en service après 2004 (décret n◦ 2004-547 du 15 juin 2004).

2.2.1.2. Régime administratif : Déclaration/Autorisation Toutes les installations de radiologie (à l’exception des installations de scanographie soumises au régime d‘autorisation, voir ci-après), sont soumises à déclaration auprès de l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) (L.1333-4 du code de la santé publique) [31]. Le formulaire de déclaration est disponible auprès des divisions régionales de l’ASN et téléchargeable sur le site internet de l’institution. Il doit être transmis dûment complété à la division de l’ASN régional dont dépend l’institution déclarante. Après vérification du formulaire, l’ASN délivrera un récépissé de la déclaration. Par ailleurs, le déclarant (chef d’établissement) doit constituer le dossier justificatif, dont la composition est détaillée dans l’annexe du formulaire (pour une vision exhaustive, le lecteur pourra se rapporter à l’annexe I.I de la partie 1.7 (chapitre 1), et le tient à la disposition des autorités compétentes. La déclaration distingue la personne responsable de l’utilisation de l’installation (arrêté du 30 novembre 2011 portant homologation de la décision n◦ 2011-DC-0238 du 23 août 2011) et le déclarant. Pour la radiologie conventionnelle, toutes les qualifications médicales, y compris la médecine générale, sont retenues pour la dénomination de responsable. Le chef d’établissement ou

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un médecin peuvent être déclarant. Schématiquement, le déclarant est le garant du respect de la réglementation en matière de radioprotection du personnel avec le concours de la PCR. Le responsable, quant à lui, est garant du respect des bonnes pratiques en matière de radioprotection du patient, avec le concours de la PSRPM (Personne Spécialisée en Radio Physique Médicale). Les informations à fournir sont précisées dans le formulaire de déclaration (arrêté du 29 janvier 2010 portant homologation de la décision 2009-DC-0148 de l’ASN du 16 juillet 2009). Les installations de scanographie font l’objet d’une autorisation auprès de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) (article R.1333-23 du code de la santé publique) [31]. Le formulaire de demande d’autorisation est disponible auprès des divisions régionales de l’ASN et téléchargeable sur le site internet de l’institution. Il doit être retourné à la division de l’ASN concernée accompagné d’un dossier justificatif dont la composition est détaillée dans l’annexe du formulaire. Après avoir vérifié que le dossier est complet, l’Autorité de sûreté nucléaire délivrera une autorisation. Un régime d’autorisation est associé à la nomination d’un titulaire (les nominations de déclarant et de responsable demeurent). Le titulaire de l’autorisation d’une installation (arrêté du 30 novembre 2011 portant homologation de la décision n◦ 2011-DC-0238 du 23 août 2011) pour un scanographe utilisé à des fins de diagnostic doit être qualifié « en radiodiagnostic et imagerie médicale » par le Conseil de l’ordre des médecins. Pour les utilisations à des fins de radiologie interventionnelle, le titulaire doit être qualifié par le Conseil de l’ordre des médecins dans la spécialité médicale correspondant à l’application concernée par l’acte de radiologie interventionnelle ou qualifiée « en radiodiagnostic et imagerie médicale ». Dans ce cas, le titulaire peut donc être soit un radiologue soit un médecin présentant une autre qualification (cardiologie, chirurgie par exemple). Dans le cas de scanographes dédiés à la préparation des traitements de radiothérapie ou couplés aux modalités d’imagerie de médecine nucléaire, la demande d’autorisation est intégrée aux formulaires relatifs respectivement à la radiothérapie externe et à la médecine nucléaire.

2.2.1.3. Contrôles réglementaires Les installations de radiologie sont soumises : – aux contrôles techniques de radioprotection prévus par les codes de la santé publique (article R.1333-95) et du travail (articles R.4451-29 à R.4451-34) réalisés par l’IRSN, des organismes agréés et/ou la personne compétente en radioprotection ; – aux obligations de maintenance et de contrôles de qualité interne et externe des dispositifs médicaux (articles R.5212-25 à R.5212-35 du code de la santé publique) selon les modalités précisées par l’Agence Nationale de Sécurité du Médicament et des Produits de Santé (ANSM) dans le cadre de décisions. Depuis 2012, l’Agence Française de Sécurité Sanitaire des Produits de Santé (AFSSAPS) est devenue ANSM, l’acronyme AFSSAPS apparaît encore dans la plupart de ces décisions.

2.2.1.4. Équipements pour la radioprotection du personnel L’ensemble des équipements de protection, collectifs (EPC) et individuels (EPI), sont utilisés en radiologie.

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Les salles de radiologie conventionnelle et interventionnelle sont équipées d’EPC dans le cas où le poste de commande n’est pas dans une pièce adjacente (séparée alors de la salle proprement dite par un verre au plomb de 2 mm, attention, leurs épaisseurs « équivalent plomb » sont classiquement calculées pour 80 kV). Les salles sont alors équipées d’un large paravent plombé fixe avec verre au plomb derrière lequel se trouve la console d’acquisition (cf. figures 2.25 et 2.28). À noter que pour les installations de scanographie, le local du pupitre de commande doit être indépendant de celui de l’appareil. En termes d’EPI, les salles de radiologie doivent disposer de tabliers de protection et éventuellement de gants (maintien du patient) d’épaisseur « équivalent plomb » d’au moins 0,35 mm et 0,5 mm respectivement [32]. Ces équipements doivent être adaptés à la taille du personnel et être en nombre suffisant. Ils doivent être entretenus et entreposés par les utilisateurs et contrôlés régulièrement par la PCR [32]. Enfin, il convient de disposer d’un appareil de mesure pour réaliser les contrôles des installations et des équipements. Les gammes de fonctionnement des instruments en dose intégrée et en débit de dose instantané, ainsi que les courbes de réponse en énergie, en dose et les courbes de réponse directionnelle doivent être adaptées [33]. Pour la radiologie, il est recommandé d’utiliser une chambre d’ionisation de grand volume (au moins 500 cm3 ) [33].

2.2.1.5. Norme NFC 15-160 L’aménagement des locaux accueillant une installation de radiologie conventionnelle fixe doit répondre à la norme NFC 15-160 (version 2011) [34] homologuée par l’arrêté du 22 août 2013 [35]. Ce dernier abroge l’arrêté du 30 août 1991, fixant les règles générales d’installation des appareils générateurs électriques de rayons X à poste fixe, selon les normes NFC 15-160 (version 1975 amendée en 1984) [34.a], NFC 15-161 de 1990 [34.b] et NFC 15-163 de 1981 amendée en 2002 [34.c], depuis le 1er janvier 2014. En pratique, les prescriptions fixées par la norme NFC 15-160 (version 2011) [34] et complétées par celles annexées à l’arrêté du 22 août 2013 [33] concernent l’aménagement et l’accès des installations. Celles-ci ne s’appliquent pas aux salles d’hospitalisation où sont effectués des examens radiographiques au lit du patient. En termes d’aménagement, la surface du local doit respecter les exigences d’installation et permettre d’assurer les interventions techniques de maintenance définies par le fabricant. De plus, les règles de protection, proposées selon une méthode de calcul intégrant les caractéristiques de la source, son type d’utilisation et les niveaux d’exposition imposés par la réglementation ou voulus par l’exploitant (la méthode de calcul est détaillée dans la suite du paragraphe) Enfin, les locaux doivent être équipés d’au moins un arrêt d’urgence. Cet (ou ces) arrêt(s) d’urgence doit(vent) être placé(s) à l’intérieur du local en nombre suffisant et à un(des) emplacement(s) facilement repérable(s) et accessible(s) depuis le poste de travail des opérateurs. Si l’appareil dispose d’un arrêt d’urgence, ce dernier répond à l’exigence de la norme NFC 15-160 (version 2011) [34]. En termes d’accès, chacun doit comporter une signalisation fixe commandée automatiquement par la mise sous tension de l’installation radiologique. Si le temps d’émission des rayons X le permet, un autre signal fixe ou clignotant doit fonctionner durant le temps

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d’émission. Ce second signal doit s’activer pendant la phase de préparation de l’émission et la durée ne peut être inférieure à 5 secondes. Un rapport de conformité colligeant l’ensemble de ces éléments doit être établi. Il doit comporter une note de calcul (telle que détaillée ci-après) et un plan de l’installation (vu de dessus à l’échelle 1/50) et comprenant les éléments suivants : • la haute tension pour laquelle les calculs de protection ont été effectués ; • la délimitation des zones réglementées et non réglementées (salle et locaux attenants) ; • la destination des locaux attenants ; • les dispositifs de protection ; • la localisation des arrêts d’urgence ; • la localisation des dispositifs d’avertissement extérieurs à la salle ; • la nature et l’épaisseur de chacun des matériaux constituant les parois du local ; • l’implantation des appareils et, notamment, les positions extrêmes des sources radiogènes, ainsi que les limites de la zone d’intervention. Enfin, le respect des prescriptions doit être vérifié par des mesures reproduisant les conditions dans lesquelles le calcul des protections a été effectué (en présence de milieu diffusant). En outre, toute modification d’un des éléments déterminants doit donner lieu à une mise à jour du rapport de conformité et une nouvelle vérification de l’installation. Note : En termes de modalités d’application, l’arrêté du 22 août 2013 [35] intègre une période transitoire de 2 ans. Les installations de radiologie conventionnelle mises en services avant le 1er janvier 2016 répondant aux normes NFC anciennes version ([34.a, 34.b et 34.c] sont réputées conformes à l’arrêté du 22 août 2013 [35] (et donc à la nouvelle norme NCF 15-160 version 2011 [34]) dès lors qu’elles restent conformes à ces normes. De même dans le cas de modification(s) d’une installation de radiologie conventionnelle répondant aux normes NFC anciennes version ([34.a, 34.b et 34.c]) réalisée(s) à compter du 1er janvier 2014. Attention : L’arrêté du 23 août 2013 [35] fixe des prescriptions spécifiques pour les locaux où sont réalisés des actes et procédures interventionnels radioguidés. Se reporter au paragraphe 2.2.4.2 pour le détail de ces prescriptions. La méthode de calcul des protections spécifiée par la norme NFC 15-160 (version 2011) [34.a] intègre les caractéristiques de la source, son type d’utilisation et les niveaux d’exposition imposés par la réglementation ou voulus par l’exploitant. Ainsi, en termes de radioprotection des travailleurs et du public, les parois du local doivent permettre une exposition inférieure aux limites de doses réglementaires au niveau le plus bas raisonnablement possible. Comme précisé à la partie 1.2 du chapitre 1, on distinguera une zone surveillée lorsque les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales

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de travail, une dose efficace dépassant 1 mSv par an et une zone contrôlée dès lors que les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans ces mêmes conditions, une dose efficace de 6 mSv par an. Le calcul des protections permettant de déterminer des épaisseurs de plomb et/ou de béton (ou matériau équivalent) appropriées tient compte de ces limites de dose réglementaires et intègre les critères suivants : • l’utilisation de l’appareil selon une valeur de la charge de travail W exprimée en mA · min/semaine selon le domaine d’utilisation ; • les caractéristiques du rayonnement (primaire, diffusé et fuite) en fonction des positions du tube à rayons X et de l’orientation du faisceau par rapport aux parois à considérer (murs, plancher et plafond) • l’affectation des espaces et locaux voisins. Ainsi, la norme NFC 15-160 (version 2011) [34.a] permet dans un premier temps l’évaluation des facteurs d’atténuation (Fp , Fs et Fg pour les rayonnements primaire, diffusé et de fuite respectivement) à atteindre à partir des débits de dose limites associés à chaque zone à protéger : • 1 mSv/an ou 0,02 mSv/semaine pour les zones non réglementées ; • 6 mSv/an ou 0,12 mSv/semaine pour les zones surveillées ; • 20 mSv/an ou 0,4 mSv/semaine pour les zones contrôlées. Puis pour chaque zone à protéger, cette norme donne les abaques reliant les différents facteurs F aux épaisseurs « équivalent plomb » nécessaires au dimensionnement des protections radiologiques ainsi que la méthode pour calculer l’épaisseur « équivalent plomb » globale. À noter que dans le cas d’une paroi à protéger exposée au rayonnement primaire, la contribution des rayonnements de diffusion et de fuite devient négligeable. De plus, le facteur d’orientation n’est pris en compte que pour le rayonnement primaire (les rayonnements diffusé et de fuite étant émis dans toutes les directions). En pratique, il est recommandé de prendre un facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée (T) égal à 1 lorsqu’on considère une zone non réglementée (ZNR) c’est-à-dire une zone publique. Enfin, le lecteur est invité à rester vigilant sur l’évolution de la réglementation liée à l’aménagement des locaux, notamment sur le calcul des protections liés aux rayonnements diffusés et de fuite (Fs et Fg ).

2.2.2. Radiologie conventionnelle 2.2.2.1. Spécificités techniques – Types d’images et types d’installations Les installations de radiologie conventionnelle produisent des images de radioscopie pour définir spécifiquement la zone à explorer et des images de radiographie pour le diagnostic proprement dit. Les installations de radiologie conventionnelle peuvent être fixes ou mobiles.

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2 – Radiologie

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La figure 2.25 montre une installation type de radiologie conventionnelle fixe comprenant un générateur, une table avec un tube à rayons X et un détecteur, un tube à rayons X en suspension plafonnière et un détecteur mural, une console d’acquisition et un écran de visualisation. On retrouve l’ensemble des éléments de la chaîne d’imagerie tels que décrits dans la partie 2.1.1. Classiquement, seule la chaîne d’imagerie de la table peut faire à la fois des images de radioscopie et de radiographie. Dans tous les cas, les tubes à rayons X sont équipés de simulation lumineuse pour définir la zone à explorer. Le tube en suspension plafonnière et le détecteur mural constituent des options de configuration pour une salle de radiologie.

Figure 2.25. Installation type de radiologie conventionnelle comprenant une table, un tube à rayons X en suspension plafonnière et un détecteur mural (flèches rouges : mouvements possibles du système).

La figure 2.26 montre un système de radiologie conventionnelle mobile comprenant un générateur et un tube à rayons X. Le détecteur et son système de lecture sont dissociés de l’installation. Les ERLM (Écran Radio Luminescent à Mémoire ou radiographie assistée par ordinateur, CR, cf. partie 2.1.4) sont largement utilisés pour la réalisation de clichés avec les installations mobiles (figure 2.26.a). Cependant, il existe aujourd’hui des appareils mobiles associés à des capteurs plans (radiographie numérique directe ou DR, cf. partie 2.1.4) portables et capables de communiquer avec la console d’acquisition par un réseau sans fil (Wi-Fi, cf. figure 2.26.b). Ce dernier type d’appareil intègre une console de visualisation.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

102

Figure 2.26. Appareils de radiographie mobile classique (a) et un détecteur DR Wi-Fi (b). (DR : radiographie numérique directe).

– Carte d’identité type du couple générateur / tube à rayons X (cf. tableau 2.3) Tableau 2.3. Ordres de grandeur des caractéristiques principales des générateurs et tubes à rayons X.

Puissance globale [kW] Radiographie Tension [kV] Radioscopie (installations fixes uniquement) Radiographie Intensité [mA] Radioscopie (installations fixes uniquement) Matériau d’anode Tailles de foyers [mm] Fréquence de radioscopie [image(s)/seconde] (installations fixes uniquement) Tailles de champ [cm x cm]

50 à 80 40 à 150 40 à 125 10 à 1000 0,2 à 200 Tungstène 0,3 à 0,6 (petit) 1,0 à 1,2 (grand) 0,5 à 30 10 x 10 à 36 x 43

– Caractéristiques du faisceau de rayons X (cf. tableau 2.4)

2.2.2.2. Dispositions de radioprotection – Conception de l’installation Le tableau 2.5 donne les valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois d’une installation de radiologie conventionnelle d’après la norme NF C15-160

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2 – Radiologie

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Tableau 2.4. Ordres de grandeur des caractéristiques des faisceaux de rayons X pour différentes filtrations. CDA et débit de dose dans l’air à 1 m (rayonnement primaire) calculés avec SpekCalc [9, 10] (70 kV, pente d’anode 10◦ , fenêtre béryllium 0,8 mm).

CDA [mm Al]

Filtration Inhérente Additionnelle (pour une filtration inhérente de 2,5 mm Al)

2,5 mm Al 0,1 mm Cu 0,2 mm Cu 0,3 mm Cu

2,4 3,9 4,9 5,6

Débit de dose dans l’air à 1m [μGy/mAs] 50 20 15 10

de 2011 [34]. L’ordre de grandeur pour la protection des parois des salles de radiologie conventionnelle (en épaisseur équivalent plomb [mm Pb]) est de 0,5 à 2 mm de Pb pour les parois latérales en fonction du facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée et de la distance du point à protéger (spécifique du local à aménager). Cette épaisseur varie de 1,5 à 3 mm de Pb pour les planchers et parois avec potter mural. Le tableau 2.6 reprend les données du tableau 2.5 et détaille le calcul pour l’installation type de la figure 2.25 (table, suspension plafonnière et détecteur mural). Les données spécifiques à l’installation ainsi que les données de protection qui en découlent sont reportées dans les figures 2.27a et b (hors plafond et plancher). Pour le détail des formules, le lecteur se reportera à la norme NF C15-160 (version 2011) [34]. Les épaisseurs équivalentes obtenues donnent les épaisseurs « équivalent plomb » totales attendues pour répondre aux exigences de la norme NF C15-160 (V2011). La somme des protections des cloisons existantes et des éventuelles protections additionnelles doit permettre d’atteindre ces épaisseurs équivalentes. La norme NF C15-160 (version 2011) [34] donne les abaques d’équivalence des épaisseurs des matériaux couramment utilisés dans le bâtiment [34]. En considérant que les cloisons existantes de la salle de la figure 2.26 sont en carreau plâtre d’épaisseur 0,1 m (0,4 mm Pb équivalent), les épaisseurs de plomb à ajouter sont : • au point A : 1 mm ; • au point B : 3 mm à proximité du potter mural, 1 mm sinon (idem A) ; • au point C : 2 mm à proximité du potter mural, 1 mm sinon (idem E) ; • au point D : Pas de protection additionnelle ; • au point E : 1 mm (dont porte).

104

Tableau 2.5. Valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois d’une installation type de radiologie conventionnelle [34a].

Rendement du tube (R ) [mSv·m2 .mA−1 .min−1 ] Charge de travail (W) [mA.min/semaine]

Facteur d’orientation du tube (R)

Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée (T)

Distance du point à protéger au foyer (a) [m]

10 (selon abaques [34]) 80 (radiographie pulmonaire seule) ou 300 (graphie seulement) ou 400 (graphie et scopie) 0,1 ( < 10 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 0,3 (> 10 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée + rotation faisceau) 1,0 ( > 30 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 0,05 (déshabilloirs, escalier, parking, salle d’attente) 0,2 (couloirs, toilettes) 0,1(autres pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X) 1(pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X hors cas ci-dessus) Selon le local (cf. figure 2.27.a)

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Rayonnement primaire

Valeur(s) 120 (kV maximum installation) 3 (filtration installation)

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Tube à rayons X

Paramètres Haute tension [kV] Filtration [mm Al]

2 – Radiologie

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Tableau 2.5. Suite.

Paramètres Distance du foyer au milieu de diffusion (b) [m] Rayonnement diffusé

Rayonnement de fuite

Coefficient de la contribution du rayonnement diffusé à 1 m du milieu de diffusion par rapport à la contribution du rayonnement primaire (k) [m2 ] Distance du point à protéger au milieu de diffusion (d) [m] Débit d’équivalent de dose à 1 m pour le rayonnement de fuite (Cg) [mSv.m2 .h−1 ] Facteur caractérisant le fait que le débit de dose du rayonnement de fuite n’atteint sa valeur maximale que lorsque la haute tension maximale admissible est utilisée (f) Distance du secteur à protéger au foyer (c) [m] Produit intensité-temps maximal par heure au maximum de la tension de service nominale indiquée par le fabricant (Q) [mA.min.h−1 ]

Valeur(s) Selon système 0,0025 (125 kV) Selon le local (cf. figure 2.27.a) 1 (installation de radiologie avec HT < 150 kV) 1 (valeur par défaut) Selon le local (cf. figure 2.27.a) 180 (installation avec HT nominale < 200 kV)

105

106

Débit de dose maximum [mSv/semaine]

R

T [m]

a [m]

b [m]

d [m]

c [m]

Fp

A B C D E

0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,12 (ZS) 0,12 (ZS)

1 0,1 1 1 1

1 1 1 0,1 0,05

1,2 -

0,7 1 0,7 0,7

1 0,5 3 2

1 0,5 3 2

10417 -

EqPb [mm Pb] 3 -

Fs 765 1500 1 2

EqPb [mm Pb] 1,5 2 0 0,1

Fg 83 333 0 0

EqPb [mm Pb] 1,8 2,5 0 0

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Point

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Tableau 2.6. Données pour les calculs de protection de la salle type de radiologie conventionnelle de la figure 2.25 d’après les données du tableau 2.2 avec la charge de travail (W) égale à 300 mA.min/semaine. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée, R : Facteur d’orientation, T : Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée, a : Distance du point à protéger au foyer, b : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, c : Distance du secteur à protéger au foyer, d : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, Fp : Facteur d’atténuation du rayonnement primaire, Fs : Facteur d’atténuation du rayonnement diffusé, Fg : Facteur d’atténuation du rayonnement de fuite et EqPb : Epaisseur équivalent plomb.

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2 – Radiologie

107

Figure 2.27a. Installation type de radiologie conventionnelle de la figure 2.25 avec le détail des points de mesures et des protections radiologiques calculées (ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée).

Il convient de noter que la charge de travail hebdomadaire (mA.min/sem) peut être : • prise par défaut comme proposée par la norme NFC 15-160 (version 2011) [34] (cas de l’exemple ci-dessus) ; • ou calculée, sous la responsabilité de l’exploitant, en fonction du type de procédure et du nombre d’examens réalisé sur l’installation sur une semaine. Le cas de la semaine la plus pénalisante sera alors considérée. Le tableau 2.7 prend, à titre d’exemple, le cas de la salle type de radiologie conventionnelle de la figure 2.25 (table, suspension plafonnière et détecteur mural). Le calcul de la charge de travail hebdomadaire est 20 % inférieur à la valeur recommandée par la norme NFC 15-160 (version 2011) [34] (260 vs 300 mA.min/sem). Dans le cas de l’exemple ci-dessus, l’utilisation de cette valeur calculée ne changerait rien aux épaisseurs de protection obtenues. – Contrôles réglementaires Les installations de radiologie sont soumises aux obligations de maintenance et de contrôles de qualité interne et externe des dispositifs médicaux selon la décision du 24 septembre 2007 (JORF n◦ 248 du 25 octobre 2007).

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108

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 2.27b. Plan type de l’installation de la figure 2.25 selon la norme NFC 15-160 de 2011 [34]. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée.

– Équipements pour la radioprotection du personnel Les salles de radiologie conventionnelle sont équipées d’EPC (paravent plombé fixe en plomb et verre au plomb derrière lequel se trouve le pupitre de commande). En cas de nécessité, par exemple maintien d’un patient, des EPI sont disponibles, en particulier des tabliers de protection (épaisseur équivalent plomb d’au moins 0,5 mm) [32].

2.2.3. Mammographie et tomosynthèse 2.2.3.1. Spécificités techniques – Types d’images et types d’installations Les installations de mammographie produisent des images de radiographie et, pour les systèmes possédant l’option tomosynthèse, des images de tomographie conventionnelle (cf. paragraphe 2.1.5).

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2 – Radiologie

109

Tableau 2.7. Calcul de la charge de travail hebdomadaire pour une salle type de radiologie conventionnelle de la figure 2.25 comprenant une table, un tube à rayons X en suspension plafonnière et un détecteur mural.

Type de procédure

Poumon

Membre Bassin standard

Rachis lombaire

Nombre de cliché(s) par procédure 1 cliché (Face) 1 cliché (Profil) 2 clichés (Face/Profil) 1 cliché (Face) 2 clichés (Face) 1 cliché (Face) Total

HT max [kV]

Charge max [mAs]

115

3

Nombre d’examen par semaine

W [mA.min/sem]

3 60

5

115

5

50

50

50

83

70

80

40

53

80

40

100

80

40 60 80 210

264

Figure 2.28. Installation type de mammographie comprenant un statif, un tube à rayons X et un détecteur avec sa pelle de compression (flèches rouges : mouvements possibles du système).

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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La figure 2.28 montre une installation type de mammographie comprenant un statif avec générateur intégré, un tube à rayons X et un détecteur, une console d’acquisition et un écran de visualisation. Une pelle de compression vient plaquer le sein contre le détecteur afin de minimiser l’épaisseur de tissu traversée (et donc l’impact du rayonnement diffusé, cf. paragraphe 2.1.3). De nouveau, on retrouve l’ensemble des éléments de la chaîne d’imagerie tels que décrits dans la partie 2.1.1. Le tube à rayons X est équipé d’une simulation lumineuse pour définir la zone à explorer. Les systèmes intégrant la tomosynthèse possèdent les mêmes mouvements que les systèmes classiques mais des processus d’acquisition (mouvements synchronisés tube à rayons X et détecteur) et de reconstruction spécifiques. – Carte d’identité type du couple générateur / tube à rayons X (cf. tableau 2.8) Tableau 2.8. Ordres de grandeur des caractéristiques principales des générateurs et tubes à rayons X utilisés en mammographie.

Puissance globale [kW] Tension [kV] Intensité [mA] Taille(s) de foyers [mm] Matériau anode Tailles de champ [cm x cm]

3à9 20 à 50 30 à 100 0,1 à 0,3 Tungstène / Molybdène (surface) 17 x 24 à 24 x 30

– Caractéristiques du faisceau de rayons X (cf. tableau 2.9)

Tableau 2.9. Ordres de grandeur des caractéristiques des faisceaux de rayons X pour différentes filtrations. CDA et débit de dose dans l’air à 1 m (rayonnement primaire) (extraits de [36]).

CDA [mm Al]

Filtration Cible molybdène

Cible tungstène

0,03 mm Mo 0,025 mm Rh 0,7 mm Al 0,05 mm Ag 0,05 mm Rh

0,38 0,45 0,52 0,56 0,62

Débit de dose dans l’air à 1m [μGy/mAs] 0,060 0,040 0,038 0,020 0,018

La filtration des faisceaux de rayons X de mammographie est exprimée classiquement en mm de béryllium (de 0,6 à 1 mm Be). Les filtrations additionnelles peuvent être en molybdène, rhodium, aluminium. Les CDA associées sont de fait nettement inférieures aux CDA des faisceaux de radiologie conventionnelle.

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 111 — #41

2 – Radiologie

111

2.2.3.2. Dispositions de radioprotection – Conception de l’installation Le tableau 2.10 donne les valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois de l’installation type de mammographie d’après la norme NF C15-160 (version 2011) [34]. L’ordre de grandeur pour la protection des parois (en épaisseur équivalent plomb [mm Pb]) est de 0,2 à 0,5 mm Pb en fonction du facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée et de la distance du point à protéger (spécifique du local à aménager). Comme au paragraphe 2.2.2, à titre d’exemple, le tableau 2.11 reprend les données du tableau 2.10 et détaille le calcul pour l’installation type de la figure 2.28. Les données spécifiques à l’installation ainsi que les données de protection qui en découlent sont reportées sur les plans des figures 2.29.a et b (hors plafond et plancher). Pour le détail des formules, le lecteur se reportera à la norme NF C15-160 (version 2011) [34]. En considérant que les cloisons existantes de la salle de la figure 2.28 sont en carreau plâtre d’épaisseur 0,1 m (0,4 mm Pb équivalent), il n’est pas nécessaire d’ajouter du plomb pour la protection radiologique (cf. exemple de la radiologie conventionnelle au paragraphe 2.2.2). – Contrôles réglementaires Les installations de mammographie sont soumises aux obligations de maintenance et de contrôles de qualité interne et externe des dispositifs médicaux selon la décision du 7 octobre 2005 (JORF n◦ 254 du 30 octobre 2005) pour la mammographie analogique et la décision du 23 novembre 2012 (JORF n◦ 0292 du 15 décembre 2012) modifiant les décisions des 30 janvier 2006 et du 22 novembre 2010 et abrogeant celle du 05 juillet 2011 pour la mammographie numérique. – Équipements pour la radioprotection du personnel Seuls les EPC sont utiles pour la mammographie. Les salles de mammographie sont équipées d’un paravent plombé fixe avec verre au plomb derrière lequel se trouve la console d’acquisition (cf. figure 2.28).

2.2.4. Radiologie interventionnelle et radiologie per-opératoire Les installations de radiologie interventionnelle (RI) fixes sont implantées dans les services de RI, de radiologie (avec une unité de RI), de cardiologie (pour la coronarographie et la rythmologie) et plus rarement dans les services de chirurgie (pour la chirurgie vasculaire, la traumatologie, la chirurgie digestive, l’oncologie). Ces derniers possèdent le plus souvent des installations de RI mobiles permettant de les utiliser sur l’ensemble du plateau technique de chirurgie. Les installations de RI, fixe ou mobile, sont rattachées au service où elles sont utilisées (RI, radiologie, cardiologie, chirurgie).

Paramètres Tube à rayons X

Valeur(s) 30 (kV maximum installation) 0,5 (Filtration installation)

Rendement du tube (R ) [mSv·m2 .mA−1 .min−1 ] Charge de travail (W) [mA.min/semaine]

7 (Selon abaques [34]) 1000 0,1 (< 10 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 1,0 ( > 30 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée)

Rayonnement primaire

Distance du point à protéger au foyer (a) [m]

Selon le local (cf. figure 2.29.a)

Distance du foyer au milieu de diffusion (b) [m]

Selon système

Coefficient de la contribution du rayonnement diffusé à 1 m du milieu de diffusion par rapport à la contribution du rayonnement primaire (k) [m2 ] Distance du point à protéger au milieu de diffusion (d) [m] Débit d’équivalent de dose à 1 m pour le rayonnement de fuite (Cg) [mSv.m2 .h−1 ] Facteur caractérisant le fait que le débit de dose du rayonnement de fuite n’atteint sa valeur maximale que lorsque la haute tension maximale admissible est utilisée (f) Distance du secteur à protéger au foyer (c) [m] Produit intensité-temps maximal par heure au maximum de la tension de service nominale indiquée par le fabricant (Q) [mA.min.h−1 ]

0,001 (mammographie) Selon le local (cf. figure 2.29.a) 1 (installation de radiologie avec HT < 150 kV) 1 (valeur par défaut) Selon le local ( cf. figure 2.29.a) 180 (installation avec HT nominale < 200 kV)

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Rayonnement de fuite

Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée (T)

0,05 (déshabilloirs, escalier, parking, salle d’attente) 0,2 (couloirs, toilettes) 0,1 (autres pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X) 1 (pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X hors cas ci-dessus)

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Haute tension [kV] Filtration [mm Al]

Facteur d’orientation du tube (R)

Rayonnement diffusé

112

Tableau 2.10. Valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois d’une installation type de mammographie [34a].

2 – Radiologie

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 113 — #43

Tableau 2.11. Données pour les calculs de protection de la salle type de mammographie de la figure 2.28 d’après les données du tableau 2.8 avec la charge de travail (W) égale à 1000 mA.min/semaine. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée, R : Facteur d’orientation, T : Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée, a : Distance du point à protéger au foyer, b : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, c : Distance du secteur à protéger au foyer, d : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, Fp : Facteur d’atténuation du rayonnement primaire, Fs : Facteur d’atténuation du rayonnement diffusé, Fg : Facteur d’atténuation du rayonnement de fuite et EqPb : Epaisseur équivalent plomb.

Point

Débit de dose maximum [mSv/semaine]

R

T [m]

a [m]

b [m]

d [m]

c [m]

Fp

A B C D

0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,12 (ZS)

-

1 1 1 0,05

-

0,6 0,6 0,6 0,6

1 1,5 2,5 1,5

1 1,5 2,5 1,5

-

EqPb [mm Pb] -

Fs 972 432 156 4

EqPb [mm Pb] 0,4 0,3 0,3 0

Fg 278 123 44 1

EqPb [mm Pb] 0,5 0,4 0,2 0

113

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 114 — #44

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 2.29a. Installation type de mammographie de la figure 2.28 avec le détail des points de mesures et des protections radiologiques calculées (ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée).

Figure 2.29b. Plan type de l’installation de la figure 2.28 selon la norme NFC 15-160 de 2011 [34] (ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée).

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 115 — #45

2 – Radiologie

115

Figure 2.30. Installation type de radiologie interventionnelle comprenant une table, un arceau fixe avec tube à rayons X et détecteur, un double écran de visualisation monté sur un bras à proximité de la table et une pédale d’acquisition. (flèches rouges : mouvements possibles du système).

Figure 2.31. Appareil de radiographie per-opératoire comprenant un arceau mobile avec tube à rayons X et détecteur, une pédale d’acquisition et un module avec écrans de visualisation. Les mouvements possibles du système sont donnés par les flèches rouges.

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 116 — #46

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

2.2.4.1. Spécificités techniques – Types d’images et types d’installations Les installations de radiologie interventionnelle et per-opératoire produisent des séquences d’images dynamiques de deux types : des images de radioscopie (pulsée pour la plupart des installations modernes et/ou continue) et des images de radiographie pulsée. À noter qu’elles peuvent éventuellement produire des images de type radiographie conventionnelle. Ces installations sont montées sur un bras reliant de part et d’autre le tube et le détecteur (ou arceau) permettant une rotation de l’ensemble autour d’un socle. Les installations de radiologie interventionnelle sont fixes (arceau fixe), celles de radiologie per-opératoire sont mobiles (arceau mobile). La figure 2.30 montre une installation type de radiologie interventionnelle fixe comprenant un générateur, une table avec un arceau reliant un tube à rayons X et un détecteur. Le design en arceau permet au couple tube-détecteur de couvrir une large gamme de positions autour du patient pour donner au praticien la possibilité de suivre son geste sous plusieurs angles de projections (cf. paragraphe 2.1.1). Un boîtier de commande de ces mouvements est positionné sur la table. Des écrans de visualisation des images pendant l’acquisition sont montés sur un bras à proximité de la table. L’acquisition est déclenchée par un système de pédale placée à proximité du support de la table et accessible par le praticien. Le système possède classiquement deux pédales, pour la radioscopie et la radiographie pulsées ou pour deux fréquences d’acquisition de radioscopie pulsée. On retrouve de nouveau l’ensemble des éléments de la chaîne d’imagerie tels que décrits dans le paragraphe 2.1.1, adaptés à l’acquisition et la visualisation d’images radiologiques dynamiques pour suivre un geste médical. La figure 2.31 montre un système de radiologie per-opératoire mobile comprenant un générateur, un arceau reliant tube à rayons X et détecteur et une pédale d’acquisition. L’appareil est associé à un module, mobile également, comprenant une console de visualisation avec classiquement 2 écrans. Les systèmes de radiologie per-opératoires sont classiquement utilisés sur plusieurs salles de bloc opératoire. – Carte d’identité type du couple générateur / tube à rayons X (cf. tableau 2.12) Tableau 2.12. Ordres de grandeur des caractéristiques principales des générateurs et tubes à rayons X.

Puissance globale [kW] Radiographie pulsée Tension [kV] Radioscopie pulsée Radiographie pulsée Intensité [mA] Radioscopie pulsée Matériau d’anode Fréquence de radioscopie pulsée [image(s)/seconde] Fréquence de radiographie pulsée [images/seconde] Tailles de champ [cm x cm]

50 à 100 40 à 125 40 à 125 0.5 à 1000 1 à 250 Tungstène 0,5 à 30 7,5 à 30 25 x 25 à 43 x 43 ou ∅35

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2 – Radiologie

117

La production de séquences d’images en mode pulsée impose un générateur et un tube adaptés pour que le faisceau puisse être émis de manière intermittente à des fréquences données. Les faisceaux pulsés peuvent être produits selon deux méthodes. La méthode dite traditionnelle où le générateur fonctionne comme un interrupteur et la méthode dite de « grid-controlled » où une grille placée dans le tube entre l’anode et la cathode et portée à un potentiel négatif à fréquence régulière joue le rôle d’interrupteur [21, 37, 38]. –Caractéristiques du faisceau de rayons X (cf. tableau 2.13) Tableau 2.13. Ordres de grandeur des caractéristiques des faisceaux de rayons X pour différentes filtrations. CDA et débit de dose par pulse dans l’air à 1 m (rayonnement primaire) calculés avec SpekCalc [9, 10] (70kV, pente d’anode 12◦ , fenêtre béryllium 0,8 mm). Les débits de dose sont exprimés en μGy/pulse en considérant des pulses de 100 ms pour une intensité de 500 mA en radiographie pulsée et de 10 ms pour 50 mA en radioscopie pulsée.

CDA [mm Al]

Filtration

Radiographie pulsée (5 mAs/pulse)

Débit de dose dans l’air à 1m [μGy/mAs]

Inhérente

2,5 mm Al

2,4

263

Additionnelle (pour une filtration inhérente de 2,5 mm Al)

0,1 mm Cu 0,1 mm Cu + 1 mm Al

3,9

114

4,2

93

0,4 mm Cu + 1 mm Al

6,2

0,3

0,9 mm Cu + 1 mm Al

7.7

0,1

Additionnelle Radioscopie (pour une filtration pulsée (0,05 mAs/pulse) inhérente de 2,5 mm Al)

2.2.4.2. Dispositions de radioprotection Locaux L’aménagement des locaux accueillant une installation de radiologie interventionnelle ou de radiologie per-opératoire doit répondre de manière spécifique à la norme NFC 15-160 (version 2011) [34] homologuée par l’arrêté du 22 août 2013 [35], En effet, cette évolution réglementaire a été en partie motivée par le caractère inadapté des protections radiologiques dans le cas d’utilisation d’arceaux de radiologie mobile au bloc opératoire. De fait, l’arrêté du 22 août 2013 [35] impose des prescriptions dédiées pour les locaux où sont réalisés des actes et procédures interventionnels radioguidés (en particulier pour la transition entre les nouveaux et les anciens textes). Elles complètent les prescriptions générales, détaillées dans le paragraphe 2.2.1, auquel le lecteur se reportera. En particulier, la nouveauté de l’arrêté du 22 août 2013 tient au fait que les installations mobiles utilisées couramment dans un même local sont considérées comme utilisées à poste fixe (cas de l’utilisation des arceaux mobiles au bloc opératoire notamment).

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

118

Le tableau 2.14 donne les valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois des installations de radiologie interventionnelle et de radioscopie per-opératoire d’après la norme NF C15-160 (version 2011) [35a]. L’ordre de grandeur pour la protection des parois (en épaisseur équivalent plomb [mm Pb]) est de 1,5 à 3 mm Pb en fonction du facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée et de la distance du point à protéger (spécifique du local à aménager). Comme au paragraphe 2.2.2, à titre d’exemple, le tableau 2.15 reprend les données du tableau 2.11 et détaille le calcul pour l’installation type de la figure 2.30 dans le cas d’une utilisation en cardiologie interventionnelle (hors plafond et plancher). Les données spécifiques à l’installation ainsi que les données de protection qui en découlent sont reportées sur les plans des figures 2.32 a et b. Pour le détail des formules, le lecteur se reportera à la norme NF C15-160 (version 2011) [34]. En considérant que les cloisons existantes de la salle de la figure 2.31 sont en béton (2,3 g/cm3 et 10 cm d’épaisseur soit 1 mm Pb équivalent), il est nécessaire d’ajouter du plomb pour la protection radiologique comme suit (cf. exemple de la radiologie conventionnelle au paragraphe 2.2.2) : • au point A : 2 mm • au point B : 3 mm • au point C : pas de protection additionnelle / 1 mm pour la porte • au point D : 1 mm pour la porte • au point E : pas de protection additionnelle (2 mm pour la vitre au plomb) – Contrôles réglementaires Les installations de radiologie interventionnelles sont soumises aux mêmes obligations de maintenance et de contrôles de qualité interne et externe des dispositifs médicaux que les installations de radiologie conventionnelle, i.e. selon la décision du 24 septembre 2007 (JORF n◦ 248 du 25 octobre 2007). Attention : une décision ANSM portant spécifiquement sur les contrôles de qualité interne et externe des installations de radiologie interventionnelle et abrogeant la décision de 2007 pour ces dispositifs est à paraître au début de l’année 2015. – Équipements pour la radioprotection du personnel Par nature, la radiologie interventionnelle (où l’opérateur est à proximité de l’installation pendant l’examen/l’intervention) requiert une attention particulière en matière d’équipements de protection, individuels et collectifs. En terme d’EPC, nous distinguerons les salles de RI fixes et les salles dans lesquelles peuvent être utilisées les installations de RI mobiles (bloc opératoire en particulier). Les salles de RI fixes sont équipées d’un EPC dans le cas où le poste de commande n’est pas dans une pièce adjacente (séparée alors de la salle proprement dite par un verre au plomb de 2,2 mm) [39]. Les salles sont alors équipées d’un large paravent plombé fixe avec verre au plomb derrière lequel se trouve la console d’acquisition (cf. figures 2.30 et 2.32).

2 – Radiologie

Tube à rayons X

Paramètres

Valeur(s)

Haute tension [kV]

125 (kV maximum installation)

Filtration [mm Al] Rendement du tube (R ) [mSv·m2 .mA−1 .min−1 ]

8 (filtration totale installation) 3,5 (selon abaques [34]) 600 (RI bloc opératoire) ou 5 000 (RI angiographie et cardiologie) ou 10 000 (RI hors bloc opératoire) 0,1 (< 10 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 0,3 (> 30 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée + rotation faisceau) 1,0 (> 30 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 0,05 (déshabilloirs, escalier, parking, salle d’attente) 0,2 (couloirs, toilettes) 0,1 (autres pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X) 1 (pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X hors cas ci-dessus) Selon le local (cf. figure 2.32.a)

Charge de travail (W) [mA.min/semaine]

Rayonnement primaire

Facteur d’orientation du tube (R)

Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée (T) Distance du point à protéger au foyer (a) [m]

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Tableau 2.14. Valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois d’une installation type de radiologie interventionnelle et per-opératoire [34a].

119

120

Rayonnement diffusé

Valeur(s) Selon système 0,0025 (125 kV) Selon le local (cf. figure 2.32.a) 1 (installation de radiologie avec HT < 150 kV) 1 (valeur par défaut) Selon le local (cf. figure 2.32.a) 180 (installation avec HT nominale < 200 kV)

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Rayonnement de fuite

Paramètres Distance du foyer au milieu de diffusion (b) [m] Coefficient de la contribution du rayonnement diffusé à 1 m du milieu de diffusion par rapport à la contribution du rayonnement primaire (k) [m2 ] Distance du point à protéger au milieu de diffusion (d) [m] Débit d’équivalent de dose à 1 m pour le rayonnement de fuite (Cg) [mSv.m2 .h−1 ] Facteur caractérisant le fait que le débit de dose du rayonnement de fuite n’atteint sa valeur maximale que lorsque la haute tension maximale admissible est utilisée (f) Distance du secteur à protéger au foyer (c) [m] Produit intensité-temps maximal par heure au maximum de la tension de service nominale indiquée par le fabricant (Q) [mA.min.h−1 ]

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Tableau 2.14. Suite.

2 – Radiologie

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Tableau 2.15. Données pour les calculs de protection de la salle type de radiologie interventionnelle de la figure 2.30 d’après les données du tableau 2.11 avec la charge de travail (W) égale à 5000 mA.min/semaine. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée, R : Facteur d’orientation, T : Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée, a : Distance du point à protéger au foyer, b : Distance du foyer au milieu de diffusion, c : Distance du secteur à protéger au foyer, d : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, Fp : Facteur d’atténuation du rayonnement primaire, Fs : Facteur d’atténuation du rayonnement diffusé, Fg : Facteur d’atténuation du rayonnement de fuite et EqPb : Epaisseur équivalent plomb.

Point

Débit de dose maximum [mSv/semaine]

R

T [m]

a [m]

b [m]

d [m]

c [m]

Fp

A B C D E

0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,12 (ZS) 0,12 (ZS)

0,3 0,3 0,3 0,3 0,3

1 1 0,05 0,1 0,1

1,5 3,5

0,6 0,6 0,6 -

1,5 3,5 5 -

1,5 3,5 5 -

116667 357

EqPb [mm Pb] 4 1,4

Fs 2701 4 4 -

EqPb [mm Pb] 2,3 0,2 0,2 -

Fg 617 1 1 -

EqPb [mm Pb] 2,5 0 0 -

121

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122

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 2.32a. Installation type de radiologie interventionnelle de la figure 2.30 avec le détail des points de mesure et des protections radiologiques calculées. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée.

Figure 2.32b. Plan type de l’installation de la figure 2.30 selon la norme NFC 15-160 de 2011 [34]. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée.

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2 – Radiologie

123

Par ailleurs, la salle doit être équipée de protections spécifiques de type suspension plafonnière en verre au plomb et bas-volet a minima [39]. Les salles où peuvent être utilisées les installations de RI mobiles sont en premier lieu des blocs de chirurgie, équipés de tables chirurgicales. Elles ne disposent donc pas de paravent plombé fixe, un paravent mobile peut être utilisé pour la protection du personnel en salle hors praticien(s). Pour ce(s) dernier(s), il conviendra d’adapter le bloc à la pratique de la RI en y adaptant/ajoutant les protections spécifiques de type suspension plafonnière et bas volet. En termes de protection individuelle, l’ensemble du personnel en salle doit disposer d’un tablier (épaisseur équivalent plomb d’au moins 0,5 mm), le praticien doit être équipé de lunettes plombées (épaisseur équivalent plomb d’au moins 0,5 mm également) et éventuellement d’un protège thyroïde. L’utilisation de gants n’est pas recommandée [39]. Ces équipements doivent être adaptés à la taille du personnel. Ils doivent être entretenus et entreposés par les utilisateurs et contrôlés régulièrement par la PCR [39].

2.2.5. Radiologie dentaire En 2006, 40 300 chirurgiens-dentistes exerçaient en France, ils exploitaient environ 33 000 générateurs de rayonnements X (circulaire DGT/ASN n◦ 04 du 21 avril 2010 relative aux mesures de prévention des risques d’exposition aux rayonnements ionisants) et produisaient plusieurs dizaines de millions de clichés. Malgré ces chiffres impressionnants, l’impact dosimétrique de la radiologie dentaire en France demeure restreint et sa contribution à la dose efficace annuelle est de 0,03 mSv ; soit 0,2 % de la contribution médicale à la dose efficace collective [34c]. Ces dispositifs sont largement utilisés en pratique courante pour réaliser des incidences dites « intra-orales » (clichés retro-alvéolaires, retro-coronaires ou encore « mordus occlusaux »), le générateur étant placé à l’extérieur de la bouche et le capteur de l’image dans la cavité buccale. Les modalités extra-orales, où source et capteurs sont placés à l’extérieur de la sphère oro-faciale, connaissent un développement important. Il s’agit des techniques radiographie 2D panoramique, téléradiographie, et 3D « cone beam CT ». L’ensemble de ces techniques fait appel à un générateur de rayons X fonctionnant sur le même principe : un tube à anode tungstène fixe à refroidissement statique. Le faisceau produit est d’énergie moyenne (inférieure à 100 keV), impulsionnel (base ou haute fréquence), et de durées d’exposition très brèves dans des incidences intra-orales (quelques dizaines de millisecondes).

2.2.5.1. Spécificités techniques – Types d’images et types d’installations Les installations de radiologie dentaire sont dissociées en deux catégories : – Les installations intra-orales (ou endo-buccales) produisent des images de radiographie uniquement. Elles comprennent un générateur, un tube à rayons X et un détecteur de très

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

petite taille (permettant de réaliser un cliché intra-oral) associé à une console d’acquisition et un écran de visualisation. La majorité des appareils de cette catégorie sont des appareils fixes placés dans le cabinet dentaire, au fauteuil, le praticien devant pouvoir mettre en œuvre son générateur dans les phases pré, per et post opératoires (cf. figure 2.33). Pour que la PCR lors de son étude de poste soit au plus près de la pratique quotidienne du praticien, elle doit savoir : – que les incidences les plus pratiquées (clichés retro-alvéolaires), le patient étant assis, imposent de diriger le faisceau principal de haut en bas (clichés au maxillaire supérieur) ou de bas en haut (clichés à la mandibule). Les clichés retro-coronaires se pratiquent quant à eux en dirigeant le faisceau légèrement vers le bas. Enfin un troisième type de cliché, le mordu occlusal supérieur dirige de faisceau verticalement du haut vers le bas, la même incidence à la mandibule dirige le faisceau verticalement du bas vers le haut. Le clichés se produisant sur le côté droit ou gauche du patient, il convient de tenir compte de toutes les directions potentielles du faisceau pour réaliser une étude de poste cohérente ; – toutes ces incidences prennent des directions différentes si le praticien pratique la radiologie, patient allongé au fauteuil, le plan occlusal du patient étant alors horizontal. En radiologie intra-orale, le faisceau principal peut prendre des directions très diverses en fonction des incidences pratiquées et des habitudes de travail du praticien. La connaissance de ces pratiques est donc fondamentale pour la PCR qui réalise son analyse de risques et son étude de poste au plus près des conditions réelles du radiodiagnostic au cabinet dentaire. Plusieurs systèmes de détection sont utilisés dans les techniques intra-orales : • les films radiologiques ou argentiques (cf. partie 2.1.4) encore utilisés pour répondre à des nécessités de très haute résolution ; • les capteurs optoélectroniques numériques donnant une image « temps réel » au praticien ; • les écrans luminescents à mémoire (ERLM, cf. partie 2.1.4) présentant un bon compromis ergonomie/résolution. D’un point de vue dosimétrique, le recours aux capteurs numériques intra-buccaux par rapport aux films argentiques n’implique pas nécessairement une diminution aussi importante que celles annoncées commercialement. En effet, l’amélioration de la résolution spatiale des capteurs numériques entraîne une diminution concomitante de leur sensibilité et implique par conséquent une exposition plus longue… Les latitudes d’exposition importantes des capteurs numériques permettent d’obtenir des clichés à très faibles doses, mais ces images souvent bruitées ne sont pas toujours qualitativement informatives et les faiblesses de l’acquisition ne peuvent pas être compensées par les traitements informatiques des clichés. En outre, si l’imagerie numérique présente de nombreux avantages tels que l’obtention ergonomique et instantané d’images de qualité et facilement archivables, la première tentation est de multiplier les clichés entraînant une augmentation drastique de la dose au patient. Enfin, la résolution spatiale des films argentiques (50 paires de lignes par

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2 – Radiologie

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Figure 2.33. Installation type de radiologie dentaire intra-orale comprenant un générateur, un tube à rayons X et un détecteur de très petite taille (pour clichés intra-oraux), une console d’acquisition et un écran de visualisation (flèches rouges : mouvements possibles du système).

millimètre) demeure à ce jour inégalée par les dispositifs numériques, sachant que la qualité finale d’une image dépend de sa résolution spatiale mais également de son contraste et du rapport signal sur bruit. – les installations extra-orales produisent en majeure partie des images de radiographie à partir d’appareils dits panoramiques et/ou d’appareils de téléradiologie à courte distance. Récemment, sont apparus des installations pouvant produire des images tomographiques (Tomographie Volumique à Faisceau Conique ou Cone Beam Computed Tomography, CBCT en anglais). La radiologie panoramique est la technique extra-orale actuellement la plus répandue en radiologie dentaire. L’installation est constituée d’un générateur, d’un couple tube à rayons X solidaire d’un détecteur collimaté associé à une console d’acquisition et un écran de visualisation. L’ensemble tube-détecteur tourne autour de la tête du patient selon un mouvement en développé d’ellipse. Elle permet d’obtenir une image bidimensionnelle de l’ensemble des structures maxillofaciales, de la base du menton jusqu’aux condyles de l’articulation temporo-mandibulaire. Outre les sinus maxillaires, l’image (coupe épaisse zonographique) obtenue avec de notables déformations, montre les dents dans leur globalité et les structures environnantes. Une installation de télé-radiologie à courte distance (1,25 m classiquement) est constituée d’un générateur de rayons X et d’un détecteur séparés de la distance indiquée associé à une console d’acquisition et un écran de visualisation. Le patient, positionné dans un céphalostat est le plus au contact possible du récepteur. Les installations CBCT , apparues récemment sur le marché, sont constituées d’un générateur, d’un statif avec un couple tube à rayons X – détecteur, d’un système de reconstruction d’images d’une console d’acquisition et d’un écran de visualisation. Le couple

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

tube-détecteur réalise une révolution complète (360◦ ) ou partielle autour de la tête du patient. Plusieurs centaines de projections coniques sont réalisées sur un capteur plan, puis après reconstruction volumique, le praticien accède à l’examen tridimensionnel des structures maxillo-faciales d’intérêt. Selon les modèles, il est possible de disposer d’une installation couplée permettant la réalisation de clichés panoramique et de reconstruction tomographiques type CBCT (cf. figure 2.34) ou de clichés panoramiques, de clichés de téléradiologie et de reconstruction tomographiques type CBCT. On retrouve pour chaque catégorie d’installation l’ensemble des éléments de la chaîne d’imagerie tels que décrits dans le paragraphe 2.1.1.

Figure 2.34. Installation de radiologie dentaire extra-orale d’imagerie panoramique et Cone Beam Computed Tomography (CBCT) comprenant un générateur, un statif, un système de contention type céphalostat, un ensemble tube-détecteur, une console d’acquisition, un système de reconstruction d’images et un écran de visualisation (flèches rouges : mouvements possibles du système).

– Carte d’identité type du couple générateur / tube à rayons X (cf. tableau 2.16) Il faut noter que les tubes à rayons X des installations de radiologie intra-orales sont avec anode fixe. – Caractéristiques du faisceau de rayons X (cf. tableau 2.17)

2.2.5.2. Dispositions de radioprotection – Régime administratif (cf. chapitre 1, partie 1.1.1) Ces éléments répondent aux mêmes exigences que pour les installations de radiologie conventionnelle (se reporter à la partie 2.2.1 et au chapitre 1, partie 1.1.1).

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2 – Radiologie

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Tableau 2.16. Ordres de grandeur des caractéristiques principales des générateurs et tubes à rayons X.

Puissance globale [kW] Tension [kV] Intensité [mA] Taille(s) de foyers [mm] Matériau anode

Intra-orale 0,5 à 3 50 à 70 2 à 10 0,7 à 0,8 Cuivre ou Tungstène (anode fixe)

Vitesse de rotation par tour [s] (de l’ensemble tube-détecteur)

-

Tailles de champ [cm x cm]

Rectangulaire : 0,35 x 0,45 Circulaire : ∅ 0,6

Extra-orale 50 à 80 50 à 100 6 à 12 0,5 Tungstène (anode tournante) 20 (panoramique / CBCT) 40 x 40

Tableau 2.17. Ordres de grandeur des caractéristiques des faisceaux de rayons X des tubes de radiologie intra et extra-orale pour des filtrations classiques. CDA et débit de dose dans l’air à 1 m (rayonnement primaire) calculés avec SpekCalc [9, 10] (70kV, pente d’anode 20◦ , fenêtre béryllium 0,8 mm pour la catégorie intra-orale / 80 kV, pente d’anode de 20◦ , fenêtre béryllium 0,8 mm pour la catégorie extra-orale). Pour l’imagerie panoramique et CBCT extra-orale, les débits de dose sont exprimés en μGy/pulse en considérant des pulses de 20 ms pour une intensité de 5 mA.

Catégorie

Extra-orale

Intra-orale Télé-radiologie Panoramique et CBCT (0,1 mAs/pulse)

Filtration totale

CDA [mm Al]

2,5 mm Al

2,3

2,5 mm Al

2,5

Débit de dose dans l’air à 1m [μGy/mAs]* et [μGy/pulse]** 57* 72* 7,2**

Le responsable de l’utilisation d’appareils électriques émettant des rayonnements ionisants à des fins de radiodiagnostic dentaire doit être inscrit à un tableau de l’ordre des chirurgiens-dentistes, conformément à l’article L.4111-1 du code de la santé publique, ou être inscrit sur la liste spécifique prévue à l’article R.4112-9 du code de la santé publique, (…), ou appartenir aux cadres actifs du service de santé des armées, conformément à l’article L.4112-6 du code de la santé publique, ou qualifiée comme

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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médecin en stomatologie par le conseil de l’ordre des médecins ([26] arrêté du 30 novembre 2011 portant homologation de la décision n◦ 2011-DC-0238 de l’ASN). – Locaux L’aménagement des locaux accueillant une installation de radiologie dentaire doit répondre, comme pour la radiologie conventionnelle, à la norme NFC 15-160 (version 2011) [34] homologuée par l’arrêté du 22 août 2013 [35] à l’exception des installations radiologie dentaire intra-orale (ou endo-buccale) pour lesquelles aucune signalisation lumineuse extérieure n’est exigée. Le lecteur se reportera au paragraphe 2.2.1 pour le détail des prescriptions applicables. À titre d’information, le tableau 2.15 donne les valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois de l’installation type de radiologie dentaire d’après la norme NF C15-160 (version 2011) [34]. Pour connaître le détail du calcul analytique, le lecteur pourra se reporter à cette norme. Comme vu dans le paragraphe 2.2.2, à titre d’exemple, le tableau 2.19 reprend les données du tableau 2.18 et détaille le calcul pour l’installation type de la figure 2.34. Les données spécifiques à l’installation ainsi que les données de protection qui en découlent sont reportées sur les plans des figure 2.35.a et b (hors plafond et plancher). En considérant que les cloisons existantes de la salle de la figure 2.34 sont en carreau plâtre d’épaisseur 0,1 m (0,4 mm Pb équivalent), il est nécessaire d’ajouter du plomb pour la protection radiologique comme suit (cf. exemple de la radiologie conventionnelle au paragraphe 2.2.2) : • aux points A et B : 0,5 mm • aux points C, D et E : pas de protection additionnelle – Contrôles réglementaires Les installations de radiologie dentaire sont soumises aux obligations de maintenance et de contrôles de qualité interne et externe des dispositifs médicaux selon la décision de l’ANSM du 8 décembre 2008 en vigueur depuis le 26 septembre 2009. – Équipements pour la radioprotection du personnel et préconisations Seuls les EPC sont utiles pour la radiologie dentaire. Dans un cabinet dentaire, dans des conditions normales de travail, les salariés et le praticien appartiennent à la catégorie B. Les assistantes dentaires peuvent ne pas être classées si elles sortent systématiquement du local lors de la prise des clichés. Il faut cependant noter que le port du dosimètre rassure l’assistante et permet à l’employeur de faire la preuve d’une pratique radiologique sécurisée. Le personnel d’entretien n’est pas classable et ne doit intervenir qu’après verrouillage du tube RX interdisant toute émission de rayonnements. En termes de bonne pratique, le praticien doit se replier à une distance minimum de 2 mètres en arrière du tube ou dans les zones de repli déterminées par l’étude de poste, en excluant toute présence dans le faisceau direct. Idéalement, un déclencheur à l’extérieur de la pièce, avec dispositif de surveillance du patient, évite toute exposition.

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2 – Radiologie

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Tableau 2.18. Valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois d’une installation type de radiologie dentaire [34.a].

Paramètres Tube à rayons X

Haute tension [kV] Filtration [mm Al] Rendement du tube (R ) [mSv·m2 .mA−1 .min−1 ] Charge de travail (W) [mA.min/semaine]

Rayonnement primaire

Facteur d’orientation du tube (R)

Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée (T)

Rayonnement diffusé

Distance du point à protéger au foyer (a) [m] Distance du foyer au milieu de diffusion (b) [m] Coefficient de la contribution du rayonnement diffusé à 1 m du milieu de diffusion par rapport à la contribution du rayonnement primaire (k) [m2 ] Distance du point à protéger au milieu de diffusion (d) [m]

Valeur(s) 70 (maximum installation intra-oral) 100 (maximum installation extra-oral) 2,5 (Filtration installation) 5 (maximum installation intra-oral) 9 (maximum installation extra-oral) 10 (radiologie dentaire endobuccale) 100 (radiologie dentaire panoramique) 200 (radiologie dentaire volumique) 0,1 (< 10 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 0,3 ( > 30 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée et pour appareils à poste fixe émettant un faisceau de RX animé d’un mouvement de rotation) 1,0 ( > 30 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 0,05 (déshabilloirs, escalier, parking, salle d’attente) 0,2 (couloirs, toilettes) 1 (Pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X hors cas ci-dessus) Selon le local (cf. figure 2.35.a) Selon système 0,0005 (radiologie dentaire endobuccale) 0,0001 (radiologie dentaire panoramique)

Selon le local (cf. figure 2.35.a)

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

130

Tableau 2.18. Suite.

Paramètres Débit d’équivalent de dose à 1 m pour le rayonnement de fuite (Cg) [mSv.m2 .h−1 ]

Rayonnement de fuite

Facteur caractérisant le fait que le débit de dose du rayonnement de fuite n’atteint sa valeur maximale que lorsque la haute tension maximale admissible est utilisée (f) Distance du secteur à protéger au foyer (c) [m] Produit intensité-temps maximal par heure au maximum de la tension de service nominale indiquée par le fabricant (Q) [mA.min.h−1 ]

Valeur(s) 1 (installation de radiologie avec HT < 150 kV) 0,25 (installations de radiologie dentaire avec détecteur endobuccal)

1 (Valeur par défaut) Selon le local (cf. figure 2.35.a) 180 (installation avec HT nominale < 200 kV)

2 – Radiologie

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Tableau 2.19. Données pour les calculs de protection de la salle type de radiologie dentaire de la figure 2.34 d’après les données du tableau 2.14 avec la charge de travail (W) égale à 200 mA.min/semaine. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée, R : Facteur d’orientation, T : Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée, a : Distance du point à protéger au foyer, b : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, c : Distance du secteur à protéger au foyer, d : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, Fp : Facteur d’atténuation du rayonnement primaire, Fs : Facteur d’atténuation du rayonnement diffusé, Fg : Facteur d’atténuation du rayonnement de fuite et EqPb : Épaisseur équivalent plomb.

Point

Débit de dose maximum [mSv/semaine]

R

T [m]

a [m]

b [m]

d [m]

c [m]

Fp

A B C D E

0,02 0,02 0,02 0,02 0,02

-

1 1 1 1 1

-

0,3 0,3 0,3 0,3 0,3

1,5 1,5 4 5 3

1,5 1,5 4 5 3

-

EqPb [mm Pb] -

Fs 27 27 4 2 7

EqPb [mm Pb] 0,4 0,7 0 0 0

Fg 148 148 21 13 37

EqPb [mm Pb] 1 1 0,6 0,5 0,7

131

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132

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 2.35a. Installation type de radiologie dentaire extra-orale avec imagerie volumique CBCT (figure 2.31) avec le détail des points de mesures et des protections radiologiques calculées (ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée).

Figure 2.35b. Plan type de l’installation de la figure 2.50 selon la norme NFC 15-160 de 2011 [34] (ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée).

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2 – Radiologie

133

2.2.6. Ostéodensitométrie Les installations dédiées à l’ostéodensitométrie produisent des images de la distribution osseuse et permettent également de mesurer la densité minérale osseuse (DMO) exprimée en g/cm2 , en particulier pour dépister l’ostéoporose. La méthode de référence est l’absorption bi-photonique à rayons X, basée sur la comparaison de l’atténuation de rayons X de deux énergies différentes (par exemple 40 keV et 100 keV) obtenues soit par utilisation de tensions variables du tube soit par l’interposition de filtres. Une installation type d’ostéodensitométrie comprend un statif se déplaçant le long d’un lit. Ce statif dispose d’un générateur intégré, d’un tube à rayons X émettant un faisceau en éventail étroit de rayons X et un détecteur numérique. Cet ensemble est complété par une console d’acquisition et un écran de visualisation présentant l’image de la distribution osseuse et les mesures de DMO. On retrouve l’ensemble des éléments d’une chaîne d’imagerie tels que décrits dans la partie 2.1.1. Compte tenu des faibles doses au patient (quelques dizaines de μGy) et de la géométrie du faisceau de rayons X (faisceau étroit de géométrie fixe et toujours intercepté par le détecteur), le rayonnement diffusé est de quelques μSv/h à 1 m. Il en résulte que ce type d’installation ne nécessite pas d’aménagement particulier. – Contrôles réglementaires Les installations d’ostéodensitométrie sont soumises aux mêmes contrôles techniques de radioprotection qu’en radiologie conventionnelle (se reporter au paragraphe 2.2.1). De même, elles sont soumises aux obligations de maintenance et de contrôles de qualité interne et externe des dispositifs médicaux selon la décision du 20 avril 2005. – Équipements pour la radioprotection du personnel Compte tenu du niveau du rayonnement diffusé, seul un tablier de protection peut être recommandé à l’opérateur. Pour réaliser les contrôles des installations et des équipements, il est recommandé d’utiliser une chambre d’ionisation de grand volume (au moins 500 cm3 ) [33].

2.2.7. Scanographie Les installations de scanographie sont classiquement implantées dans les services ou cabinets de radiologie et/ou dans les services de radiologie interventionnelle. De plus, les scanographes sont très largement implantés dans les services de radiothérapie pour la préparation des traitements et dans les services de médecine nucléaire couplés aux modalités d’imagerie fonctionnelle.

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134

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 2.36. Installation type scanographie comprenant un générateur, un statif, un lit capable de se déplacer pendant la rotation du couple tube-détecteur, une console d’acquisition, un système de reconstruction d’images et un écran de visualisation (flèches rouges : mouvements possibles du système).

2.2.7.1. Spécificités techniques – Types d’images et types d’installations Les installations de scanographie produisent un volume d’images tomographiques. La figure 2.36 montre une installation type de scanographie comprenant un générateur, un statif avec un couple tube à rayons X – détecteur, une table, un système de reconstruction d’image (baie de calcul), une console d’acquisition et un écran de visualisation. En termes de mouvements, la table se déplace dans le sens tête-pieds du patient (axe z) pendant que le couple tube-détecteur tourne autour de ce même axe z. De nouveau, on retrouve l’ensemble des éléments de la chaîne d’imagerie tels que décrits dans le paragraphe 2.1.1 intégrant la partie reconstruction propre à la tomographie. Le statif est équipé d’une simulation lumineuse laser pour le centrage de la zone à explorer.

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2 – Radiologie

135

– Carte d’identité type du couple générateur / tube à rayons X (cf. tableau 2.20) Tableau 2.20. Ordres de grandeur des caractéristiques principales des générateurs et tubes à rayons X.

Puissance globale [kW] Tension [kV] Intensité [mA] Taille(s) de foyers [mm] Matériau anode Vitesse de rotation par tour [s] (de l’ensemble tube-détecteur) Tailles de champ de vue (reconstruit) [cmxcm]

60 à 100 80 à 140 10 à 800 0,6 à 1,5 Tungstène 0,25 à 3 ∅25 à ∅50 (70 en option)

– Caractéristiques du faisceau de rayons X (cf. tableau 2.21) Tableau 2.21. Ordres de grandeur des caractéristiques des faisceaux de rayons X pour différentes filtrations. CDA et débit de dose dans l’air à 1 m (rayonnement primaire) calculés avec SpekCalc [9, 10] (120 kV, pente d’anode 7◦ , fenêtre béryllium 0,8 mm) et à partir des données de [40].

Filtration

Totale

5 mm Al équivalent (Tête) 8 mm Al équivalent (Corps)

CDA [mm Al]

Débit de dose dans l’air à 1m [µGy/mAs]

6,3

61,8

7,5

42,1

La filtration des faisceaux de rayons X de scanographie est donnée sous la forme d’une filtration totale en mm d’aluminium équivalent (intégrant notamment la filtration du filtre papillon) à 120 kV, tension la plus utilisée.

2.2.7.2. Dispositions de radioprotection – Locaux L’aménagement des locaux accueillant une installation de scanographie doit répondre, comme pour la radiologie conventionnelle, à la norme NFC 15-160 (version 2011) [34] homologuée par l’arrêté du 22 août 2013 [12]. Le lecteur se reportera au paragraphe 2.2.1 pour le détail des prescriptions de ces textes.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

136

Le tableau 2.22 donne les valeurs usuelles ordres de grandeur des paramètres pour le calcul des protections des parois d’une installation de scanographie d’après la norme NF C15-160 (version 2011) [34]. L’ordre de grandeur pour la protection des parois (en épaisseur équivalent plomb [mm Pb]) est de 1 à 3 mm Pb en fonction du facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée et de la distance du point à protéger (spécifique du local à aménager). Comme au paragraphe 2.2.2, à titre d’exemple, le tableau 2.23 reprend les données du tableau 2.22 et détaille le calcul pour l’installation type de la figure 2.36. À noter que dans le cas du calcul de protection pour la scanographie, le rayonnement primaire n’est pas pris en compte. Les données spécifiques à l’installation ainsi que les données de protection qui en découlent sont reportées sur les plans des figures 2.37.a et b (hors plafond et plancher). Pour le détail des formules, le lecteur se reportera à la norme NF C15-160 (version 2011) [34]. En considérant que les cloisons existantes de la salle de la figure 2.36 sont en béton (2,3 g/cm3 et 10 cm d’épaisseur soit 1 mm Pb équivalent), il est nécessaire d’ajouter du plomb pour la protection radiologique comme suit (cf. exemple de la radiologie conventionnelle au paragraphe 2.2.2) : • aux points A et B : 2 mm • aux points C et D : porte 1 mm Pb, pas de protection additionnelle sinon • au point E : 1 mm pour la vitre au plomb – Contrôles réglementaires Les installations de scanographie sont soumises aux mêmes contrôles techniques de radioprotection (codes de la santé publique et du travail) qu’en radiologie conventionnelle (se reporter au paragraphe 2.2.1). D’autre part, elles sont soumises aux obligations de maintenance et de contrôles de qualité interne et externe des dispositifs médicaux selon la décision du 11 mars 2011 (JORF n◦ 0087 du 13 avril 2011) modifiant la décision du 27 novembre 2007 (JORF n◦ 0284 du 7 décembre 2007). – Équipements pour la radioprotection du personnel Seuls les équipements de protection individuelle sont utiles en scanographie. L’installation doit disposer de tabliers (épaisseur équivalent plomb d’au moins 0,5 mm). Par sécurité, il n’est autorisé de rester dans la salle pendant l’émission des rayons X que dans de rares cas y compris en utilisation interventionnelle. Ces équipements doivent être adaptés à la taille du personnel. Ils doivent être entretenus et entreposés par les utilisateurs et contrôlés régulièrement par la PCR [41]. Enfin, il convient de disposer d’un appareil de mesure adapté (cf. paragraphe 2.2.1) pour réaliser les contrôles des installations et de équipements. Pour la mammographie, il est recommandé d’utiliser une chambre d’ionisation de grand volume (au moins 500 cm3 ) [33].

Paramètres Tube à rayons X

Facteur d’orientation du tube (R) Rayonnement primaire Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée (T)

Rayonnement diffusé

Rayonnement de fuite

1 (Valeur par défaut) selon le local (cf. figure 2.37.a) 30 (scanographie)

137

Distance du point à protéger au foyer (a) [m] Distance du foyer au milieu de diffusion (b) [m] Coefficient de la contribution du rayonnement diffusé à 1 m du milieu de diffusion par rapport à la contribution du rayonnement primaire (k) [m2 ] Distance du point à protéger au milieu de diffusion (d) [m] Débit d’équivalent de dose à 1 m pour le rayonnement de fuite (Cg) [mSv.m2 .h−1 ] Facteur caractérisant le fait que le débit de dose du rayonnement de fuite n’atteint sa valeur maximale que lorsque la haute tension maximale admissible est utilisée (f) Distance du secteur à protéger au foyer (c) [m] Produit intensité-temps maximal par heure au maximum de la tension de service nominale indiquée par le fabricant (Q) [mA.min.h−1 ]

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Haute tension [kV] Filtration [mm Al] Rendement du tube (R ) [mSv·m2 .mA−1 .min−1 ] Charge de travail (W) [mA.min/semaine]

Valeur(s) 140 (kV maximum installation) 7 (filtration installation) 4,5 (selon abaques [34]) 30 000 0,3 ( > 30 % charge de travail W dirigée vers la paroi considérée) 0,05 (déshabilloirs, escalier, parking, salle d’attente) 0,2 (couloirs, toilettes) 0,1 (autres pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X) 1 (pièces adjacentes au local où sont produits les rayons X hors cas ci-dessus) Selon le local (cf. figure 2.37.a) Selon système 0,002*I[cm]/25 (scanographie avec I = Largeur maximale de faisceau à l’axe de rotation en [cm]) Selon le local (cf. figure 2.37.a) 1 (installation de radiologie avec HT < 150 kV)

2 – Radiologie

Tableau 2.22. Valeurs usuelles des paramètres pour le calcul des protections des parois d’une installation type de scanographie [34].

138

Débit de dose maximum [mSv/semaine]

R

T [m]

a [m]

b [m]

d [m]

c [m]

Fp

A B C D E

0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,12 (ZS) 0,12 (ZS) 0,12 (ZS)

0,3 0,3 0,3 0,3 0,3

1 1 0,05 0,1 0,1

-

0,4 0,4 0,4 0,4 0,4

1 1 3 4,2 3

1 1 3 4,2 3

-

EqPb [mm Pb] -

Fs 13500 13500 13 13 25

EqPb [mm Pb] 3,2 3,2 0,5 0,5 0,7

Fg 1667 1667 2 2 3

EqPb [mm Pb] 3 3 0,2 0,2 0,5

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Point

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 138 — #68

Tableau 2.23. Données pour les calculs de protection de la salle type de scanographie de la figure 2.36 d’après les données du tableau 2.19 avec la charge de travail (W) égale à 30000 mA.min/semaine. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée, R : Facteur d’orientation, T : Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée, a : Distance du point à protéger au foyer, b : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, c : Distance du secteur à protéger au foyer, d : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, Fp : Facteur d’atténuation du rayonnement primaire, Fs : Facteur d’atténuation du rayonnement diffusé, Fg : Facteur d’atténuation du rayonnement de fuite et EqPb : Épaisseur équivalent plomb.

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2 – Radiologie

139

Figure 2.37a. Installation type de scanographie de la figure 2.36 avec le détail des points de mesure et des protections radiologiques calculées. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée.

Figure 2.37b. Plan type de l’installation de la figure 2.36 selon la norme NFC 15-160 de 2011 [34]. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée.

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 140 — #70

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

140

2.3. Faites le point 1. Donnez les éléments principaux de la chaîne d’imagerie radiologique tomographique par rayons X. 2. Donnez les différents types d’image radiologique par rayons X. 3. Quel type de rayonnements produit un couple tube + générateur de rayons X ? 4. Quel est le rayonnement prépondérant transmis par le patient lors d’un examen de radiologie par rayons X ? 5. Qu’est-ce que l’AEC d’un système de radiologie par rayons X et à quoi sert-il ? 6. À quel régime administratif sont soumis les différents types d’installations de radiologie par rayons X ? 7. À quels types de contrôles réglementaires (radioprotection + dispositifs) sont soumis les installations de radiologie par rayons X ? 8. Quelle norme régit l’aménagement des locaux des installations de radiologie par rayons X ? 9. Sur quelle méthode de calcul repose cette norme ? 10. Faites le calcul des protections du scanographe dont les données d’implantations sont spécifiées dans la figure ci-dessous, en utilisant les données de base de l’exemple du paragraphe 2.2.7 (tableau 2.19) Distance source-milieu de diffusion de 40 cm), les formules et abaques de la norme NFC 15-16 pour calculer Fp , FS et Fg et en extraire les épaisseurs de Plomb (mm) associées. Réponse 1 : Un système de production des rayons X / Un système de détection des rayons X / Un système de reconstruction des images / Un système de visualisation des images (cf. 2.1.1) Réponse 2 : Imagerie planaire (2D) et tomographique (3D) statiques / Imagerie planaire (2D) et tomographique (3D) dynamiques (cf. 2.1.1) Réponse 3 : Un spectre continu de rayonnements de freinage (cf. 2.1.2) Réponse 4 : Le rayonnement diffusé (qui contribue à l’exposition du personnel en radiologie interventionnelle) (cf. 2.1.3) Réponse 5 : C’est le système de contrôle automatique de l’exposition, il permet (cf. 2.1.4) : • La réalisation d’expositions reproductibles et cohérentes du point de vue de la balance dose/qualité image ; • La compensation d’un grand nombre de facteurs de variations de la qualité de l’image que sont : – la taille, la morphologie du patient et la zone explorée ; – les paramètres d’acquisition tels que kVp, temps d’exposition, courant, filtration additionnelle

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2 – Radiologie

141

Réponse 6 : Régime de la déclaration pour toutes les installations à l’exception de la scanographie qui est sous le régime de l’autorisation (cf. 2.2.1.2) Réponse 7 : Contrôles techniques de radioprotection, contrôles de qualité interne et externe des installations (cf. 2.2.1.3) Réponse 8 : La norme NFC 15-160, version 2011 en vigueur à la date de parution de cet ouvrage (cf. 2.2.1.5) Réponse 9 : La méthode de calcul des protections spécifiée par la norme NFC 15-160 (version 2011) intègre les caractéristiques de la source, son type d’utilisation et les niveaux d’exposition imposés par la réglementation ou voulus par l’exploitant, i.e les critères suivants (cf. 2.2.1.5) : • l’utilisation de l’appareil selon une valeur de la charge de travail W exprimée en mA·min/semaine selon le domaine d’utilisation ; • les caractéristiques du rayonnement (primaire, diffusé et fuite) en fonction des positions du tube à rayons X et de l’orientation du faisceau par rapport aux parois à considérer (murs, plancher et plafond) ; • l’affectation des espaces et locaux voisins. Réponse 10 : En reprenant les données de l’exemple de la figure 37.a et en adaptant les dimensions du local, on obtient le tableau 2.20 revu suivant : D’où les protections suivantes : aux points A et B : 2 mm / aux points C et D : porte 1 mm Pb, pas de protection additionnelle sinon / au point E : 1 mm pour la vitre au plomb

142

Débit de dose maximum [mSv/semaine]

R

T [m]

a [m]

b [m]

d [m]

c [m]

Fp

A B C D E

0,02 (ZNR) 0,02 (ZNR) 0,12 (ZS) 0,12 (ZS) 0,12 (ZS)

0,3 0,3 0,3 0,3 0,3

1 1 0,05 0,1 0,1

-

0,4 0,4 0,4 0,4 0,4

2 2 4 5,6 4

2 2 4 5,6 4

-

EqPb [mm Pb] -

Fs 3375 3375 7 7 14

EqPb [mm Pb] 2,6 2,6 0,4 0,4 0,6

Fg 417 417 1 1 2

EqPb [mm Pb] 2,5 2,5 0 0 0,25

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Point

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 142 — #72

Tableau 2.24. Données pour les calculs de protection de la salle type de scanographie de la figure 2.36 d’après les données du tableau 2.19 avec la charge de travail (W) égale à 30000 mA.min/semaine. ZNR : Zone Non Réglementée, ZS : Zone Surveillée, R : Facteur d’orientation, T : Facteur d’occupation du local vis-à-vis de la protection calculée, a : Distance du point à protéger au foyer, b : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, c : Distance du secteur à protéger au foyer, d : Distance du point à protéger au milieu de diffusion, Fp : Facteur d’atténuation du rayonnement primaire, Fs : Facteur d’atténuation du rayonnement diffusé, Fg : Facteur d’atténuation du rayonnement de fuite et EqPb : Épaisseur équivalent plomb.

“Chapitre2” — 2016/10/1 — 13:38 — page 143 — #73

2 – Radiologie

143

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[19] Spahn. Flat detectors and their clinical applications. Eur Radiol (2005) vol. 15 (9) pp. 1934-47. [20] Jones. AAPM 2009 - Calibrating automatic exposure control for digital radiography. Scientific Presentation (2009). [21] Geise. Fluoroscopy : Recording of Fluoroscopic Images and Automatic Exposure Control1. Radiographics (2001). [22] Bloch. Reconstruction d’images de tomographie. Teaching Course (2005). [23] Dubois. Reconstruction des images tomographiques par rétroprojection filtrée. Revue de l’ACOMEN (1998) vol. 4 (2) pp. 93-99. [24] Buvat. Reconstruction tomographique. Teaching Course (2011). [25] Sechopoulos. A review of breast tomosynthesis. Part I. The image acquisition process. Med. Phys. (2013) vol. 40 (1) pp. 014301. [26] Sechopoulos. A review of breast tomosynthesis. Part II. Image reconstruction, processing and analysis, and advanced applications. Med. Phys. (2013) vol. 40 (1) pp. 014302. [27] Armato III et van Ginneken. Anniversary Paper : Image processing and manipulation through the pages of Medical Physics. Med. Phys. (2008) vol. 35 pp. 4488. [28] Choplin et al. CT with 3D rendering of the tendons of the foot and ankle : technique, normal anatomy, and disease. Radiographics (2004) vol. 24 (2) pp. 343-56. [29] Pooley et al. AAPM/RSNA Physics Tutorial for Residents : Digital Fluoroscopy . Radiographics (2001) vol. 21 (2) pp. 521. [30] Giger et al. Anniversary Paper : History and status of CAD and quantitative image analysis : The role of Medical Physics and AAPM. Med. Phys. (2008) vol. 35 (12) pp. 5799. [31] Présentation des principales dispositions réglementaires de radioprotection applicables en radiologie médicale et dentaire. Guide ASN (2012). [32] Radioprotection Secteur Médical – Radiologie conventionnelle : installations fixes en milieu médical (FR1). Fiche radioprotection INRS (2010). [33] Réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants (version 2). Guide IRSN DRPH/DIR 2010-1 (2010). [34] Norme NF C15-160. Installations pour la production et l’utilisation de rayonnements X - Exigences de radioprotection (mars 2011). [34a] Norme NF C15-160. Installations pour la production et l’utilisation de rayonnement X - Règles générales (1975). [34b] Norme NF C15-161. Installations pour la production et l’utilisation des rayons X - Règles particulières pour les installations de radiodiagnostic médical et vétérinaire (sauf dentaire) (1990).

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2 – Radiologie

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[34c] Norme NF C15-163. Installations pour la production et l’utilisation des rayons X - Règles particulières pour les installations de radiodiagnostic dentaire (1981). [35] Arrêté du 22 août 2013 portant homologation de la décision no 2013-DC-0349 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 juin 2013 fixant les règles techniques minimales de conception auxquelles doivent répondre les installations dans lesquelles sont présents des rayonnements X produits par des appareils fonctionnant sous une haute tension inférieure ou égale à 600 kV et abrogation de l’arrêté du 30 août 1991 déterminant les conditions d’installation auxquelles doivent satisfaire les générateurs électriques de rayons X. [36] Bushberg. The Essential Physics of Medical Imaging. Lippincott Williams & Wilkins (2012). Chap. 8 : Mammography p 238. [37] Hahn et al. Grid-controlled fluoroscopy in paediatric radiology. MedicaMundi (1997) vol. 41 (1) 12-17. [38] Pooley et al. The AAPM/RSNA physics tutorial for residents : Digital fluoroscopy . Radiographics (2001) pp 521-534. [39] Radioprotection Secteur Médical – Radiologie interventionnelle (FR7). Fiche radioprotection INRS (2012). [40] Comparative specifications 32 to 40 slice CT scanner . NHS Report (CEP08026) (2009). [41] Radioprotection Secteur Médical – Scanographie (FR4). Fiche radioprotection INRS (2011).

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3

Radiothérapie externe : équipements et installations Jean-Marc Bordy

Introduction La radiothérapie externe a vu le jour à la fin du 19e siècle. Au début très rudimentaire, elle est devenue de plus en plus précise aussi bien d’un point de vue « balistique » qu’en termes de « dose », cela principalement grâce aux techniques dites conformationnelle et stéréotaxique. Cette évolution s’est accompagnée d’un recours de plus en plus omniprésent à l’informatique et à l’automatisation. Aujourd’hui un plateau de radiothérapie externe est constitué : – de moyens d’exploration diagnostique (IRM (Imagerie par résonnance magnétique), scanner, radiographie, ...) permettant de localiser la tumeur ; – d’une source de rayonnements pour le traitement : – accélérateur linéaire médical (compact) d’électrons qui permet d’obtenir des faisceaux de rayons X (RX) entre 4 et 25 MV (obtenu par ralentissement des électrons dans une cible épaisse en matériau lourd : rayonnement de freinage) et aussi d’électrons (entre 4 et 25 MeV), délivrant des débits de dose de 0,5 à 6 grays par minute (notons que le mode Truebeam ™ proposé par la société Varian permet d’atteindre des débits de 24 Gy.min−1 ). Le faisceau peut tourner autour d’un axe afin d’irradier le patient selon différents angles, on les appelle communément LINAC de l’acronyme anglais pour Linear Accelerator ; – source de cobalt-60 : depuis la décision du plan cancer 1, les appareils de télécobalthérapie ont été remplacés par des LINAC, mais d’autres dispositifs dédiés équipés de plusieurs sources sont utilisés ; – générateur de RX pour les photons de faible et moyenne énergie (quelques dizaines de kV à environ 150 kV). – d’une table de traitement sur laquelle le patient est allongé et parfois maintenu avec des moyens de contention. Cette table est alignée selon l’axe de rotation du LINAC. Elle peut être fixe ou mobile pendant l’irradiation, dans ce dernier cas elle se déplace selon l’axe de rotation du LINAC ; – d’une console informatique de traitement comportant des moyens de recalage d’image, de localisation de la zone à traiter et d’un programme de planification

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du traitement qui calcule les angles, les collimations et les durées d’irradiation permettant de conformer au mieux le volume irradié à celui qui doit être traité. L’intersection de l’axe d’irradiation et de l’axe de rotation de la machine définit un point dit « iso-centre » sur lequel viennent converger tous les faisceaux. Lors d’un traitement, la convergence des faisceaux a pour objectif, par superposition, d’obtenir des doses élevées au niveau de la tumeur en épargnant autant que faire se peut les tissus sains environnants. Notons que la source de rayonnements ionisants peut également consister en un accélérateur de particules lourdes chargées (principalement des protons et des ions carbone) de plusieurs dizaines voire centaines de MeV par unité de masse atomique. En raison de la rareté de ces équipements, ce cas n’est pas traité dans ce chapitre.

3.1. Réglementation et recommandations 3.1.1. Régime d’autorisation Les établissements de santé ne peuvent exercer une activité de soins en cancérologie que s’ils sont autorisés par les Agences régionales de santé (ARS) conformément aux décrets n◦ 2007-388 et 2007-389 du 21 mars 2007 [1, 2]. La mise en œuvre de l’activité de traitement du cancer par la thérapeutique de radiothérapie externe mentionnée au 2◦ de l’article R.6123-87 du code de la santé publique (CSP) ne peut être délivrée ou renouvelée que si le demandeur dispose d’un plateau technique comprenant sur le même site au moins 2 accélérateurs de particules, dont l’un au moins est émetteur de rayonnements d’énergie égale ou supérieure à 15 MeV [3]. Ce texte exige le respect de critères d’agrément pour la pratique de la radiothérapie externe (Article R.6123-88 du CSP). De plus, l’arrêté du 29 mars 2007, fixant les seuils d’activité minimale annuelle applicables à l’activité de soins de traitement du cancer, fixe un seuil d’activité minimale de 600 patients par an par centre de radiothérapie [4]. Cette autorisation de l’ARS est complétée par une autorisation de détention et d’utilisation de sources de rayonnements ionisants délivrée par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN)1 , en application des articles R.1333-23 à R.1333-43 du CSP (cf. chapitre 1, partie 1.1.2 Régime d’autorisation).

3.1.2. Le contrôle de qualité Les dispositifs médicaux utilisés en radiothérapie sont soumis à obligation de maintenance et de contrôle qualité [5]. Les décisions de l’Agence française de sécurité sanitaire et des produits de santé (AFSSAPS) du 2 mars 2004 et du 27 juillet 2007 fixent les modalités de contrôle qualité interne et externe. Notons que les décisions de l’Agence nationale de sécurité du médicament (ANSM) (ex-AFSSAPS) ne couvrent pas la totalité des dispositifs 1 Formulaire de demande téléchargeable sur le site de l’ASN (http ://professionnels.asn.fr/Activites-medicales/ Radiotherapie).

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médicaux de radiothérapie actuellement en exploitation clinique, et pour ceux concernés, ne couvre qu’une partie de l’exploitation du dispositif.

3.2. Description des appareils de traitement haute énergie Comme indiqué en introduction, la source de rayonnements de haute énergie est soit un LINAC, soit une source radioactive, dite isotopique, constituée de l’isotope 60 du cobalt. Selon le cas, on associe différents équipements à la source de rayonnements : collimateurs, imageurs, moniteurs, cône égalisateur, cibles de conversion et de diffusion, obturateur… Dans le cas du LINAC, nous les décrivons ci-après en suivant le cheminement du rayonnement depuis la production des électrons dans le canon jusqu’au dimensionnement du faisceau (collimation). Dans le cas du cobalt-60, les appareils de radiothérapie conventionnelle ont disparu en France. Cependant cet isotope radioactif reste utilisé dans un appareil spécifique dédié au traitement des tumeurs crâniennes, le Gammaknife™.

3.2.1. Machine LINAC classique photon-électron 3.2.1.1. Présentation globale De manière simplifiée, un LINAC est constitué de 3 éléments principaux : un ensemble de production du faisceau primaire d’électrons (canon, section accélératrice et chambre de déviation), d’une cible de conversion électrons-photons dans le cas d’un faisceau de RX et d’un système de collimation du faisceau d’irradiation. À ces constituants principaux viennent s’ajouter des équipements associés tels que les imageurs. La figure 3.1 présente une vue schématique de l’appareil de traitement.

3.2.1.2. Production du faisceau d’électrons primaire Nous présentons ici les principes du canon à électrons, de la section accélératrice et de la chambre de déviation. L’ensemble est placé dans une enceinte au sein de laquelle règne un vide secondaire (∼ 10−7 Torr). Les électrons sont produits dans un canon à électrons à partir d’une cathode constituée d’un filament, chauffé par effet joule, et portée à un potentiel électrique de quelques volts. L’anode est portée à un potentiel positif de quelques centaines de volts. Les électrons arrachés au filament par effet thermo-ionique se trouvent plongés dans un champ électrique qui les dirige vers la section d’accélération. Une grille est placée entre l’anode et la cathode, son potentiel varie afin de permettre ou non le passage des électrons. La fréquence de variation de la tension d’extraction correspond à la fréquence des impulsions de rayonnement à la sortie de la tête d’irradiation soit quelques centaines de Hz. La durée des impulsions est de 2 à 3 μs. Une section accélératrice, par exemple à onde stationnaire est constituée d’une suite de cavités dans lesquelles une onde haute fréquence (quelques 3 GHz) impose un champ électrique. La tension induite par cette onde n’est que d’une centaine de kV. Les dimensions

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Figure 3.1. Représentation schématique de l’agencement d’un LINAC (vue de coté, faisceau de photons tirant vers le bas) pour une irradiation en mode photons (en mode électrons, la cible de conversion est remplacée par des diffuseurs et le cône égalisateur est retiré).

de la cavité et la fréquence de la HF sont « accordées » de sorte que, pour une onde de fréquence donnée, on puisse atteindre l’énergie maximum désirée (en général entre 20 et 25 MeV). À la sortie de la section accélératrice, le faisceau d’électrons est « mono-énergétique ». Il est alors soumis au champ magnétique qui règne dans la chambre de déviation (figure 3.2). Les électrons y décrivent sur ce schéma un virage à 270 degrés. Sur certaines machines, cette déviation est mise à profit, pour sélectionner l’énergie des électrons et aligner le faisceau dans l’axe de la tête d’irradiation. Dans ce cas, 2 barreaux sont disposés sur les faces intérieure et extérieure de la chambre de déviation. Lorsque le réglage est correct, très peu d’électrons viennent frapper ces barreaux de sorte que le courant électrique qui y est mesuré est très faible. Au contraire un courant important sur l’un ou l’autre des barreaux est le signe d’un mauvais réglage de l’énergie ; cette information est utilisée pour ajuster le réglage des paramètres d’extraction du canon et ceux de la section accélératrice. À la sortie de la chambre de déviation, les électrons traversent une fenêtre, souvent en titane, qui en assure l’étanchéité. Dès lors les électrons sont à l’air libre.

3.2.1.3. Utilisation en mode photons Lorsque le LINAC fonctionne en mode photons, les électrons viennent frapper une cible de conversion en tungstène (figure 3.3). Ils y interagissent avec les noyaux des atomes du métal

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Barreaux Section Accélératrice Fenêtre de sortie

Figure 3.2. Vue de principe de la chambre de déviation magnétique.

Canon Chambre de Section accélératrice déviation

Cible de conversion Collimateur primaire Cône égalisateur

Collimateur secondaire

Moniteur Blindage Moniteur Mâchoire Y

Ensemble de collimation mobile

Mâchoire X Système multi-lames

Faisceau de photons

Figure 3.3. Vue schématique des constituants de la tête d’irradiation en mode photons.

pour produire le rayonnement X de freinage dont la distribution en fonction de l’énergie couvre toute la gamme depuis zéro jusqu’à l’énergie maximale des électrons primaires. L’épaisseur de cette cible varie selon l’énergie du faisceau d’électrons entre 2 et 4 mm, l’épaisseur la plus élevée correspondant à la plus grande énergie. Les rayons X de freinage sont d’autant plus préférentiellement émis dans la direction du faisceau d’électrons qui frappe la cible de conversion que l’énergie des électrons est plus élevée. Des collimateurs fixes, dits primaires et secondaires, sont parfois placés dans l’axe du faisceau, leur objectif étant de réduire la dispersion spatiale du faisceau et éviter ainsi les fuites latérales. À la sortie du collimateur primaire, le faisceau de photons n’est pas homogène. Sa fluence dans le plan perpendiculaire à la direction du faisceau est très forte au centre et

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diminue à mesure que l’on s’en éloigne selon une symétrie circulaire. Un cône égalisateur, le plus souvent en acier inoxydable et plomb, est placé dans l’axe du faisceau pour l’homogénéiser (figure 3.4). La géométrie de cette pièce est elle aussi circulaire. Son profil présente une épaisseur plus importante au centre afin d’y atténuer d’avantage la fluence de photons. À chaque qualité de faisceau correspond un profil particulier, il est donc pratique de disposer de plusieurs cônes égalisateurs sur une même machine pour faciliter le passage d’une énergie à une autre. Plusieurs cônes sont donc montés sur un passeur qui peut être en ligne ou circulaire (carrousel). Lobe d’émission des photons Cible de conversion Collimateur primaire

Cône égalisateur

Profil

Distribution planaire

Figure 3.4. Principe de l’homogénéisation du faisceau de photons.

Le faisceau de photons, désormais homogène en termes de distribution spatiale, traverse les chambres d’ionisation servant au monitorage (voir paragraphe 3.2.1.5). Celles-ci sont protégées, par une plaque de blindage, du rayonnement rétrodiffusé par le système de collimation mobile en plomb. Il est constitué d’un ou deux jeux perpendiculaires de deux mâchoires qui permettent de définir des champs d’irradiation rectangulaires. Afin d’améliorer la précision géométrique de l’irradiation, des systèmes plus évolués et plus complexes dit collimateurs multi-lames voir micro multi-lames complètent le système (figure 3.5). Il s’agit de lames glissant les unes par rapport aux autres. De la largeur de ces lames dépend la précision de la conformation de l’irradiation au volume cible. On trouve aujourd’hui sur le marché des collimateurs avec des largeurs de lame de 1 et de 0,5 cm. Ils permettent de circonscrire la taille du faisceau de photons à la projection du volume cible dans le plan perpendiculaire au faisceau. L’utilisation de collimateurs mobiles de plus en plus précis, tels les systèmes multilames, met en évidence les problèmes de visée du volume cible. Les mouvements du patient, la position des organes au cours d’un traitement qui peut durer plusieurs semaines d’irradiations fractionnées impliquent un positionnement reproductible du volume cible sous le faisceau d’irradiation. Des imageurs « megavolt » (MV) et « kilovolt » (kV) ont été ajoutés aux nouvelles machines, on les appelle EPID pour Electronic Portal Imaging Device. Il s’agit de refaire des clichés à visée diagnostique avant l’irradiation pour vérifier la position du faisceau d’irradiation par rapport au patient (imagerie MV) et la position de

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Figure 3.5. Vue d’un collimateur multi-lames. (Installation CEA\DOSEO).

la tumeur (imagerie kV) et si nécessaire corriger la position du patient. L’imageur MV est souvent constitué d’un capteur en silicium amorphe situé dans l’axe du faisceau d’irradiation derrière le patient. La qualité du faisceau de photons peut être dégradée à environ 3 MV. L’image n’a pas la précision d’une radiographie classique mais est suffisante pour une vérification. Un imageur kV peut être placé perpendiculairement à l’axe d’irradiation. Il s’agit d’un tube à rayons X de type diagnostic classique pouvant délivrer des photons d’une centaine de keV, un capteur plan est situé en opposition de l’autre coté du patient. Ce système permet selon une technologie appelée « cone beam CT » de réaliser des images selon le même principe que les scanners. La figure 3.6 présente une machine équipée de ce dispositif.

3.2.1.4. Utilisation en mode électrons Lorsque la machine est utilisée en mode électrons : – la cible de conversion de tungstène est remplacée par un premier diffuseur ; – le cône égalisateur est remplacé par un second diffuseur de forme circulaire. Il est généralement constitué d’une superposition de très fines feuilles de plomb. L’épaisseur du diffuseur étant plus importante en son centre, là où la fluence d’électrons est la plus grande ; – comparativement aux faisceaux de photons, les faisceaux d’électrons, compte tenu du mode d’interaction de ces derniers, sont plus divergents. Il est donc nécessaire

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Figure 3.6. Vue d’ensemble d’une installation comportant la table du patient et un LINAC disposant à la fois d’un imageur RX et d’un système EPID (installation DOSEO crédit CEA Ph. Brun).

d’ajouter des éléments de collimation additionnels, ce sont des « applicateurs » qui sont placés à l’avant de la tête d’irradiation (figures 3.7 et 3.8). Une même machine peut fonctionner en mode photon et en mode électron, les diffuseurs primaires et secondaires utilisés en mode électron peuvent être montés sur les mêmes supports que les cibles de conversion pour la production du rayonnement de freinage et les cônes égalisateurs utilisés en mode photon.

3.2.1.5. Monitorage Pour son utilisation en radiothérapie, le faisceau d’un LINAC doit être à tout instant homogène, symétrique et son débit de dose connu. Ces informations sont vérifiées par le moniteur, constitué de deux chambres, planes parallèles (figures 3.5 et 3.8). Ces deux chambres d’ionisation sont constituées de plusieurs volumes de détection indépendants. Les signaux recueillis aux bornes de ces volumes fournissent une information sur la dispersion, l’homogénéité et le centrage du faisceau de photons ou d’électrons à la sortie du collimateur primaire. L’information délivrée par les chambres d’ionisation est utilisée en contre réaction pour améliorer la focalisation du faisceau de photons. Un point essentiel pour l’utilisation d’un LINAC est de garder à l’esprit que les faisceaux doivent être étalonnés. Ainsi, la dose absorbée qu’il délivre doit être traçable, au sens

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canon chambre de section accélératrice déviation

premier diffuseur collimateur primaire second diffuseur moniteur

collimateur secondaire

blindage moniteur mâchoire Y

ensemble de collimation mobile

mâchoire X système multi-lames applicateurs faisceau d’électrons

Figure 3.7. Vue schématique des constituants de la tête d’irradiation en mode électrons.

premier diffuseur

collimateur primaire

second diffuseur profil

distribution planaire

Figure 3.8. Principe de l’homogénéisation du faisceau d’électrons.

du Système International des unités, comme toutes mesures quel que soit le domaine, à une valeur de référence nationale. L’élément qui est étalonné est le système de chambre d’ionisation de « monitorage ». L’opération d’étalonnage, par exemple pour les faisceaux de photons de haute énergie, consiste à placer sur l’axe du faisceau, dans une cuve remplie d’eau, une chambre d’ionisation dite « étalon de transfert » à 10 g.cm−2 de profondeur. L’étalon de transfert est lui-même préalablement étalonné auprès d’une référence nationale en termes de dose absorbée dans l’eau, grandeur de référence pour la radiothérapie. Les conditions d’étalonnage (distance, dimension du faisceau…) sont normalisées dans les rapports techniques numéros 398 et 381 édités par l’AIEA [6, 7] ou encore dans le protocole IPEMB [8]. Elles diffèrent selon le type et l’énergie de rayonnements, photons ou électrons, et le type d’appareil de mesure utilisé. Des compléments d’information peuvent être trouvés dans la norme IEC 60976 [9].

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Pour en savoir plus : Indice de qualité, grandeur utilisée Les qualités de faisceaux de photons et d’électrons sont définies au moyen d’indices de qualité. En France, pour les photons il s’agit du « Tissue Phantom Ratio » (TPR20,10 ). Il correspond au rapport des doses absorbées à 10 et 20 cm de profondeur dans l’eau mesuré avec une distance source détecteur de 100 cm dans un champ de 10 cm × 10 cm au niveau du plan du détecteur. Pour les électrons, il s’agit de la profondeur à 50 %, en anglais « half value depth », (R50 ) qui correspond à la profondeur d’eau nécessaire pour atteindre la moitié de la dose maximum. À titre d’exemple, les TPR20,10 de 0,678 et 0,784 correspondent respectivement à des faisceaux de photons de 6 et 20 MV et des R50 de 3,45 et de 7,23 g.cm−2 correspondent respectivement à des faisceaux d’électrons de 9 et 18 MeV. La grandeur de référence pour la dosimétrie en radiothérapie est la dose absorbée dans l’eau. Elle est préconisée pour l’étalonnage des dosimètres de transfert dans le protocole AIEA 398 [6].

3.2.1.6. Equipements associés Avant de voir se généraliser les détecteurs en silicium amorphe « embarqués » sur les machines de conception récente, des imageurs MV indépendants ont été commercialisés, les trois principales technologies de capteurs étaient les suivantes : – un réseau de chambre d’ionisation ; – un réseau de diode silicium ; – un capteur CCD associé un écran fluorescent. Les caractéristiques principales pour le choix de ces détecteurs sont la résolution spatiale, la durée de vie et la surface totale explorée. Pour palier une durée de vie réduite compte tenu de l’irradiation subie, les détecteurs sont rétractables de sorte qu’ils ne soient pas en permanence sous le patient pendant l’irradiation. Concernant les innovations technologiques, de nouveaux LINAC sont apparus sur le marché, disposant de collimateurs mobiles multi-lames et d’imageurs intégrés. Ils permettent de réaliser des irradiations rotationnelles (mise en œuvre de « l’arc thérapie »). Malgré une technologie différente, le principe de production de rayonnements reste identique à celui décrit précédemment.

3.2.2. Machines dédiées Des machines spécialisées ont vu le jour depuis une quinzaine d’années. Nous en décrivons trois ci-après en raison de leur originalité : la machine de Tomothérapie™, le Cyberknife™ et le Gammaknife. Dans les deux premiers cas, un LINAC ne disposant que d’une seule qualité de faisceau de photons (6 MV) est utilisé.

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3.2.2.1. Machine de Tomothérapie™ Les éléments constituant la machine de Tomothérapie™ sont les mêmes que précédemment à la seule différence qu’il n’y a pas de cône égalisateur. Cet appareil qui combine un système d’imagerie par scanner à un appareil de radiothérapie permet de traiter avec une grande précision les tumeurs de formes complexes et situées près d’organes sensibles. La source de rayonnement permet à la fois de réaliser une imagerie avant traitement et ensuite de réaliser ce dernier. La table se déplace pendant le traitement selon un mode hélicoïdal à la manière d’un scanner, ce qui permet d’irradier une zone relativement étendue avec une collimation plus petite (figure 3.9).

Figure 3.9. Schéma et vue d’une machine de Tomothérapie™ (crédit ICL).

Du point de vue de la radioprotection, il est important de noter que, contrairement aux LINACs conventionnels, la machine de Tomothérapie™ bénéficie d’un bouclier en tungstène de 10 cm d’épaisseur ce qui arrête le faisceau primaire.

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3.2.2.2. Machine Cyberknife™ Pour cette machine, on note également l’absence de cône égalisateur par rapport à un LINAC classique. La collimation des faisceaux est assurée au moyen de collimateurs circulaires interchangeables manuellement ou bien à l’aide d’un collimateur mobile appelé iris. Le diamètre des faisceaux peut varier de 0,5 à 6 cm. Pour les faisceaux les plus petits, on parle de conditions d’irradiation stéréotaxiques. La nouveauté de cette machine réside dans l’utilisation d’un bras articulé disposant de 6 degrés de liberté au bout duquel le LINAC est fixé. Cela permet des irradiations selon des orientations qui couvrent presque 4π stéradians. Avec de tels diamètres de faisceaux, la reproductibilité du positionnement du patient doit être encore plus précise. Celle-ci est assurée par deux imageurs kV associés à deux détecteurs plan en silicium amorphe (figure 3.10).

Figure 3.10. Vue d’un Cyberknife™ (crédit ICL).

Du point de vue de la radioprotection, notons que la conception du Cyberknife™ fait que les murs2 de la salle de traitement peuvent être atteints en tout point par le rayonnement primaire.

3.2.2.3. Cobalthérapie - Gammaknife™ Pour ces appareils, la source de rayonnement est constituée d’un isotope instable du cobalt, le cobalt-60 qui émet deux photons gamma en cascade à 100 % d’intensité et à une énergie de 1,17 et 1,33 MeV. La période radioactive de ce radionucléide est de 5,27 ans. 2 On entend ici par « murs » non seulement les parois latérales d’une salle mais aussi le sol et le plafond.

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Suite au plan Cancer 1, les appareils destinés à la radiothérapie conventionnelle (télécobalthérapie) ne sont plus autorisés en France pour des applications cliniques. Mais, pour les irradiations crâniennes, où une intervention chirurgicale est impossible, un type d’installation spéciale a été développé : le Gammaknife™. Environ deux cent mini sources de 60 Co de l’ordre de 1 TBq chacune sont disposées en hémisphère et émettent de manière concentrique des photons sur le volume cible à irradier. Trois jeux de collimations sont disponibles : 4, 8 et 16 mm pour focaliser les faisceaux à l’isocentre. Le débit de dose au foyer d’irradiation est compris entre 3 et 4 grays par minute pour des sources neuves. Le positionnement de la tête du patient permet de choisir le volume irradié (figure 3.11). On notera que la France est le seul pays d’Europe à avoir introduit une limite d’utilisation des sources radioactives à dix ans cela même si la durée d’utilisation préconisée par le fabricant est plus longue. En conséquence, l’installation de ce genre d’appareil doit prendre en compte les contraintes de maintenance notamment en termes de déplacement et de rechargement que cela engendre.

3.3. Radioprotection des travailleurs auprès des appareils de traitement haute énergie La conception des appareils répond à la norme IEC 60601-2-1 [10] qui précise en particulier les prescriptions auxquelles le blindage doit répondre vis-à-vis du rayonnement de fuite photons et neutrons. Cette norme fixe également le niveau d’activation après la fin de l’irradiation ; par exemple le débit d’équivalent de dose ambiant ne doit pas dépasser 20 μSv.h−1 à 1 m de la surface de l’appareil 10 secondes après la fin de l’irradiation. Contrairement aux installations de radiologie pour lesquelles existe une norme d’installation (voir Chapitre 2, norme NFC 15-160), les installations de radiothérapie de haute énergie sont conçues de façon à respecter les dispositions réglementaires vis à vis des limites définissant le zonage d’une salle et de celles relatives à l’exposition des travailleurs. Pour les accélérateurs conventionnels et le Cyberknife™, l’ouvrage de référence est le rapport n◦ 151 de la NCRP (National council on radiation protection) « Structural shielding design and evaluation for megavoltage X and gamma ray facilities ». Pour les appareils de type Tomothérapie™ et Gammaknife™ où les murs de la salle de traitement ne sont exposés qu’à du rayonnement secondaire et de fuite, les protections nécessitent généralement des épaisseurs de matériau plus faibles. Les protections de la salle sont souvent calculées par le fournisseur de l’appareil, néanmoins le futur utilisateur doit valider ces calculs. Cette responsabilité relève le plus souvent de la PCR et/ou du physicien médical qui doit vérifier les hypothèses de calcul en termes de temps d’irradiation, orientation du faisceau, nature des locaux adjacents…

3.3.1. Installations et protections biologiques L’implantation des appareils de radiothérapie dépend de l’énergie, du débit maximal susceptible d’être délivré par la machine, du temps d’utilisation, de l’orientation possible du faisceau et du type de rayonnement susceptible d’atteindre les parois : primaire, diffusé ou de fuite.

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Source de Cobalt 60 Faisceaux de photons

Volume cible

Casque de protection

Protection biologique

Canaux de collimation

Figure 3.11. Schéma de principe et vue d’un appareil de cobalthérapie de Gammaknife™.

Il convient d’adapter la nature et l’épaisseur des murs afin de respecter le « zonage » des pièces adjacentes en fonction de leur destination (cf. chapitre 1, partie 1.2) : salle de contrôle à laquelle seul le personnel a accès, accès tout public… Les faisceaux étant collimatés, l’épaisseur de mur devra donc être plus importante lorsque le faisceau direct est susceptible de le frapper. Par exemple, l’ordre de grandeur

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des épaisseurs de paroi des salles d’irradiation pour un accélérateur de radiothérapie est de 2,5 m et 1,5 m de béton ordinaire (masse volumique = 2,35 g.cm−3 ) respectivement visà-vis du faisceau primaire et du rayonnement diffusé et de fuite. Plutôt que d’augmenter l’épaisseur du mur, il est possible d’augmenter la masse volumique du matériau. Ainsi pour une même épaisseur, l’atténuation sera plus efficace. À titre d’exemple, le tableau 3.1 fournit quelques valeurs approximatives d’épaisseur dixième pour une qualité de faisceaux de photons de 25 MV. Notons que les faisceaux de radiothérapie tournent autour de l’isocentre de la machine pendant l’irradiation et donc que le faisceau est susceptible de frapper les murs opposés, le sol et le plafond. C’est donc dans toutes ces directions que les murs en vue directe du faisceau doivent être renforcés.

Tableau 3.1. Valeurs indicatives de l’épaisseur dixième en photon pour une qualité de faisceau de RX de 25 MV.

matériaux

épaisseur dixième

matériaux

épaisseur dixième

béton ordinaire (2,35 g.cm−3 )

46 cm

acier inoxydable

11 cm

béton baryté (3,5 g.cm−3 )

28 cm

plomb

5,4 cm

En fonction de la destination des pièces adjacentes, il est donc possible selon l’orientation du faisceau, d’optimiser les coûts d’installation d’une salle de radiothérapie. À titre d’exemple, une épaisseur de 2 m de béton ordinaire pour les murs en dehors de l’axe du faisceau et 2 m de béton baryté pour les murs dans l’axe du faisceau sont souvent rencontrées. La porte de la salle de traitement peut constituer un point faible vis-à-vis de la protection des personnels. Afin de réduire la quantité de rayonnement qui l’atteint, une chicane est installée. Pour être efficace, l’épaisseur de celle-ci doit être conséquente. On rencontre souvent des épaisseurs de plus de 150 cm (figure 3.12). Dans tous les cas une étude du zonage et de poste est nécessaire au cas par cas pour définir l’épaisseur des murs. Les limites de zonage étant exprimées en termes de débit pour les zones orange et rouge, il convient de tenir compte du temps et du débit d’irradiation effectif. Ces derniers ont tendance à augmenter avec la mise en œuvre des nouvelles modalités de traitement tel que l’arc-thérapie. Parmi les différents éléments à considérer pour le calcul des protections il faut prendre en compte les suivants : – dose délivrée dans l’heure la plus pénalisante, et non le débit instantané, en retenant le débit maximal et l’énergie maximale susceptibles d’être délivrés par l’appareil ;

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Béton Baryté Mur

LINAC Chicane Salle de traitement Faisceaux

Porte blindée

Salle de commande

Figure 3.12. Représentation schématique de l’implantation d’un LINAC, vue de dessus.

– la dimension maximale possible du faisceau, sur les LINACS conventionnels on dispose généralement d’un champ de 40 cm × 40 cm à l’isocentre, soit à 1 m du foyer. Pour tenir compte de la rotation du collimateur, il√faudra considérer non pas 40 cm mais la diagonale d’un carré de 40 cm soit 40 × 2 ≈ 57 cm ; – le facteur d’utilisation du faisceau selon l’incidence ; – tout local de travail est occupé à temps plein. Concernant la porte, si l’installation délivre des photons d’énergie supérieure à environ 10 MeV, il faudra considérer la présence potentielle de neutrons et adapter la porte en conséquence. À cet effet une porte constituée d’un sandwich de plomb et de matière hydrogénée (polyéthylène, polyéthylène boré …) doit être installée. Il est également nécessaire de pratiquer des passages pour les câbles électriques et les fluides, de même que pour les conduits de ventilation, entre la salle d’irradiation et la salle de commande voire les locaux voisins. Ces passages doivent être pratiqués dans des murs qui ne sont pas directement frappés par le faisceau et la traversée ne doit pas être percée à l’horizontale. Les salles de traitement en radiothérapie sont des zones contrôlées rouges interdites pendant l’irradiation (sauf pour les appareils de thérapie de contact avec une HT < 50 kV), mais peuvent être classées zone surveillée entre les séances sous réserve de disposer d’un dispositif de mesure du rayonnement ambiant. Des compléments d’information peuvent être trouvés dans la norme IEC 60601-2-1 [10] et IEC 61859 [11].

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3.3.2. Système de protection passive (chaîne de sécurité de l’installation) En termes d’équipement de sécurité, diverses dispositions complètent la conception de la salle : – une sécurité de porte doit interrompre le faisceau en cas d’ouverture inopinée de celle-ci ; – des arrêts d’urgence montés en série doivent être installés dans la salle de traitement et près du pupitre de commande. Pour ceux installés dans la salle de traitement, leur mise en action ne doit pas impliquer d’avoir à traverser le faisceau ; – une signalisation lumineuse et auditive de l’irradiation en cours est nécessaire tout en prenant garde au stress du patient. Le signal sonore doit être audible partout dans l’installation. Les signaux lumineux doivent être placés à l’extérieur au-dessus de la porte blindée et à l’intérieur au bout de la chicane et de part et d’autre du LINAC. On ne doit pas oublier les zones techniques du LINAC ; – un système de communication ainsi qu’une surveillance vidéo entre le pupitre de commande et la salle de traitement doit être mise en place ; – un système de mesure du débit d’équivalent de dose ambiant dans la salle de traitement avec signalisation sonore et lumineuse, permet d’alerter en cas de niveau anormalement élevé après arrêt du faisceau.

3.3.3. Activation des matériaux 3.3.3.1. Généralités Un accélérateur linéaire ne présente pas de risque notable de contamination des eaux de refroidissement ni de l’air en fonctionnement normal. Cependant les matériaux peuvent être activés pendant le fonctionnement de l’appareil. L’activation par les photons est une réaction nucléaire dont le seuil dépend du noyau cible. Elle se traduit par l’émission retardée d’une ou plusieurs particules. Tous types de réaction nucléaire sont possibles : (γ ,n), (γ ,p), (γ ,t), (γ ,α), (γ ,2n) …. En règle générale, le seuil en énergie d’apparition de la réaction nucléaire diminue à mesure que le numéro atomique du noyau cible augmente. La section efficace de la réaction, quant à elle, augmente avec le numéro atomique du noyau cible. Certains nucléides produits lors de ces réactions sont instables. Globalement tous les types de rayonnements sont émis avec des périodes radioactives très variables. En pratique cette activation se rencontre principalement pour les faisceaux de photons d’énergie supérieure à 10 MeV. Cette activation, qui peut persister quelques dizaines de secondes après la fin des irradiations, ne pose généralement pas de problème lors du traitement des patients. Le débit d’équivalent de dose à l’isocentre est de l’ordre de 0,1 μSv.min−1 une minute après l’arrêt du faisceau pour les protocoles standards. Cette activation est à évaluer au cas par cas en particulier lors des temps de faisceau prolongés en cas d’hypofractionnement et lors de tests, maintenance ou contrôle qualité. Pour les photons, une exposition supplémentaire du personnel d’environ 1 à 2 mSv par an

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est rapportée par Thomadsen [12]. À noter que l’éventuelle activation du patient est sans danger pour le personnel [13]. Le tableau 3.2 ci-dessous présente une sélection de réactions nucléaires conduisant à la production de neutrons ou de particules chargées proton et alpha. Les sections efficaces de ces réactions varient de quelques barns à quelques dizaines ou centaines de barns et augmentent avec le numéro atomique. Ce sont des réactions à seuil. Ce dernier diminue avec le numéro atomique. Les noyaux fils de ces réactions nucléaires sont souvent instables. Tableau 3.2. Quelques exemples de réaction nucléaires de capture radiative (d’après [14,15]).

radionucléide cible

seuil de la réaction

12 C

18,72 10,55 15,66 13,06 11,45 12,04 10,23 11,20 12,22 8,17 10,85 9,30 9.54 2,81 10,66 7,70 8,07 8,01

14 N 16 O 27 Al 48 Ti 52 Cr 55 Mn 56 Fe 58 Ni 58 Ni 63 Cu 96 Mo 107 Ag 107 Ag 120 Sn 184 W 197 Au 208 Pb

type de réaction (période radioactive du radionucléide produit) (γ ,n) 11 C (20,38 min) (γ ,n) 13 N (9,965 min) (γ ,n) 15 O (2,037 min) (γ ,n) 26 Alm (6,345 s) (γ ,p) 47 Sc (3,351 jours) (γ ,n) 51 Cr (27,703 jours) (γ ,n) 54 Mn (312,2 jours) (γ ,n) 55 Fe (2,68 ans) (γ ,n) 57 Ni (35,9 heures) (γ ,p) 57 Co (271,77 jours) (γ ,n) 62 Cu (9,67 min) (γ ,p) 95 Nd (3,61 jours) (γ ,n) 106 Ag (24,0 min) (γ ,α) 103 Rh (56,114 min) (γ ,p) 119 In (2,3 min) (γ ,p) 183 Ta (5,1 jours) (γ ,n) 196 Au (6,1 jours) (γ ,p) 207 Tl (4,77 min)

3.3.3.2. Cas de l’activation neutronique La production de neutrons autour d’un LINAC est environ due pour moitié à l’interaction des photons avec la collimation primaire, puis pour environ un quart avec le système de collimation mobile, environ 15 % avec la cible de conversion et son support, 1 à 2 % avec le cône égalisateur et la chambre de déviation magnétique. Les autres contributions sont généralement inférieures à 0,5 %. Comme mentionné dans le paragraphe 3.3.3.1, une fois le faisceau de photons arrêté, la radioactivité induite dans la salle de traitement n’est pas négligeable. Dans le cas de la production de neutrons, la radioprotection des travailleurs dans la salle de commande

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implique un dimensionnement spécifique des murs de casemates en termes d’épaisseur et de matériaux utilisés. De même, l’utilisation d’une porte spécialement conçue pour réduire l’exposition au neutron (figure 3.12) peut s’avérer nécessaire.

3.4. Appareils de traitement basse énergie ; de RX de type kV (générateurs de Röntgenthérapie ; thérapie de contact) La radiothérapie externe ne fait pas uniquement appel aux rayonnements de haute énergie, les rayons X de faible et moyenne énergie (jusqu’à environ 150 keV), sont aussi utilisés notamment pour les tumeurs peu profondes ou « accessibles » par les voies naturelles, ainsi que plus récemment pour des irradiations per-opératoires comme dans le cas du cancer du sein. En général, un applicateur permettant de réduire l’irradiation hors de la zone à traiter est associé au générateur de RX. Pour les traitements de la peau, l’applicateur est directement posé sur la peau. Pour les traitements internes accessibles par les voies naturelles (rectum, vagin, …), un applicateur à l’ergonomie dédiée est introduit dans la cavité pour atteindre la zone à irradier. Les énergies mises en jeu sont du même ordre que celles utilisées pour le diagnostic mais les doses sont au niveau de la radiothérapie (quelques Gy au contact de la tumeur). Les installations de radiothérapie dédiées aux appareils délivrant ces faisceaux sont concernées par la norme NFC 15-160 (voir chapitre 2) pour leur conception. Les salles de traitement sont des zones contrôlées interdites pendant l’irradiation sauf pour les appareils avec une haute tension < 50 kV. Lorsque le personnel médical est amené à rester à proximité du patient pendant l’irradiation, il est nécessaire de protéger les intervenants. On notera que lorsque ces énergies sont utilisées, l’équivalent de dose à 0,07 mm de profondeur, H p (0,07), peut être très grand si les protections mise en œuvre se montrent défaillantes, il faut donc un suivi dosimétrique adapté pour la mesure de cette grandeur. Ainsi toute personne dont la présence n’est pas strictement nécessaire à proximité immédiate du patient doit quitter la pièce pendant l’irradiation ou se placer derrière des équipements de protection collective suffisamment efficaces. Les personnes qui doivent rester à proximité doivent porter des matériels de protection individuelle « plombés » : lunettes, gants, tablier, collier thyroïdien … On se référera au chapitre 2 traitant des expositions en diagnostic et en radiologie interventionnelle pour d’avantage de détail sur ces équipements.

3.5. Conclusion Toutes les dispositions de radioprotection mises en œuvre en radiothérapie font que dans ce domaine le personnel est très peu exposé, malgré les énergies et débits utilisés, ainsi que les doses délivrées au patient. Dans le récent rapport de l’IRSN sur l’exposition professionnelle en 2013 [16], il ressort que sur les 7319 travailleurs surveillés dans ce secteur, 97 % sont exposés à moins de 1 mSv/an et moins de 0,6 % à plus de 6 mSv/an ; de plus aucun dépassement des 20 mSv n’a été observé.

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L’ensemble des personnels intervenant dans la salle de traitement doivent être classés selon leur durée d’intervention en catégorie A ou B (cf. chapitre 1, partie 1.3).

3.6. Faites le point Vous pouvez maintenant vérifier vos acquis suite à la lecture de ce chapitre en répondant aux questions suivantes. 1. L’origine des photons X est : a) le cortège électronique de l’atome b) le noyau de l’atome 2. Les LINAC fournissent des faisceaux collimatés : a) de noyaux lourds b) de photons gamma monocinétiques c) de photons X d) d’électrons 3. Le canon à électrons émet : a) en mode continu b) en mode impulsionnel 4. La gamme d’énergie accessible avec un LINAC est : a) de 0 à 300 keV pour les électrons b) de 4 à une vingtaine de MeV pour les électrons 5. La production de rayonnement de freinage correspond à : a) la création de deux photons émis à 180◦ l’un de l’autre b) l’émission de photons X lors de la déviation d’un électron passant à proximité d’un noyau 6. Les faisceaux de photons d’un LINAC consécutifs à l’émission d’un rayonnement de freinage : a) sont monocinétiques b) présentent une distribution continue entre 0 et l’énergie maximum des électrons c) préférentiellement émis dans la direction du faisceau d’électrons incident sur la cible

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7. À la sortie de la cible de conversion les faisceaux de photons ou d’électrons présentent : a) un profil homogène b) un nombre de « particules » plus important sur les bords du champ c) un nombre de « particules » plus important au centre du champ 8. Le cône égalisateur permet : a) d’obtenir un faisceau d’électron homogène sur toute sa surface b) d’obtenir un faisceau de photons X homogène sur toute sa surface 9. Le filtre diffuseur permet : a) d’obtenir un faisceau d’électron homogène sur toute sa surface b) d’obtenir un faisceau de photons X homogène sur toute sa surface 10. Le moniteur : a) participe à la traçabilité de la dose absorbée délivrée au patient b) permet de vérifier l’homogénéité du faisceau c) doit être étalonné pour toutes les énergies d) un seul coefficient d’étalonnage suffit pour toutes les configurations d’irradiation e) la collimation mobile modifie son coefficient d’étalonnage 11. Les murs de la salle d’irradiation doivent : a) présenter des épaisseurs importantes uniquement dans l’axe du faisceau b) présenter des épaisseurs importantes dans toutes les directions c) être renforcés dans l’axe du faisceau 12. Quel est le rôle de la chicane à l’entrée de la salle de traitement ? 13. De quoi est constituée la chaîne de sécurité d’une installation de radiothérapie (système de protection passive) ? 14. Pourquoi est-il nécessaire, dans certains cas, d’attendre plusieurs minutes avant d’entrer dans la salle de traitement après une irradiation ? 15. Le phénomène d’activation : a) est négligeable en toute circonstance b) donne lieu à l’émission de rayonnements retardés après la fin de l’irradiation c) ne donne lieu qu’a l’émission de neutrons d) donne lieu à l’émission de tous types de particule alpha, beta, photons, neutrons, …

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e) son amplitude dépend de la durée d’irradiation f) son amplitude dépend de l’intensité de l’irradiation g) son amplitude dépend de l’énergie du faisceau de photon Réponse 1 : a) Réponse 2 : c) et d) Réponse 3 : b), la durée des impulsions est de 2 à 3 μs. Réponse 4 : b) Réponse 5 : b) Réponse 6 : b) et c) Réponse 7 : c), d’où l’utilisation de filtre diffuseur ou de cône égalisateur Réponse 8 : b) Réponse 9 : a) Réponse 10 : a), b), c) et e) Réponse 11 : b) et c) Réponse 12 : le rôle de la chicane est de réduire la quantité de rayonnement au niveau de la porte de la salle de traitement. Réponse 13 : cf. paragraphe 3.2.2. Réponse 14 : cela permet à l’activité due aux radionucléides générés par activation de décroître suffisamment pour que le niveau d’exposition soit inférieur à celui d’une zone surveillée. Réponse 15 : b), d), e), f) et g)

Bibliographie [1] Décret n◦ 2007-388 du 21 mars 2007 relatif aux conditions d’implantation applicables à l’activité de soins de traitement du cancer et modifiant le code de la santé publique (dispositions réglementaires). [2] Décret n◦ 2007-389 du 21 mars 2007 relatif aux conditions techniques de fonctionnement applicables à l’activité de soins de traitement du cancer. [3] Code de la santé publique – Partie réglementaire – chapitre III du titre II du livre Ier de la sixième partie du code de la santé publique. [4] Arrêté du 29 mars 2007 fixant les seuils d’activité minimale annuelle applicables à l’activité de soins de traitement du cancer. [5] Arrêté du 3 mars 2003 fixant les listes des dispositifs médicaux soumis à l’obligation de maintenance et au contrôle de qualité mentionnés aux articles L. 5212-1 et D. 665-5-3 du code de la santé publique. [6] Technical reports series n◦ 398, Absorbed dose determination in external beam radiotherapy; an international code of practice for dosimetry based on standard absorbed dose to water, AIEA, Vienna, 2000.

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[7] Technical report series No. 381, The Use of Plane Parallel Ionization Chambers in High Energy Electron and Photon Beams: An International Code of Practice for Dosimetry, IAEA, Vienna, 1997. [8] Institution of Physics & Engineering in Medicine & Biology, The IPEMB code of practice for the determination of absorbed dose for x-rays below 300 kV generating potential (0.035 mm Al - 4 mm Cu HVL; 10-300 kV generating potential), Phys. Med. Biol. 41:2605-25, 1996. [9] IEC 60976 Ed. 2 B: 2007, Medical electrical equipment – Medical electron accelerators – Functional performance characteristics, 2007. [10] IEC 60601-2-1:1998, Medical electrical equipment – Part 2-1: Particular requirements for the basic safety and essential performance of electron accelerators in the range 1 MeV to 50 MeV, 1998. [11] IEC 61859 : 1997, Guidelines for radiotherapy treatment rooms design, 1997. [12] Potential hazard due to induced radioactivity secondary to radiotherapy: the report of task group 136 of the American association of physicists in medicine. B. Thomadsen et al., Health Physics, Volume 107, Numéro 5, November 2014. [13] Fiche INRS Radioprotection Médicale ED 4246 : Radiothérapie externe – Accélérateur de particules, 2007. [14] http ://www-nds.iaea.org/photonuclear/ (site internet de l’AIEA). [15] NCRP Report No. 79, Neutron contamination from medical electron accelerators, 1984. [16] http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_expertise/Documents/radioprotection/IRSNPRP-HOM-2014-007_Bilan-annuel-travailleurs-2013.pdf (site internet de l’IRSN).

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Curiethérapie : équipements et installations Isabelle Aubineau, Jean-Claude Rosenwald

4.1. Principes généraux de la curiethérapie 4.1.1. Définition – but La curiethérapie est une forme de traitement localisé1 des cancers, qui consiste à introduire des sources radioactives dans la tumeur cancéreuse ou à son contact2 . Si les sources restent en place pendant une courte période de temps où le patient est hospitalisé il s’agit d’implants temporaires ; si elles restent à demeure, il s’agit d’implants permanents. Par comparaison aux techniques de radiothérapie interne vectorisée (radiothérapie métabolique) décrites au chapitre 5, la curiethérapie fait appel à des sources scellées à l’intérieur desquelles le produit radioactif reste confiné ; l’action est donc de type exposition externe, sans qu’il y ait dispersion de radionucléide dans l’organisme. Par comparaison aux techniques de radiothérapie externe décrites au chapitre 3, la curiethérapie permet de distribuer la dose de manière à obtenir une dose absorbée maximale dans la tumeur et une décroissance vers la périphérie qui permet d’épargner les tissus sains environnants. La curiethérapie s’adresse à différents types de cancers mais il faut qu’ils soient accessibles et de petit volume (typiquement moins de 4 à 5 cm de diamètre). Les principaux types de cancers traités par curiethérapie sont, par ordre décroissant de fréquence d’indication : les cancers de l’utérus, ceux de la prostate, du sein, des bronches, de la tête et du cou [1]. On distingue traditionnellement l’endocuriethérapie (curiethérapie interstitielle) où les sources sont implantées au sein des tissus, et la plésiocuriethérapie (curiethérapie de contact) où les sources sont placées à la surface des tissus. Deux exemples particuliers de plésiocuriethérapie sont la curiethérapie endocavitaire, pratiquée essentiellement en 1 En anglais, « curiethérapie » se dit « brachytherapy », le préfixe « brachy » venant du grec et signifiant « courte distance ». 2 Il existe une autre branche de la curiethérapie « dite électronique » qui utilise comme source de rayonnements ionisants des mini-générateurs de rayons X. Cette technique thérapeutique, née dans les années 1930 puis délaissée au profit de la radiothérapie externe et de la curiethérapie conventionnelle, connaît aujourd’hui un regain d’intérêt. De multiples appareils sources sont commercialisés : Papillon 50 par Ariane Médical System, Axxent par Xoft, Intrabeam par Zeiss,… Suivant le cancer à traiter, ces appareils sont associés à différents applicateurs afin d’émettre un faisceau photonique collimaté ou isotrope. Un faisceau collimaté est ainsi utilisé pour le traitement de cancers superficiels (cutané, de la paupière, du limbe scléro-cornéen, …) alors qu’après excision chirurgicale d’une tumeur cancéreuse du sein, par exemple, un faisceau isotrope est requis en per-opératoire pour l’irradiation du lit tumoral [12-13]. Les mini-générateurs de rayons X présentent une tension inférieure à 70 kV et présentent l’avantage de ne nécessiter qu’une radioprotection minimale. Les techniques de radiothérapie basées sur l’utilisation de générateurs de rayons X sont décrites au chapitre 3.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

gynécologie (application utéro-vaginale) et la curiethérapie endoluminale (bronches ou œsophage). La curiethérapie est une technique efficace. Elle est souvent utilisée en association avec d’autres traitements comme la chirurgie, la radiothérapie externe et la chimiothérapie [29]. Elle présente un faible risque d’effets secondaires indésirables [10-11]. Elle est toutefois moins répandue que la radiothérapie externe. Ainsi, en 2009, il existait en France 62 unités de curiethérapie contre 173 services de radiothérapie externe3 . Annuellement, environ 7 500 patients sont traités par curiethérapie contre 170 000 par radiothérapie externe. La curiethérapie concerne 3 % des patients atteints d’un cancer.

4.1.2. Rappel historique : le radium et les risques associés La curiethérapie a pour point de départ la découverte du radium à Paris par Pierre et Marie Curie en 1898. Le radium-226, radioélément naturel, restera le seul radionucléide utilisé en curiethérapie jusque dans les années 1950. Suite à la découverte de la radioactivité artificielle en 1934 par Frédéric et Irène Joliot-Curie, il sera progressivement remplacé par d’autres radionucléides, mais il continuera à être utilisé pendant plusieurs décennies. En France, l’un des pays qui a le plus tôt utilisé les radionucléides artificiels, l’emploi du radium sera interdit à partir de 19764 [14]. Les raisons pour lesquelles le radium-226 a été abandonné sont multiples mais elles sont essentiellement liées à des questions de radioprotection : – La période du radium-226 étant de 1600 ans, c’était un avantage car il pouvait être réutilisé plusieurs fois, mais aussi un inconvénient car en cas de perte de source ou de contamination, les effets étaient durables et il ne fallait compter que sur la récupération et l’élimination de la substance radioactive. Cet aspect pose encore aujourd’hui des problèmes de décontamination, de récupération et de stockage de déchets ; – Le radium-226 se présentait sous forme d’aiguilles ou de tubes contenant du sel de radium. L’enveloppe était constituée par une gaine de platine de 0,5 à 2 mm d’épaisseur destinée d’une part à empêcher l’émission de rayonnement α et β pour ne laisser passer que le rayonnement γ , et d’autre part à contenir l’activité à l’intérieur de la source (source scellée). En pratique, le risque de fêlure était loin d’être négligeable et on observait souvent (surtout pour les fines aiguilles) une fuite avec contamination par le sel de radium et émission de gaz radon (radon-222), émetteur α (période 3,8 jours) produit de filiation du radium-226 ; – Le spectre γ du rayonnement émis par le radium-226 résulte des émissions des produits de filiation. Il est complexe et son énergie moyenne est de l’ordre de 0,8 MeV 3 Plan cancer 2009-2013. Action 22.3 4 On peut préciser que l’utilisation médicale du radium en France était difficile à contrôler car la réglementation

portait sur les « radioéléments artificiels ». Le radium n’entrait pas dans cette catégorie et la solution qui avait été trouvée dans les années 60 était d’ordre administratif : seule l’utilisation médicale des radioéléments artificiels donnait lieu à remboursement par la sécurité sociale.

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ce qui pose des problèmes d’épaisseur d’écran. En effet, l’épaisseur moitié correspondante est de l’ordre de 12 mm de plomb. En pratique, les épaisseurs des écrans utilisés pour la préparation, la mise en place des sources et la protection du personnel pendant l’hospitalisation des patients ne pouvaient guère dépasser 5 cm ; ils étaient encombrants, lourds et coûteux sans pour cela assurer une protection véritablement satisfaisante ; – Les contraintes mécaniques imposées par les dispositifs radifères (aiguilles et tubes rigides) étaient mal adaptées aux techniques de chargement différé ce qui obligeait les médecins à « tenir » avec des pinces les sources pendant leur mise en place, rendant délicat un placement précis sans que les mains et le reste du corps ne reçoivent des doses importantes ; – Pour les mêmes raisons, la géométrie des implants manquait de flexibilité, obligeant, pour obtenir une distribution de doses satisfaisante à utiliser un grand nombre de sources enchevêtrées de manière complexe ; – Il n’était pas possible, avec le radium, d’obtenir des sources de petites dimensions et de forte activité. De ce fait, il s’agissait de traitements « bas débit » obligeant à plusieurs jours d’hospitalisation dans des conditions de radioprotection difficile pour le personnel assurant les soins. En dépit de cet abandon et malgré les campagnes de récupération de sources mises en place au niveau national, il est possible que certaines sources de radium ayant été utilisées en curiethérapie dans la première moitié du 20e siècle essentiellement par des chirurgiens soient encore présentes dans les recoins de certaines habitations sans que les habitants soupçonnent leur existence. L’expérience clinique acquise pendant plusieurs décennies de radiumthérapie a servi de base à la pratique moderne de la curiethérapie par radionucléides artificiels.

4.1.3. Pratique actuelle de la curiethérapie 4.1.3.1. Autorisation Pour pouvoir pratiquer la curiethérapie, les établissements hospitaliers doivent disposer de locaux adaptés et mettre en œuvre un certain nombre de moyens humains et matériels. Un médecin ayant une qualification en radiothérapie doit être désigné comme responsable. Ce médecin doit avoir demandé et obtenu une « autorisation de détention et d’utilisation de radionucléides en curiethérapie »5 (voir chapitre 1, partie 1.1.2). La demande nominative est cosignée par le radiothérapeute responsable, le chef d’établissement et la PCR. Elle est très détaillée (32 pièces annexes à joindre). Elle précise en particulier les techniques mises en œuvre, les sources radioactives utilisées (y compris leur activité), les locaux mis à disposition, les noms des PCR et des physiciens médicaux (Personnes spécialisées en radiophysique médicale) affectés à cette activité (avec indication du temps qu’ils y consacrent), la classification professionnelle et le nombre de travailleurs exposés ainsi que les dispositifs utilisés pour leur surveillance. 5 Formulaire de demande téléchargeable sur le site de l’ASN (http ://professionnels.asn.fr/Activites-medicales/ Curietherapie/Formulaires/Radionucleides-en-curietherapie).

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Un formulaire complémentaire de déclaration doit également être fourni à l’Autorité de sureté nucléaire (ASN) pour indiquer les caractéristiques des générateurs de rayons X utilisés à des fins d’imagerie en curiethérapie, ainsi que les précautions prises sur le plan de la radioprotection lors de leur utilisation (19 pièces annexes à tenir à la disposition des autorités compétentes).

4.1.3.2. Techniques Plusieurs techniques de curiethérapie sont couramment pratiquées. On les caractérise par le débit de dose associé (tableau 4.1). La figure 4.1 précise pour l’année 2009 la répartition des patients traités selon la technique utilisée en 2009. Tableau 4.1. Classement des techniques de curiethérapie en fonction du débit de dose.

technique(a)

Nom de la français/anglais

Gamme de débit de dose(b) soit typiquement

Bas débit de dose (BDD) Low dose rate (LDR)

Moyen débit de dose (MDD) Mean dose rate (MDR)

Haut débit de dose (HDD) High dose rate (HDR)

0,4 – 2 Gy/h

2-12 Gy/h

>12 Gy/h

10 Gy/j

10 Gy/h

10 Gy/min

(a) Dans la suite de ce chapitre, nous utiliserons les acronymes anglais car ce sont eux qui sont le plus couramment

retenus.

(b) Il s’agit du débit de dose représentatif de l’irradiation de la région traitée (volume cible). Il correspond à

la manière dont la dose est prescrite par le médecin curiethérapeute (dose prescrite = débit de dose × temps d’application).

LDR (hors PDR et 125I prostate) LDR (uniquement 125I prostate) PDR HDR

Figure 4.1. Répartition des patients traités selon le type de la technique utilisée en 2009 (d’après Plan Cancer 2009-2013. Action 22.3).

La variation du débit de dose correspond à des sources plus ou moins actives. Les sources utilisées en LDR ont une activité de l’ordre de quelques dizaines à quelques centaines de

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MBq (soit de l’ordre du mCi à quelques dizaines de mCi). Les sources utilisées en HDR ont une activité de plusieurs centaines de GBq (typiquement de l’ordre de 10 Ci). Les traitements LDR impliquent une hospitalisation sur plusieurs jours (ou des implants permanents). Les traitements HDR correspondent à des traitements de quelques minutes, répétés plusieurs fois à plusieurs jours d’intervalle. La technique MDR est peu pratiquée en tant que telle. Une variante consiste à simuler un traitement LDR en répétant régulièrement des impulsions (« pulses ») MDR espacés d’environ 1h. Chaque « pulse » dure entre 10 min et 30 min. La dose délivrée est de l’ordre de 1 Gy par pulse. Ce régime de traitement porte le nom de curiethérapie à débit de dose pulsé (« Pulsed Dose Rate » ou PDR). Pour les techniques LDR, la manipulation des sources peut-être manuelle en se protégeant par l’utilisation de pinces et par des écrans. Pour les techniques PDR ou HDR, il est indispensable de télécommander le mouvement des sources en utilisant un appareillage appelé projecteur de source (voir paragraphe 4.3.4).

4.1.3.3. Processus et intervenants L’utilisation médicale de radionucléides en curiethérapie implique le déroulement d’un grand nombre d’étapes qui doivent s’enchaîner de manière cohérente et rigoureuse pour assurer la qualité et la sécurité des soins. Schématiquement, on peut distinguer les opérations suivantes : – approvisionnement et stockage des sources radioactives ; – contrôle de qualité des sources ; – contrôle de qualité de l’appareillage (applicateurs, projecteurs de sources) ; – étude dosimétrique prévisionnelle en fonction de la prescription médicale pour déterminer la disposition géométrique des sources et les temps de traitement approximatifs ; – mise en place du matériel vecteur puis des sources radioactives ; – contrôle radiologique ou échographique lors de la mise en place du matériel ; – bilan dosimétrique en temps réel ou légèrement différé pour affiner le placement des sources et/ou le temps d’application ; – hospitalisation du patient ; – déchargement des sources radioactives (s’il s’agit d’implants temporaires) puis dépose du matériel vecteur ; – stockage puis élimination des sources radioactives non utilisées.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Par rapport à ce processus « type », plusieurs variantes sont possibles selon la technique utilisée et la pratique des intervenants : – l’étude dosimétrie prévisionnelle est surtout justifiée quand les opérateurs ont peu d’expérience ; en pratique, les règles d’implantation du matériel radioactif sont le plus souvent basées sur des systèmes prévisionnels qui permettent de choisir l’arrangement géométrique des sources en fonction de la forme et des dimensions du volume à traiter (exemple du système de Paris pour la curiethérapie interstitielle par fils d’iridium-192) et leurs activités approximatives en fonction des ordres de grandeurs des temps de traitement souhaités ; – la mise en place du matériel vecteur et son contrôle ont généralement lieu au bloc opératoire pour des raisons d’asepsie ; la mise en place des sources peut, selon les cas, se faire également au bloc (exemple de la curiethérapie de prostate), dans la chambre du patient (exemple des projecteurs de sources LDR et PDR) ou dans un blockhaus spécialisé (cas des projecteurs de sources HDR) ; – l’hospitalisation du patient n’est pas justifiée pour les techniques HDR (sauf raison médicale). Bien qu’elle ne soit pas absolument indispensable pour la curiethérapie de prostate en implants permanents, elle est généralement pratiquée en France de manière à assurer un suivi médico-technique après intervention ; elle reste en revanche incontournable pour les autres techniques. Au cours du processus de curiethérapie, de nombreux acteurs interagissent : – les médecins (spécialisés en radiothérapie) posent l’indication, effectuent la prescription et mettent en place le matériel vecteur (et les sources pour la curiethérapie de prostate en implants permanents) ; ils sont globalement responsables du traitement ; – les physiciens médicaux sont responsables du contrôle de qualité des sources et de l’appareillage ainsi que des études et bilan dosimétriques ; ils peuvent se faire aider par des techniciens ou des manipulateurs ; – les manipulateurs sont placés sous la double responsabilité des médecins et des physiciens ; ils aident à la gestion, à la mise en place et au retrait du matériel et des sources ainsi qu’à la surveillance technique du patient pendant l’hospitalisation ; – des techniciens de planification de traitement (qui sont soit des techniciens de mesure, soit des manipulateurs ayant acquis cette spécialisation) peuvent aider le physicien s’il ne réalise pas lui-même les études dosimétriques ; – le personnel du bloc (anesthésiste, aide anesthésiste, infirmier, etc.) assure la surveillance du patient pendant l’intervention ; – les brancardiers assurent le transfert des patients entre le bloc et les chambres d’hospitalisation ; – le personnel infirmier (infirmiers, aides-soignants) participe à la surveillance médicale et effectue les soins aux patients pendant l’hospitalisation ; – le personnel hôtelier alimente le patient et effectue l’entretien de la chambre.

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Chacune de ces catégories de personnel est susceptible d’être exposée aux rayonnements. La manière de mettre en place et de gérer la surveillance individuelle pour ces catégories, et de manière générale, les aspects spécifiques à la radioprotection des travailleurs seront abordés dans la partie 4.4.

4.2. Caractéristiques des sources utilisées en curiethérapie 4.2.1. Nature des sources de rayonnements ionisants Par principe, les sources utilisées en curiethérapie sont des sources radioactives scellées6 , le traitement consistant en une exposition des tissus au rayonnement émis, sans fixation de la radioactivité par les cellules (absence de contamination). Les principaux radionucléides composants ces sources (tableau 4.2 de synthèse) sont : – l’iridium-192, suivant les techniques PDR et HDR, pour le traitement essentiellement des cancers gynécologiques, du sein, des bronches ainsi que de la tête et du cou ; – l’iode-125 (ainsi que le palladium-103 de façon beaucoup moins importante), en LDR, pour le traitement des cancers prostatiques et ophtalmologiques ; – le césium-137, en LDR, pour le traitement des cancers gynécologiques ; – le cobalt-60, en HDR ; ce radionucléide, d’une activité spécifique accrue depuis quelques années, est de plus en plus utilisé en remplacement de l’iridium-192 du fait de sa période plus longue pour une distribution de dose relativement comparable [15-17]. Le tableau 4.2 récapitule les principales caractéristiques des radionucléides les plus utilisés. Figure notamment dans ce tableau, la constante de débit de kerma dans l’air δ permettant de convertir le débit de kerma de référence dans l’air en activité [18-19].

4.2.2. Critères de choix et propriétés des radionucléides et des sources Les radionucléides artificiels qui se sont progressivement substitués au radium-226 à partir de 1950 devaient présenter des caractéristiques favorables sur plusieurs points.

4.2.2.1. Dimensions et propriétés mécaniques Les sources utilisées en curiethérapie doivent être scellées et robustes pour ne pas risquer l’écrasement. Elles doivent en outre être de petites dimensions pour pouvoir être insérées facilement dans les tissus ou dans les cavités. 6 Hormis celles utilisées en radiothérapie interne vectorisée, technique s’apparentant à une radiothérapie métabolique, considérée ici comme relevant de la médecine nucléaire.

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Tableau 4.2. Principaux radionucléides utilisés en curiethérapie. Activité

δ Radio Émissions nucléide

Eβ

Ephotons Période(a)

(μGy.h .MBq

−1

−1

Débit de dose

2

.m )

iridium

β−, γ

-192

β− arrêtés par l’enveloppe des

74 j

0,1157

Utilisation

projecteur

Utilisation

livraison

de 61,5 à 1378,2

par source à la

HDR

Amax

Oui

= 370 GBq

(automatique)

Amax

Oui

= 18,5

(automa-

GBq

tique)

keV

Curiethérapie interstitielle et endocavitaire

sources PDR

césium -137/

β−, γ

baryum -137m

β− arrêtés par l’enveloppe des

662 keV

30,2 a

0,079

LDR

sources

iode -125

cobalt -60

Entre 27,4 et 35,5 keV pour 99,8 % des photons

X, γ

β−, γ

β− arrêtés par l’enveloppe des sources

1,17 MeV 1,33 MeV

(a) ‘j’ pour jours et ‘a’ pour ans.

Amax = 740 MBq, sources placées bout à bout dans une gaine souple (source finale flexible, longueur variable et d’activité max. 8,2 GBq)

Curiethérapie Oui

0,034

LDR

∼37 MBq

Non

Aapparente,max ∼740 MBq

5,271 a

0,309

HDR

Amax = 91 GBq

endocavitaire

Curiethérapie

Aapparente,max 59,43 j

Curiethérapie interstitielle et endocavitaire

prostatique Curiethérapie ophtalmique

Oui (automa-

Curiethérapie interstitielle

tique)

et endocavitaire

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Une première approche a consisté à remplacer les sources de radium rigides (aiguilles et tubes notamment) par leur équivalent : tubes pour les applications gynécologiques endocavitaires, aiguilles pour les applications interstitielles. Le cobalt-60, et surtout le césium-137 se sont alors substitués au radium. Dans les deux cas, on retrouvait la notion de matériau radioactif encapsulé dans une enveloppe métallique. Toutefois, avec le développement des méthodes à chargement différé, l’intérêt de disposer de sources flexibles de faible diamètre et de longueur variable est apparu. La fabrication de fils d’iridium-192 de quelques dixièmes de mm de diamètre, à la fois flexibles et peu cassants, offrait une solution séduisante qui s’est imposée rapidement. En parallèle, on a cherché à miniaturiser les sources, soit pour constituer des trains de sources quasi ponctuelles disposées dans un vecteur (ou porte-sources) flexible, soit pour simuler une ligne en déplaçant pas à pas une source unique le long d’une trajectoire déterminée, tout en marquant un temps d’arrêt (dwell time) à chaque position. Ces sources miniatures ou grains, peuvent également être directement insérées dans les tissus (cas des implants permanents de prostate).

4.2.2.2. Activité massique (ou spécifique) Dans tous les cas, il est important de pouvoir fabriquer des sources ayant une activité spécifique (Bq.g−1 ) telle que, compte tenu des petites dimensions de la source, on puisse obtenir la dose voulue (plusieurs dizaines de gray) en un temps raisonnable.

4.2.2.3. Période radioactive Du fait de sa période de 1600 ans, le radium-226 posait un certain nombre de problèmes de gestion. Les périodes des radionucléides artificiels utilisés en remplacement sont nettement plus courtes. Schématiquement on distingue deux catégories pour lesquelles les procédures d’élimination seront différentes : – les périodes longues, typiquement quelques années, pour lesquelles les mêmes sources peuvent être réutilisées un grand nombre de fois pendant plusieurs années ; l’achat de telles sources constitue un investissement ; – les périodes intermédiaires, typiquement quelques mois, pour lesquelles un renouvellement régulier est indispensable ; on a alors affaire à un produit consommable.

4.2.2.4. Nature et énergie du rayonnement Dans leur grande majorité, les traitements par curiethérapie sont basés sur l’émission de rayonnement γ . Seuls quelques traitements de lésions superficielles (plésiocuriethérapie de la peau, œil, curiethérapie endoluminale) peuvent faire appel à des émetteurs ß− . Pour les émetteurs ß− , l’énergie doit permettre une pénétration suffisante du rayonnement dans les tissus et les énergies maximales utilisées sont typiquement de l’ordre de 1 à 2 MeV. Pour ces types de rayonnement, les problèmes de radioprotection sont assez simples. Pour les émetteurs γ , largement utilisés en curiethérapie gynécologique endocavitaire et en interstitiel, la distribution de la dose est essentiellement commandée par la loi de

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l’inverse carré des distances (pour une source ponctuelle) ; elle est pratiquement indépendante de l’énergie dans la gamme couramment utilisée (100 keV-1 MeV). En revanche, les épaisseurs des écrans de protection (principalement en plomb) pourront être réduites significativement pour les plus basses énergies (typiquement 2 cm à 200 keV). Par ailleurs, des émetteurs photoniques de uelques dizaines de keV sont utilisables pour des traitements très localisés (prostate, œil), mais l’atténuation du rayonnement par le patient devient alors significative et c’est dans ces conditions que des traitements en implant permanent (prostate) sont envisageables. Si la protection par des écrans est alors très facile, le fait que des sources de très petites dimensions soient implantées à demeure dans un patient nécessite de prendre des précautions spécifiques par rapport au risque de perte (voir 4.3.3.3).

4.3. Les matériels et les méthodes de curiethérapie 4.3.1. Spécification des sources et calculs de dose La détermination de la distribution de dose permet de vérifier la bonne couverture du volume cible. Elle se fait par calcul, en prenant en compte les activités des sources, la géométrie du dispositif et le temps d’application. En curiethérapie, pour le calcul des doses, il est recommandé au niveau international de spécifier les sources non pas en activité (MBq), mais en débit de kerma dans l’air à une distance unité (1 m). Cette grandeur (Reference Air Kerma Rate ou RAKR ou strength) s’exprime habituellement en μGy.h−1 à 1 m ou en μGy.h−1 .m2 [20].

Pour en savoir plus L’intérêt de ce mode de spécification en kerma est d’améliorer la précision du calcul puisque c’est cette grandeur qui est directement (ou indirectement) mesurée lors de l’étalonnage des sources. En particulier, cette grandeur prend déjà en compte l’autoabsorption dans la source et la filtration par sa gaine. De plus, elle rend inutile l’utilisation d’une constante de débit de kerma, caractéristique du radionucléide utilisé et dont la détermination précise est délicate. Un étalonnage directement dans la grandeur cliniquement pertinente, à savoir en débit de dose absorbée dans l’eau serait d’autant plus intéressant car il permettrait une meilleure précision sur le calcul de la distribution de dose absorbée dans l’eau (en s’affranchissant de l’incertitude importante sur le coefficient de passage entre kerma dans l’air et dose absorbée dans l’eau), mais un tel étalonnage n’est actuellement pas encore disponible pour toutes les sources de curiethérapie [21] et les TPS (Treatment Planning System) ne sont pas encore actualisés dans ce sens. À partir de ce débit de kerma de référence, le calcul de la distribution spatiale du débit de dose fait intervenir un facteur géométrique (basé sur la loi de l’inverse carré de la distance pour une source ou un élément de source ponctuel), une correction radiale pour prendre en compte les phénomènes d’atténuation et de diffusion dans les tissus,

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un facteur d’anisotropie angulaire, et un coefficient de passage du kerma dans l’air à la dose absorbée dans les tissus [20, 22]. Pour les besoins de radioprotection, cette grandeur est également très commode à utiliser. En effet, on peut généralement admettre qu’à l’extérieur du patient toutes les sources mises en place se comportent comme une source ponctuelle unique située au centre géométrique du dispositif, dont l’activité (ou le RAKR) est la somme des activités (ou des RAKR) de toutes les sources utilisées. La valeur numérique du kerma dans l’air (en μGy.h−1 .m2 ) étant peu différente de celle de la dose absorbée dans l’eau (en cGy.h−1 .cm2 ), une simple multiplication du RAKR total par le facteur (1/r2 ), où r représente la distance (en m) du centre de l’application au point considéré, donne le débit de dose en ce point [23]. Ce calcul très simplifié ne prend pas en compte l’atténuation du rayonnement par le corps du patient qui n’est que de l’ordre de 15 % pour 10 cm de tissu pour les émetteurs γ d’énergie > 100 keV. En revanche, elle est de l’ordre de 97 % pour 10 cm de tissu dans le cas de l’iode-125. Dans la pratique clinique, le calcul de la distribution des doses absorbées est réalisé pour chaque patient par un physicien médical (ou un technicien de planification de traitement) à l’aide d’un système de planification de traitement (TPS ou treatment planning system) spécialisé. Ce système est équipé de logiciels permettant la reconstruction de la position des sources (ou des vecteurs) à partir de techniques d’imagerie (clichés face-profil, scanographie, IRM (Imagerie par résonance magnétique), échographie par exemple). La distribution de dose absorbée se présente sous forme de courbes isodoses calculées dans certains plans, superposées le cas échéant aux structures anatomiques. Le calcul s’effectue également en certains points de référence. Ces informations permettent d’optimiser la géométrie et le temps d’application pour donner à l’ensemble du volume tumoral la dose voulue sans léser les organes sensibles. Selon la technique de curiethérapie considérée, la planification peut avoir lieu avant, pendant ou juste après la mise en place des sources.

4.3.2. Notion de chargement différé Bien que suggérée dès 1903 pour les sources de radium, les méthodes de chargement différé se sont principalement développées à partir des années 1950 avec notamment l’introduction de l’applicateur gynécologique proposé par Fletcher. La grande majorité des techniques de traitement actuelles bénéficient de l’approche chargement différé (« afterloading »). Alors que pour le radium les sources étaient directement mises en place dans les tissus, grâce aux techniques de chargement différé, ce sont des vecteurs ou des applicateurs qui sont implantés dans les tissus ou placés à leur contact ; les sources sont ensuite glissées dans ces supports. Cette approche présente les avantages suivants : • les vecteurs ou applicateurs n’étant pas radioactifs, on peut prendre son temps pour les placer à l’endroit optimal ;

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

• il est possible d’effectuer un calcul prévisionnel de la distribution des doses basé sur la position réelle de ces supports en simulant la présence de source à l’intérieur ; • la mise en place et le retrait du matériel radioactif sont très rapides. La technique de chargement différé est réalisée en trois étapes. La première correspond à la mise en place sous anesthésie locale ou générale en salle d’application (bloc opératoire le plus souvent) de vecteurs creux inactifs (tubes en plastique, aiguilles vectrices ou applicateur gynécologique). Lors de la deuxième étape, la position des vecteurs est contrôlée radiologiquement, ce qui permet le calcul prévisionnel de la distribution des doses. Enfin, la dernière étape a lieu le plus souvent dans la chambre d’hospitalisation et consiste en la mise en place des sources radioactives dans les vecteurs, soit manuellement, soit grâce à un projecteur de sources (voir paragraphe 4.3.4).

4.3.3. La curiethérapie manuelle bas débit de dose 4.3.3.1. Applications gynécologiques endocavitaires (col, endomètre) Les traitements gynécologiques visent à traiter les cancers de l’utérus, le plus souvent le col, quelquefois le corps de l’utérus (endomètre). Pour le traitement du col, on utilise classiquement une source centrale utérine de longueur comprise entre 5 et 7 cm et deux sources de 1 à 2 cm de long placées latéralement dans les culs de sac vaginaux. La distribution de dose résultante donne des surfaces isodoses en forme de poire, qui s’élargissent au niveau du col de l’utérus (figure 4.2).

Figure 4.2. Courbes isodoses typiques dans un plan frontal (à gauche) et sagittal (à droite), pour une application utéro-vaginale utilisée pour le traitement du col de l’utérus. Ces courbes, calculées par ordinateur, sont ici superposées respectivement à des radiographies de face et de profil. (Hôpital Henri Mondor, Créteil).

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Les dispositifs vecteurs, mis au point dans les années 1950 par Fletcher, sont des applicateurs métalliques offrant un choix de sondes utérines de différentes longueurs. La sonde utérine, légèrement recourbée, est solidarisée aux colpostats dont l’écartement peut être ajusté et dans lesquels viennent s’insérer les sources vaginales. Un capuchon placé sur chaque colpostat permet d’éviter que les sources latérales soient trop proches de la muqueuse vaginale (figure 4.3a). Une autre solution, mise au point dans les années 1960 par Pierquin et Chassagne, consiste à effectuer un moulage de la cavité vaginale. Les applicateurs, réalisés dans un matériau léger, sont donc personnalisés. Des tubes en matière plastique sont introduits et fixés dans ces moulages (figure 4.3b). On peut ensuite dans ces tubes introduire les sources à la main ou raccorder les tubes à un projecteur de sources. Il existe également des applicateurs à usage unique en matière plastique, reproduisant la même géométrie (applicateurs de Delouche) (figure 4.3a).

(a)

(b)

(c)

Figure 4.3. Exemples d’applicateurs utéro-vaginaux. De gauche à droite : (a) applicateur de Delouche (à usage unique) ; (b) applicateur de Fletcher (sans sa sonde utérine) ; (c) moulage gynécologique. (Hôpital Henri Mondor, Créteil).

Les doses délivrées sur l’isodose 100 % (figure 4.2) sont de l’ordre de 60 Gy pour un traitement complet par curiethérapie. Le traitement se déroule en continu pendant plusieurs jours. Les sources peuvent être des fils d’iridium-192 ou des trains de sources de césium-137.

4.3.3.2. Applications interstitielles Les sources utilisées pour les applications interstitielles doivent pouvoir s’insérer dans des vecteurs de petit diamètre de manière à ne pas trop traumatiser les tissus. On utilise essentiellement comme vecteurs des tubes plastiques de diamètre inférieur à 2 mm, et des aiguilles rigides hypodermiques de diamètre inférieur à 1 mm (figure 4.4).

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Figure 4.4. Exemple d’application interstitielle utilisant comme vecteurs des aiguilles rigides hypodermiques dans le cas du sein. Des guides, perpendiculaires aux aiguilles permettent de maintenir des écartements constants. (Hôpital Henri Mondor, Créteil).

Les règles d’implantation telles qu’elles ont été mises au point dans les années 1970 pour les fils d’iridium-192 dans le cadre du système de Paris [24-25] sont schématiquement les suivantes : – les fils doivent être parallèles entre eux et équidistants, les distances entre fils étant de l’ordre de 1 à 2 cm ; leurs longueurs sont supérieures de 30 % à la dimension longitudinale du volume tumoral ; – ils sont disposés en un plan ou en plusieurs plans et, dans ce cas, ils peuvent être en carré ou en triangle ; – la dose est prescrite sur une isodose de référence périphérique au dispositif dont la valeur est 85 % de la dose au centre du dispositif (dite dose de base). Les activités des sources utilisées en curiethérapie interstitielle sont environ 10 fois plus faibles que celles utilisées en curiethérapie endocavitaire gynécologique. Dans les deux cas, le patient est « porteur de sources » pendant toute la durée de son hospitalisation. Les problèmes principaux de radioprotection se posent donc au moment de la mise en place des sources mais surtout, pour le personnel infirmier et les visiteurs, pendant son hospitalisation.

4.3.3.3. Implants permanents (prostate) La curiethérapie de prostate par implants permanents est une forme de curiethérapie interstitielle particulière dans la mesure où les sources, une fois implantées, restent à demeure dans les tissus, ce qui pose des problèmes spécifiques de radioprotection [26]. Les sources utilisées pour les implants prostatiques se présentent sous la forme de grains d’iode-125 (ou plus rarement de palladium-103), dont des exemples sont donnés sur les figures 4.5a et b. De structure interne complexe et très variable, ils sont extérieurement très

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semblables. Enrobés dans une capsule de titane (métal radio transparent et inoxydable), leurs dimensions extérieures sont de 0,8 mm de diamètre et de 4,5 mm de longueur. Des marqueurs radioopaques (souvent or ou argent) sont insérés de manière à pouvoir les distinguer sur des images radiologiques (clichés conventionnels ou images scanographiques).

Figure 4.5a. Grains d’iode-125 manipulés avec une pince, main gantée au plomb.

Figure 4.5b. Schémas caractéristiques de grains d’iode-125 vendus par divers fournisseurs [27]. (Avec l’autorisation de MJ Rivard).

Le nombre de grains utilisés dépend du volume de la prostate, lequel est déterminé préalablement à l’application par échographie endorectale. En général, une centaine de grains est utilisée par application. Les grains sont implantés sous anesthésie générale dans la prostate à l’aide d’aiguilles par voie percutanée transpérinéale (figure 4.6, schémas (a) et (b)). Le parallélisme des aiguilles est assuré par l’utilisation d’une grille percée de trous

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(a)

(b)

Figure 4.6. (a) Schéma d’implantation sous échographie des grains dans la prostate en coupe latérale. On voit dans la partie supérieure droite la cartouche C contenant les grains d’iode. Ils sont insérés à l’aide d’un mandrin dans les aiguilles guidées par la grille G et piquées dans la prostate P. Le contrôle de positionnement est effectué en temps réel grâce à une sonde échographique endorectale S. (b). Radiographie de contrôle réalisée à l’issue de l’implantation des grains. (Institut Curie, Paris).

équidistants, solidaire de la table sur laquelle le patient est immobilisé. La mise en place des grains est réalisée sous contrôle échographique endorectal. Grâce à un logiciel de planification de traitement utilisé en temps réel au bloc opératoire, la répartition de dose dans la prostate et dans les organes voisins est calculée au fur et à mesure du positionnement des grains. Le calcul en temps réel permet d’ajuster le placement des grains restants en fonction du positionnement réel des grains déjà implantés afin de respecter au mieux la prescription du radiothérapeute. Un contrôle radiologique est effectué suite à l’application afin de vérifier la qualité globale de l’implantation des sources (figure 4.6, schéma (c)). Les RAKR individuels de ces grains, qui sont implantés de façon permanente, sont de l’ordre de 0,5 μGy.h−1 .m2 (soit pour l’iode-125, 15 MBq ou 0,4 mCi). Ils conduisent à une irradiation continue et décroissante du tissu prostatique. Pour l’iode-125, 50 % de la dose totale est délivrée en 60 jours, 75 % en 120 jours, 87 % après 180 jours, 97 % au bout de 300 jours. La dose totale, cumulée sur un temps infini (en pratique au bout d’un an) est de 145 Gy à la périphérie de la prostate. En France, on hospitalise généralement le patient la nuit qui précède l’implantation et il sort le lendemain de l’implantation. Juste après l’application, malgré l’atténuation importante du rayonnement de l’iode-125 par le corps du patient, le débit de dose au contact de l’abdomen peut atteindre quelques dizaines de μSv.h−1 ce qui conduit à prendre quelques précautions dans les premiers mois. Durant cette période, il est préférable d’éviter les contacts directs avec les très jeunes enfants et les femmes enceintes. Le risque de perte de grains dans les urines est faible pour les équipes entraînées, mais peut être significatif

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lors de la courbe d’apprentissage : il est donc recommandé de filtrer les urines au cours de la première semaine. Il est par ailleurs recommandé de remettre au patient une carte d’information et une attestation, utiles dans les circonstances suivantes : déclenchement d’alarmes aux aéroports, intervention chirurgicale prostatique ou incinération dans un délai inférieur à 2 à 3 ans après l’application. La curiethérapie de prostate par implants permanents est de plus en plus pratiquée. En France en 2009, 1800 patients ont bénéficié de ce type de traitement.

4.3.3.4. La curiethérapie ophtalmique Pour certaines tumeurs de l’œil, la plésiocuriethérapie est une bonne indication. La technique utilisée consiste à suturer sur la sclère7 , en regard de la tumeur située à l’intérieur du globe oculaire (mélanome de la choroïde ou, plus rarement, rétinoblastome), une (ou plusieurs) plaque(s) radioactive(s) de 10 à 20 mm de diamètre. Ces plaques sont incurvées pour épouser la forme du globe oculaire. Elles sont laissées en place pendant plusieurs jours et permettent de délivrer des doses très élevées à la tumeur, typiquement de l’ordre de 90 Gy à l’apex de la tumeur pour les mélanomes de la choroïde. À l’utilisation du cobalt-60 proposé initialement par Stallard dans les années 1960, s’est substituée celle de radionucléides émetteurs béta, notamment le ruthénium-106 pour les tumeurs de petite épaisseur et, plus largement, celles de grains d’iode-125 qui sont répartis à la surface du disque. Les grains d’iode-125 utilisés en ophtalmologie sont les mêmes que ceux utilisés pour la prostate mais leur activité est typiquement dix fois plus élevée. Ils sont insérés dans un support circulaire en silicone qui est recouvert d’une calotte en or de 0,4 mm d’épaisseur. De cette manière, le rayonnement de basse énergie de l’iode-125 est fortement atténué et le débit de dose à proximité du patient est suffisamment faible pour que le personnel infirmier et les visiteurs reçoivent des doses largement inférieures aux limites réglementaires.

4.3.4. Les projecteurs de sources 4.3.4.1. Généralités Pour éviter l’exposition du personnel infirmier chargé des soins et celle des visiteurs éventuels, des systèmes de téléchargement de source ont été développés à partir des années 1960, au moment où le radium commençait à être remplacé par des radionucléides artificiels, ce qui permettait de fabriquer des sources miniaturisées isolées ou montées en tant que trains de sources sur des porte-sources flexibles. Jusqu’à présent, ils ont été essentiellement utilisés pour les applications endocavitaires gynécologiques. Les projecteurs de sources sont des appareils autoprotégés, qui sont installés dans le local de traitement, la chambre d’hospitalisation ou le bunker (figure 4.7). Ils sont généralement équipés de roulettes pour pouvoir être déplacés. Ils intègrent un conteneur en plomb ou en tungstène dans lequel sont stockées les sources en position de repos. Grâce à un boîtier de commande situé à l’extérieur du local, ces sources peuvent être éjectées vers des gaines qui sont connectées d’un côté à cet appareil et de l’autre côté au dispositif 7 La sclère est une membrane très résistante de quelques dixièmes de millimètres d’épaisseur qui enveloppe le globe oculaire.

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(applicateur, matériel vecteur) mis en place sur le patient. Bien que des systèmes pneumatiques aient été utilisés par le passé pour éjecter et rentrer les sources, les projecteurs de sources actuels sont tous basés sur un déplacement par câble. Le nombre de gaines auxquelles les projecteurs peuvent être raccordés est variable. Pour les applications gynécologiques, les projecteurs comportent généralement 4 canaux (3 pour les applications standards et un en réserve ou pour des applications particulières). Avec l’introduction de projecteurs de sources utilisables en interstitiel, ce nombre a augmenté et les projecteurs modernes peuvent comporter plusieurs dizaines de canaux.

Figure 4.7. Projecteur de sources de type « Curietron » utilisé en gynécologie à partir de 1970.

Les premiers projecteurs de sources commercialisés utilisaient des sources de césium137. Il s’agissait de trains de sources préconstitués, soit sous forme d’un jeu de portesources de différentes longueurs (cas du Curietron), soit assemblées à la demande dans le projecteur lui-même à partir d’un jeu de billes actives et inactives (cas du Selectron). Les projecteurs actuels sont essentiellement basés sur le principe d’une source unique miniaturisée (généralement iridium-192, quelquefois cobalt-60) qui se déplace pas à pas le long de chacun des canaux, de manière à réaliser une distribution de dose comparable à celle obtenue par un train de sources ponctuelles. Les deux paramètres importants de ce déplacement sont le pas (généralement de l’ordre de 2,5 ou 5 mm) et le temps de résidence (« dwell time ») qui dépend de l’activité de la source et de la dose que l’on veut délivrer. Lorsque la source se déplace pas à pas, on ne peut pas véritablement effectuer d’irradiation continue (LDR) mais on peut la simuler en effectuant une série de plusieurs irradiations courtes réparties sur la même durée totale de traitement. C’est la curiethérapie à débit de dose pulsé (PDR) (voir paragraphe 4.3.4.3).

4.3.4.2. Les systèmes de sécurité associés Les systèmes de sécurité qui équipent les projecteurs de sources visent principalement à s’assurer que : – la source ne sorte pas à l’air libre sans que le patient soit connecté ; – la source ne reste pas coincée en position intermédiaire ;

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– la source rentre en position de repos une fois le temps de traitement écoulé, ou en cas d’arrêt d’urgence ou encore de coupure de courant ; – les personnels ou les visiteurs ne rentrent pas dans la salle quand la source est sortie. Il y a donc de nombreux systèmes intégrés aux installations, combinant des sécurités mécaniques, électriques, électroniques, informatiques ainsi qu’un certain nombre de voyants lumineux et d’alarmes sonores. Ces systèmes font l’objet d’une norme de la Commission Internationale Electrotechnique [28]. On peut citer : – les détrompeurs et contacts électriques permettant de s’assurer qu’une gaine est en regard de la sortie de source et que la bonne gaine est connectée au bon canal ; – la présence d’un câble de contrôle qui simule la sortie des sources et permet de vérifier que « le chemin est libre » avant éjection de la source réelle ; – la batterie de secours qui permet de conserver les informations temporelles et les incidents et prend le relais pour la rentrée des sources en cas de coupure de courant ; – des systèmes de manivelles pour pouvoir rentrer les sources « à la main » en cas de blocage ; – des voyants lumineux indiquant la position des sources (normalement jaune fixe = en traitement, jaune clignotant = en transit, vert = en position de stockage, rouge = incident nécessitant une intervention)8 ; – un contact électrique pour empêcher la sortie des sources lorsque la porte de la salle de traitement est ouverte, et (généralement) pour déclencher la rentrée des sources si le traitement est en cours ; – éventuellement un rondier, bouton situé dans le local, sur lequel il faut appuyer avant de sortir en dernier, après s’être assuré que personne d’autre que le patient n’est dans la salle. Le traitement doit alors démarrer dans un laps de temps court (de l’ordre de 30 secondes), faute de quoi il faut réarmer le rondier ; – des boutons d’arrêt d’urgence (coups de poing), à l’intérieur et à l’extérieur de la salle. L’ensemble peut être piloté et surveillé par ordinateur. Des renvois d’informations ou d’alarmes peuvent être installés à distance (poste de soins par exemple). De plus, il est demandé à ce que le local (chambre ou bunker) soit équipé de longues pinces, d’une pince coupante, et d’un conteneur externe protégé. En cas d’incident majeur (par exemple le blocage de la source dans le patient), l’objectif est de pouvoir couper le câble, sortir la source avec des pinces et la mettre à l’abri dans le conteneur. Des paravents plombés doivent également être présents en permanence pour se protéger en cas d’incident. Un exemple de projecteur PDR est présenté sur la figure 4.8. 8 Il s’agit des voyants situés sur les panneaux de commande. Dans le cas où il est formellement interdit d’entrer dans la salle en cours de traitement (HDR ou PDR), un voyant d’accès à la salle doit passer au rouge dès que la source a quitté sa position de stockage.

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Figure 4.8. Exemple de projecteur de source PDR 18 canaux : le microSelectron (société Nucletron).

4.3.4.3. Les projecteurs de sources bas débit (LDR) et à débit pulsé (PDR) Dans ces deux situations, le traitement a lieu dans des chambres d’hospitalisation protégées (voir 4.4.6) et la durée totale du traitement est de plusieurs jours. Les projecteurs sont conçus pour une activité maximale de source compatible avec un débit d’équivalent de dose acceptable à proximité, à savoir < 0,01 mSv.h−1 à 50 mm de la surface et < 1 μSv.h−1 à 1 m [28]. Dans le cas du bas débit de dose continu (sources de RAKR total typiquement égal à 400 μGy.h−1 .m2 ), les interruptions de traitement pour soins ou visites se font à la demande mais la durée totale du traitement se trouve augmentée d’autant. Dans le cas du débit de dose pulsé, comme indiqué au paragraphe 4.1.3.2, la séquence d’irradiation est typiquement répétée toutes les heures (a priori jour et nuit). Une source neuve (RAKR typiquement égal à 2 mGy.h−1 .m2 soit 18,5 GBq ou 0,5 Ci dans le cas de l’iridium-192) occupe lors de chaque séquence successivement toutes les positions voulues dans la région à traiter, et ce pendant une dizaine de minutes. Le traitement s’interrompt alors pendant une cinquantaine de minutes pendant lesquelles il est possible de rentrer dans la salle. Il faut s’assurer que tout est prêt à nouveau lorsque le pulse suivant doit démarrer. Dans le cas de l’iridium-192, au bout de 4 mois, l’activité de la source est diminuée d’un facteur 3 et chaque pulse dure une trentaine de minutes. Il ne reste plus beaucoup de temps d’interruption et la source doit être renouvelée. C’est le fournisseur de l’appareil qui assure le chargement de la source dans le projecteur.

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4.3.4.4. Les projecteurs de sources haut débit (HDR) Ils sont mécaniquement peu différents des projecteurs PDR mais ils doivent être mieux protégés puisqu’ils sont amenés à recevoir des sources d’activités 10 à 50 fois plus élevées. En revanche, compte tenu des débits de dose élevés lorsque la source est sortie, il est impossible de pratiquer ces traitements dans des chambres protégées classiques. Il faut donc des locaux très spécialisés et ce sont souvent des bunkers destinés à des appareils de radiothérapie externe (par exemple des bunkers d’appareils de télécobalt désaffectés) qui sont utilisés pour ces traitements. Les normes de radioprotection au voisinage de ce type de projecteur sont un peu différentes. Elles sont fixées à 0,1 mSv.h−1 à 50 mm de la surface et 0,01 mSv.h−1 à 1 m [28]. La différence s’explique par le fait que ces appareils sont installés dans des salles de traitement à accès très limité (voir paragraphe 4.4.7). Les traitements, qui ne durent que quelques minutes, sont souvent répétés à raison d’une ou deux séances par semaine pendant deux à trois semaines.

4.3.4.5. La curiethérapie endoluminale (coronaires, œsophage, bronches) La curiethérapie endoluminale existe sous plusieurs formes. Une des indications les plus répandues concerne la cardiologie. C’est la curiethérapie endovasculaire [29], et plus particulièrement intracoronaire (traitement des resténoses intra-stent), qui est basée sur l’utilisation d’émetteurs β − (principalement des sources de strontium-yttrium-90). Ces sources sont disposées en trains de sources et montées dans des cathéters. L’activité de chaque source est couramment de l’ordre de 200 MBq. Il peut y avoir une vingtaine de sources dans un cathéter. Pour les émetteurs β − , le dispositif de mise en place peut-être très simple et des projecteurs de sources pouvant être tenus à la main ont été développés. La dose est prescrite à très faible distance de l’axe du cathéter où les débits de dose sont très élevés. Les traitements durent quelques minutes. Il existe également des cas de traitements endovasculaires basés sur des émetteurs γ (en particulier l’iridium-192). Les projecteurs de sources, les techniques et les problèmes de radioprotection sont alors ceux de la curiethérapie HDR. Il en va de même des autres indications de la curiethérapie endoluminale : essentiellement bronches et œsophage.

4.4. Radioprotection : locaux, équipements et pratiques L’unité de curiethérapie, le plus souvent rattachée à un service de radiothérapie, doit de préférence disposer de locaux spécifiques regroupés géographiquement, à l’écart des circulations générales. La délimitation des zones surveillées ou contrôlées peut concerner tout ou partie d’un local, et répond aux règles du zonage définies au chapitre 1. Le personnel bénéficie d’une surveillance dosimétrique individuelle du corps entier. Cette surveillance est complétée par une dosimétrie d’extrémité (par exemple des bagues) lorsque l’application nécessite la préparation manuelle des sources LDR.

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Le lecteur pourra se reporter aux fiches de radioprotection éditées par l’INRS (Institut national de recherche et de sécurité) qui fournissent une synthèse des connaissances utiles en radioprotection par type de pratiques. Ces fiches font la synthèse des connaissances utiles en radioprotection. Pour la curiethérapie, 3 fiches ont été rédigées : curiethérapie bas débit non pulsé [30], curiethérapie à débit pulsé [31] et curiethérapie à haut débit [32].

4.4.1. Calculs des épaisseurs d’écran La bonne conception et la bonne utilisation des écrans sont essentielles pour assurer la protection du personnel et du public en curiethérapie. Pour les émetteurs de photons, les données d’atténuation nécessaires à la conception d’écrans bien adaptés à la pratique de la curiethérapie doivent prendre en compte les caractéristiques des spectres d’émission et les spécificités géométriques. Ainsi en curiethérapie, où l’émission des rayonnements se fait a priori dans toutes les directions de l’espace, il faut pratiquement toujours raisonner dans des conditions de diffusion maximum (faisceau large). En conséquence, les données de transmission des rayonnements devraient tenir compte non seulement de l’atténuation des photons primaires incidents (suivant la loi de l’atténuation exponentielle de Beer Lambert) mais également de la production de photons (secondaires) diffusés donnant lieu à des effets d’accumulation (facteur de build-up). Ainsi, compte tenu du spectre d’émission très complexe et très étendu pour certains radionucléides, le spectre se modifie au fur et à mesure de la pénétration du rayonnement dans l’écran. On ne peut donc pas raisonner avec un seul coefficient d’atténuation ou une simple épaisseur moitié9 (x1/2 ). Il faut alors utiliser des courbes réelles de variation de la transmission en fonction de l’épaisseur des écrans ou différencier la première épaisseur moitié et l’épaisseur moitié d’équilibre. L’épaisseur moitié d’équilibre est obtenue lorsque l’atténuation du rayonnement est devenue quasi exponentielle ou encore lorsque la distribution énergétique et angulaire des photons présents à une profondeur donnée est quasi indépendante de l’épaisseur de matériau traversée. On peut également recourir à des expressions analytiques [33]. Le tableau 4.3 donne les épaisseurs x1/2 et x1/10 pour différents émetteurs γ couramment utilisés en curiethérapie. On constate l’importance de la modification spectrale et/ou des phénomènes de diffusion qui conduisent à des différences importantes entre la valeur de début d’atténuation et la valeur à l’équilibre. Pour les calculs d’épaisseurs d’écran et plus généralement, pour la conception des locaux de curiethérapie, on pourra avantageusement se reporter au rapport SRS n◦ 47 de l’AIEA (Agence Internationale à l’énergie atomique) [34]. Il faut toutefois souligner que la méthodologie proposée pour le calcul des épaisseurs, qui consiste à utiliser les données du rapport NCRP (National council on radiation protection) n◦ 49 [35] en privilégiant l’utilisation des valeurs de début d’atténuation (first half value layer, équivalent à l’épaisseur moitié, first tenth value layer, équivalent à l’épaisseur dixième) tant que la transmission est supérieure à 1 %, et les valeurs à l’équilibre pour les plus grandes épaisseurs, entraîne, 9 Nous utilisons ici le terme épaisseur moitié (x 1/2 ) de préférence à couche de demi-atténuation (CDA) pour rappeler qu’il s’agit d’une grandeur définie dans des conditions de faisceau large alors que la CDA est définie en conditions de faisceau étroit. Il en est de même pour l’épaisseur 1/10 (x1/10 ).

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en particulier pour des transmissions légèrement supérieures à 1 %, une surestimation des épaisseurs pour le plomb et une sous-estimation pour le béton [33]. Dans le cas de l’iode-125, la protection est beaucoup plus simple. Ainsi pour le plomb, l’épaisseur moitié est de 0,03 mm et l’épaisseur dixième de 0,1 mm [34]. Les parois des locaux n’ont généralement pas besoin d’être renforcées et des boîtes métalliques ou des revêtements de feuilles de plomb de quelques dixièmes de mm (rubans adhésifs au plomb par exemple) suffisent, le plus souvent, à assurer une protection satisfaisante. Quant aux émetteurs β − , ils peuvent eux aussi être utilisés dans des locaux ordinaires et des écrans de PMMA (Poly(methylmethacrylate)) (plexiglas) de l’ordre de 1 cm d’épaisseur suffiront généralement à assurer une bonne protection. Tableau 4.3. Epaisseurs moitié (x1/2 ) et dixième (x1/10 ) pour différents matériaux et différents radionucléides. On trouve dans chaque case la valeur obtenue dans des conditions d’équilibre. Figure aussi entre parenthèses, la valeur obtenue en début d’atténuation (première x1/2 ou première x1/10 ). Ces valeurs ont été calculées par méthode de Monte-Carlo en considérant une source située à 1 m de la paroi la plus éloignée de l’écran et un détecteur situé à 30 cm de cette paroi [33].

matériau => masse volumique => Radionucléide iridium-192 césium-137 cobalt-60

béton 2,3 g.cm−3 x 1/2 (mm) 42 (70) 48 (80) 63 (102)

x 1/10 (mm) 139 (180) 161 (214) 210 (276)

verre au pb. 6,22 g.cm−3 x 1/2 (mm) 14 (6,4) 12 (15) 22 (30)

x 1/10 (mm) 47 (24) 41 (47) 74 (86)

acier inox

plomb

8,02 g.cm−3

11,35 g.cm−3

x 1/2 (mm) 12 (18) 14 (23) 20 (30)

x 1/10 (mm) 41 (48) 48 (63) 65 (84)

x 1/2 (mm) 5,8 (2,8) 6,2 (7,5) 12 (16)

x 1/10 (mm) 19 (11) 20 (23) 40 (46)

4.4.2. Organisation générale des locaux Les problèmes se posent différemment selon les techniques de curiethérapie utilisées. On est amené à distinguer : – le local de stockage des sources ; – la salle de préparation des sources (LDR) ; – la salle d’application (LDR) ; – les chambres d’hospitalisation (LDR, PDR) ; – la salle de traitement (HDR).

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Dans la mesure du possible, ces locaux doivent être adjacents, de manière à constituer un ensemble bien délimité simplifiant le zonage. Lorsque cela n’est pas possible (en particulier en cas de chambres d’hospitalisation à l’étage), la question du transfert des sources (ou des patients chargés) entre les locaux doit être soigneusement étudiée de manière à garantir la protection du personnel et du public. Les transferts de sources impliquent l’utilisation de conteneurs protégés montés sur roulettes. Un compromis entre efficacité de la protection (donc poids) et commodité de déplacement doit être trouvé. Ne pas hésiter à privilégier des roulettes larges de bonne qualité et des sols rigides. Seul le personnel formé et faisant l’objet d’un suivi dosimétrique doit être autorisé à effectuer ces transports. Si le seul circuit possible implique de traverser des zones non réglementées, des consignes strictes doivent être données au personnel chargé du transport. En cas d’utilisation d’ascenseurs, des systèmes d’accès prioritaire doivent être mis en place pour éviter que les sources s’y trouvent en même temps que des personnes sans suivi dosimétrique. Des détecteurs adaptés à l’énergie du rayonnement doivent être toujours facilement accessibles pour effectuer les vérifications voulues s’il y a un doute sur la présence de sources ou en cas d’incident. Dans le cas de l’iode-125, compte tenu de la faible énergie des photons émis, il convient de vérifier soigneusement que le détecteur répond correctement. En fonction du zonage, les panneaux réglementaires doivent être apposés sur les portes d’accès aux locaux et les consignes spécifiques doivent être affichées. Dans tous les cas les protections doivent être telles que les couloirs et zones de circulation puissent être classées au plus zone surveillée, voire même zone non réglementée.

4.4.3. Réception, stockage, élimination des sources Quel que soit le type de source utilisée, il faut prévoir les circuits de livraison et les procédures de réception pour tout le personnel impliqué. Les sources livrées dans leur emballage règlementaire doivent faire l’objet d’une identification claire. Elles doivent être stockées dans un local sécurisé à accès réglementé. De là, elles sont acheminées vers leur lieu d’utilisation. En curiethérapie HDR ou PDR, à chaque changement de source (en principe tous les trois ou quatre mois pour l’iridium-192), c’est le fournisseur qui effectue le déchargement de l’ancienne source et le chargement de la nouvelle source radioactive dans le projecteur de source présent dans la chambre ou dans la salle de traitement. L’ancienne source radioactive peut être temporairement entreposée dans le local de stockage jusqu’à sa reprise par le fournisseur. Pour les sources LDR, il faut les acheminer vers le local de préparation, le local de stockage pouvant servir à récupérer les sources d’activité trop faible ou inutilisées (grains d’iode-125 par exemple) avant leur élimination (voir chapitre 6. Gestion des déchets et des effluents radioactifs). Il est indispensable de tenir une comptabilité stricte des sources de manière à assurer une complète traçabilité depuis leur entrée dans l’établissement jusqu’à leur élimination. De plus, il faut respecter les procédures administratives définies par l’unité d’expertise des sources de l’IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) 10 . La salle de réception et de stockage des sources radioactives est généralement classée zone contrôlée verte voire, si justifié, zone spécialement réglementée jaune. 10 http ://www.irsn.fr/fr/prestations_et_formations/missions_de_service_public/inventaire_sources_radioactives/ Pages/gestion_des_sources_radioactives.aspx

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4.4.4. Préparation des sources (LDR) Des mesures ou des montages particuliers peuvent être nécessaires pour différents types de sources, tels que les sources de césium-137 ou les grains d’iode-125. Ces opérations nécessitent un local spécifique sécurisé, si possible adjacent à la salle d’application. Il peut s’agir d’une partie du local de stockage, aménagée spécialement pour la préparation. Pour ces opérations, il faut pouvoir disposer d’un banc de travail protégé comportant une surface horizontale et un retour vertical en façade pour protéger le thorax (en forme de L). Cet ensemble est complété d’un verre au plomb. Les matériaux utilisés et les épaisseurs des parois de ce banc de travail doivent permettre une radioprotection satisfaisante des manipulateurs chargés de la préparation des sources. On utilisera typiquement pour l’iridium-192 ou le césium-137 des épaisseurs de l’ordre de 3 à 5 cm de plomb. Sur le banc de travail, les conteneurs de stockage, les instruments de mesures et le petit matériel de préparation doivent être facilement accessibles. Il est indispensable, lors de la manipulation des sources, d’utiliser des pinces longues de 20 à 30 cm et de rester derrière les écrans de protection. On notera que les équipements de protection individuelle utilisés couramment en radiodiagnostic (tablier, lunettes, etc.) sont à proscrire pour les émetteurs de photons d’énergie moyenne supérieure à 100 keV tels que l’iridium-192 ou le césium-137. En revanche, en l’absence d’autre protection, ils peuvent se justifier pour certaines manipulations des grains d’iode-125. La salle de préparation des sources radioactives est généralement classée zone contrôlée verte, néanmoins en cas d’utilisation uniquement de sources d’iode-125 la salle peut être classée zone surveillée. En cas de contrôle radiologique, la salle devra être classée zone contrôlée verte intermittente.

4.4.5. Application des sources (LDR) Dans beaucoup de cas, les techniques de chargement différé permettent d’éviter la manipulation de matériel radioactif dans la salle d’application. Toutefois, la mise en place, par exemple, de grains d’iode-125 dans la prostate implique des conditions d’asepsie et donc l’utilisation d’un bloc opératoire prévu pour l’utilisation de sources radioactives, si possible adjacent au local de stockage et/ou de préparation des sources. Lorsque les applications ont lieu, cette pièce doit être en zone réglementée, ce qui implique un accès réservé au personnel autorisé. De plus, la nature et l’épaisseur des parois doivent permettre une radioprotection satisfaisante dans les autres locaux voisins. La manipulation des sources dans la salle d’application doit se faire en combinant les trois facteurs qui contribuent à l’optimisation des expositions : temps, distance, écrans. Il faut par exemple ne sortir les sources de leur conteneur qu’au dernier moment, préparer ses gestes, travailler autant que possible derrière des paravents. S’agissant de sources situées à petite distance, l’utilisation de pinces a un effet particulièrement marqué. Il est clair que les sources ne doivent jamais être manipulées à main nue. Qu’il y ait ou non chargement différé, la salle d’application (bloc opératoire) est généralement équipée d’un appareil de radiologie permettant de vérifier immédiatement la position des sources (scopie) et le cas échéant, de prendre des clichés radiographiques en vue de la reconstruction géométrique sur ordinateur de la position des sources. Il faut

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donc prendre en compte, tant pour les locaux que pour les équipements et les méthodes de travail les impératifs de radioprotection propres à la radiologie (voir chapitre 2). En curiethérapie LDR ou PDR avec projecteur de source, l’application du matériel radioactif se fait directement dans la chambre d’hospitalisation. Celle-ci est alors classée zone contrôlée verte ou spécialement réglementée jaune, éventuellement intermittente.

4.4.6. Hospitalisation (LDR, PDR) Pendant toute la durée de l’hospitalisation (généralement deux à six jours), le patient est lui-même source de rayonnement. Il faut donc que la disposition des locaux, la nature et les épaisseurs des parois soient compatibles avec l’utilisation des locaux voisins. Sont particulièrement concernés les chambres voisines et le couloir (figure 4.9).

Figure 4.9. Exemple de dimensionnement des murs d’une chambre afin de limiter les débits de dose dans les chambres voisines et le couloir. Le petit retour en pointillé permet de limiter le débit de dose dans le couloir à 7 μSv.h−1 .

Les calculs des protections à mettre en œuvre sont fonction du zonage retenu (voir chapitre 1, paragraphe 1.2.2.2). Ils sont généralement basés sur la position (fixe) des sources, supposées d’activité maximale et placées au milieu du lit à 1 m au-dessus du sol (cas le plus défavorable des applications gynécologiques). Ainsi pour la curiethérapie PDR (iridium-192), on se basera généralement sur une source de ≈ 18,5 GBq (soit un RAKR de ≈ 2 mGy.h−1 .m2 ) utilisée, par exemple, à raison de 15 min par heure. On éloignera le lit autant que possible du couloir et des chambres voisines, une bonne solution étant de prévoir les cabinets de toilette côté couloir. Les épaisseurs typiques des murs d’une chambre pour curiethérapie PDR sont de l’ordre de 20 à 25 cm de béton ordinaire. S’il n’est pas possible de prévoir de chicane et si les portes sont directement exposées au rayonnement primaire, il faut les renforcer. Une épaisseur complémentaire de l’ordre de 1 cm de plomb peut s’avérer nécessaire ; compte tenu de leur poids, il est alors nécessaire de les motoriser.

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Ne pas oublier les locaux situés au-dessus et au-dessous de la chambre qui peuvent nécessiter des renforts complémentaires de plusieurs millimètres ou centimètres de plomb, ainsi que la discontinuité de protection que peut constituer une fenêtre. Le personnel infirmier et le personnel hôtelier sont particulièrement concernés par les problèmes de radioprotection pendant la période d’hospitalisation. Ils doivent être formés (consignes écrites) et surveillés. La conduite à tenir est différente selon que l’on utilise ou non un projecteur de sources. En l’absence de projecteur de sources les soins doivent être limités au strict nécessaire. Ils doivent se pratiquer en restant, autant que faire se peut, derrière un paravent plombé. En cas d’impossibilité, insister sur la nécessité de faire vite et d’augmenter la distance (utilisation de pinces au voisinage des sources). Si un projecteur de sources est utilisé, les soins se font pendant que les sources sont en position de stockage. La formation porte alors essentiellement sur l’utilisation des télécommandes et sur la connaissance et le respect des indications lumineuses et sonores. La présence des visiteurs est également à étudier soigneusement. Elle n’est pas à exclure totalement mais il faut s’entourer de toutes les garanties voulues pour que les niveaux d’exposition des visiteurs restent inférieurs aux niveaux autorisés pour le public. En cas d’utilisation d’un projecteur de sources, il ne faut pas que les temps de visite obligent à rallonger significativement la durée de traitement. Un exemple de règlement intérieur destiné à être affiché dans un service d’hospitalisation de curiethérapie figure en annexe. Les chambres d’hospitalisation pour PDR sont classées en zone contrôlée intermittente dont l’accès est interdit aux femmes enceintes et aux enfants. En cours de traitement, un trèfle jaune (zone spécialement règlementée) doit signaler l’irradiation en cours. En dehors des phases d’irradiation, la chambre peut être classée zone surveillée. Pendant l’hospitalisation on peut discuter l’utilisation de portiques de détection aux sorties du service (sans oublier les ascenseurs) pour vérifier que des patients chargés ne sortent pas, et que le personnel ou les visiteurs n’emportent pas de sources accidentellement. Dans tous les cas d’implant temporaire, juste après le déchargement, il faut systématiquement passer un détecteur de rayonnements, autour du patient et dans la chambre pour vérifier que toutes les sources ont bien été récupérées. Le contrôle par détecteur des patients et des locaux est également recommandé à la fin des traitements PDR.

4.4.7. Salle de traitement (HDR) La curiethérapie HDR se pratique dans des salles de traitement spécifiques, similaires à celles utilisées pour la radiothérapie externe. La nature et l’épaisseur des parois de la salle (y compris sol et plafond) sont à déterminer en fonction du type et de l’activité de la source utilisée, ainsi que de la durée maximale pendant laquelle la source peut être en dehors de sa position de stockage. En général les parois de ces bunkers sont réalisées en béton ordinaire. L’utilisation de renforts complémentaires en plomb ou en béton baryté est également envisageable. Pendant les séances d’irradiation, la salle de traitement est classée en zone contrôlée rouge, c’est-à-dire interdite au personnel. Les sécurités mises en place font que l’accès inopiné à cette zone pendant l’irradiation entraîne le retour de la source en position de stockage. Par ailleurs, compte tenu des débits de dose très élevés liés à cette technique,

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en cas d’urgence, seul le personnel de catégorie A est autorisé à intervenir, à l’exclusion de tout personnel temporaire ou intérimaire. Le bunker pourra être classé zone surveillée en dehors des phases de contrôle et de traitement si le local dispose d’un détecteur de rayonnement.

4.4.8. Conclusion La curiethérapie est un des domaines d’utilisation des rayonnements ionisants où l’évolution des techniques et l’utilisation de nouveaux radionucléides a certainement grandement contribué à améliorer la radioprotection du personnel. Néanmoins, le risque d’incidents est toujours possible en raison de la spécificité de ce domaine où les sources sont dans certains cas manipulées à la main puis implantées, parfois à demeure, dans le patient. Ces incidents concernent la perte de sources, la rupture ou la détérioration de porte-source, l’oubli de mise en place d’une gaine de liaison [36],… Le guide n◦ 11 de l’ASN [37] précise les modalités de déclaration en cas de perte ou vol de sources.

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[37] Guide n◦ 11 de l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) « Modalités de déclaration et codification des critères relatifs aux événements significatifs dans le domaine de la radioprotection hors installations nucléaires de base et transports de matières radioactives ». www.asn.fr.

4.5. Annexe Zone contrôlée (Article R4451-18 du code du travail)

Règlement dans la zone contrôlée (exemple) Curiethérapie

L’unité de curiethérapie à l’entrée de laquelle est apposée la présente affiche, constitue une ZONE CONTRÔLEE pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants. Cette unité comprend notamment : chambres protégées réservées uniquement à l’hospitalisation des patients porteurs de sources radioactives. La zone contrôlée est signalée par le panonceau agréé (format 13x18 cm, trèfle coloré en vert) et son accès est réglementé. Seules peuvent travailler de façon habituelle en zone contrôlée, les personnes dûment autorisées, reconnues aptes (catégorie A) par le médecin du travail (attestation renouvelée annuellement, compte tenu notamment des résultats de la dosimétrie photographique individuelle). Toute personne affectée en zone contrôlée est tenue de prendre connaissance du présent règlement qui lui est remis par l’employeur comme émargement. Port du dosimètre Toute personne affectée en zone contrôlée est tenue de porter son dosimètre passif individuel pendant le travail (le dosimètre doit être fixé à la blouse, à la hauteur du thorax ; la période de port est le mois civil). Pendant les périodes d’interruption du travail, les dosimètres individuels doivent obligatoirement être rangés sur un tableau mural nominatif comportant un dosimètre témoin, et placé hors de la zone contrôlée, à l’abri des rayonnements et de la chaleur (soleil, radiateur, paroi chaude, etc.) Consignes générales L’accès à la zone contrôlée est réservé au personnel de l’unité, toute autre personne (personnel hospitalier, visiteur) ne peut y pénétrer qu’après accord du responsable. Les visites aux patients en cours de traitement ne sont pas autorisées. Les traitements en cours dans les chambres d’hospitalisation sont signalés sur les portes (voyant rouge et/ou panonceau) qui ne peuvent être ouvertes pour les soins qu’en respectant les précautions suivantes : • en cas de traitement par sources télécommandées (appareil « projecteur de sources »), attendre l’apparition de voyant vert confirmant le retour des sources en position stockage après action sur la télécommande (par personne habilitée).

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• en cas de traitement par sources non télécommandées, utiliser les écrans protecteurs mobiles et réduire le temps de séjour au minimum. Consignes techniques La mise en œuvre des projecteurs de sources est réservée au personnel habilité, connaissant les règles de sécurité correspondantes et qui doit : • vérifier, avant chaque utilisation, le bon fonctionnement des dispositifs de sécurité, • retirer, après chaque manœuvre, la clé de verrouillage de la télécommande et la ranger en lieu sûr, • vérifier, après la fin de chaque traitement, le retour dans le conteneur de stockage de la totalité des sources mises en œuvre et contrôler en outre le niveau de rayonnement dans la chambre avec détecteur portatif, pour s’assurer qu’aucune source n’a échappé à la vigilance. Les sources radioactives, qu’elles soient utilisées avec ou sans projecteur, doivent faire l’objet d’une comptabilité rigoureuse et être rangées dans des conteneurs adaptés, entreposés dans un local de stockage fermé à clé. Tout incident ou anomalie doit être immédiatement signalé à la personne compétente en radioprotection. Nom du médecin du travail chargé de procéder aux examens des personnes affectées dans la zone contrôlée : Nom de la personne compétente en radioprotection chargée de veiller à l’application du règlement et à prévenir en cas d’accident : En cas d’incident radiologique, prévenir le service de physique médicale :

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Médecine nucléaire : équipements et installations Marine Soret, Jean-Marc Vrigneaud

La médecine nucléaire couvre toutes les applications de radionucléides sous forme de sources non scellées à des fins de diagnostic, in vivo ou in vitro, ou de thérapie. L’imagerie en médecine nucléaire repose sur la détection de photons provenant de la désintégration d’un radiotraceur administré au patient. Ce radiotraceur va se fixer sélectivement sur un organe ou une région d’intérêt. Il est alors possible de détecter le rayonnement gamma émis et de connaître la distribution du radiotraceur, voire son évolution dans le temps. Pendant longtemps les techniques d’imagerie ont utilisé des émetteurs gamma, mais depuis une quinzaine d’années l’utilisation d’émetteurs de positons s’est largement répandue. La thérapie en médecine nucléaire, appelée radiothérapie interne vectorisée (RIV), est principalement basée sur les propriétés qu’ont les particules β − ou α de réaliser un dépôt d’énergie trés localisé qui assure une sélectivité au niveau de la tumeur mais aussi au niveau des sites métastatiques. D’après les données publiées par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN1 ), à la fin de l’année 2011 ce secteur d’activité comportait 217 unités de médecine nucléaire regroupant les installations in vivo et in vitro associées, et 41 laboratoires de biologie indépendants des unités de médecine nucléaire. On dénombrait à la même date, 106 caméras de tomographie par émission de positons (TEP), dont une majorité couplée à un scanner (TDM : Tomo Densito Mètre) et 168 chambres de radiothérapie interne vectorisée (RIV) réparties dans 47 unités de médecine nucléaire. Compte tenu des spécificités de la médecine nucléaire : manipulation de sources non scellées, sources liquides voire gazeuses, administration au patient, déchets liquides et solides …, c’est le domaine où les risques d’incidents de radioprotection sont les plus fréquents. En effet la radioprotection ne repose pas seulement sur l’aménagement et l’équipement des locaux mais aussi en grande partie sur le respect des règles par le personnel soumis à des risques d’exposition externe et interne. Dans le dernier rapport de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) sur l’exposition des travailleurs en 2014 [1], la médecine nucléaire représentait 3,08 % de l’ensemble des travailleurs exerçant en radiologie, radiothérapie et médecine nucléaire mais 8,86 % de la dose collective associée à ces 3 domaines.

1 http ://professionnels.asn.fr/Activites-medicales/Medecine-nucleaire/Introduction

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

5.1. Technologie des équipements en médecine nucléaire 5.1.1. Principaux radionucléides utilisés 5.1.1.1. Pour la médecine nucléaire conventionnelle diagnostique Les applications de médecine nucléaire conventionnelle peuvent être classées en 2 grandes catégories : les applications in vivo consistent à administrer un produit radioactif dans l’organisme alors que les applications in vitro consistent à introduire un produit radioactif dans des échantillons étudiés au laboratoire. L’imagerie scintigraphique in vivo est utilisée dans de nombreux domaines mais les applications principales concernent l’imagerie osseuse, la cancérologie, l’imagerie cardiaque et l’imagerie cérébrale (tableau 5.1). Les radionucléides utilisés pour les techniques in vivo sont des émetteurs de rayonnement gamma, d’énergie compatible avec le domaine de réponse des détecteurs de médecine nucléaire. La plupart des caméras à scintillations modernes sont optimisées pour des énergies photoniques de 100 à 200 keV, ce qui correspond à un compromis entre l’atténuation du patient, la résolution spatiale et l’efficacité de détection du système. Pour les applications diagnostiques, le marqueur idéal doit limiter l’exposition du patient tout en préservant la qualité de l’image. Il présente une période courte, suffisamment longue pour les besoins de l’imagerie nucléaire mais également suffisamment courte pour la gestion de la radioprotection (patient et personnel). Les radionucléides utilisés en routine, ainsi que les principales indications, sont rassemblés dans le tableau 5.1. Le technétium-99m (99m Tc) est de loin le plus utilisé pour de multiples raisons : – c’est un produit de générateur issu d’un parent (Molybdène-99) dont la période de 67 h le rend facilement disponible quotidiennement dans les services, et de surcroît pour un coût modéré. La pratique habituelle des services de médecine nucléaire est de commander deux générateurs par semaine, l’un en début de semaine, l’autre en milieu de semaine pour disposer d’une activité spécifique convenable tout au long de la semaine ; – il présente une émission γ optimale à 140 keV, adaptée à la réponse en énergie des caméras à scintillations, avec peu de rayonnements parasites (89 %) ; – il a une période courte (6 h) qui favorise la gestion des déchets radioactifs hospitaliers ; – ses propriétés dosimétriques sont intéressantes pour l’exposition du patient (constante de débit de dose faible) ; – enfin, il présente une chimie versatile qui lui permet d’être utilisé comme marqueur d’un ensemble de molécules variées et donc de réaliser de nombreuses explorations isotopiques (Figure 5.1). Il est utilisé notamment pour les scintigraphies osseuses, pour les études cardiaques ou de perfusion cérébrale (Tableau 5.1). Les autres radionucléides les plus couramment utilisés in vivo sont principalement des produits de cyclotron : iode-123 (123 I), indium-111 (111 In), thallium-201 (201 Tl), gallium67 (67 Ga).

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´ ´ ´ 5 – Medecine nucleaire : equipements et installations

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Tableau 5.1. Les principales applications de l’imagerie nucléaire conventionnelle et les radionucléides associés.

Domaine Ostéologie

Cancérologie

Cardiologie

Indication Affection tumorale osseuse Pathologie rhumatologique Cancer thyroïdien Bilan des tumeurs neuro-endocrines Suivi de certaines tumeurs cérébrales Cancer pulmonaire et étude de la perfusion pulmonaire Affection tumorale osseuse Cancer pulmonaire Recherche d’ischémie myocardique Étude de la viabilité myocardique Évaluation de la sténose myocardique Recherche d’embolie pulmonaire

Radionucléide

Étude du transit gastrique

99m Tc

Évaluation de la fonction rénale Étude de la perfusion cérébrale Bilan des démences Tumeur cérébrale Tumeur cérébrale Bilan des démences

99m Tc

Gastroentérologie Néphrologie

Neurologie

99m

99m Tc 131 I 111 In

99m Tc 99m Tc 201 Tl, 99m Tc 99m Tc

99m Tc 201 Tl 123 I

Tc 6,02 heures 2 keV

142 keV 0.02%

142,68 140,51

140 keV 89.06%

ß- 0.004% 0

99

Tc 2,1 105 an

89,60 89 keV

0

99

Ru stable

Figure 5.1. Schéma de désintégration multiple du technétium-99-métastable (99mTc) en ruthenium-99 (99 Ru) faisant intervenir le technétium-99 (99Tc). Le technétium-99m utilisé en imagerie diagnostique possède une énergie d’émission majoritaire à 140 keV.

Les dérivés iodés sont utilisés pour l’imagerie des récepteurs cérébraux (iode-123) et l’imagerie de la thyroïde (iode-123 et iode-131). Le thallium-201 est utilisé principalement pour les explorations de la perfusion coronarienne et du métabolisme myocardique ainsi

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

que pour l’imagerie des tumeurs cérébrales. Du fait de ces caractéristiques physiques peu favorables (émission gamma d’énergie faible, irradiant pour le patient), il tend cependant à être remplacé par des marqueurs technétiés. L’indium-111 trouve principalement des applications pour l’exploration des tumeurs neuro-endocrines. Le gallium-67 est quant à lui capté massivement dans les foyers inflammatoires et infectieux ainsi que dans certains lymphomes. Il est cependant de moins en moins utilisé, remplacé par la TEP au FDG dans de nombreuses indications. Les techniques in vitro regroupent les comptages d’activité de radionucléides introduits dans des échantillons biologiques prélevés. Parmi ces techniques, l’iode-125 a longtemps été le plus utilisé pour les dosages radioimmunologiques (RIA) basés sur le principe de la réaction anticorps-antigène. Ces dosages permettent la mesure de substances telles que les hormones, les vitamines et les médicaments dans les fluides corporels préalablement prélevés sur le patient. Cette méthode subit à l’heure actuelle une certaine désaffection au profit des techniques non radioactives. Cependant, lorsque l’activité de biologie médicale le requiert, le laboratoire RIA est intégré dans la zone réglementée du service de médecine nucléaire. Parmi les méthodes in vitro, citons également les techniques d’hématologie isotopique qui permettent, par exemple, le marquage des éléments figurés du sang pour étudier le comportement physiologique in vivo du traceur ainsi confectionné. Les marqueurs utilisés sont le chrome-51, l’indium-111 ou le technétium-99m. Le tableau 5.2 regroupe les caractéristiques des principaux radionucléides utilisés en médecine nucléaire conventionnelle aussi bien in vivo qu’in vitro.

5.1.1.2. Pour la tomographie par émission de positons Les radionucléides émetteurs de positons les plus utilisés sont le fluor-18 (18 F), le carbone11 (11 C) et l’oxygène-15 (15 O). Les émetteurs de positons utilisés sont produits par un cyclotron. Étant donné la courte période de décroissance des émetteurs de positons (entre 2 et 110 minutes), le cyclotron doit être situé à proximité des installations de médecine nucléaire. De par sa période (110 minutes), le fluor-18 est actuellement le radioélément le plus adapté pour être utilisé par les services de médecine nucléaire en France. Les trois grandes applications de la TEP sont l’oncologie, l’imagerie cardiaque et l’imagerie cérébrale. À ce jour, sept radiopharmaceutiques émetteurs de positons ont reçu une autorisation de mise sur le marché en France afin d’être utilisés en routine dans les services de médecine nucléaire pour le diagnostic : le fluoro-desoxy-glucose (18F-FDG), la fluoro-L-DOPA (18F-FDOPA), la fluoro-choline (18F-FCH), le fluorure de sodium (18FFNA), le florbétapir (18F-AV-45), le florbétaben et le flutémétamol. En pratique clinique, le 18F-FDG est le radiopharmaceutique le plus utilisé en TEP. L’imagerie TEP au FDG caractérise le métabolisme du glucose et permet donc la détection des hypermétabolismes caractérisant les tumeurs et les métastases. En France, la technique TEP-FDG est considérée comme une indication standard pour le diagnostic de malignité d’un nodule pulmonaire, la recherche d’un cancer d’origine inconnu, le bilan d’extension d’un cancer, la confirmation de récidives ou l’évaluation de la réponse tumorale aux différentes thérapies. Les autres radiopharmaceutiques ont des indications plus spécifiques en oncologie. La fluoroL-DOPA est utilisée pour la détection de récidive des tumeurs cérébrales et le diagnostic de phéochromocytomes, la fluoro-choline est préconisée dans le cadre du cancer de la prostate et des carcinomes hépatocellulaires, le fluorure de sodium pour la recherche des

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Tableau 5.2. Caractéristiques des principaux radionucléides utilisés en médecine nucléaire conventionnelle.

Isotope

Période (T)

99m Tc

6,0 h

123 I

13,2 h

67 Ga

3,3 jours

201 Tl

3,0 jours

111 In

2,8 jours

81m Kr

13 sec

99m Tc

125 I 111 In

51 Cr

6,0 h 60,2 jours 2,8 jours 27,7 jours

Énergies γ répondérantes (keV)

Molécule marquée / organe cible

Applications in vivo HMDP / os MIBI / myocarde 140 (89 %) MAA / poumons (perfusion) Iodure de sodium / Thyroïde 159 (83 %) mIBG / médullosurrénale 93 (39 %), Citrate / lésions 185 (21 %), inflammatoires 300 (17 %) 71 (47 %), 135 Chlorure / (3 %), 167 10 %) myocarde Octréotide 23 (69 %), pentétréotide / 171 (90 %), tumeurs 245 (94 %) neuro-endocrine 190 (67 %)

Gaz / poumon

Applications in vitro Leucocytes / lésions 140 (89 %) inflammatoires 35 (6 %) 27 (39 %) Dosage des 28 (76 %) 31 (20 %) hormones 23 (69 %), 171 Durée de vie des (90 %), 245 (94 %) plaquettes Hématies / volume sanguin globulaire 320 (10 %) EDTA / Clairance glomérulaire

Activité moyenne (MBq) 500 - 700 300 / 800 (effort, repos – 1 jour) 40 – 300 (perfusion) 7 – 20 80 - 300

370 110 / 40 (stress, réinjection) 110 - 220

3000 – 9000 (activité inhalée)

700 - 1100 < 0,3 3,7 1,5 3,7

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métastases osseuses dans les cancers de la prostate, du sein et du poumon. Le florbétaben et le flutémétamol sont des traceurs indiqués pour l’évaluation de la densité des plaques β-amyloïdes dans le cerveau des patients adultes atteints de troubles cognitifs. Les autres radionucléides émetteurs de positons, comme le carbone-11 (période 20,3 min), l’azote-13 (9,97 min) ou l’oxygène-15 (2,03 min) présentent des périodes physiques courtes et nécessitent des installations lourdes (cyclotron et radiochimie) sur place. Enfin, le gallium-68 (68 Ga) et le rubidium-82 (82 Ru), tous deux produits de générateurs, pourraient avoir un développement important en TEP dans les prochaines années, respectivement sur des pathologies cancéreuses et cardiologiques. Le tableau 5.3 liste les caractéristiques des principaux émetteurs de positons utilisés en TEP. Tableau 5.3. Caractéristiques des principaux radionucléides émetteurs de positons utilisés en TEP.

15 O

Période (T) 109,8 min 20,4 min 2,03 min

Énergies γ répondérantes (keV) 511 (194 %) 511 (200 %) 511 (200 %)

13 N

9,97 min

511 (200 %)

82 Rb

1,26 min

511 (191 %), 777 (13 %)

68 Ga

67,8 min

511 (178 %), 1077 (3 %)

Isotope 18 F 11 C

Utilisation Applications oncologiques et cérébrales Perfusion myocardique Perfusion myocardique Tumeurs neuroendocrines

Activité moyenne (MBq) 210 - 350 500 – 2000 500 – 1500 370 - 740 1500 – 2000 100 - 300

5.1.1.3. Pour la radiothérapie interne vectorisée L’intérêt de la radiothérapie interne vectorisée est de cibler de manière très spécifique et non invasive des cellules cancéreuses pour dispenser une très forte de dose de rayonnements tout en préservant les tissus environnants. Un bon marqueur pour la radiothérapie interne vectorisée est donc capable de délivrer la plus grande dose possible dans un très petit volume. Idéalement, le marqueur est un émetteur β (ou α) pur, sans émission γ parasite, d’énergie assez élevée (> 1 MeV) et de période assez longue (5 - 20 jours). L’iode-131 (131 I) est utilisé depuis longtemps pour le traitement des hyperthyroïdies et des cancers thyroïdiens différenciés après intervention chirurgicale. Son rayonnement est complexe, composé principalement d’un rayonnement β d’énergie maximale 606 keV, et d’un rayonnement γ de 364 keV. Ce rayonnement γ est utilisé à des fins diagnostiques pour le suivi des cancers thyroïdiens ou la détermination de la captation de l’iode dans le cas de l’hyperthyroïdie. Pour les cancers thyroïdiens, les activités administrées sont importantes (de 1 à 4 GBq) et nécessitent une hospitalisation du patient dans des chambres individuelles radioprotégées.

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Pendant la durée du traitement, des dispositions spéciales en matière de radioprotection sont prises (voir 5.4.2). Le traitement des hyperthyroïdies et de certains goitres multi-nodulaires ne nécessitent pas d’hospitalisation mais des recommandations spécifiques doivent être données au patient concernant l’exposition de son entourage familial et professionnel [2]. Parmi les autres radionucléides pour la thérapie vectorisée, l’yttrium-90 (90 Y) est de plus en plus utilisé. L’yttrium-90 est un émetteur β pur qui nécessite des précautions particulières dans un service de médecine nucléaire où les protections sont adaptées principalement pour des émetteurs γ (voir paragraphe 5.5). L’utilisation de l’yttrium 90 s’est particulièrement démocratisée dans le cadre des traitements de tumeurs hépatiques primaires et secondaires. Deux produits classés comme dispositifs médicaux plutôt que comme médicaments coexistent actuellement : ils sont constitués de microsphères de verre ou de résine dans lesquelles l’yttrium 90 est directement incorporé. Les microsphères sont mises en place par injection intra-artérielle dans les vaisseaux qui nourrissent la tumeur, sous contrôle radiologique. Les synoviorthèses isotopiques utilisées pour les traitements thérapeutiques de l’hypertrophie ou de l’inflammation synoviale (cas des polyarthrites et des arthroses) consistent en l’injection intra-articulaire d’isotopes radioactifs : yttrium-90, rhénium-186 (186 Re), et erbium-169 (169 Er). L’injection doit être intra-articulaire et généralement sous contrôle radiologique. Le samarium-153 (153 Sm) et le strontium-89 (89 Sr) sont utilisés plus rarement pour le traitement des métastases osseuses algiques. Depuis 2014, le radium-223 (223 Ra) possède une autorisation de mise sur le marché pour les cancers prostatiques résistants au traitement par hormonothérapie, avec métastases osseuses. Le tableau 5.4 liste tous les radionucléides susceptibles d’être utilisés à l’heure actuelle pour des applications thérapeutiques en médecine nucléaire.

5.1.1.4. Pour le contrôle qualité Le contrôle qualité des équipements de médecine nucléaire nécessite l’utilisation de sources scellées étalons, certifiées, et en général d’isotopes à durée de vie longue (tableau 5.5). La décision du 25 novembre 2008 [3] spécifie les sources de contrôles recommandées pour les différents équipements de médecine nucléaire. Par exemple, pour le contrôle qualité des activimètres, ce texte impose deux sources de constance disposant d’un certificat d’étalonnage, parmi les trois suivantes : – Cobalt-57 (57 Co) d’activité supérieure ou égale à 40 MBq au moment du contrôle ; – Césium-137 (137 Cs) d’activité supérieure ou égale à 5 MBq au moment du contrôle ; – Baryum-133 (133 Ba) d’activité supérieure ou égale à 5 MBq au moment du contrôle. Le stylo-marqueur (chargé avec du cobalt-57) est fréquemment utilisé en médecine nucléaire pour effectuer des repérages anatomiques auprès du patient afin de les rendre visibles sur l’image scintigraphique. Le contrôle qualité des imageurs de médecine nucléaire nécessite également des sources scellées spécifiques. Il existe à cet égard sous le nom bien connu de « galette de cobalt »

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Tableau 5.4. Caractéristiques des principaux radionucléides utilisés pour la radiothérapie interne vectorisée.

Isotope

Période (T)

Énergies prépondérantes (keV)

Principales utilisations

Activités utilisées en moyenne (MBq)

Traitement des

131 I

90 Y

8 jours

2,7 jours

γ : 364 (82 %) β max : 606 (90 %)

– Hyperthyroïdies – Cancers thyroïdiens – Neuroblastomes, phéochromocitomes malins (mIBG*)

β max : 2284 (100 %)

– Synoviorthèses : traitement des arthrites inflammatoires (genoux, hanches) – Traitement de certains lymphomes (Zevalin™). – Traitement des tumeurs du foie (SIR-Spheres™, TheraSpheres™)

186 Re

3,78 jours

γ : 137 (9 %) β max : 1077 (72 %)

169 Er

9,4 jours

β max : 344 (42 %) et 352 (58 %)

1,95 jour

X,γ : 41 (49 %), 103 (28 %) β max : 634 (35 %), 703 (44 %), 807 (21 %)

153 Sm

Synoviorthèses : traitement des arthrites inflammatoires (chevilles, poignets, coudes) Synoviorthèses : traitement des arthrites inflammatoires (interphalangiennes) Antalgique des métastases osseuses (Quadramet™)

185 à 6000

80

1200

1600

40

20

2400

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Tableau 5.4. Suite

Énergies prépondérantes (keV)

Principales utilisations

Activités utilisées en moyenne (MBq)

6,71 jours

γ : 208 (11 %) β max : 497 (79 %)

Traitement des tumeurs endocrines

7000

89 Sr

50,7 jours

β max : 1492 (100 %)

223 Ra

11,4 jours

α : 7386 (100 %) β max : 1422 (100 %) γ : 269 (14 %), 832 (3 %)

Isotope

Période (T)

177 Lu

Antalgique des métastases osseuses (Metastron™) Traitement du cancer de la prostate hormono-réfractaire symptomatique présentant des métastases osseuses (Xofigo™)

150

3,5

*mIBG = métaiodobenzoguanidine

Tableau 5.5. Caractéristiques des principaux radionucléides utilisés pour l’étalonnage et le contrôle des équipements.

Isotope 133 Ba 137 Cs 57 Co 22 Na 68 Ge 129 I

Période (T)

Énergies γ répondérantes (keV)

Utilisation Étalonnage activimètre, 10,5 ans 31 (99 %), 81(34 %), 356 (62 %) caméra à scintillations 30,1 ans 662 (85 %) Étalonnage activimètre Étalonnage activimètre, 271,8 jours 122 (86 %) caméra à scintillations Étalonnage de caméra 2,6 ans 511 (181 %), 1275 (100 %) TEP Étalonnage de caméra 288 jours 511 (178 %), 1077 (1 %) TEP Étalonnage de 29 (57 %), 34 (13 %), 40 (8) 1,57 107 ans compteur gamma

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des sources scellées étendues, adaptées au champ de vue des caméras à scintillations, pour le contrôle de l’uniformité des détecteurs. En TEP, les calibrages et les contrôles qualité sont effectués à partir de sources spécialement conçues et adaptées aux spécificités requises par le fabricant. Enfin, les contrôles qualité des imageurs de médecine nucléaire nécessitent fréquemment la préparation de sources non scellées sous forme ponctuelle ou au sein d’objets tests (fantômes), à partir des radionucléides utilisés en pratique clinique.

5.1.2. Cas de la médecine nucléaire conventionnelle L’imagerie fonctionnelle consiste à étudier les modifications physiologiques ou biochimiques qui précèdent ou accompagnent les altérations anatomiques. Pour cela, on utilise des atomes ou molécules, vecteurs caractéristiques d’une fonction métabolique ou physiologique. Le vecteur est marqué par un radioisotope et la molécule ainsi obtenue est administrée au patient. Le traceur ou radiopharmaceutique ainsi formé émet un rayonnement de très faible toxicité sur le plan biologique et radiotoxicologique. Le devenir de cette molécule dans l’organisme du patient est étudié grâce à des détecteurs. Le radiopharmaceutique est administré le plus souvent par voie veineuse par un manipulateur en électroradiologie médicale (MERM) selon les prescriptions du médecin nucléaire. Dans certains cas, le radiopharmaceutique est administré au patient par inhalation. Par exemple, les examens de ventilation pulmonaire se pratiquent avec un traceur en phase gazeuse qui est inhalé par le patient. Le délai de fixation sur l’organe cible est variable ce qui explique l’attente entre l’injection et l’acquisition des images. En effet, en fonction du délai nécessaire au radiopharmaceutique pour atteindre la cible souhaitée, il faudra attendre de quelques minutes à plusieurs heures avant de pouvoir commencer l’acquisition des images avec la caméra à scintillations. En général, on demandera au patient de retirer tout objet métallique avant l’examen (bijou, dentier). Le patient est généralement allongé en décubitus dorsal sur la table de la caméra mais il peut également être debout ou assis. La durée de l’enregistrement des images est variable selon le type de l’examen, de quelques minutes à 45 minutes et l’acquisition peut être réalisée par différents mouvements de la caméra. Un examen tomodensitométrique (scanner) peut être réalisé simultanément à l’acquisition des images. Par exemple, la réalisation d’un examen standard de scintigraphie osseuse corps-entier commence par l’injection par voie intraveineuse de diphosphonates marqués au technétium-99m selon la prescription médicale (entre 300 à 700 MBq selon le poids du patient). L’enregistrement des images est réalisé au minimum 2 heures après l’injection après un passage aux sanitaires pour vider la vessie, ce qui permet d’éliminer le maximum de traceur non fixé à l’os (amélioration du contraste) et d’augmenter l’excrétion rénale (diminution de l’irradiation du patient). Le patient est installé en décubitus dorsal sur le lit. L’examen est réalisé par déplacements successifs du lit ou des détecteurs de manière à balayer tout le corps du patient. La durée de l’examen corps-entier est en général comprise entre 10 et 30 minutes. L’examen peut être complété pour certaines zones d’intérêt par des images statiques ou une tomographie, avec ou sans réalisation d’un examen tomodensitométrique associé.

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5.1.2.1. Principe de fonctionnement d’une caméra à scintillations a) La chaîne de détection L’imagerie scintigraphique utilise des radioisotopes émetteurs de photons γ , ayant typiquement une énergie comprise entre 50 keV et 600 keV. La figure 5.1 présente le schéma de désintégration du radionucléide le plus utilisé le technétium 99m pour son émission γ de 140 keV. La première caméra à scintillations a été développée par Hal Anger en 1958. Elle permettait d’obtenir des projections bidimensionnelles de la distribution de radioactivité dans l’organisme, pour des incidences angulaires déterminées par la position de la tête de la caméra par rapport au patient. Actuellement, les caméras ont évolué, elles se composent souvent de plusieurs têtes de détection mais le principe est resté le même (Figure 5.2).

Signal énergie (z)

(x) (y)

Figure 5.2. Principe d’une caméra à scintillations.

Les photons émis par le radiotraceur suivant une incidence déterminée, atteignent un collimateur dont le rôle est de sélectionner les photons en fonction de leur direction. Les collimateurs les plus utilisés sont constitués de canaux séparés par des septa en plomb ou en tungstène. Si la direction des photons correspond à la direction préférentielle du collimateur, les photons gamma atteignent le cristal scintillant. Ce cristal est constitué le plus souvent d’iodure de sodium dopé au thallium (NaI(Tl)). Les photons γ interagissent par effet photoélectrique ou Compton avec le cristal et, via ces interactions, cèdent leur énergie au milieu. Après excitation, les atomes du réseau cristallin retournent à l’état fondamental par émission de photons lumineux. Ces photons lumineux sont alors convertis en signal électrique par des tubes photomultiplicateurs. L’intensité du signal électrique obtenu est proportionnelle à l’énergie dissipée dans le cristal par les photons incidents. Le lieu de l’interaction de chaque photon dans le cristal est déterminé par un système de positionnement situé en sortie des tubes photomultiplicateurs.

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L’optique de la caméra à scintillations est représentée par le collimateur. Le type et la géométrie du collimateur influencent le champ de vue, la sensibilité et la résolution spatiale de la caméra. Le véritable progrès dans la technologie des caméras est constitué par l’apparition récente des détecteurs numériques à semi-conducteurs. b) Les différents modes d’acquisition L’imagerie peut être planaire ou tomographique, c’est-à-dire permettre l’obtention d’une information bidimensionnelle ou tridimensionnelle. On peut obtenir : – des images statiques (mode planaire) : image plane de projection dont la taille correspond au champ de vue du détecteur utile. La durée d’acquisition peut varier de 1 à 20 min environ ; – des images corps-entier : Le mode planaire ne permet d’explorer qu’une partie du corps correspondant au champ de vue de la caméra à scintillations. En déplaçant linéairement et à vitesse constante le détecteur (ou le lit) de la caméra à scintillations, il est possible de réaliser une acquisition pour l’ensemble du corps. Ce mode est utilisé, par exemple, pour les scintigraphies osseuses « corps-entier » ; – des images tomographiques : en faisant tourner les détecteurs de la caméra autour du patient, on peut acquérir des projections sous tous les angles et reconstruire un volume tridimensionnel ; c’est la tomographie par émission de simple photon (TEMP) ; – des images dynamiques : en réalisant des acquisitions à des intervalles de temps constants, il est possible de mesurer l’activité du traceur dans l’organe exploré en fonction du temps. Ce type d’acquisition, appelé acquisition dynamique, est par exemple utilisé pour l’étude de la perfusion rénale ; – des images synchronisées, par exemple à l’électrocardiogramme. En l’occurrence, cela permet d’avoir une image du cœur en mouvement : le cycle cardiaque est divisé en plusieurs phases (8, 16 ou 32). On obtient ainsi une visualisation en mouvement et en trois dimensions de la contraction du cœur. c) La reconstruction tomographique En TEMP, les données acquises sont obtenues sous la forme de projections, c’est-à-dire sous la forme d’images de l’objet d’intérêt vues sous différentes incidences angulaires. Le problème inverse vise à calculer la distribution d’activité tridimensionnelle du radiotraceur connaissant l’ensemble des projections acquises sous différentes incidences : c’est le procédé de reconstruction tomographique. Différents types d’algorithmes permettent de réaliser l’étape de reconstruction (voir Pour en savoir plus : La reconstruction tomographique en TEMP). d) Le traitement des images La valeur de chaque voxel de l’image reconstruite devrait pouvoir être exprimée par une concentration de radiotraceur. Cependant, en pratique, il est difficile d’obtenir cette information quantitative car de nombreux phénomènes physiques interviennent au cours de la formation des images. Ces différents phénomènes doivent être corrigés avant, pendant ou après la reconstruction des données (voir Pour en savoir plus : Le traitement des images en TEMP).

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5.1.2.2. Les systèmes hybrides a) Les scanners couplés La première caméra à scintillations commerciale couplée à un tomodensitomètre (TDM) a été introduite en 2000 par GE Healthcare (système Hawkeye™). Cette caméra était associée à un TDM monocoupe à faible vitesse d’acquisition (23 s/rotation) avec une épaisseur de coupe de 10 mm. Une version améliorée a rapidement été proposée avec quatre coupes, de 5 mm d’épaisseur, acquises simultanément. Cette technologie était considérée comme suffisante pour obtenir une correction d’atténuation fiable et une localisation anatomique correcte même si elle ne permettait pas de réaliser un examen de qualité diagnostique. En effet la résolution spatiale transverse de ces appareils était de l’ordre de 3 pl/mm (paires de lignes par millimètre), versus 15 – 20 pl/mm pour un scanner diagnostique. Par contre, la dose délivrée au patient était réduite d’un facteur quatre. Dans cette configuration, il fallait environ 5 min pour acquérir les 40 cm correspondant au champ de vue axial des détecteurs. Par la suite, d’autres constructeurs (Siemens, Philips) ont choisi de se distinguer de la technologie TDM à rotation lente pour le repérage grâce à un scanner comparable à ceux utilisés en radiologie. Ils proposent des scanners multicoupes (de 2 à 16 coupes) qui permettent d’obtenir des épaisseurs de coupes comprises entre 0,6 et 10 mm et une vitesse de rotation qui permet de balayer les 40 cm du champ de vue axial en un temps inférieur à 30 s. La résolution spatiale obtenue est de l’ordre de 15 pl/mm. Aujourd’hui, tous les constructeurs proposent de coupler les caméras avec des TDM haute résolution qui ont des configurations allant jusqu’à 16 coupes et des vitesses de rotation de l’ordre de 0,4 s/rotation (Figure 5.3). Le choix de la configuration TDM dépend alors d’un grand nombre de facteurs comme la taille de la pièce, le blindage, le budget, les applications réalisées (imagerie cardiaque). b) Le CBCT (cone beam x-ray computer tomography) Récemment, une nouvelle approche a été proposée pour obtenir une carte d’atténuation et un repérage anatomique. Il s’agit d’un détecteur plan couplé à un tube à rayons X (RX) positionné sur le statif de la caméra à scintillations (BrightView XCT™, Philips Medical Healthcare). L’encombrement est réduit puisque le système est inclus sur le statif (Figure 5.4). Cette technologie est appelée tomographie volumique numérisée à faisceau conique (en terminologie anglo-saxonne : cone beam x-ray computer tomography ou CBCT). Comme sur le modèle Hawkeye™ GE Healthcare, l’acquisition RX en rotation lente ne permet pas de réaliser un examen diagnostique. En revanche, le système produit une image de repérage anatomique à faible dose en même temps qu’une carte d’atténuation de bonne qualité. Contrairement au scanner traditionnel, le CBCT travaille non plus avec un faisceau RX mince mais avec un faisceau ouvert, conique, ce qui lui permet en une seule révolution de balayer l’ensemble du volume à radiographier. La détection est assurée par un détecteur plan au silicium amorphe. Le tube RX et le détecteur réalisent simultanément autour du sujet une rotation complète qui permet d’acquérir des données numériques dans les différents plans de l’espace (360◦ en 12 secondes). Le volume d’un examen CBCT est caractérisé par son caractère « isotrope » et par la finesse des pixels (0,4 mm). La dose délivrée par les appareils CBCT est inférieure à celle du scanner. Bien que la qualité de l’image soit difficile à définir et à quantifier et que son estimation reste subjective,

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Figure 5.3. Caméra à scintillations couplée à un scanner diagnostique (Discovery NM/CT 670™, GE Healthcare).

Figure 5.4. Détecteur plan couplé à un tube RX positionné sur le statif de la caméra à scintillations (BrightView XCT™, Philips Medical Heathlcare).

le CBCT a une résolution spatiale qui semble supérieure à celle du scanner pour explorer des structures denses telles que l’os et pour permettre d’identifier des fractures ou lésions osseuses à l’intérieur de son champ de vue. En revanche, il ne permet pas d’atteindre une résolution en contraste aussi bonne que sur les scanners conventionnels ni d’avoir la mesure réelle des densités.

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5.1.3. Cas de la tomographie par émission de positons (TEP) L’examen au FDG représente la majorité des examens TEP réalisés à l’heure actuelle sur des appareils combinant un tomographe à émission de positons et un scanner (TDM). Le patient doit être à jeun pendant les 6 heures précédant l’examen. La préparation de l’examen dure environ une heure et se déroule comme suit : Le patient est installé dans une salle d’attente individuelle où il est perfusé pour recevoir le radiopharmaceutique. Après injection par le MERM selon la prescription médicale, le patient reste au repos dans un fauteuil ou un lit pendant au moins 45 minutes. Après un passage aux sanitaires pour vider la vessie, le patient est ensuite installé en décubitus dorsal sur le lit du TEP pour un examen standard corps entier, par exemple. Les examens TDM et TEP sont réalisés en séquence par déplacement de la table entre l’anneau TDM et l’anneau TEP. Pour un examen standard corps-entier en TEP, le champ de vue axial limité nécessite des déplacements successifs du lit de manière à balayer le patient du menton jusqu’aux cuisses. La durée de l’examen corps-entier sous caméra est en général comprise entre 10 et 30 minutes.

5.1.3.1. La chaîne de détection TEP L’imagerie TEP utilise des radionucléides riches en protons qui se désintègrent vers un état stable en émettant un positon (β + ) et un neutrino.Le positon émis dans l’organisme du patient parcourt quelques millimètres dans les tissus au cours desquels il perd presque toute son énergie cinétique par interaction avec les électrons atomiques du milieu, essentiellement par collision (ionisation et excitation). Quand son énergie est presque nulle, le positon interagit avec un électron du milieu et les deux particules se transforment en deux photons gamma de 511 keV émis dans des directions opposées (Figure 5.5). Cette réaction est appelée annihilation. La détection de ces deux photons de même énergie émis au même instant, c’est-à-dire en coïncidence, dans des directions opposées est la base de la formation de l’image TEP. γ = 511 keV

ee+ noyau γ = 511 keV Figure 5.5. Schéma représentant la désintégration beta+ suivie de la réaction d’annihilation.

En TEP, la détection des deux photons en coïncidence est réalisée par des couronnes de détecteurs placées autour du patient. Les détecteurs sont constitués de cristaux scintillateurs couplés à des photomultiplicateurs comme pour l’imagerie TEMP. Cependant, les scintillateurs utilisés sont différents car les photons à détecter ayant une plus haute énergie

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que ceux utilisés en médecine nucléaire conventionnelle, les cristaux utilisés doivent avoir un plus fort pouvoir d’arrêt. Les cristaux les plus courants sont le germanate de bismuth (BGO), l’orthosilicate de gadolinium (GSO), l’oxyorthosilicate de lutécium (LSO) et l’oxyorthosilicate de lutécium-yttrium (LYSO). Les détecteurs TEP sont assemblés selon une géométrie cylindrique ou hexagonale afin de permettre la mesure simultanée de l’activité émanant d’un ensemble de coupes. Plusieurs couronnes de détecteurs sont juxtaposées (typiquement entre 20 et 50 anneaux de détecteurs) pour former un large anneau de détection. Le champ de vue axial d’un TEP est compris entre 15 cm et 26 cm selon les fabricants. Le diamètre de la couronne est compris entre 80 et 90 cm. En TEP, chaque paire de détecteurs opposés est reliée à un circuit de détection en coïncidence. Chaque ensemble de détecteurs ainsi appariés définit un volume élémentaire correspondant à une ligne de réponse ou ligne de coïncidence. La détection simultanée d’un couple de photons d’énergie 511 keV par deux détecteurs opposés révèle une annihilation dans le voisinage immédiat de la ligne de réponse reliant les deux détecteurs (figure 5.5). Les lignes de réponse peuvent ensuite être arrangées sous forme de projections ou de sinogrammes. La fenêtre de coïncidence pendant laquelle on considère que la détection est simultanée est de l’ordre de 5 à 20 nanosecondes. Cette méthode est appelée collimation électronique, elle définit le volume dans lequel a eu lieu la réaction d’annihilation mais ne permet pas de savoir quelle est la position de l’annihilation le long de la ligne de réponse. On peut ensuite déterminer la position exacte de cette annihilation en combinant les mesures correspondant à différentes incidences angulaires. En TEP, la collimation électronique remplace la collimation physique utilisée en TEMP, ce qui permet d’obtenir des taux de comptage beaucoup plus élevés qu’en TEMP. Différents facteurs limitent les performances permises par l’utilisation de la collimation électronique : – les coïncidences aléatoires : Les événements aléatoires ou fortuits correspondent à la mesure de deux photons issus de deux annihilations différentes mais qui arrivent pendant la même fenêtre temporelle (figure 5.6). Ce phénomène entraîne la détection

Figure 5.6. La détection des coïncidences vraies, diffusées et fortuites (ou aléatoires).

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d’une annihilation fictive et diminue le rapport signal sur bruit dans l’image, tout particulièrement aux taux de comptage élevés ; – les coïncidences diffusées : Lorsque l’un des photons issus d’une annihilation est diffusé par interaction Compton avant d’être détecté, il entraîne la détection d’une coïncidence le long d’une ligne de réponse erronée (figure 5.6). Outre un changement dans la direction d’incidence du photon, la diffusion Compton d’un photon se traduit par une perte d’énergie. Il est donc possible d’éliminer une partie des coïncidences diffusées en n’acceptant que les photons dont l’énergie, estimée par le détecteur, est proche de 511 keV. Récemment, la mesure de la différence des temps d’arrivée des photons sur les deux détecteurs opposés, appelée temps de vol, a permis d’améliorer encore les performances des machines. Grâce à cette technique, la localisation de l’annihilation est connue avec une précision de l’ordre de 7,5 cm. Cette information est exploitée dans l’algorithme de reconstruction et permet une amélioration importante de la qualité des images surtout pour les patients corpulents. Le premier appareil clinique exploitant cette information a été commercialisé en 2006 (Gemini TF™, Philips Healthcare – figure 5.7).

Figure 5.7. Appareil TEP couplé à un scanner (Gemini TF™, Philips Healthcare).

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5.1.3.2. La chaîne de détection TDM Une étape majeure dans l’évolution des appareillages TEP est la commercialisation à partir de 2001 des machines hybrides associant TEP et TDM multicoupes, permettant l’acquisition des données métaboliques et anatomiques en une seule procédure. Aujourd’hui tous les appareils commerciaux combinent la TEP et la TDM. Les TDM proposés ont des configurations allant jusqu’à 128 coupes et des vitesses de rotation de 0,3 s (voir Chapitre 2). De nouveaux logiciels ont été développés qui permettent une réduction de la dose reçue par le patient pouvant atteindre 30 % selon la corpulence du patient (voir. Pour en savoir plus : La chaîne de détection TDM).

5.1.3.3. La reconstruction tomographique Les données TEP peuvent être présentées sous une forme de sinogrammes ou au format mode liste (voir Pour en savoir plus : la reconstruction tomographique TEP). Les données en mode liste permettent de conserver le maximum d’information. Actuellement la plupart des appareils mis sur le marché acquièrent et reconstruisent directement en 3D. L’algorithme de re-projection 3DRP (3D ReProjection) est considéré comme l’algorithme de référence des reconstructions 3D, analytiques ou itératives.

5.1.3.4. Le traitement des images Comme en TEMP, différents phénomènes physiques doivent être corrigés pour pouvoir exprimer la valeur de chaque voxel de l’image reconstruite par une concentration de radiotraceur (voir Pour en savoir plus : Le traitement des images en TEP). En pratique clinique, il n’est pas simple d’interpréter des valeurs exprimées en kBq/mL qui dépendent de l’activité injectée et de la morphologie du patient. Le calcul de la valeur standard de fixation SUV (Standardized Uptake Value) permet de s’affranchir de ces problèmes. La mesure de la valeur SUV d’une lésion permet de disposer d’une information quantitative qui peut être utilisée pour comparer l’intensité de la fixation par rapport à une population de patients ou évaluer la réponse thérapeutique [4].

5.1.4. Les équipements de mesure de l’activité injectée au patient 5.1.4.1. L’activimètre Un activimètre est un appareil destiné à mesurer l’activité de sources radioactives liquides contenues en général dans des flacons ou des seringues. Indispensable pour connaître avec précision l’activité administrée au patient, il est constitué d’une chambre d’ionisation à puits et d’un électromètre pour la mesure du courant d’ionisation. L’activimètre d’un service de médecine nucléaire est généralement intégré dans l’enceinte blindée de manipulation. L’activité peut être mesurée dans une gamme comprise entre 100 kBq et plusieurs dizaines de GBq.

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La chambre d’ionisation est constituée d’une enceinte scellée contenant un gaz sous pression (figure 5.8). Les parois de la chambre d’ionisation constituent des électrodes entre lesquelles une différence de potentiel est appliquée. L’échantillon à mesurer est placé dans le puits et les charges créées par l’ionisation des atomes du gaz sont collectées aux bornes des parois de la chambre d’ionisation. Le courant électrique ainsi créé est appelé courant d’ionisation. porte-source gaz sous pression

électrode collectrice électrode extérieure

blindage

seringue

courant d’ionisation tension de polarisation

Figure 5.8. Schéma de principe d’un activimètre.

Pour chaque radionucléide et chaque conditionnement, il existe une relation linéaire entre l’intensité du courant électrique et l’activité présente dans l’échantillon. Cette relation est déterminée par le facteur d’étalonnage, elle dépend du radionucléide, de son conditionnement, du volume liquide contenu. À la réception de l’activimètre, ces facteurs d’étalonnage sont déterminés par un laboratoire accrédité pour tous les radionucléides et toutes les géométries de mesure utilisés en pratique courante dans le service de médecine nucléaire. En effet, tout activimètre doit être livré avec un certificat d’étalonnage initial [3]. Il peut être modifié à la réception pour tenir compte de l’environnement de mesure du laboratoire. Il doit être renouvelé lors de chaque intervention majeure ayant un impact sur les paramètres de mesure de l’activimètre. Les modalités du contrôle qualité interne et externe de l’activimètre sont détaillées dans la décision du 25 novembre 2008 pour les activimètres à visée diagnostique [3]. Pour plus de détails, on pourra également se reporter au guide d’utilisation et de contrôle qualité des activimètres [5].

5.1.4.2. Le compteur gamma à puits Le compteur gamma mono- ou multi-puits appelé aussi passeur d’échantillons est un appareil destiné à mesurer l’activité de sources radioactives liquides contenues dans de petits tubes de laboratoire, de volume compris entre 1 et 20 mL (figure 5.9). Il permet d’avoir

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Figure 5.9. Compteur gamma multi-puits appelé aussi passeur d’échantillons.

accès à la mesure de l’activité de sources radioactives dans la gamme du Bq et du kBq (jusqu’à quelques kBq). Selon les modèles, un compteur peut analyser simultanément jusqu’à 12 échantillons. L’échantillon est placé au centre d’une cavité cylindrique constituée d’un cristal d’iodure de sodium (NaI) dopé au thallium. Derrière le cristal, la chaîne de détection est complétée par un tube photomultiplicateur pour augmenter la sensibilité de détection sur le même principe que les caméras à scintillations. Les compteurs gamma peuvent être équipés d’un ou plusieurs puits permettant alors la mesure simultanée de plusieurs échantillons. Un système robotisé permet l’analyse successive des échantillons (jusqu’à plusieurs centaines) placés dans des racks. La détection est efficace de 15 à 2000 keV ce qui permet de couvrir le champ d’application de la médecine nucléaire. Le compteur gamma à puits est calibré avec des sources étalons qui ont des dimensions adaptées au puits. Il existe des procédures de contrôle qualité et de maintenance spécifiques pour cet appareil qui doit être vérifié périodiquement. Le compteur gamma est utilisé en médecine nucléaire pour des techniques de dosages spécifiques tels que la détermination de la masse sanguine. Dans la mesure où il permet de mesurer de faibles concentrations radioactives avec une bonne précision, ce compteur

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est également utile pour déterminer l’activité présente dans les effluents contaminés générés par le service de médecine nucléaire.

5.1.4.3. Les sondes de détection externe Les sondes de détection per-opératoires de photons gamma sont utilisées par le chirurgien pour la localisation et l’excision de tissus marqués par un traceur radioactif (technétium99m, indium-111, fluor-18). En effet l’utilisation d’une caméra à scintillations ou d’un TEP n’est pas compatible avec les contraintes d’un bloc chirurgical. L’utilisation de sondes de détection per-opératoires permet d’optimiser la détection des tissus marqués à l’aide de radio-isotopes et de les localiser avec précision grâce à leur efficacité de détection élevée et à leur encombrement réduit qui permet de se placer au plus près du foyer fixant. Cette technique est utilisée par exemple dans le cadre des protocoles de recherche du ganglion sentinelle dans le cas du mélanome et du cancer du sein. D’autres applications moins courantes utilisent du 18 F-FDG en détection per-opératoire pour la localisation des métastases lors de récidives de différents cancers (ovaires, sein, mélanome). Le principe d’une sonde est similaire à celui d’une caméra à scintillations. Le système se compose d’un boîtier de commande et d’une ou deux têtes de détection (sondes). Le détecteur est constitué d’un cristal scintillant de type iodure de césium dopé au thallium (CsI(Tl)) ou iodure de sodium activé au thallium NaI(Tl). Il transforme les photons γ en impulsions électriques amplifiées par un photomultiplicateur. Alternativement, certaines sondes sont constituées d’un détecteur solide de type semi-conducteur comme le tellurure de cadmium (CdTe) ou le tellurure de cadmium-zinc (CZT ou CdZnTe). Un collimateur permet de sélectionner les photons incidents suivant leur direction. L’activité détectée est affichée sous forme numérique et visualisée par un « bargraphe ». Le signal sonore original, modulé par l’activité détectée, permet au chirurgien, en modifiant l’orientation de la tête, de localiser rapidement la zone la plus radioactive. Il existe différents types de sonde selon l’énergie des photons à détecter (technétium99m, indium-111, iode-131, fluor-18), la sensibilité et la résolution spatiale. Chaque sonde possède un blindage renforcé diminuant les perturbations occasionnées par l’activité du point d’injection. Les caractéristiques du collimateur dépendent de l’application envisagée. Les collimateurs très haute résolution permettent d’obtenir un champ étroit autour de l’axe de détection, ce qui leur confère une résolution spatiale excellente (inférieure à 1 cm) et une très grande discrimination de la détection. Les collimateurs grand angle, de par leur champ de détection très ouvert, sont caractérisés par une très grande sensibilité de détection. En dehors de l’administration du radiotraceur qui se déroule dans les locaux du service de médecine nucléaire, la détection per-opératoire et l’analyse histologique des pièces opératoires s’effectuent dans des locaux non soumis à une réglementation particulière sur le plan de la radioprotection. La question du niveau d’exposition du personnel impliqué dans le prélèvement et l’analyse des tissus peut donc légitimement se poser (voir 5.2.3). La sonde de détection externe pour les comptages thyroïdiens est un autre détecteur qu’il est possible de rencontrer dans les services de médecine nucléaire (Figure 5.10). Elle est composée d’un collimateur et d’une chaîne de détection de type cristal scintillateur (NaI(Tl)) couplé à un photomultiplicateur. L’ensemble est monté sur un bras télescopique qui permet de se positionner au plus près du patient pour effectuer les comptages. La sonde de détection externe est utilisée dans les traitements thérapeutiques de certaines pathologies

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Figure 5.10. Sonde de détection externe (NaI) utilisée pour les comptages thyroïdiens.

de la thyroïde pour déterminer le pourcentage de fixation de la thyroïde. Brièvement, une dose diagnostique d’iode-123 est utilisée pour effectuer un comptage standard sur un fantôme, représentatif de l’activité totale, puis administrée au patient pour estimer la fixation au niveau de la thyroïde. Cette donnée permet ensuite d’ajuster l’activité thérapeutique en iode-131 (jusqu’à 4 GBq) à administrer au patient. La sonde de détection externe, tout comme la sonde détection per-opératoire, est un dispositif médical qui est soumis au contrôle qualité [3].

5.1.5. Maintenance et contrôle qualité En application de l’article R.5212-25 du Code de la santé publique (CSP), l’« exploitant veille à la mise en œuvre de la maintenance et des contrôles de qualité prévus pour les dispositifs médicaux qu’il exploite. La maintenance est réalisée soit par le fabricant ou sous sa responsabilité, soit par un fournisseur de tierce maintenance, soit par l’exploitant lui-même ». La maintenance est définie à l’article R.5211-5 du CSP comme l’ensemble des activités destinées à maintenir ou à rétablir un dispositif médical dans un état ou dans des conditions données de sûreté de fonctionnement pour accomplir une fonction requise ; les conditions

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de réalisation de la maintenance sont fixées contractuellement, s’il y a lieu, entre le fabricant ou le fournisseur de tierce maintenance et l’exploitant. En général, la maintenance des dispositifs médicaux, et en particulier des équipements d’imagerie, est assurée par le fabricant. La maintenance préventive a lieu de deux à quatre fois par an. Elle consiste à effectuer toutes les opérations techniques et administratives pour maintenir ou rétablir l’état de fonctionnement de l’équipement. La configuration des paramètres doit également permettre une utilisation clinique. Le contrôle qualité est défini à l’article R.5211-5 du CSP comme l’ensemble des opérations destinées à évaluer le maintien des performances revendiquées par le fabricant ou, le cas échéant, fixées par le directeur général de l’agence nationale de sécurité du médicament et des produits de santé (ANSM). Le contrôle qualité en médecine nucléaire est régit par la décision du 25 novembre 2008 fixant les modalités du contrôle de qualité des installations de médecine nucléaire à visée diagnostique [3]. Cette décision impose : – le contrôle interne des activimètres ; – le contrôle interne des caméras à scintillations ; – le contrôle interne des scanographes associés à des caméras à scintillations ; – le contrôle interne des sondes per- opératoires et de leurs électromètres associés ; – le contrôle interne des compteurs gamma thyroïdiens ; – l’audit externe des contrôles internes précédemment mentionnés. Le contrôle qualité vise à effectuer des tests simples et rapides qui permettent de suivre l’évolution de l’appareillage et de mettre en œuvre les calibrages nécessaires, avant que des défauts significatifs n’apparaissent sur les images cliniques. Les périodicités des différents tests sont variables et impliquent l’ensemble des professionnels qui travaillent auprès des équipements listés ci-dessus. Pour une liste complète des tests de contrôle qualité à effectuer sur les caméras à scintillations et les activimètres, le lecteur est invité à consulter les recommandations des sociétés savantes [5], [6]. Aucun texte législatif n’est en application à l’heure actuelle pour le contrôle qualité en TEP ou le contrôle qualité des caméras à scintillation basées sur de nouveaux détecteurs (semi-conducteurs). Cependant un groupe de travail de la Société Française de Physique Médicale (SFPM) a publié des recommandations pour le contrôle qualité et la mesure des performances en TEP [7].

5.2. L’exposition du personnel due aux activités de médecine nucléaire Compte tenu des caractéristiques des sources utilisées en médecine nucléaire, non scellées et parfois volatiles et/ou gazeuses, et de leur manipulation à des fins de préparation et d’injection, le personnel est soumis à des risques d’exposition externe et interne, cette dernière étant due à une contamination externe ou interne.

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5.2.1. Origine de l’exposition 5.2.1.1. Exposition externe Un service de médecine nucléaire est une zone réglementée au sein de laquelle sont manipulées diverses sources radioactives non scellées afin de les injecter à un patient, qui devient lui-même radioactif et donc irradiant pour son entourage. Les sources d’exposition externe, c’est-à-dire à distance du personnel exposé, sont donc multiples et ne peuvent pas toutes être gérées par des moyens adaptés de confinement. Schématiquement, on retrouve ces sources d’exposition sous forme de : – cartons livrés au niveau du sas de livraison et de la zone de décolisage ; – flacons, seringues au niveau des laboratoires et des salles d’injection et éventuellement des salles d’imagerie ; – patients injectés au niveau des salles d’imagerie et des salles d’attente ; – déchets et effluents radioactifs au niveau des poubelles blindées du service et des zones d’entreposage des déchets. Le patient est une source d’exposition externe particulière. L’intensité du rayonnement issu du patient dépendra de l’activité injectée, de la distribution d’activité à l’intérieur du corps et de l’atténuation du patient. L’évolution dans le temps de cette intensité de rayonnements dépendra de la pharmacocinétique du traceur dans l’organisme du patient, une donnée biologique très variable d’un patient à un autre. D’une manière générale, l’exposition externe à distance du patient diminuera dans le temps en fonction de la période effective du traceur utilisé pour un examen donné. Des exemples de débit de dose à distance du patient sont donnés dans le tableau 5.6. La protection des opérateurs contre l’exposition externe fait appel aux trois grands principes de la radioprotection (temps, distance, écrans) et aux consignes spécifiques rappelées dans la partie 5.3.1 de ce chapitre.

5.2.1.2. Contamination externe Du fait de la manipulation de sources non scellées, un risque de contamination radioactive existe au cours des procédures routinières de médecine nucléaire. La contamination externe par contact avec la peau est susceptible d’intervenir pendant toutes les phases de travail des techniciens de médecine nucléaire depuis la préparation, l’injection des produits radiomarqués jusqu’à la prise en charge du patient si celui-ci est incontinent, notamment. Cette dernière remarque est importante. En effet, le patient injecté est également une source de contamination éventuelle pour les locaux et pour son entourage. À ce titre, les mêmes mesures de prévention des risques doivent être prises à son égard que celles qui seraient prises pour une source non scellée. Cela nécessite, par exemple, la mise en place de kits de décontamination à disposition du personnel dans tous les locaux où les patients sont amenés à faire des examens diagnostiques ou thérapeutiques. Cela nécessite

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Tableau 5.6. Débits de dose moyens mesurés à 50 cm du patient pour quelques examens courants de médecine nucléaire.

Examen Tomoscintigraphie myocardique – Effort (protocole 2 jours) (MIBI- 99mTc) Tomoscintigraphie myocardique – Repos (protocole 2 jours) (MIBI- 99m Tc) Scintigraphie osseuse / temps précoce (HMDP99m Tc) Scintigraphie osseuse / temps tardif (HMDP99m Tc) Tomoscintigraphie myocardique (201 Tl) Scintigraphie des récepteurs de la somatostatine (111 In) Examen TEP / Administration (FDG-18 F) Examen TEP / Installation patient (FDG-18 F)

Activité injectée moyenne (MBq)

Temps moyen après injection

Débit de dose moyen mesuré à 50 cm du patient (μSv/h)

600

∼ 20 min

15 - 25

600

∼ 20 min

15 - 25

700

∼ 6 min

40 - 60

700

∼4h

5 - 15

110

∼ 8 min

∼5

150

∼4h

∼5

210

0

55 - 65

210

∼1h

30 - 35

également des contrôles réguliers (voir paragraphe 5.3.1.3 de ce chapitre) au sein des salles d’examen, des salles d’attente, des toilettes du service de médecine nucléaire ou encore au niveau des chambres radioprotégées de thérapie. Enfin, cela nécessite des consignes particulières de prise en charge du patient en dehors du service de médecine nucléaire. La protection contre la contamination externe et notamment cutanée fait appel aux règles d’usage concernant l’aménagement des locaux, le port des équipements de protection et les bonnes pratiques de laboratoire. Ces règles sont abordées dans les sections suivantes.

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5.2.1.3. Contamination interne Dans un service de médecine nucléaire, la contamination interne peut intervenir selon 3 modes de pénétration dans l’organisme : – par inhalation d’un gaz radioactif ; – par voie cutanée, par exemple au cours d’une blessure avec une seringue ; – par ingestion, en portant par exemple des doigts contaminés à la bouche. Pour se prémunir de la contamination atmosphérique, il est nécessaire d’avoir recours à des dispositions structurelles et des techniques particulières. La contamination atmosphérique est limitée en premier lieu par les règles d’aménagement du service de médecine nucléaire (voir partie 5.4.1 de ce chapitre). La zone réglementée du service de médecine nucléaire dispose d’une ventilation en dépression, individualisée du reste de l’établissement. Des contrôles de contamination atmosphérique doivent être réalisés périodiquement selon les prescriptions de l’arrêté du 21 mai 2010 [8] (voir partie 1.5 du chapitre 1 « Radioprotection dans le secteur médical – aspects réglementaires et pratiques ») pour s’assurer du bon fonctionnement de la ventilation et des circulations d’air à l’intérieur de la zone réglementée. Les manipulations de préparation des radiopharmaceutiques sont réalisées à l’intérieur de boîtes à gants ou de hottes ventilées, avec extraction filtrée indépendante. Compte tenu de l’énergie gamma émise par l’iode-131, il est nécessaire de disposer d’une enceinte dont la protection biologique est adaptée. Généralement, l’enceinte haute énergie du service est utilisée à cet effet. Les examens de ventilation pulmonaire sont réalisés soit à partir d’aérosols technétiés, soit à partir de générateurs de Rubidium/Krypton. Avec les aérosols technétiés, l’inhalation du patient est réalisée dans une salle dédiée qui dispose d’une extraction filtrée indépendante (Figure 5.11 A). Le patient est ensuite transféré dans la salle d’imagerie pour les prises de vue de l’examen pulmonaire en régime ventilation. Avec le système d’administration du krypton-81m, l’inhalation du patient est réalisée directement sous la caméra à scintillations pendant l’examen grâce à un masque respiratoire connecté à un système fermé de circulation d’air. La période physique du krypton-81m (13 secondes) assure une contamination atmosphérique minime dans la salle d’imagerie. La contamination interne par voie cutanée ou par ingestion est évitée par le respect des règles de protection individuelle et par le respect des mesures de contrôle individuel mis en place dans le service de médecine nucléaire. En cas d’incident de contamination, par blessure par exemple, la conduite à tenir doit être connue des opérateurs et suivre le cheminement réglementaire de gestion et de déclaration de l’incident (voir chapitre 8 « Gestion des situations incidentelles et dégradées dans le milieu médical »).

5.2.2. Cas du personnel du service de médecine nucléaire Le personnel en poste d’un service de médecine nucléaire est composé de plusieurs professions réglementées dont les missions sont brièvement rappelées ci-dessous : – le médecin nucléaire : il est le responsable des actes médico-techniques réalisés dans le service. Il est également qualifié pour être autorisé par l’ASN à utiliser des radionucléides sous forme non scellées à des fins de diagnostic et de thérapie ;

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Figure 5.11. (A) Salle de préparation du patient pour un examen de ventilation pulmonaire. (B) Équipements de protection individuelle lors de l’administration du médicament par inhalation.

– le radiopharmacien : il est chargé de la gestion, l’approvisionnement, la délivrance et la préparation des radiopharmaceutiques utilisés en médecine nucléaire. Dans les établissements de santé possédant une pharmacie à usage intérieur (PUI), sa présence est obligatoire depuis le 1er janvier 2006 ; – le physicien médical (ou PSRPM, Personne Spécialisée en RadioPhysique Médicale) : il assure l’expertise physique de l’utilisation des rayonnements à des fins diagnostiques ou thérapeutiques. Il intervient notamment au niveau du contrôle qualité des dispositifs médicaux, de l’estimation de la dose reçue par le patient et par son entourage, de l’optimisation des équipements, des techniques et des traitements en imagerie médicale ; – le manipulateur en électroradiologie médicale (MERM) : sous la responsabilité médicale, le MERM est habilité à accomplir tous les actes médico-techniques d’un examen de médecine nucléaire diagnostique ou thérapeutique (préparation et administration d’un radiopharmaceutique, réalisation technique d’une scintigraphie, traitement des images) ; – le technicien de laboratoire : sous la responsabilité d’un médecin ou d’un pharmacien titulaire des diplômes de radioanalyse requis, il assure la réalisation technique des examens de biologie médicale (activité in vitro du service de médecine nucléaire) ; – l’infirmier : il délivre des soins au patient sur prescription médicale. En médecine nucléaire, il n’est pas habilité à préparer des produits radioactifs, ni à réaliser l’acquisition et le traitement des images mais il a le droit statutaire de réaliser des administrations de radiopharmaceutiques ;

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– le préparateur en pharmacie hospitalière : dans les établissements de santé possédant une PUI, le préparateur est autorisé à seconder le radiopharmacien, sous la responsabilité et le contrôle effectif de ce dernier. Les principales tâches, réalisées par le personnel de médecine nucléaire et liées au risque d’exposition au rayonnement ionisant, sont rassemblées dans le tableau 5.7. Elles donnent toutes lieu à un risque d’exposition externe et interne à des niveaux variables d’intensité en fonction des personnels impliqués et des techniques opératoires utilisées. Ces informations sont recueillies par la PCR lors des études de poste et consignées dans le document unique de l’établissement (article R.4121-1 du code du travail). Tableau 5.7. Répartition des tâches liées à un risque d’exposition au rayonnement ionisant dans un service de médecine nucléaire.

Quelles tâches irradiantes en médecine nucléaire ? Décolisage des produits radioactifs commandés Préparation des produits radiopharmaceutiques Contrôle de qualité des produits radiopharmaceutiques Administration des radiopharmaceutiques Gestion interne des sources (transport stockage) Prise en charge de patients radioactifs Réalisation de comptage d’échantillons biologiques radioactifs Gestion des déchets radioactifs Contrôle de qualité des équipements

Qui ? MERM, technicien de laboratoire, préparateur en pharmacie hospitalière MERM, préparateur en pharmacie hospitalière, radiopharmacien Préparateur en pharmacie hospitalière, technicien de laboratoire, radiopharmacien Infirmier, MERM, médecin nucléaire MERM, infirmier, préparateur en pharmacie hospitalière, technicien de laboratoire MERM, infirmier, médecin nucléaire MERM, Technicien de laboratoire Tous (mais en général désignation d’une personne dédiée pour la gestion globale) MERM, physicien médical

Compte tenu de leur présence possible sur tous les postes de réalisation d’un acte technique de médecine nucléaire in vivo, les manipulateurs en électroradiologie médicale (MERM), sont généralement les professionnels les plus exposés en médecine nucléaire. Ils travaillent directement au contact des sources non scellées lors des phases de préparation et d’injection des radiopharmaceutiques. L’exposition au niveau des extrémités peut notamment être un sujet majeur de préoccupation compte tenu des activités manipulées et de l’utilisation de certains radionucléides irradiants, comme par exemple, le fluor 18 dans le cas des examens TEP.

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Le tableau 5.8 donne quelques exemples des expositions calculées sans protection au contact des principaux radionucléides manipulés en routine. On remarquera les valeurs particulièrement élevées pour l’yttrium-90, émetteur β − pur. Tableau 5.8. Données d’exposition des extrémités lors de la manipulation des sources non scellées en médecine nucléaire (D’après Radionucléides et Radioprotection, Delacroix, Guerre, Leblanc, 2006).

99mTc 131 I 111 In 18 F 90Y

Contact seringue 5 ml μSv.h−1 .MBq−1 Sans protection 350 1100 1200 2900 44000

Débit de dose calculé pour 370 MBq manipulé mSv.h−1

Délai pour atteindre la limite annuelle extrémités (500 mSv)

129 407 444 1073 16280

4 heures 1,23 heure 1,13 heure 28 minutes 1,8 minute

Facteur relatif 1 3,2 3,4 8,3 126,2

Avec le développement de l’imagerie TEP en médecine nucléaire, l’exposition du MERM a fait l’objet de nombreuses études de poste ces dernières années. L’exposition corps-entier pour l’ensemble d’un examen TEP (préparation de la seringue, injection, positionnement du patient et acquisition des images) est de l’ordre de 5 à 15 μSv pour une activité injectée voisine de 350 MBq. L’exposition est variable en fonction du type d’appareil utilisé puisque les TEP de nouvelle génération utilisent des activités pondérées de l’ordre de 2 - 3 MBq.kg−1 au lieu des 5 MBq.kg−1 habituels sur les anciennes générations de TEP. Des doses équivalentes de l’ordre de 200 à 500 μSv par examen peuvent être reçues aux niveaux des extrémités. Le grand écart des doses mesurées aux extrémités s’explique par la grande variation des techniques opératoires et des moyens de radioprotection utilisés. En particulier l’utilisation d’un système de fractionnement de dose automatique et d’un injecteur automatique permet de réduire considérablement l’exposition des mains des opérateurs, à quelques μSv par examen tout au plus. Globalement, les niveaux d’exposition d’un MERM affecté au poste TEP ne sont pas négligeables. Ce constat justifie des aménagements particuliers, ainsi que l’acquisition de dispositifs de radioprotection spécifiques, afin de limiter l’exposition du personnel (voir partie 5.4.4). La prise en charge du patient, notamment du patient alité ou peu mobile du fait son état de santé, est toutefois un facteur incompressible de l’exposition externe du technicien de médecine nucléaire. Les MERM peuvent être classés en catégorie A si l’étude de poste le justifie. La surveillance dosimétrique de l’exposition externe au niveau du corps entier et des extrémités est adaptée. La surveillance de l’exposition interne est également nécessaire selon une

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périodicité définie par le médecin du travail, qui s’appuie sur l’analyse des risques. Du fait de la manipulation de radionucléides à période courte, l’anthroporadiamétrie doit être privilégiée si l’on souhaite avoir une surveillance pertinente des conditions de travail en médecine nucléaire. Pour exemple, l’IRSN met à disposition des installations mobiles permettant de réaliser ce type d’examens dans n’importe quel centre français de médecine nucléaire. Dans les établissements de santé disposant d’une PUI, l’activité exclusive de préparation des radiopharmaceutiques peut être réalisée par des préparateurs en pharmacie hospitalière. Compte tenu de l’importance du niveau d’exposition sur ce poste, les mêmes règles et précautions que celles énoncées plus haut pour les MERM s’appliquent. En fonction de l’organisation du service, des infirmier(es) peuvent réaliser les administrations de radiopharmaceutiques. Ses compétences de soignant peuvent particulièrement être mises à profit dans les services spécialisés de cardiologie nucléaire lors de la réalisation des épreuves d’effort. Les infirmier(es) peuvent être classés en catégorie A si l’étude de poste le justifie. La surveillance dosimétrique corps-entier et extrémités est adaptée pour l’exposition externe. Enfin, comme tous les professionnels amenés à manipuler directement des sources sous forme non scellées, ils sont soumis à une surveillance de l’exposition interne. Les techniciens de laboratoire manipulent des échantillons radioactifs dans le cadre des dosages de radioimmunoanalyse. Les activités manipulées (quelques MBq tout au plus) sont en général plus faibles que pour l’activité in vivo. Le niveau d’exposition du personnel peut souvent se contenter d’un classement en catégorie B. Une surveillance de l’exposition externe (corps-entier et extrémités) et interne est nécessaire avec une périodicité à adapter, en pratique, en fonction du niveau d’exposition. L’équipe médicale est principalement exposée lors des contacts avec le patient injecté. L’exposition externe est en général faible et ne requiert qu’une surveillance corps-entier. Typiquement, le niveau d’exposition du personnel médical est tel qu’un classement en catégorie B est généralement suffisant. Les radiopharmaciens sont amenés à manipuler les sources non scellées pour la préparation et le contrôle qualité des radiopharmaceutiques. Les physiciens médicaux manipulent des sources scellées et non scellées dans le cadre du contrôle qualité et des mesures de performances des équipements. Ces professionnels relèvent en général de la catégorie B avec une surveillance dosimétrique externe et interne adaptée en fonction des pratiques et des études de poste. Une travailleuse enceinte peut être maintenue à son poste dans un service de médecine nucléaire, à partir du moment où les travaux qu’elle effectue ne requièrent pas un classement en catégorie A. De plus, l’exposition au fœtus entre la déclaration de grossesse et l’accouchement doit être inférieure à 1 mSv. Cette valeur correspond à la limite annuelle pour le public auquel le fœtus est assimilé. En pratique, l’usage est d’exclure la travailleuse enceinte des postes de manipulation et d’administration des sources qui sont les postes les plus irradiants. Le travail au contact des patients injectés en TEP est également déconseillé du fait des niveaux d’exposition élevés qui peuvent être atteints rapidement. Enfin, les postes de travail thérapie au contact des iodures ne sont pas conseillés du fait de la contamination interne possible et de la capacité de l’iode à traverser la barrière placentaire au cours de la grossesse. Il en est d’ailleurs de même pour les femmes allaitant qui, réglementairement, ne doivent pas être exposées à un risque de contamination interne.

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Le personnel d’entretien est un personnel classé (en général B), formé à la radioprotection et aux consignes particulières de sécurité dans l’environnement de la zone réglementée. Les secrétaires et le personnel de l’accueil ne sont pas des personnels affectés au travail dans la zone réglementée. Ils peuvent être exposés ponctuellement lorsqu’ils sont en contact avec des patients injectés, au même titre que le personnel hors service de médecine nucléaire.

5.2.3. Cas du personnel hors service de médecine nucléaire Le personnel soignant hors service de médecine nucléaire est exposé aux rayonnements issus du patient injecté. Ce dernier est une source d’exposition pour son entourage pendant un temps donné qui dépendra de l’activité injectée et de la période effective du radiopharmaceutique. Comme nous l’avons vu, cette donnée biologique est fonction du patient mais peut être estimée à partir de modèles pharmacocinétiques. L’exposition externe au chevet du patient injecté sera également fonction des distances et des temps de présence requis par le personnel soignant pour les soins. Pour la majorité des examens diagnostiques de médecine nucléaire, les radiopharmaceutiques utilisés sont éliminés par voie rénale. L’exposition externe du personnel soignant auprès d’un patient injecté avec une activité diagnostique est en général faible et ne nécessite pas de recommandations particulières au regard des limites réglementaires annuelles applicables au public. Le respect de recommandations simples telles que la diminution du temps de présence et l’augmentation de la distance au patient suffisent à réduire l’exposition du personnel. En revanche, des instructions spécifiques sur les règles d’hygiène à adopter au contact du patient (pour éviter une contamination) doivent être données. Il ne faudra pas oublier que le risque infectieux constitue le risque le plus important et que de ce fait il est toujours nécessaire de porter des gants au contact du patient. Également, des consignes sur la gestion des déchets radioactifs (linges, poches urinaires, couches…) doivent être spécifiées à l’attention du personnel d’hospitalisation (voir chapitre 6 « Gestion des déchets et effluents radioactifs »). Au niveau du bloc opératoire, la prise en charge de patients injectés dans le cadre des procédures de recherche du ganglion sentinelle, conduit également à des niveaux d’exposition extrêmement faibles pour le chirurgien. Des procédures de tri des déchets d’activité de soins doivent être mises en place pour diriger tout ce qui a été contaminé (c’est-a-dire en contact avec les liquides biologiques) vers la filière de traitement des déchets radioactifs. La zone de travail doit également être contrôlée en fin d’intervention pour détecter une éventuelle contamination des locaux. Pour les examens thérapeutiques, il en va tout autrement puisqu’en fonction des activités administrées et des isotopes utilisés, des recommandations pourront être nécessaires pour limiter l’exposition externe du personnel soignant. En France, dans le cas des traitements à l’iode-131, l’hospitalisation des patients traités est nécessaire à partir d’une activité administrée de 740 MBq. Le patient est alors hospitalisé en chambre radioprotégée pendant une période de 2 à 5 jours. Ces chambres sont des installations dédiées, avec des protections biologiques adaptées et des équipements spécifiques pour la gestion des déchets contaminés. Elles permettent de limiter l’exposition

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externe du personnel soignant et de la famille et de confiner la contamination susceptible d’intervenir au contact des fluides corporels du patient (urine, salive, transpiration…). Le patient est pris en charge par une équipe de soignants, nécessairement personnel classé, formé à la radioprotection et bénéficiant d’une dosimétrie passive et active. Des recommandations de radioprotection sont nécessaires pour : – limiter ou interdire (pour les femmes enceintes) les contacts avec le patient ; – éviter les contaminations par l’usage de gants pour les soins, la manipulation des linges souillés et des poches urinaires, le nettoyage des chambres (et notamment des toilettes) ; – gérer les déchets (y compris restes de repas et la vaisselle utilisée) susceptibles d’être radioactifs. À des niveaux d’activité administrée d’iode-131 inférieurs à 740 MBq, l’hospitalisation n’est plus nécessaire et l’exposition du personnel en cas de prise en charge médicalisée du patient peut être suffisamment réduite en respectant des mesures simples de radioprotection (temps, distance). Il en va de même pour la majorité des autres traitements radioactifs ambulatoires ou suite à la sortie d’hospitalisation des patients traités pour cancer de la thyroïde. Dans le cas des émetteurs β purs (comme l’yttrium-90), l’exposition au contact du patient sera faible, due principalement au rayonnement de freinage, d’intensité bien moindre que l’émission gamma issue du patient. Une exception existe pour les traitements impliquant des foyers tumoraux se trouvant à fleur de peau, pour lesquels l’exposition externe due aux particules β peut être non négligeable et nécessiter des recommandations particulières au contact du patient. Dans tous les cas, et spécialement pour les patients incontinents ou porteurs de sonde urinaire, le personnel médical qui prend en charge un patient injecté doit être informé des règles d’hygiène et des consignes de recueil et de stockage des déchets radioactifs générés par le patient (voir chapitre 6).

5.2.4. Cas des proches et du public hors établissement Lorsqu’il sort du service de médecine nucléaire, le patient injecté est une source d’exposition externe pour son entourage. D’un point de vue réglementaire, l’arrêté du 21 janvier 2004 [2] précise que le médecin nucléaire fournit les informations nécessaires pour limiter l’exposition des personnes qui seront avec lui ainsi que les informations sur les risques liés aux rayonnements ionisants. En pratique, l’exposition de l’entourage du patient hors du service de médecine nucléaire dépend de l’activité injectée, de la pharmacocinétique du traceur à l’intérieur du patient, de l’activité éliminée avant la sortie du service de médecine nucléaire, des durées d’exposition du patient injecté avec son entourage. Le risque d’une exposition au rayonnement ionisant ne sera pas le même non plus en fonction de la catégorie des personnes exposées (femme enceinte, enfant, adulte). Dans le cas des examens diagnostiques de médecine nucléaire, l’exposition auprès d’un patient injecté ne nécessite pas de recommandations particulières de restriction pour l’entourage du patient. Les activités administrées sont diagnostiques, l’exposition externe

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résultante est faible dans toutes les situations de la vie en société. En fonction des examens réalisés, il peut être demandé de limiter le contact des accompagnants, et surtout des enfants et des femmes enceintes, dans les tous premiers instants après l’injection du radiopharmaceutique. Également, des consignes d’hygiène peuvent être données au patient lors de son retour chez lui pour limiter sa contamination lors des passages aux toilettes. Dans le cas des examens thérapeutiques de médecine nucléaire, l’exposition auprès d’un patient injecté peut être conséquente et nécessiter des restrictions de contact pour le patient auprès de son entourage. Cela dépendra du radioélément utilisé et des activités administrées dans le cadre du traitement. À cet égard, l’arrêté du 21 janvier 2004, stipule que le médecin nucléaire doit remettre un document écrit, adapté pour tenir compte des conditions de vie de la personne, sur les éléments suivants : – les conseils de vie permettant de minimiser les contaminations éventuelles ; – le nombre de jours où les contacts avec les enfants et les femmes enceintes doivent être réduits ; – le nombre de jours où le contact avec le conjoint doit être réduit ; – le nombre de jours où le contact avec des personnes doit être réduit dans le cadre du travail ; – le nombre de jours où le contact avec les proches, autres que le conjoint, doit être réduit. Il en est de même lors de la réalisation d’un acte à visée diagnostique comportant l’administration d’iode-131. L’appréciation du niveau d’exposition de l’entourage d’un patient peut être réalisée à l’aide d’une campagne de mesures dosimétriques auprès de l’entourage du patient, ce qui est relativement lourd à mettre en œuvre et difficile à relier à des situations pratiques si on souhaite établir des recommandations. Généralement, le niveau d’exposition externe est estimé par le calcul à partir de mesures de débit de dose en sortie d’établissement et d’hypothèses sur le modèle biologique d’élimination du traceur dans l’organisme et sur le modèle d’exposition (temps et distance de contact) du patient avec les personnes de son entourage. Dans la mesure du possible, la période effective du traceur dans l’organisme du patient peut être estimée pour établir des recommandations individuelles pour chaque traitement. Dans le cas des traitements à l’iode-131, qui sont de loin les plus fréquents, des recommandations existent au niveau européen [9]. Elles font appel à la notion de contraintes de dose (Tableau 5.9). Les contraintes de dose ne sont pas des limites réglementaires mais des prévisions indicatives qui sont supposées ne pas être dépassées pour la famille et les proches qui, en connaissance de cause et de leur plein gré, participent au soutien et au réconfort du patient (article R.1333-65 du CSP). La famille et les proches constituent donc une catégorie de personnes à part (c’est-à-dire hors public), informée des précautions à prendre et obtenant satisfaction mutuelle de la situation. Leur exposition est ici considérée comme une exposition médicale pour laquelle des contraintes de dose doivent être établies et utilisées dans le cadre général de l’optimisation de la protection. Ces contraintes de dose, telles que définies par la commission européenne [9], sont de 1 mSv pour les enfants de 0 à 10 ans,

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Tableau 5.9. Contraintes de dose définies dans le rapport de la commission européenne [8].

Groupe de personnes Enfant à naître et enfant d’âge ≤ 10 ans∗ Enfant d’âge > 10 ans et adultes d’âge ≤ 60 ans Adultes d’âge > 60 ans Public

Contraintes de dose 1 mSv 3 mSv 15 mSv 0,3 mSv

* on entend par enfant à naître, l’embryon et le fœtus.

3 mSv pour les adultes (de moins de 60 ans) et 15 mSv pour les personnes de plus de 60 ans (Tableau 5.9). Pour l’exposition du public, la limite annuelle de 1 mSv, fixée par voie réglementaire, reste bien évidemment valide. Cette limite s’applique au cumul de toutes les expositions d’une personne du public sur l’année. La commission européenne a retenu une contrainte de dose de 0,3 mSv pour l’exposition d’un tiers par un patient traité par thérapie iodée. Les contraintes de dose permettent de calculer des temps de restriction en utilisant différents scenarii de contact du patient vis-à-vis de son entourage. Ces temps de restriction permettent d’assurer, pour une catégorie donnée de personnes, le respect d’une exposition cumulée inférieure à la contrainte de dose. En France, un rapport de la section de radioprotection du Conseil Supérieur Public d’Hygiène de France (CSHPF) [10] présente des recommandations pour les patients ayant bénéficié d’un traitement par l’iode radioactif. Ce rapport repose sur les contraintes de dose définies par la commission européenne en ce qui concerne la famille et les proches mais la contrainte de dose pour le public est rapportée à 1 mSv. Les tableaux 5.10 et 5.11 donnent des exemples de durée des restrictions recommandées dans le cas des cancers thyroïdiens et des traitements pour hyperthyroïdie. Ces prescriptions s’accompagnent généralement d’une fiche d’instructions de type questionsréponses reprenant l’ensemble des précautions à prendre en compte (exposition, hygiène, allaitement …) après une cure de traitement avec un isotope radioactif.

5.3. La stratégie de maîtrise du risque La stratégie globale de maîtrise du risque passe par : – la responsabilité des acteurs et l’organisation fonctionnelle de la radioprotection ; – la formation des personnels en poste dans une unité de médecine nucléaire (et l’information des intervenants extérieurs) ; – l’aménagement d’une unité de médecine nucléaire ; – l’identification des dangers (repérage des sources, classification des locaux) ; – l’évaluation et la surveillance continue du niveau de risque (études de postes, évaluation prévisionnelle des doses, classement des travailleurs, surveillance dosimétrique et médicale, contrôles techniques…) ; – l’élaboration de mesures de prévention adaptées (consignes de sécurité, procédures, protocoles, adéquation des équipements de protection).

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Tableau 5.10. Durée des précautions nécessaires (en jours) après traitement pour cancer thyroïdien par dose thérapeutique d’iode-131 (D’après [8]).

Catégorie

Public

Famille et proches

Scénario

Visite 1 h à 1 m Visite 4 h à 1 m Visite 8 h à 1 m Travail à 1 m Travail à 2 m Conjoint ≤ 60 ans Conjoint > 60 ans Conjointe enceinte Enfant 0 à 3 ans Enfant 3 à 10 ans Enfant > 10 ans

Contrainte de dose (mSv) 1* 1* 1* 1 1

Débit de dose mesuré à 1m en sortie d’hospitalisation 0-50 51101151100 150 200 (μGy/h) (μGy/h) (μGy/h) (μGy/h) 0j 0j 0j 0j 0j 0j 1j 1j 0j 1j 2j 2j 0j 1j 1j 2j 0j 0j 0j 0j

3

1j

2j

2j

2j

15

0j

0j

0j

0j

1

2j

3j

5j

6j

1

2j

3j

4j

5j

1

0j

1j

1j

1j

3

0j

0j

0j

1j

* Ces 3 scenarii correspondent à une visite de personnes du public, pour lesquelles, le groupe de travail de la section radioprotection du CSHPF a adopté une contrainte de doses de 1 mSv.

Les mesures principales de prévention contre les risques d’exposition et de contamination sont rappelées dans les paragraphes suivants.

5.3.1. Consignes générales de radioprotection De par la présence de sources scellées et non scellées dans un service de médecine nucléaire, les grands principes de protection contre l’exposition externe et interne s’appliquent. Les mesures générales de prévention dans un service de médecine nucléaire sont : – l’accès à la zone réglementée est réservé au personnel du service. Toute autre personne ne peut y pénétrer qu’après accord du responsable ; – l’entrée et la sortie du personnel affecté en zone réglementée s’effectuent par le sasvestiaire dans lequel les vêtements de ville (vestiaire froid) sont échangés contre ceux du travail (vestiaire chaud). Les vêtements de ville ne doivent pas être portés hors de cette zone (en particulier pendant les temps de repas) ;

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– le port des dosimètres pendant toute la durée de travail est obligatoire dans la zone réglementée. La surveillance de l’exposition externe (corps-entier, extrémités) et interne est adaptée en fonction de la nature des postes de travail et de la classification des locaux ; – le lavage des mains et le contrôle de non-contamination sont obligatoires avant de quitter même transitoirement la zone réglementée ; – le personnel n’est pas autorisé à manger, boire ou fumer en zone réglementée ; en conséquence il est interdit d’y introduire de la nourriture, des boissons, des cigarettes, du tabac, des articles pour fumeur, ainsi que des cosmétiques ; – la manipulation des produits radioactifs et la gestion des déchets font l’objet de consignes particulières ; elles doivent être connues des intéressés auxquels il est recommandé d’éviter le port des bagues, de garder les ongles courts, d’éviter les chaussures ouvertes et de retenir les cheveux par une coiffure appropriée ; – tout incident ou anomalie doit être immédiatement signalé à la personne compétente en radioprotection et toutes mesures doivent être prises pour limiter sans délai l’extension d’une éventuelle contamination.

Tableau 5.11. Durée des précautions nécessaires après traitement d’une hyperthyroïdie par dose thérapeutique d’iode-131 (D’après [8]).

Activité administrée (MBq) Débit d’exposition à 1 m (μSv/h) Durée maximum de transport en avion Durée d’arrêt de travail1 (week-end compris) Durée de limitation de contact avec une conjointe enceinte2 Durée de limitation de contact entre conjoints2 Durée de limitation de contact avec un enfant de 0 à 3 ans3 Durée de limitation de contact avec un enfant de 3 à 10 ans4

100 5 -

200 10 29 h

400 20 13 h

600 30 9h

800 40 7h

-

-

-

5j

8j

2j

11 j

20 j

24 j

27 j

-

-

8j

13 j

16 j

-

9j

17 j

22 j

25 j

-

-

6j

10 j

13 j

1 Un arrêt de travail est à prévoir lorsque le patient à des contacts proches (de l’ordre du mètre) et prolongé (7 h/j) toujours avec le même collègue ou de jeunes enfants. 2 Limitations de contact le jour, mais surtout de chambres séparées la nuit. 3,4 Des dépassements de 1 mSv peuvent survenir, si les contacts très proches (prise dans les bras) et proche durent plus de 2 heures par jour. 4 Des dépassements de 1 mSv peuvent survenir, si les contacts proches (1 m) durent plus de 3 heures par jour.

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5.3.1.1. Les bonnes pratiques La préparation et l’injection de produits radiomarqués au patient sont soumis au respect des nombreuses dispositions réglementaires pour faire face aux différents risques (infectieux, biologique, rayonnement ionisant …) rencontrés dans un environnement médical. Notamment, la manipulation des produits radiopharmaceutiques répond aux dispositions réglementaires prévues par les bonnes pratiques de préparation [11]. Sur ce poste de travail, les MERM ou les préparateurs, réalisent, à l’intérieur d’une boîte à gants, des séries de préparations de kits et de mises en seringue pour un grand nombre de patients. La maîtrise des techniques nécessite de l’expérience, d’autant plus que les flacons et seringues sont manipulés avec des protections blindées (protège-seringues, protège-flacons) lourdes et encombrantes. Du point de vue strict de la radioprotection, les recommandations suivantes peuvent être données lors de cette phase : – se laver les mains avant toute manipulation ; – porter des gants (stériles si nécessaire) à usage unique. Changer de paire de gants aussi souvent que nécessaire et à la moindre suspicion de contamination, de perforation ou de perméabilité ; – préparer le matériel nécessaire à la manipulation à l’avance ; Identifier clairement chaque seringue ou flacon ; – contrôler la dépression de la boîte à gants ; – afin de limiter la contamination interne : ◦ recouvrir la surface de travail de papier absorbant du type « benchcoat », la surface imperméable étant placée vers le dessous ; ◦ manipuler les produits radioactifs au-dessus de plateaux ayant des bords relevés ; – manipuler selon les techniques classiques de laboratoire en : ◦ évitant les surpressions dans les flacons pour le risque de contamination par projections ou éclaboussures ; ◦ tenant la seringue par le piston (c’est-à-dire au plus loin) lors des phases de mesure de l’activité ; ◦ recapuchonnant toujours l’aiguille d’une seringue avant d’en vérifier le volume, pour éviter les projections ; – limiter l’exposition externe en : ◦ réduisant l’activité manipulée au minimum nécessaire ; ◦ éliminant les sources inutiles sur le plan de travail ; ◦ maintenant la plus grande distance avec la source (en utilisant des pinces, par exemple) ; ◦ utilisant les moyens de protection à disposition tels que les protège-seringues et protège-flacons ; ◦ manipulant rapidement ;

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– étiqueter clairement toutes les solutions radioactives ; – trier et contrôler les déchets afin de pouvoir séparer les déchets radioactifs des déchets non radioactifs ; – contrôler régulièrement les gants de la boîte à gants pour les changer en cas de contamination ; – à la fin de la manipulation : nettoyer la surface de travail et la contrôler. Le poste de travail doit être propre et exempt de toute contamination. Les manipulations de radionucléides peuvent également se faire sur paillasse. Ce sera le cas des manipulations effectuées au niveau du laboratoire de radioimmunoanalyse, au niveau du laboratoire de contrôle de qualité du marquage, ou au laboratoire de radiopharmacie pour la préparation de fantômes (contrôle qualité des équipements). Les règles générales exposées ci-dessus devront être respectées et les équipements de protection adaptés (briques ou feuilles de plomb, écrans blindés) aux radionucléides manipulés et à la nature du travail effectué. La manipulation de produits iodés se fait uniquement dans la boite à gants. Dans le cas des gélules d’iode-131, l’ouverture du conditionnement est effectuée à l’intérieur de l’enceinte blindée dédiée (voir section 5.4 et 5.5) pour se prémunir de tout dégagement de gaz radioactif. Tous les déchets iodés produits (forme libre : iode-123, iode-131) peuvent être isolés hermétiquement, par exemple dans des poches plastiques, pour éviter toute contamination interne. Les injections de produits radiopharmaceutiques sont majoritairement réalisées dans les salles prévues à cet effet. Du point de vue de la radioprotection, Le MERM doit prendre toutes les dispositions pour : – prévenir la contamination interne (ports de gants, utilisation de champs et de plateaux à bords relevés…) ; – optimiser l’exposition externe en utilisant notamment les dispositifs de protection adaptés (tabliers plombés, protège-seringue) ; – isoler les déchets radioactifs produits dans les poubelles blindées prévues à cet égard ; – contrôler la zone de travail. Enfin, dans le cas de marquages des éléments figurés du sang, les manipulations sont effectuées sous hotte ventilée à flux laminaire dans une zone d’atmosphère contrôlée (laboratoire de marquage cellulaire accessible par un sas) dont les qualités microbiologique et particulaire sont maîtrisées [11]. Des mesures de prévention supplémentaires sont nécessaires au regard des conditions d’asepsie requises, comme par exemple : – porter une casaque, des sur-chaussures, un masque et une charlotte ; – utiliser des gants en latex stériles ; – « stériliser » la hotte à flux laminaire avec la lampe UV avant la manipulation ; – nettoyer le plan de travail de la hotte à flux laminaire avant et après la manipulation.

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5.3.1.2. Les équipements de protection individuelle La protection des opérateurs en médecine nucléaire est maintenue par un ensemble cohérent de dispositions intégrant la protection des installations (voir partie 5.4), les protections collectives (voir partie 5.5) et les protections individuelles. En ce qui concerne les protections individuelles, elles doivent être adaptées aux postes de travail et suffisamment confortables pour ne pas gêner les opérateurs dans leurs tâches quotidiennes, aussi bien du point de vue de la radioprotection que du point de vue d’autres risques non radiologiques. Notamment, le poids des équipements de protection de médecine nucléaire est relativement lourd compte tenu des protections biologiques nécessaires. On distingue deux grandes catégories d’équipements de protection individuelle en médecine nucléaire : – les vêtements de protection pour se prémunir de la contamination. La tenue de travail (blouse ou tunique, chaussures) est obligatoire dans la zone réglementée du service de médecine nucléaire. Dans la zone des laboratoires de radiopharmacie, des vêtements complémentaires sont requis en fonction des classes de zone d’atmosphère contrôlée [11]. Dans la salle de ventilation pulmonaire, pour se prémunir de la contamination interne, un masque de protection respiratoire à haute filtration vient compléter la tenue du MERM (figure 5.11B) ; – les tabliers plombés, d’épaisseur 0,5 mm de plomb, pour se prémunir de l’exposition externe sur certains postes de travail (se reporter au chapitre 5.5.1.4). En pratique, il est inutile d’utiliser les tabliers plombés pour les applications TEP et les applications thérapeutiques à l’iode-131 compte tenu de leur faible efficacité vis-à-vis de l’énergie des rayonnements photoniques. La protection des opérateurs contre l’exposition externe devra être assurée par les équipements de protection collective et par les deux autres grands principes : temps et distance.

5.3.1.3. Les contrôles techniques de radioprotection Les modalités techniques et les périodicités des contrôles techniques de radioprotection sont définies dans l’arrêté du 21 mai 2010 [8], décrit en détail dans le chapitre 1.5 de ce volume. a) Les contrôles techniques des sources En médecine nucléaire, la présence de générateurs RX (scanners sur les machines hybrides), sources scellées et sources non scellées impose la réalisation de tous les types de contrôles de sources : – annuellement pour le contrôle technique externe ; – périodiquement pour le contrôle technique interne (voir ci-après pour les périodicités) ; En plus du contrôle périodique, un contrôle supplémentaire dans chacun des cas ci-dessous sera nécessaire : ◦ à la réception ; ◦ avant la première utilisation ;

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◦ lorsque les conditions d’utilisation sont modifiées ; ◦ en cas de cessation définitive d’emploi. (voir partie 1.5.2 pour la description du contenu des contrôles) Les contrôles des sources scellées sont annuels ou semestriels pour les sources de plus de 10 ans (voir partie 1.5.2 pour la description du contenu des contrôles). En ce qui concerne les sources non scellées, ces contrôles sont mensuels et comprennent : – l’intégrité des équipements contenant des sources (recherche de fuites) ; – le contrôle des installations de ventilation et d’assainissement des locaux : par exemple, on vérifiera le contrôle des dépressions et des renouvellements horaires requis dans la zone réglementée et plus particulièrement au niveau des laboratoires de radiopharmacie (présence de manomètres) ; – le contrôle des dispositifs de sécurité et d’alarme des sources et des installations : par exemple, on vérifiera le bon fonctionnement des voyants de niveau de remplissage des cuves et des renvois vers le service de médecine nucléaire, la disponibilité des instruments de mesure et des kits de décontamination, l’existence des mesures d’urgence en cas d’incident ; – le contrôle de la gestion des sources radioactives non scellées (registre du mouvement des sources, procédure en cas de perte ou de vol de sources, contrôle des activités maximales autorisées) ; – le contrôle des moyens et des conditions d’évacuation des effluents, de tri et de stockage et d’élimination des déchets (voir chapitre 6). b) Les contrôles d’ambiance Les contrôles internes techniques d’ambiance sont réalisés en continu ou au moins avec une fréquence mensuelle. Les contrôles externes sont annuels. En médecine nucléaire, ces contrôles concernent : – les contrôles des débits de dose (pour le risque d’exposition externe) ; – les contrôles de contamination surfacique ; – les contrôles de contamination atmosphérique. La mesure de l’exposition externe (en Sv) doit permettre d’évaluer la dose efficace dans le cas de l’exposition de l’organisme entier ou d’évaluer la dose équivalente pour les mesures d’exposition localisée (extrémités, cristallins). La mesure de l’exposition externe est réalisée à l’aide de technique de mesure d’ambiance et de technique de mesure individuelle. Pour la mesure du rayonnement ambiant sont utilisés des appareils à poste fixe ou portables. En pratique, la mesure de l’exposition externe pourra être réalisée à l’aide de dosimètres passifs (de périodicité mensuelle) ou de débitmètres portables. La mesure en temps réel avec débitmètres (en Sv.h−1 ) pourra être privilégiée dans les zones où le risque identifié est le plus important et les mouvements de sources sont les plus nombreux, comme par

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exemple au niveau du laboratoire de radiopharmacie. Elle sera particulièrement intéressante pour identifier immédiatement les changements d’ambiance du fait des modifications des conditions de stockage ou de manipulation des sources. La mesure de la contamination surfacique (en Bq.cm−2 ) doit permettre de caractériser les activités surfaciques, suite à une contamination. Elle peut être : – soit obtenue directement par l’instrument lorsque les conditions de mesure sont voisines de celles de l’étalonnage de référence. Les caractéristiques de la source de référence utilisée pour l’étalonnage doivent être fournies avec l’appareil ; – soit à partir de la mesure d’un taux de comptage en impulsions (ou coups) par seconde, traduite soit au moyen d’un rendement de détection de l’instrument dont la valeur a été déterminée par le constructeur, soit d’un rendement de mesure pratique dont la valeur a été déterminée par un laboratoire d’étalonnage ; – soit, en cas de contamination non fixée et lorsque la mesure directe n’est pas possible, par la technique du frottis en ayant soin de définir une surface standard et un rendement de frottis représentatif des conditions de prélèvement. Ce sera par exemple, la méthode à utiliser préférentiellement à l’intérieur des boites à gants. En pratique, une gestion efficace des contrôles de non-contamination pourra être réalisée sur la base de la mesure brute du contaminamètre en coups par seconde (cps), en prenant en compte la valeur mesurée du bruit de fond. Si le résultat de la mesure dépasse 2 fois le bruit de fond, la zone de travail devra être considérée comme contaminée et des actions correctives de décontamination engagées. Les contrôles de contamination surfacique sont effectués dans toutes les pièces de la zone réglementée du service de médecine nucléaire, sur tous les équipements et toutes les zones susceptibles d’avoir été en contact avec des liquides radioactifs. En médecine nucléaire, ces liquides radioactifs peuvent provenir de sources préparées, de déchets mal conditionnés ou de fluides biologiques de patients injectés (sang, urine, sueur dans certains cas). Dans le secteur des chambres de thérapie par exemple, il faudra être attentif à tous les équipements susceptibles d’avoir été touchés par le patient (téléphone, télécommande, table de nuit…), au linge et à la contamination au niveau du lavabo et des sanitaires. En général, il est raisonnable de contrôler certaines zones de manipulation fréquente sur une périodicité rapprochée (hebdomadaire voire journalière) : cela concernera les laboratoires de préparation et les salles d’injection, salles d’attente TEP, salles d’effort. Les contrôles de contamination atmosphérique (en Bq.m−3 ) permettent de vérifier les contaminations de l’air ambiant dans les zones où sont manipulés des radionucléides à caractère volatil notable. Ce sera le cas dans le secteur des chambres de thérapie (contamination à l’iode-131), dans la salle de ventilation pulmonaire (cas des examens technétiés) ou dans les salles d’imagerie (examens de scintigraphie pulmonaire par ventilation). En médecine nucléaire, compte tenu de la contribution limitée de la contamination interne à l’exposition globale des travailleurs et du coût global représenté par l’acquisition de dispositifs de prélèvements, ces contrôles de contamination atmosphérique sont en général réalisés par des organismes prestataires au titre des contrôles externes. Mentionnons également que les contrôles de ventilation permettent de vérifier le bon état de fonctionnement des débits de soufflage et d’extraction des locaux dans la zone réglementée, et ce, conformément à la réglementation (voir partie 5.4). Ces contrôles sont

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annuels et peuvent être réalisés par les services techniques de l’établissement ou par des organismes agréés par le ministre chargé du travail [12]. c) Les contrôles des instruments de mesure En médecine nucléaire, cela concerne les instruments de mesure de l’exposition externe (débitmètres, radiamètres), les instruments de mesure de la contamination surfacique (contaminamètres) et les dosimètres opérationnels. Les bornes de détection de la radioactivité en sortie d’établissement rentrent aussi dans le champ des contrôles réglementaires. Les instruments de mesure de la contamination atmosphérique présents à demeure dans les services sont plus rares. Pour rappel, ces contrôles sont de trois types (voir partie 1.5.5) : – le contrôle de bon fonctionnement ; – le contrôle périodique pour vérifier la constance de la mesure avec une source radioactive. Il peut être réalisé en interne, moyennant des conditions géométriques reproductibles et une source radioactive ponctuelle scellée ; – le contrôle périodique de l’étalonnage.

5.3.2. Contraintes d’implantation des équipements d’imagerie Les équipements d’imagerie font l’objet de renouvellements périodiques dans un service de médecine nucléaire. L’introduction de nouvelles technologies, comme l’imagerie couplée au TDM, peut amener à revoir les règles d’aménagement de la salle d’imagerie. a) La caméra à scintillations L’appareillage a des contraintes techniques d’installation propres : charge au sol, planéité du sol, puissance électrique et dissipation calorimétrique disponibles. Du point de vue des installations, les salles d’imagerie doivent avoir une protection blindée (parois, sols, plafonds) adaptée à l’énergie des radionucléides utilisés et un aménagement conforme à celui de la zone réglementée du service de médecine nucléaire (voir partie 5.4). Notamment, les sols et parois doivent être constitués d’un matériau facilement décontaminable, les remontées en plinthes sont continues et facilement lessivables. Dans le cas où la caméra est couplée à un TDM, les contraintes d’implantation propres aux scanners dans le domaine médical s’appliquent [13, 14]. La protection biologique requise pour l’imagerie TEMP suffit en général pour l’imagerie TDM mais des aménagements peuvent être nécessaires si, par exemple, les dimensions de la salle sont petites et/ou si les zones adjacentes sont classées en zone publique. De plus, des contraintes réglementaires supplémentaires doivent être respectées pour le TDM. Notamment, le poste de commande doit être à l’extérieur de la salle d’imagerie tout en permettant d’assurer la surveillance continue du patient.

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b) La TEP Comme pour la caméra à scintillations, l’appareillage a des contraintes techniques d’installation propres : charge au sol, planéité du sol, puissance électrique et dissipation calorimétrique disponibles. Du point de vue des installations, les salles d’imagerie TEP doivent avoir une protection blindée (parois, sols, plafonds) adaptée à l’énergie du rayonnement gamma de 511 keV. Le secteur TEP fait donc l’objet de contraintes de radioprotection supplémentaires par rapport à la médecine nucléaire conventionnelle. Le calcul des protections à prévoir (parois, planchers, plafonds) doit être réalisé à partir d’une source de référence de fluor 18 de 600 MBq, positionnée au centre du lit d’examen de la TEP, ou au centre des lits ou fauteuils des box de la salle d’injection et d’attente [15]. Une source de référence d’activité moindre mais représentative de l’activité réellement utilisée dans le service de médecine nucléaire peut être tolérée par l’ASN (par exemple 400 MBq dans les box et 275 MBq sur le lit d’examen). Dans ce cas, on prendra garde aux éventuelles évolutions d’activité avec l’apparition de nouvelles procédures ou radiopharmaceutiques. De plus, comme pour les machines hybrides en TEMP, les contraintes d’implantation propres aux scanners dans le domaine médical s’appliquent (Voir ci-dessous). c) Règles applicables aux machines hybrides Sur les machines hybrides (TEP/TDM, TEMP/TDM) de médecine nucléaire, il existe des contraintes d’installation liées à la présence d’un scanner (TDM). Ces contraintes sont données par les normes françaises d’installation pour la production et l’utilisation de rayonnements X [13]. Elles précisent les dispositions à appliquer quant à la nature et la signalisation des locaux et les exigences de radioprotection pour le blindage des parois. Concernant les locaux et la signalisation d’un scanner médical, on retiendra les dispositions suivantes : – la surface du local doit respecter les exigences d’installation et permettre d’assurer les interventions techniques de maintenance conformément aux instructions écrites du fabricant ou de son représentant ; – tous les accès des locaux doivent comporter un obstacle matérialisé par une double signalisation lumineuse [14]. Le premier signal, fixe, doit être automatiquement commandé par la mise sous tension de l’installation radiologique. Le second signal, fixe ou clignotant, doit fonctionner au moins pendant la durée d’émission du tube radiogène. La mise en fonctionnement de ce signal doit être asservie à la phase de préparation de l’émission RX et la durée du signal ne peut en aucun cas être inférieure à 5 s ; – chaque local doit être équipé d’au moins un dispositif de coupure d’urgence à verrouillage. Ces arrêts d’urgence doivent être placés à l’intérieur du local en nombre suffisant et à des emplacements facilement repérables. Ces dispositifs, à contact fermé au repos, doivent être connectés entre eux en série, et assurer la coupure de la haute tension ; – un plan à l’échelle 1/50 de chacune des salles affectées en tout ou partie à la radiologie doit être établi et mis à jour. Ce plan coté de l’installation doit être affiché à l’entrée de la salle et doit comporter au minimum les indications suivantes :

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– la délimitation des zones réglementées et non réglementées (salle et locaux attenants) ; – la destination des locaux attenants ; – les dispositifs de protection ; – la localisation des arrêts d’urgence ; – la localisation des dispositifs de signalisation extérieurs à la salle ; – la nature et l’épaisseur de chacun des matériaux constituant les parois du local ; – l’implantation des appareils et, notamment, les positions extrêmes des têtes radiogènes, ainsi que les limites des zones d’intervention. Dans le cas d’un scanner, les protections se déterminent pour l’ensemble des parois (murs, plancher et plafond) compte tenu éventuellement des éléments absorbants atténuants existants. Les surfaces et épaisseurs des matériaux atténuants sont celles qui assurent la protection en tous points des parois latérales situés entre 0 et au minimum 2 m au-dessus du sol des lieux à protéger, y compris le poste de commande. Il est nécessaire de justifier la limitation de cette protection à 2 m. L’arrêté du 22 août 2013 [14] indique que tous les locaux attenants à une salle d’imagerie disposant d’un scanner ne peuvent pas être classés en zone réglementée du fait de l’utilisation du scanner. Dans l’application de la norme française d’installation d’appareils émettant des RX [13] pour la détermination des protections blindées, il conviendra donc de considérer que tous les locaux attenants à la salle d’imagerie sont en zone non réglementée (sans prendre en compte l’exposition liée à la présence de sources non scellées). De même, pour le calcul des protections blindées, le pupitre de commande ne peut être classé en zone contrôlée du fait de l’utilisation du scanner seul.

5.4. Implantation d’un service de médecine nucléaire Un service de médecine nucléaire est une installation détenant et utilisant des radionucléides artificiels, en sources scellées et non scellées, soumis à l’autorisation préalable de l’ASN (voir partie 1.1). Cette autorisation est délivrée à une personne physique en charge de l’activité nucléaire. Les conditions d’aménagement d’une unité de médecine nucléaire ont longtemps été fixées par l’arrêté du 30 octobre 1981 [16] relatif aux conditions d’emploi des radionucléides artificiels utilisés en sources non scellées à des fins médicales. Une note d’information de l’ASN (annexée à la lettre DGSNR/SD9/0921) [15] en rappelle les différentes règles qui sont énoncées ci après. Pour les contraintes relatives à la radiopharmacie, les locaux sont également soumis aux exigences réglementaires des bonnes pratiques de préparation [11]. Enfin les lieux d’entreposage des déchets radioactifs hospitaliers répondent aux exigences de l’arrêté du 23 juillet 2008 [17]. Cependant l’arrêté du 16 janvier 2015 a récemment modifié les règles de conception, d’exploitation et de maintenance auxquelles doivent répondre les installations de médecine nucléaire in vivo [18]. Si les dispositions générales ont été conservées, certains articles de

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l’arrêté du 30 octobre 1981 sont abrogés à compter du 1er juillet 2015. Le lecteur est invité à s’informer des dispositions pratiques qui résulteront de ces modifications.

5.4.1. Aménagement d’une unité de médecine nucléaire Les locaux d’une unité de médecine nucléaire doivent être : – situés à l’écart des circulations générales ; – individualisés nettement des locaux à usage ordinaire ; – regroupés afin de former un ensemble d’un seul tenant permettant la délimitation aisée d’une zone réglementée ; – hiérarchisés par activités radioactives décroissantes. La zone réglementée comprend nécessairement les locaux suivants (figure 5.12) : – sas-vestiaire pour le personnel permettant la séparation des vêtements de ville, de ceux de travail ; – salles d’examen et de mesure ; – pièces réservées à l’attente, avant examen, des patients injectés (prévoir des locaux distincts pour les patients valides et ceux couchés) ; – laboratoire de radiopharmacie (ou laboratoire chaud) ;

Sas de livraison

Stockage des déchets

caméra à scintillations 1

Console caméra

Vestiaires H

Zone d’accueil et attente froide

caméra à scintillations 2

WC 1 patients Salle d’attente patients alités

Vestiaires F

Salle effort

Laboratoire de contrôle qualité

Salle d’injection

sas

Laboratoire de radiopharmacie

Salle informatique Salle injection TEP

WC 2 patients

Box n°1 Salle d’attente patients injectés (attente chaude)

Console Box 1 Box 2 consultation consultation TEP

Imagerie TEP

Box n°2

Box n°3 Légende

Zone réglementée Accès patient Accès personnel

Figure 5.12. Exemple de plan de la zone réglementée d’un service de médecine nucléaire.

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– salle d’injection, attenante au laboratoire de radiopharmacie (sauf dans le cas des unités TEP) ; – installations de stockage des déchets et des effluents radioactifs. Ces dernières peuvent ne pas être situées au sein de l’unité de médecine nucléaire (sous-sol, bâtiment extérieur...) mais doivent être classées en zone réglementée. L’accueil, le secrétariat, les bureaux médicaux doivent être normalement implantés en zone non réglementée, sauf si la distribution des locaux ne permet pas de les séparer nettement du secteur classé en zone réglementée. L’aménagement de l’unité de médecine nucléaire est tel que : – les murs du laboratoire de radiopharmacie et de la salle d’injection ont une épaisseur permettant de respecter les niveaux d’exposition en fonction de la classe d’affectation des locaux et a minima équivalente à 15 cm de béton ordinaire ; – les parois sont sans aspérités ni recoins (angles et arêtes arrondis) ; – les revêtements des sols (à remonter en plinthes), des murs et des surfaces de travail sont constitués en matériaux lisses, imperméables, sans joints (carrelages à exclure) et facilement décontaminables ; – il existe un guichet entre le laboratoire de radiopharmacie et la salle d’injection ; – les éviers sont de type monobloc avec robinets à commande non manuelle. Dans les locaux de la radiopharmacie et les salles d’injection, il existe des éviers dits « chauds » reliés aux cuves de décroissance ; – il existe une bonde d’évacuation des eaux au sol du laboratoire de radiopharmacie et de la salle d’injection, reliée aux cuves tampons ; – il existe des lavabos et douche dans le sas-vestiaire (côté vestiaire chaud) ; – les sanitaires réservés aux patients injectés sont reliés à une fosse septique ordinaire qui est à raccorder directement au collecteur général de l’établissement ; – les portes du laboratoire de radiopharmacie, du local de livraison des sources et du local des déchets et effluents radioactifs, sont équipées de rappel automatique de fermeture et de serrures fermant à clé (sans poignée coté extérieur pour le local de livraison). La porte et les parois du local de livraison des sources devront présenter une résistance suffisante aux risques d’intrusion ou de malveillance.

5.4.1.1. Implantation de la radiopharmacie Les locaux techniques de la radiopharmacie doivent respecter, pour des raisons de radioprotection et d’hygiène, des règles d’aménagement, d’équipement et d’organisation spécifiques. Ils doivent satisfaire aux réglementations en vigueur : – du point de vue de la radioprotection dans le but de protéger le personnel et l’environnement ;

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– du point de vue pharmaceutique, dans le but d’atteindre une qualité pharmaceutique des médicaments stériles préparés. La préparation aseptique des médicaments doit se faire au sein d’installations conçues pour empêcher la contamination microbienne. Les locaux ont un renouvellement d’air associé à un système de filtration haute efficacité pour les particules de l’air (HEPA - High Efficiency Particulate Air) qui permet de répondre aux classes d’empoussièrement définies. On parle de zone d’atmosphère contrôlée constituée de locaux et/ou d’équipements dont les qualités microbiologique et particulaire sont maîtrisées. Dans les établissements disposant d’une PUI (Pharmacie à Usage Intérieur), l’aménagement des locaux de la radiopharmacie est adapté à la gestion des médicaments (article R 512611 du CSP). Concernant les locaux et les équipements, les exigences réglementaires des bonnes pratiques de préparation imposent : – un local de livraison ; – un local destiné à la préparation aseptique en système clos des médicaments radiopharmaceutiques (ou laboratoire chaud), précédé d’un sas d’accès ; Les préparations sont conduites dans des enceintes blindées, ventilées en dépression, et placées dans un environnement contrôlé au minimum de classe D. Elles sont équipées de sas pour l’entrée du matériel et des produits ; – un local destiné à la préparation aseptique en système ouvert des médicaments radiopharmaceutiques (ou laboratoire de marquages cellulaires), précédé d’un sas d’accès ; Les préparations sont conduites dans des hottes à flux laminaire vertical (classe A), placées dans un environnement contrôlé au minimum de classe C ; – un local de contrôle de qualité des médicaments radiopharmaceutiques ; si la conception des locaux le permet, un guichet transmural communique avec le laboratoire chaud ; – un local de stockage des déchets et des effluents radioactifs. Les locaux de la radiopharmacie sont donc munis de sas d’accès permettant au personnel de revêtir la tenue de travail adéquate et de respecter les mesures d’hygiène (figure 5.13). À ce titre, les sas doivent, par exemple, être équipés de lave-mains. De plus, compte tenu des contraintes d’habillage existantes dans ces zones à atmosphère contrôlée, la mise en place d’un système d’interphonie est généralement nécessaire entre les locaux de la radiopharmacie et les autres pièces de la zone réglementée. La radiopharmacie doit également disposer d’un local destiné à la documentation se rapportant à son activité et notamment aux registres réglementaires, procédures, modes opératoires utilisés. Ce local, implanté à l’extérieur de la zone réglementée, doit cependant en rester à proximité immédiate.

5.4.1.2. Ventilation et dépression des locaux Les systèmes de ventilation des locaux et des équipements où sont mises en œuvre des substances radioactives non scellées sont conçus en vue de limiter à un niveau aussi faible que raisonnablement possible les rejets d’effluents gazeux contaminés.

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Figure 5.13. Exemple d’organisation des locaux de la radiopharmacie.

La ventilation de la zone réglementée d’une unité de médecine nucléaire est en dépression, indépendante du système général de ventilation du bâtiment, assurant dans la zone réglementée un minimum de cinq renouvellements horaires de l’air. Le taux passe à dix renouvellements horaires de l’air dans le cas spécifique de la radiopharmacie. De plus, les caractéristiques suivantes du réseau de ventilation sont données : – les bouches de soufflage et d’extraction d’air sont implantées de façon à éviter toute perturbation aéraulique ; – l’extraction de l’air vicié est réalisée sans risque de recyclage ; – le point de sortie de la (des) gaine(s) d’extraction de l’air en toiture est à hauteur suffisante (sur un toit-terrasse, le point de sortie doit être situé à au moins 2 m audessus du niveau de la terrasse) ; – il existe un clapet anti-retour équipant chacune des gaines d’extraction dans le cas où elles se raccordent sur un conduit unique ; – il existe un système de ventilation séparé pour les enceintes blindées de stockage et de manipulation des produits radioactifs du laboratoire de radiopharmacie, avec gaine d’évacuation indépendante et équipée de filtres ;

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– il existe un système de ventilation spécifique dans le cas de mise en œuvre de gaz radioactif (aérosols technétiés, par exemple). Pour les locaux de la radiopharmacie, des écarts de pression entre les locaux et les sas doivent exister afin de garantir une qualité microbiologique et particulaire correspondant aux classes exigées et aux textes en vigueur en matière de radioprotection. Les zones entre lesquelles il est important de maintenir une différence de pression sont équipées d’un indicateur de pression, si possible relié à un système d’alarme, dont les valeurs sont régulièrement relevées et consignées. Plus spécifiquement, – le sas menant au laboratoire de radiopharmacie (ou laboratoire chaud) peut être en surpression relative par rapport au couloir et au laboratoire de radiopharmacie, ce qui n’empêche pas ce dernier d’être en dépression par rapport au couloir de circulation. La ventilation assure un minimum de 5 renouvellements horaires de l’air ; – la ventilation du laboratoire de radiopharmacie (ou laboratoire chaud) doit se faire en dépression et assurer un minimum de 10 renouvellements horaires de l’air ; à l’intérieur des boites à gants, les ventilations doivent être indépendantes du système de ventilation de la zone réglementée. L’évacuation se fait par une cheminée d’extraction munie de filtres, le rejet en toiture devant respecter les mêmes caractéristiques que pour la ventilation de la zone réglementée ; – la ventilation du local destiné au contrôle de qualité des médicaments radiopharmaceutiques doit se faire en dépression et assurer un minimum de 10 renouvellements horaires de l’air ; – le sas d’accès au local de marquages cellulaires doit être en dépression par rapport au local de marquages cellulaires et en surpression relative par rapport au laboratoire de radiopharmacie (ou laboratoire chaud) ; La ventilation assure un minimum de 5 renouvellements horaires de l’air ; – le laboratoire de marquages cellulaires est en surpression par rapport au sas d’accès. Théoriquement, cette prescription, requise pour les médicaments stériles, est en contradiction avec les exigences de la radioprotection qui recommandent une dépression pour le confinement des sources radioactives. La solution technique compatible est de maintenir le sas d’accès au laboratoire de marquage cellulaire en surpression relative par rapport au local de la radiopharmacie de sorte que la contamination atmosphérique éventuelle des extensions de la radiopharmacie soit finalement confinée au niveau du laboratoire de radiopharmacie. De plus, la ventilation du laboratoire de marquage cellulaire assure un minimum de 10 renouvellements horaires de l’air ; Les écarts de pression avec les locaux adjacents sont de 10 à 15 pascals et sont surveillés. La ventilation à l’intérieur de la hotte à flux d’air laminaire doit être indépendante du système de ventilation de la zone réglementée. L’évacuation se fait par une cheminée d’extraction munie de filtres, le rejet en toiture devant respecter les mêmes caractéristiques que pour la ventilation de la zone contrôlée.

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5.4.2. Chambres protégées pour l’hospitalisation des patients En France, comme nous l’avons vu plus haut, les patients traités à l’iode-131 nécessitent une hospitalisation dès lors que l’activité administrée est supérieure à 740 MBq. Plus généralement, lors d’un traitement de médecine nucléaire nécessitant l’hospitalisation des patients, les caractéristiques générales suivantes, sont exigées pour les chambres accueillant ces patients : – chambre individuelle munie d’un cabinet de toilettes ; – revêtements des sols et des murs, y compris du cabinet de toilettes, facilement décontaminables ; – sanitaires des chambres protégées raccordés à des cuves de décroissance réservées à cet usage. Ces cuves doivent être distinctes de celles collectant les effluents des laboratoires de préparation. Les sanitaires de ces chambres peuvent être équipés de toilettes séparant les matières solides des liquides qui sont seuls dirigés vers des cuves de décroissance réservées à cet usage ; – système de ventilation indépendant du reste de l’établissement, selon l’arrêté du 16 janvier 2015 [18] ; – pour les chambres réservées à l’hospitalisation de patients traités par l’iode-131, les parois des murs doivent être renforcées. La source de référence à prévoir pour le calcul des protections est une source de 5550 MBq (150 mCi) d’iode-131 placée au centre du lit dont l’emplacement est définitivement fixé. Sur justification auprès de l’ASN, une source de référence d’activité inférieure et représentative de l’activité réelle utilisée dans le service de médecine nucléaire peut être utilisée.

5.4.3. Entreposage des déchets Outre les informations disponibles dans la note d’information de l’ASN (2005) [15], Les conditions d’entreposage des déchets contaminés sont repris et adaptés dans l’arrêté du 23 juillet 2008 [17]. Un guide de l’ASN en précise les modalités d’application [19]. Nous invitons le lecteur à lire le chapitre 6 consacré à la gestion des déchets et des effluents radioactifs.

5.4.4. Aménagement spécifique d’une unité TEP Du fait de l’énergie des photons émis par les émetteurs de positons (511 keV), la mise en œuvre du fluor-18 dans une unité de médecine nucléaire nécessite des précautions de radioprotection supplémentaires. Notamment, les parois de tous les locaux dédiés doivent avoir des protections adaptées à l’utilisation des émetteurs de positons. Le principe de hiérarchisation des locaux peut être mis à profit pour individualiser l’unité TEP au sein du service de médecine nucléaire (figure 5.12). En complément des installations et équipements habituels, il y a donc lieu de prévoir :

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– une pièce spécifique pour l’installation de la caméra TEP/TDM. Le poste de commande doit être à l’extérieur mais doit permettre d’assurer la surveillance continue du patient, un peu comme au scanner. D’autre part, la présence du scanner impose la conformité de la salle aux normes des installations de scanographie (voir partie 5.3.2) ; – des box individuels d’injection permettant également le repos et l’attente des patients avant l’examen. Ils doivent être au moins au nombre de 2, à proximité de la salle d’examen et du laboratoire de radiopharmacie ; – une enceinte blindée dans le laboratoire de radiopharmacie, dédiée à la manipulation du fluor-18 et équipée d’un activimètre. C’est à ce poste également que les systèmes automatisés de fractionnement des doses ou d’injection au patient peuvent amener une nette diminution de la charge dosimétrique ; – du petit matériel de radioprotection spécifique pour la manipulation, le transport et la collecte des déchets produits (protège-seringues, protège-flacons, valise, poubelle). Enfin, concernant le calcul des protections à prévoir pour une unité TEP (parois, planchers, plafonds), la source de référence requise est une source de fluor-18 de 600 MBq, positionnée au centre du lit d’examen de la TEP, ou au centre des lits ou fauteuils des boxes de la salle d’injection et d’attente. Une source dont l’activité est plus représentative de l’activité réelle utilisée dans le service de médecine nucléaire peut être tolérée par l’ASN, sous réserve d’apporter les justifications requises.

5.4.5. Délimitation des zones réglementées Les conditions de délimitation et signalisation des zones réglementées sont précisées par voie réglementaire par l’arrêté du 15 mai 2006, complété par la circulaire DGT/ASN n◦ 01 du 18 janvier 2008 [20, 21]. Dans le cas de la médecine nucléaire, l’ensemble des sources de rayonnements ionisants présentes dans chaque local doit être considéré. Cela comprend également les patients injectés évoluant à l’intérieur du service de médecine nucléaire. La délimitation des zones réglementées est réalisée en considérant l’heure de travail la plus pénalisante d’un point de vue dosimétrique. Généralement, pour rester dans des conditions maximalistes, les corrections liées aux périodes physiques et biologiques des traceurs ne sont pas prises en compte. Également, la détermination des niveaux d’exposition est établie en ne considérant que les équipements de protection collective, ce qui inclue ici les protèges flacon et les protèges seringue. Comme la plupart des sources rencontrées en médecine nucléaire (patients inclus) émettent un débit continu de rayonnements, le débit d’équivalent de dose mesuré pourra être utilisé pour déterminer la dose horaire la plus élevée dans une situation donnée. Des niveaux dosimétriques indicatifs sont également disponibles dans la littérature [22,23] et permettent d’établir une première estimation en pondérant le temps de présence de la (ou des) source(s) sur l’heure et en tenant compte de son (leur) activité en MBq. Lorsque les tâches de médecine nucléaire nécessitent des opérations manuelles de manipulation des sources, la délimitation des zones réglementées doit également considérer l’exposition des extrémités. Cela pourra être le cas à l’intérieur d’une enceinte blindée, sur

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une paillasse de manipulation ou dans une salle d’imagerie, si l’injection est réalisée sous la caméra. La contribution de l’exposition interne est en général négligeable par rapport à celle de l’exposition externe et donc son impact sur la délimitation des zones réglementées est minime. Ceci est d’autant plus vrai que la délimitation des zones peut se simplifier souvent par excès à la localisation des parois. Dans le cas des caméras à scintillations ou TEP couplées à un scanner, il faudra intégrer les contraintes liées à l’utilisation d’appareils de radiologie [13, 14]. Pour la détermination de la dose horaire la plus élevée, le temps d’émission des RX est généralement très court sur l’heure et le débit d’équivalent de dose mesuré peut être pondéré par la durée effective d’émission des rayonnements. De plus, sur les scanners, les limites supplémentaires sur les débits, données dans l’arrêté du 15 mai 2006, peuvent venir s’appliquer. Ces limites en débit génèrent d’ailleurs des difficultés d’interprétation réglementaire. Une approche réaliste consiste à rapporter ces débits horaires mesurés à la durée effective d’émission et à la charge de l’installation (en mAs/semaine). Il faudra alors bien tenir compte de l’utilisation modérée des scanners en médecine nucléaire par rapport à la radiologie. Finalement, la problématique principale dans un service de médecine nucléaire reste le patient qui devient une source de rayonnements après injection. Or les débits instantanés varient énormément à proximité du patient (voir tableau 5.6), et peuvent même atteindre quelques centaines de μSv.h−1 à 1 m en irathérapie (4 GBq d’iode-131). Dans ces cas, il convient de rester pragmatique et d’essayer d’adapter les calculs réalisés de façon à obtenir des zones facilement délimitées (par les parois d’un local, par exemple) et ainsi de simplifier la signalisation apposée et sa compréhension par le personnel. La délimitation des zones dépend de la nature des sources utilisées (ou des examens réalisés), de l’activité manipulée, de la dimension des locaux. Des exemples de délimitation des zones réglementées figurent dans les fiches radioprotection de l’INRS [24, 25, 26]. Compte tenu des conditions habituelles de pratique dans un service de médecine nucléaire, la délimitation des zones est généralement proche de celle énoncée ci-dessous : – salles d’imagerie TEP-TDM et caméras couplées avec un TDM : zone contrôlée verte avec zones contrôlées jaune puis orange autour du statif ou zone contrôlée orange par excès ; – salles d’imagerie avec caméras simples : zone contrôlée verte avec zone contrôlée jaune autour du statif ou zone contrôlée jaune par excès ; – radiopharmacie : zone contrôlée verte avec des zones réglementées jaune ou orange pour les enceintes blindées ou certaines paillasses ; – salles d’injection des radiopharmaceutiques et salles d’épreuve d’effort : zone contrôlée verte puis zone contrôlée jaune autour du patient ou zone contrôlée jaune par excès ; – box d’injection TEP : zone contrôlée jaune ; – salle d’attente pour patients injectés : zone contrôlée jaune ; – local à déchets : zone contrôlée verte avec tout ou partie en zone contrôlée jaune ;

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– local de livraison des produits radioactifs : zone contrôlée jaune ; – local de stockage des effluents (technétium-99m) : zone contrôlée verte ; – local de stockage des effluents (iode-131) : zone contrôlée jaune ; – chambres d’irathérapie (iode-131) : zone contrôlée jaune ; – reste de la zone réglementée du service de médecine nucléaire : à minima zone surveillée. Pour les locaux non réglementés, occupés par du personnel non exposé, on devra respecter une dose efficace inférieure à 80 μSv sur 1 mois et inférieure à 7,5 μSv sur 1 heure.

5.5. Les équipements associés de protection et de surveillance 5.5.1. Les équipements de protection 5.5.1.1. Les enceintes blindées Ce sont des cellules radioprotégées permettant la préparation et le conditionnement des radiopharmaceutiques en seringue sans risque de dispersion de la radioactivité et en limitant l’exposition du personnel. Les enceintes blindées sont en dépression par rapport à l’extérieur grâce à une ventilation indépendante pour assurer le confinement de la radioactivité. La protection radiologique des enceintes blindées est fonction de l’énergie des radionucléides manipulés. En général, chaque service de médecine nucléaire dispose d’une enceinte blindée dite « moyenne énergie » pour la manipulation des radionucléides courants de médecine nucléaire ayant une énergie inférieure à 300 keV (figure 5.14). Les services de médecine nucléaire disposant d’une machine TEP sont également équipés d’une enceinte blindée dite « haute énergie » pour la manipulation des émetteurs ß+ (figure 5.15). La manipulation d’iode-131 peut se faire dans l’enceinte blindée prévue pour la manipulation des émetteurs ß+ mais il peut être souhaitable de séparer les postes de travail et de disposer d’une enceinte spécifique. Ce sera d’autant plus bénéfique du point de vue de la radioprotection que des systèmes automatisés sont maintenant disponibles pour fractionner les doses à administrer pour les examens TEP (voir partie 5.5.2). Enfin, les développements de molécules vectrices pour les émetteurs de positons devraient amener certains services de médecine nucléaire à s’équiper d’enceintes blindées capables d’accueillir des modules de synthèse. Les enceintes blindées sont équipées de deux à quatre ronds de gants, d’un ou plusieurs sas avec plateau coulissant, d’un hublot frontal en verre au plomb muni éventuellement d’une ouverture pour un accès direct. Les gants en latex permettent de ne pas contaminer les avant-bras et les vêtements en cas de projections de liquide radioactif et d’assurer l’étanchéité de l’enceinte. Les enceintes disposent généralement d’emplacements réservés pour des équipements associés : activimètre, générateurs Molybdène/Technétium, poubelles. L’accès au puits de

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Figure 5.14. Enceinte blindée dite « moyenne énergie » pour la manipulation des radionucléides courants de médecine nucléaire ayant une énergie inférieure à 300 keV.

l’activimètre placé dans un compartiment blindé se fait dans l’enceinte. Des poubelles sont généralement intégrées. L’emplacement dédié pour accueillir un ou plusieurs générateurs de Molybdène/ Technétium peut être équipé de systèmes de chargement automatisés. Pour les enceintes de moyenne énergie, ces systèmes sont souvent disponibles en option alors que pour les enceintes haute énergie, ils sont régulièrement proposés pour améliorer l’ergonomie. Toutes les enceintes sont équipées d’un système de ventilation indépendant et de filtres d’entrée et de sortie. Les filtres d’entrée (de type HEPA) permettent de respecter les classes d’empoussièrement dans un environnement de préparation aseptique. Les enceintes sont alors caractérisées par leur classe d’air. La classe d’air garantit la stérilité de la préparation sur une échelle de A à D [11]. Les filtres de sortie sont des filtres à charbon actif pour le piégeage de la radioactivité. Ces filtres doivent être changés périodiquement. Un indicateur de pression permet de vérifier en continu la dépression régnant dans l’enceinte. Dans des conditions normales de travail on recommande une dépression de 100 à 200 Pa. Quelle que soit l’enceinte, le blindage est conçu pour qu’en toutes circonstances, le débit de dose ne dépasse pas 25 μSv.h−1 à 5 cm de leur paroi ; Ceci conduit à définir, en fonction des radionucléides et du blindage de l’enceinte, des activités maximales manipulables à l’intérieur de l’enceinte.

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Figure 5.15. Enceinte blindée dite « haute énergie » pour la manipulation des émetteurs ß+.

5.5.1.2. Le matériel de préparation L’utilisation des sources non scellées dans un service de médecine nucléaire nécessite des protections biologiques pour tous les équipements de laboratoire utilisés lors des phases de préparation du radiopharmaceutique : élution, marquage, mise en seringue et gestion des déchets générés. Les protège-seringues sont conçus pour protéger l’opérateur lors de la préparation et de l’injection de radiopharmaceutique. Les protège-seringues existent dans différentes contenances, différents matériaux (tungstène, plomb) et différents blindages (haute et basse énergie). Une fenêtre en verre au plomb permet de visualiser le liquide dans la seringue. Ils peuvent être munis de protège piston. Ils sont généralement fabriqués en tungstène (2 mm ou 5 mm) et en verre au plomb (6 mm ou 9 mm) pour toutes les dimensions de seringues de 1 mL à 10 mL (figure 5.16). Ils existent également en PMMA (Poly-MéthylMétAcrylate) pour protéger les opérateurs lors de la manipulation d’émetteurs bêta purs. Les protège-flacons sont destinés au stockage et au transport de solutions radioactives contenues dans des flacons de 2 à 10 mL. Ils peuvent être en verre au plomb (pour les basses énergies comme celle du 99m Tc) ou plombés (Figure 5.17). Les protège pots d’élution sont des pots spécifiques pour confiner l’éluat de technétium99m. Ils sont blindés pour assurer une protection efficace de l’opérateur compte tenu de la très forte activité manipulée.

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Figure 5.16. Protège-seringues en tungstène dits « haute énergie » pour différentes dimensions de seringues. Le plus à gauche est muni de protège piston.

Figure 5.17. Protège-flacons en verre au plomb ou plombés destinés au stockage et au transport de solutions radioactives.

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Les pinces longues sont des pinces en acier permettant de manipuler à distance des flacons de solution radioactive. L’agitateur radioprotégé permet de mixer des solutions radioactives à l’intérieur d’un compartiment supérieur blindé. Il peut contenir un flacon d’une contenance comprise entre 5 et 20 mL. Il peut être réglé par un variateur entre 200 et 2400 tours par minute. Le bain marie radioprotégé permet de mettre à bonne température certaines préparations radiomarquées tout en protégeant les extrémités des opérateurs. Les préparations nécessitant cet équipement sont des marqueurs type Cardiolite™ pour les explorations cardiaques ou type Mag 3™, pour les néphrogrammes isotopiques et certains colloïdes marqués pour les explorations hépatiques.

5.5.1.3. Le matériel de stockage et de transport L’utilisation de sources non scellées dans un service de médecine nucléaire nécessite également des équipements spécifiques pour stocker et transporter les dites sources qu’elles soient sous la forme de seringues, de générateurs ou de flacons. La valisette de transport permet de protéger le personnel lors du transfert de la seringue préparée dans l’enceinte blindée vers la salle d’injection (figure 5.18). Les valisettes de transport existent pour les photons de moyenne énergie (plomb épaisseur 3 mm) ou de haute énergie (plomb épaisseur 10 mm). Cependant, étant donné le poids d’une valisette haute énergie, il est conseillé d’utiliser pour l’activité TEP un chariot de transport de seringue.

Figure 5.18. Valisette de transport de seringues pour les photons de moyenne énergie.

Le chariot de transport de seringue haute énergie permet de protéger l’opérateur lors du transfert de la seringue de fluor-18 vers la salle d’injection TEP (figure 5.19). Certains chariots permettent de transférer plusieurs seringues à la fois. Ils sont généralement protégés par un blindage de 30 mm de plomb et montés sur roulettes. D’autres chariots de transport permettent de déplacer plusieurs générateurs de technétium-99m ou plusieurs pots de fluor-18, de leur lieu de livraison vers la

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Figure 5.19. Chariot de transport de seringue haute énergie.

radiopharmacie puis vers l’aire de stockage des déchets. Certains chariots sont conçus pour servir également de stockeurs blindés sous paillasse (figure 5.20). Rappelons que la protection radiologique réglementaire des containers de transport d’émetteurs de positons doit être telle que le débit de dose ne doit pas dépasser 100 μSv.h−1 à 5 cm des parois. Le guichet blindé permet le passage de seringues préparées au niveau du laboratoire chaud vers d’autres pièces. Le guichet blindé s’implante dans un mur. Il doit assurer l’étanchéité des locaux de la radiopharmacie et ses portes doivent être inter-verrouillées. Il permet notamment d’optimiser le circuit d’acheminement des produits radioactifs lors du transport des seringues du laboratoire de radiopharmacie vers la salle d’injection. Les stockeurs fixes blindés permettent de stocker les sources, générateurs, trousses, kits radioactifs dans une enceinte fermée et radioprotégée. Conformément à la réglementation, la poignée doit intégrer une serrure à clé. Les stockeurs blindés existent en version réfrigérée pour stocker les médicaments radiopharmaceutiques en attente d’injection. Les poubelles blindées permettent de confiner les déchets radioactifs dans des enceintes radioprotégées. Il en existe sous forme de poubelles à pédales, en salle, ou sous forme de boîtes sur paillasse pour protéger les déchets de type OPCT (objets piquants et tranchants). Il existe un large choix commercial de contenances et d’épaisseurs de blindage pour adapter la gestion des déchets aux besoins pour une application donnée (figure 5.21).

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Figure 5.20. Chariot de transport conçu pour servir de stockeur blindé sous paillasse.

Figure 5.21. Poubelle blindée à pédale.

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Figure 5.22. Tablier plombé.

5.5.1.4. Le matériel de protection individuel Les mesures de protection individuelles contre l’exposition externe doivent être adaptées au risque. Les boucliers mobiles d’injection permettent de protéger le personnel soignant lors de la phase d’injection intraveineuse des patients. Ils existent pour les hautes (épaisseur 30 mm) ou basses énergies (épaisseur 10 mm). Ils sont souvent équipés d’un verre au plomb en partie haute. Ils peuvent être équipés d’un injecteur déporté assurant ainsi une protection optimale pendant l’injection. Les tabliers plombés permettent de réduire l’exposition externe au prix de l’inconfort de leur port (figure 5.22). En médecine nucléaire, l’épaisseur recommandée est de 0,5 mm de plomb sur toutes les faces. De même, le matériau de choix est le plomb, les matériaux équivalent plomb étant bien souvent moins efficaces à haute énergie. Ils existent en plusieurs formats, tablier intégral ou demi-chasuble et jupe de protection. À noter également, que les tabliers plombés sont de moins en moins efficaces au fur et à mesure que l’énergie est élevée. Pour un tablier de 0,5 mm de plomb d’épaisseur, la transmission sera de l’ordre de 50 % pour une énergie d’environ 185 keV. L’intérêt du tablier plombé en médecine nucléaire se pose donc uniquement pour les radioéléments dont l’énergie est inférieure à 200 keV. Le port du tablier est à proscrire pour les applications TEP et les applications thérapeutiques à l’iode-131.

5.5.2. Les systèmes automatisés Dans le but de réduire l’exposition des mains des opérateurs, outre les critères liés à l’ergonomie, l’utilisation de dispositifs de préparation et d’administration semi-automatisés ou entièrement automatisés est conseillée dans le cadre d’une activité TEP.

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5.5.2.1. Les systèmes de dispensation automatique Il existe des systèmes automatisés pour la préparation des seringues de FDG qui réduisent fortement l’exposition des techniciens au niveau des extrémités lors des phases de manipulation dans l’enceinte blindée. Dans leurs versions les plus élaborées, ces systèmes permettent de fractionner des doses radioactives directement à partir de la solution mère conditionnée dans son emballage d’origine. Ces systèmes automatisés ont favorisé l’utilisation de flacons multi-doses dans les services de médecine nucléaire, dans des conditions de radioprotection acceptables pour le personnel. Des automates, intégrés dans l’enceinte blindée, pilotent le passage de la solution radioactive dans les différents compartiments de mesure de l’enceinte à l’aide de pompes péristaltiques. Il existe de multiples enceintes automatisées sur le marché qui proposent toutes une approche originale du problème de la manipulation des émetteurs de positons (figure 5.23). À partir du flacon conditionné dans son blindage de livraison, le fonctionnement des appareils les plus robotisés est globalement le suivant : l’automate transfère la solution radioactive dans un activimètre de mesure, en extrait l’activité prescrite à administrer pour un patient donné, transfère cette activité dans un récipient spécifique qui est mesuré dans un autre activimètre et dispense ce récipient dans un dispositif adapté au système d’injection associé. L’automate est piloté par le biais d’une interface informatique qui peut être reliée au système de gestion de la radiopharmacie du service de médecine nucléaire. L’opérateur n’effectue plus aucune intervention à part la mise en place du flacon de livraison dans son blindage d’origine et la récupération du récipient contenant l’activité à administrer au patient.

Figure 5.23. Automate de fractionnement des doses pour les examens TEP (Unidose™, Trasis).

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5.5.2.2. Les systèmes d’injection automatique À coté des systèmes d’injection semi-automatiques qui accompagnent les enceintes automatisées vues dans le paragraphe précédent, iI existe également des injecteurs complètement automatisés pour l’administration de doses de FDG au patient (figure 5.24). Ces systèmes sont composés d’une unité blindée mobile à l’intérieur de laquelle on retrouve un emplacement réservé pour le container de livraison, un activimètre et éventuellement une poubelle. Ces éléments sont reliés entre eux par un jeu de tubulures à l’intérieur duquel circule le liquide radioactif, piloté par des pompes péristaltiques. En sortie, la tubulure est reliée à une voie de perfusion préalablement installée sur le patient. Dans l’idéal, le flacon de FDG livré est directement inséré dans l’emplacement prévu, l’activité prescrite pour un patient en est automatiquement extraite, mesurée dans l’activimètre et dirigée vers la voie d’injection. Le pilotage est réalisé depuis une interface informatique, à distance, sans aucune intervention directe de l’opérateur au contact des solutions préparées puis injectées. L’unité d’injection est mobile pour faciliter son déplacement entre les différents box d’injection TEP.

Figure 5.24. Système d’injection automatique pour les examens TEP (Intego™, Medrad Inc.).

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5.5.3. Les équipements de surveillance des installations Nous rappelons que les modalités de contrôles des instruments de mesure de la contamination et de l’exposition externe sont décrites dans le paragraphe 1.5.5.

5.5.3.1. Les instruments de mesure de la contamination Les détecteurs portables Un contaminamètre sert à contrôler la contamination surfacique des locaux de manière directe si la surface est accessible ou de manière indirecte par la technique du frottis dans le cas contraire, (figure 5.25). Un contaminamètre adapté aux sources radioactives utilisées est obligatoire dans un service de médecine nucléaire [16]. De manière basique, un contaminamètre fournit la mesure d’un taux de comptage en impulsions ou en coups par seconde (cps). Il peut également disposer d’une bibliothèque de radionucléides pour lesquels il fournit une mesure en Bq/cm2 si les conditions de la mesure sont voisines de celles de l’étalonnage. Il permet de mesurer des particules alpha, bêta ou gamma en fonction de la surface d’entrée utilisée. Les contaminamètres usuels présentent une grande surface de détection (entre 150 et 300 cm2 ) permettant de contrôler facilement une paillasse, un sol, un mur avec une forte sensibilité de détection. Leur conception est en général de type compteur proportionnel, Geiger Müller ou scintillateur plastique comme le sulfure de zinc (ZnS).

Figure 5.25. Babyline, contaminamètre et spectromètre.

Les aspects pratiques relatifs aux mesures directe et indirecte de la contamination surfacique seront détaillés dans la chapitre 7 « Mesure de l’exposition externe et détection – application à un cas de contamination surfacique ». Par ailleurs, nous indiquerons dans ce chapitre une liste de modèles de détecteurs avec leurs principales caractéristiques techniques.

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Les détecteurs main-pieds Le détecteur mains-pieds, qui équipe fréquemment les unités de médecine nucléaire, est un contaminamètre à poste fixe permettant la mesure simultanée de la contamination des deux mains et des deux pieds (figure 5.26). Il est placé en sortie de zone réglementée, au niveau des vestiaires, pour permettre aux travailleurs de contrôler facilement leur contamination corporelle éventuelle. Une sonde supplémentaire est souvent détachable pour assurer le contrôle des vêtements. Ces détecteurs sont généralement basés sur la technologie cristal plastique scintillant de sulfure de zinc (ZnS) ou sur celle des compteurs proportionnels au gaz. Le bruit de fond, mesuré et moyenné en permanence, est automatiquement déduit de la mesure. De plus, sur certains systèmes, le travailleur est identifié par une carte magnétique qui permet d’associer les valeurs mesurées à une personne.

Figure 5.26. Détecteur mains-pieds permettant la mesure simultanée de la contamination des deux mains et des deux pieds.

Les détecteurs de contamination atmosphérique La mesure de la contamination atmosphérique des installations est possible soit à l’aide d’appareils de prélèvement, soit à l’aide d’une balise de contamination. Dans le cas des appareils de prélèvement, le résultat est connu a posteriori, après analyse du filtre sur

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lequel les aérosols se sont déposés. Citons, par exemple, le modèle PA 2000™ permettant de réaliser des prélèvements sur filtre avec un débit nominal de prélèvement de 2 m3 .h−1 (Algade, MPE). Au contraire, les balises de contamination permettent une mesure en temps réel de l’activité volumique, tout en compensant la radioactivité naturelle (radon). Ces détecteurs sont rarement présents dans les unités de médecine nucléaire et il est souvent fait appel à une société externe pour évaluer la contamination atmosphérique.

5.5.3.2. Les détecteurs de mesure de l’exposition externe Le débitmètre permet la mesure de l’exposition externe. Généralement ces appareils donnent une mesure de l’équivalent de dose ambiant H*(10) (en μSv), ou de la dose absorbée (μGy) et des mesures équivalentes de débit (μSv.h−1 , μGy.h−1 ). Cet appareil est obligatoire dans un service de médecine nucléaire [16]. Les appareils les plus répandus utilisent le principe de la chambre d’ionisation gazeuse. La babyline 81 est la version la plus connue du débitmètre (figure 5.25). Sa présentation en forme de « pistolet » lui confère une utilisation aisée. Le principe de détection est celui de la chambre d’ionisation remplie d’air ; le courant d’ionisation est mesuré sous une haute tension de 300 V. Il y a plusieurs gammes de mesures possibles en mode « débit de dose absorbée » sur une plage de 10 μGy.h−1 à 1 Gy.h−1 et en mode « intégration de dose ». La babyline permet la mesure du débit de dose absorbée dans les tissus de l’organisme sous 7 mg.cm−2 (couche basale de l’épiderme), ou 300 mg.cm−2 (cas du cristallin) pour une irradiation de photons d’énergie comprise entre 10 keV et 10 MeV. La mesure sera donc réalisée avec ou sans la « protection » selon que l’on désire la dose « peau » ou en profondeur. Une source scellée de contrôle de strontium-yttrium-90 permet de vérifier le bon fonctionnement de l’appareil. Des exemples d’appareils seront présentés dans le chapitre 7. Les spectromètres portables sont des détecteurs permettant de mesurer l’énergie du rayonnement (figure 5.25). Les spectromètres portables sont utilisés pour la détection, la recherche et la reconnaissance de sources radioactives. Le détecteur le plus utilisé en médecine nucléaire est constitué d’un cristal scintillateur de type NaI(Tl) et sa réponse en énergie couvre l’ensemble des applications de médecine nucléaire (10 keV à 3 MeV). C’est un détecteur polyvalent dans la mesure où il permet d’estimer les niveaux dosimétriques d’ambiance (dose et débit de dose) et de réaliser des reconnaissances de spectre sur des sources inconnues à partir d’une bibliothèque d’isotopes enregistrés. Cette fonctionnalité en fait un détecteur très apprécié en médecine nucléaire au niveau de la gestion des déchets contaminés. Il dispose également de niveaux d’alarme réglables en dose et en débit de dose.

5.6. Pour en savoir plus La reconstruction tomographique en TEMP En TEMP, les données acquises sont obtenues sous la forme de projections, c’est-à-dire sous la forme d’images de l’objet d’intérêt vues sous différentes incidences angulaires. Le problème inverse vise à calculer la distribution d’activité tridimensionnelle du radiotraceur connaissant l’ensemble des projections acquises sous différentes incidences : c’est le procédé de reconstruction tomographique.

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La reconstruction tomographique repose sur la théorie mathématique de la transformée de Radon. Dans la réalité, la résolution du problème de reconstruction peut être traitée soit de manière analytique, soit de manière algébrique grâce aux méthodes itératives. La rétroprojection filtrée (Filtered Back Projection, FBP) est la méthode de reconstruction analytique la plus utilisée. La méthode de rétroprojection filtrée est rapide et simple à mettre en œuvre. Les inconvénients majeurs de la méthode sont l’introduction de valeurs négatives dans les images et l’apparition d’artefacts « en étoile ». Les méthodes algébriques traitent le problème de façon itérative, en résolvant un système matriciel. La reconstruction s’effectue par un processus itératif de projections et de rétroprojections. L’algorithme de reconstruction itérative le plus répandu est appelé ML-EM (Maximum Likelihood Expectation Maximization). Cet algorithme converge très lentement et il est instable du point de vue du bruit, qui est amplifié après chaque itération. L’algorithme OSEM (Ordered Subset Expectation Maximization) donne quasiment les mêmes résultats que l’algorithme ML-EM pour un temps de calcul moindre. Le traitement des images en TEMP La valeur de chaque voxel de l’image reconstruite devrait pouvoir être exprimée par une concentration de radiotraceur. Cependant, en pratique, il est difficile d’obtenir cette information quantitative car de nombreux phénomènes physiques interviennent au cours de la formation des images. Méthode de correction de la diffusion La diffusion Compton est une des plus importantes interactions entre les rayonnements et la matière aux énergies concernées. Ce phénomène se produit lorsqu’un photon interagit avec un électron de la matière traversée, il est alors dévié de sa trajectoire initiale et perd une partie de son énergie. La diffusion entraîne la détection d’activité dans des régions qui en sont dénuées, réduit le contraste et apporte globalement du flou dans l’image. On utilise généralement l’information énergétique des photons pour distinguer les photons primaires n’ayant pas subi de diffusion des photons diffusés. Méthode de correction de l’atténuation L’atténuation est liée aux différentes interactions des photons avec le milieu dans lequel ils se propagent. À mesure de sa pénétration, le nombre de photons initiaux diminue suivant une loi exponentielle. L’atténuation dépend de la densité et de l’épaisseur des milieux traversés. Elle perturbe la détection des hyper- ou hypo- fixations profondes et entraîne des distorsions géométriques, en particulier pour les structures les plus internes. Une compensation de l’atténuation exacte en TEMP nécessite de connaître la cartographie tridimensionnelle des densités des tissus dans le milieu traversé, à l’énergie du radio-isotope utilisé. Pour estimer cette cartographie, l’usage d’un scanner ou TDM (TomoDensitoMètre) est particulièrement simple lorsque l’on dispose d’appareils hybrides permettant d’effectuer les acquisitions TEMP et TDM lors d’un même examen.

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Méthode de compensation de la résolution spatiale La résolution spatiale du système est définie comme la plus petite distance à partir de laquelle deux sources ponctuelles sont discernables sur l’image. Elle dépend de la conception du détecteur, de la reconstruction tomographique, du collimateur utilisé et de la distance séparant le patient du détecteur. Ce phénomène peut être compensé en partie par des algorithmes durant la reconstruction des données. La chaîne de détection TDM Une étape majeure dans l’évolution des appareillages TEP est la commercialisation en 2001 des machines hybrides associant TEP et TDM multicoupes, permettant l’acquisition des données métaboliques et anatomiques en une seule procédure. Aujourd’hui tous les appareils commerciaux combinent la TEP et la TDM. Les TDM proposés ont des configurations allant jusqu’à 128 coupes et des vitesses de rotation de 0,3 s. Des algorithmes de réduction de la dose TDM au patient ont été développés. Ces algorithmes permettent de moduler la charge (les mAs) dans les trois axes (X, Y et Z) en fonction de l’atténuation du patient c’est-à-dire de sa corpulence. Ces logiciels permettent une réduction de la dose reçue par le patient pouvant atteindre 30 % selon la corpulence du patient et l’algorithme utilisé. De plus, de nouveaux algorithmes de reconstruction des données TDM basés sur des méthodes itératives permettent une amélioration de la qualité d’image TDM et une réduction de la dose délivrée au patient. La reconstruction tomographique en TEP Pour des raisons historiques, les données TEP sont généralement présentées sous une forme de sinogrammes. Les sinogrammes et les projections contiennent les mêmes informations : ils ne diffèrent que par l’organisation avec laquelle les informations sont représentées. Dans les TEP modernes, les données peuvent également être stockées sous forme d’une liste d’évènements appelée mode liste. Ainsi pour chaque coïncidence détectée, la position de la détection sur chacun des détecteurs, l’énergie de chaque photon et le temps correspondant à chaque détection sont stockés. Les données en mode liste ont l’avantage de conserver toute l’information temporelle disponible, permettant théoriquement une reconstruction temporellement aussi précise qu’on le souhaite. Elles peuvent être converties en sinogrammes. Historiquement, les premiers TEP opéraient en mode 2D, c’est-à-dire qu’ils n’enregistraient que les coïncidences impliquant deux cristaux d’un même anneau ou de deux anneaux adjacents. Actuellement la plupart des appareils mis sur le marché acquièrent et reconstruisent directement en 3D, c’est-à-dire qu’ils enregistrent toutes les coïncidences du volume. L’algorithme de re-projection 3DRP (3D ReProjection) est considéré comme l’algorithme de référence des reconstructions 3D, analytiques ou itératives.

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Le traitement des images en TEP Comme en TEMP, différents phénomènes physiques doivent être corrigés pour pouvoir exprimer la valeur de chaque voxel de l’image reconstruite par une concentration de radiotraceur. La correction des coïncidences fortuites La correction de ce phénomène s’effectue par l’estimation puis la soustraction des coïncidences fortuites. La correction des coïncidences fortuites peut être réalisée selon deux méthodes reposant sur la décorrélation temporelle des deux photons enregistrés de manière fortuite. La correction des coïncidences diffusées (par effet Compton) Une partie des coïncidences diffusées est éliminée en n’acceptant que les photons dont l’énergie est proche de 511 keV. La discrimination entre photons diffusés et photons non diffusés n’est pas parfaite du fait de la résolution en énergie limitée des détecteurs. Il existe plusieurs stratégies pour corriger de la diffusion en TEP par estimation du diffusé en utilisant les données TDM. La correction de l’atténuation En TEP, l’atténuation le long d’une ligne de réponse ne dépend pas de la localisation de l’annihilation le long de cette ligne. La correction d’atténuation s’en retrouve simplifiée : il suffit de multiplier les coïncidences mesurées, après correction pour les coïncidences fortuites et diffusées, par un facteur de correction d’atténuation. Ces facteurs s’obtiennent à partir d’une acquisition TDM. Quantification SUV En pratique clinique, il n’est pas simple d’interpréter des valeurs exprimées en kBq/mL qui dépendent de l’activité injectée et de la morphologie du patient. Le calcul de la valeur standard de fixation SUV (Standardized Uptake Value) effectue une normalisation, basée sur la fixation du radionucléide exprimée en Bq/mL, la dilution du radiopharmaceutique dans le volume du patient exprimé en mL (assimilé à son poids en mg) et l’activité injectée au patient exprimée Bq selon la formule suivante :

SUV =

fixation activitépatient /volume de dilutionpatient

La mesure de la valeur SUV d’une lésion permet de disposer d’une information quantitative qui peut être utilisée pour comparer l’intensité de la fixation par rapport à une population de patients ou évaluer la réponse thérapeutique. Il est important de noter que ces comparaisons, pour être valides, doivent s’appuyer sur un protocole de réalisation des examens bien déterminé, qui garantit des conditions physiologiques et techniques analogues [4].

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5.7. Faites le point 1. Quels sont les avantages du technétium-99m comme marqueur radioactif en médecine nucléaire ? 2. Quel(s) type(s) de sources scellées utilise-t-on en médecine nucléaire ? Pourquoi ? 3. Quelles sont les étapes successives nécessaires à un examen de médecine nucléaire type scintigraphie osseuse ? 4. Sur une caméra à scintillations, comment le rayonnement gamma est transformé en signal électrique ? 5. Quelle est la séquence générale des évènements lors d’un examen TEP-FDG ? 6. Quel type d’émetteurs utilise-t-on en imagerie TEP ? Comment sont-ils produits ? 7. Qu’est-ce que l’imagerie temps de vol en TEP ? 8. Quel appareil de détection permet de mesurer les seringues d’injection en médecine nucléaire ? Quel est son principe de fonctionnement ? 9. Quelles sont les principales sources d’exposition externe en médecine nucléaire ? 10. Quelles sont les dispositions prises pour se prémunir de la contamination atmosphérique dans un service de médecine nucléaire ? 11. Quelle est la catégorie professionnelle la plus exposée en médecine nucléaire ? Pourquoi ? 12. Qu’est-ce qu’une contrainte de dose ? À quoi cela sert-il ? 13. Quelles précautions faut-il prendre pour manipuler des produits iodés, en médecine nucléaire ? 14. Pourquoi ne privilégie-t-on pas le port du tablier plombé pour les examens TEP-FDG ? 15. Quels contrôles d’ambiance sont nécessaires en médecine nucléaire face au risque de contamination ? 16. Quels sont les aménagements spécifiques de la zone réglementée d’un service de médecine nucléaire ? 17. À quelle(s) réglementation(s) doit satisfaire l’aménagement du laboratoire de radiopharmacie ? 18. Quel est l’aménagement réglementaire d’une chambre protégée pour l’hospitalisation des patients traités en radiothérapie interne vectorisée ? 19. Quel est l’aménagement spécifique d’une unité TEP ? 20. Citez les éléments de protection adaptés au matériel de préparation des sources non scellées en médecine nucléaire ?

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21. Quelle(s) solution(s) matérielle(s) existe(nt) pour diminuer l’exposition externe lors de la préparation et l’injection de FDG au patient ? 22. Quel appareillage de mesure trouve-t-on fréquemment retrouver dans le vestiaire de la zone réglementée d’un service de médecine nucléaire ? Réponse 1 : Paragraphe 5.1.1.1 Réponse 2 : Paragraphe 5.1.1.4 Réponse 3 : Paragraphe 5.1.2 Réponse 4 : Paragraphe 5.1.2.1 a) Réponse 5 : Paragraphe 5.1.3 Réponse 6 : Paragraphe 5.1.3.1.1 Réponse 7 : Paragraphe 5.1.3.1.1 Réponse 8 : Paragraphe 5.1.4.1 Réponse 9 : Paragraphe 5.2.1.1 Réponse 10 : Paragraphe 5.2.1.3 Réponse 11 : Paragraphe 5.2.2 Réponse 12 : Paragraphe 5.2.4 Réponse 13 : Paragraphe 5.3.1.1 Réponse 14 : Paragraphe 5.5.1.4 Réponse 15 : Paragraphe 5.3.1.3 b) Réponse 16 : Paragraphe 5.4.1.1 Réponse 17 : Paragraphe 5.4.1.2 Réponse 18 : Paragraphe 5.4.2 Réponse 19 : Paragraphe 5.4.4 Réponse 20 : Paragraphe 5.5.1.2 Réponse 21 : Paragraphe 5.5.2 Réponse 22 : Paragraphe 5.5.3.1.2

Bibliographie [1] Rapport IRSN PRP-HOM/2015-004 « Exposition professionnelle aux rayonnements ionisants en France : Bilan 2014 ». [2] Arrêté du 21 janvier 2004 relatif à l’information des personnes exposées aux rayonnements ionisants lors d’un acte de médecine nucléaire.

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[3] Décision du 25 novembre 2008 fixant les modalités du contrôle de qualité des installations de médecine nucléaire à visée diagnostique. [4] FDG PET and PET/CT: EANM procedure guidelines for tumour PET imaging: version 1.0, Boellaard R et al, Eur J Nucl Med Mol Imaging, 37(1):181-200, 2010. [5] Guide d’utilisation et de contrôle qualité des activimètres, Laboratoire National Henri Becquerel, Juin 2006. [6] Contrôle de qualité et mesure des performances des gamma caméras, Rapport de la société Française de Physique Médicale n◦ 28, 2012. [7] Contrôle de qualité et mesure des performances en tomographie d’émission de positons, Rapport de la Société Française de Physique Médicale N◦ 24, 2008. [8] Arrêté du 21 mai 2010 portant homologation de la décision no 2010-DC-0175 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 février 2010 précisant les modalités techniques et les périodicités des contrôles prévus aux articles R. 4452-12 et R. 4452-13 du code du travail ainsi qu’aux articles R. 1333-7 et R. 1333-95 du code de la santé publique. [9] Radioprotection à la suite d’une thérapie à l’iode-131 (expositions dues aux patients externes ou aux patients hospitalisés sortants), Commission Européenne, Direction générale Environnement, sécurité nucléaire et protection civile, 1999. [10] Avis de la section de radioprotection du CSHPF : Précautions recommandées aux patients ayant bénéficié d’un traitement par l’iode radioactif afin de limiter l’exposition aux rayonnements ionisants, 2007. [11] Décision du 5 novembre 2007 relative aux bonnes pratiques de préparation (JO du 21 novembre 2007). [12] Arrêté du 22 décembre 2004 portant agrément d’organismes habilités à procéder au contrôle de l’aération et de l’assainissement des locaux de travail, JO du 31 décembre 2004. [13] Norme NFC 15-160 : Installations pour la production et l’utilisation de rayonnements X – Exigences de radioprotection, mars 2011. [14] Arrêté du 22 août 2013 portant homologation de la décision no 2013-DC-0349 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 juin 2013 fixant les règles techniques minimales de conception auxquelles doivent répondre les installations dans lesquelles sont présents des rayonnements X produits par des appareils fonctionnant sous une haute tension inférieure ou égale à 600 kV et abrogation de l’arrêté du 30 août 1991 déterminant les conditions d’installation auxquelles doivent satisfaire les générateurs électriques de rayons X. [15] Lettre DGSNR/SD9/n◦ 0921/2005 du 05 août 2005 et note d’information annexée : rappel de la réglementation applicable à la détention et à l’utilisation de radionucléides sous forme de sources non scellées et scellées destinées à la médecine nucléaire ou à la biologie médicale. [16] Arrêté du 30 octobre 1981 relatif aux conditions d’emploi des radionucléides artificiels utilisés en sources non scellées à des fins médicales.

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[17] Arrêté du 23 juillet 2008 portant homologation de la décision no 2008-DC-0095 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 29 janvier 2008 fixant les règles techniques auxquelles doit satisfaire l’élimination des effluents et des déchets contaminés par les radionucléides, ou susceptibles de l’être du fait d’une activité nucléaire, prise en application des dispositions de l’article R. 1333-12 du code de la santé publique. [18] Arrêté du 16 janvier 2015 portant homologation de la décision n◦ 2014-DC-0463 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 23 octobre 2014 relative aux règles techniques minimales de conception, d’exploitation et de maintenance auxquelles doivent répondre les installations de médecine nucléaire in vivo a été publié au J.O. du 27 janvier 2015. [19] Guide N◦ 18 de l’ASN : Élimination des effluents et des déchets contaminés par des radionucléides produits dans les installations autorisées au titre du code de la santé publique [version du 26/01/2012]. [20] Arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont apposées. [21] Circulaire DGT/ASN n◦ 01 du 18 janvier 2008 relative à l’arrêté du 15 mai 2006. [22] Radionucléides et radioprotection, guide pratique, D. Delacroix, J.P. Guerre, P. Leblanc, CEA, 4e édition, EDP Sciences, 2004. [23] Réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition au rayonnement ionisant (version 2), guide pratique, IRSN, DPH/DIR n◦ 2010-1, Avril 2010. [24] Fiche radioprotection INRS : Médecine nucléaire thérapeutique (radiothérapie interne vectorisée) (2012). [25] Fiche radioprotection INRS : Médecine nucléaire diagnostic in vivo TEP-TDM ou TEP au fluor 18 et autre émetteur de positon (2012). [26] Fiche radioprotection INRS : Médecine nucléaire hors TEP. Diagnostic in vivo hors TEP (2011).

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Gestion des déchets et des effluents radioactifs Jean-Marc Vrigneaud, Philippe Massiot

Introduction Par voie réglementaire, « tout titulaire d’une autorisation ou déclarant qui produit ou détient des déchets contaminés par les radionucléides en est responsable jusqu’à leur élimination définitive dans une installation dument autorisée à cet effet ». Comme nous le verrons dans ce chapitre, la gestion des déchets contaminés par les radionucléides dans un établissement de santé est une activité complexe qui implique l’ensemble des utilisateurs de sources scellées et non scellées. Principal acteur de l’organisation de la radioprotection sous la responsabilité de l’employeur, la personne compétente en radioprotection (PCR) est généralement l’interlocuteur transversal de choix pour la mise en place et la coordination de la gestion des déchets potentiellement radioactifs au niveau d’un établissement. Notamment, en médecine nucléaire, la PCR effectue le contrôle des conditions de collecte, de traitement et d’évacuation des effluents et des déchets contaminés par des radionucléides (articles R. 1333-7 et R. 1333-95 du CSP). Ce chapitre décrit l’ensemble des exigences réglementaires et dispositions techniques auxquelles doit satisfaire l’élimination des effluents et des déchets contaminés par des radionucléides. L’essentiel du chapitre porte sur les déchets produits par les services de médecine nucléaire qu’ils soient solides, liquides ou gazeux dans la mesure où ils représentent la grande majorité des déchets contaminés dans un environnement hospitalier et sont produits quotidiennement. Un complément est apporté sur l’élimination des sources scellées de curiethérapie et sur des produits d’activation des accélérateurs linéaires.

6.1. Généralités sur les déchets et effluents de médecine nucléaire 6.1.1. Déchets et effluents, quelques définitions Un déchet (détritus, résidu..) est un objet en fin de vie ou une substance issue d’un processus, jugé inutile, dangereux ou encombrant, et dont on veut se débarrasser. Un déchet radioactif est un déchet liquide ou solide contenant un ou plusieurs radionucléides qui ne peut plus être recyclé, ni réutilisé, dont l’activité ne peut être négligée du point de vue de la radioprotection et qui doit donc être stocké.

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Un rejet est l’émission ou la décharge d’une substance provenant d’une installation fixe dans l’atmosphère, les eaux de surface ou dans certains cas, le sol. Un effluent est une substance liquide ou gazeuse, produite par l’installation, qui est destinée à l’abandon et qui a vocation à être éliminée par dispersion dans l’environnement à partir du site de production ou à proximité immédiate. Un effluent radioactif est un effluent dont la nature, l’origine ou le niveau de radioactivité justifie un contrôle en radioprotection associé à des limites réglementaires. Un impact acceptable est la conséquence d’une activité à risque, qui a été réduite à un niveau tolérable par un organisme (être humain, animal ou plante) en regard des obligations légales ou réglementaires, après avoir conduit le processus d’optimisation de la production à son terme et après avoir mis en œuvre les meilleures techniques disponibles à un coût acceptable. Dans les établissements de santé, les services de médecine nucléaire sont les principaux producteurs de produits indésirables radioactifs et ce, quels que soient les efforts réalisés en matière de prévention, recyclage ou valorisation. Ces produits peuvent être traités avant leur élimination en tant que déchets ou, lorsque leurs caractéristiques le permettent, rejetés sous formes d’effluents dans l’environnement. Après une démarche de réduction à la source de ces produits, le choix entre le rejet d’effluents et la production de déchets résulte d’un processus d’optimisation propre à chaque installation. En dessous d’une certaine concentration en radionucléides, ceux-ci ne peuvent plus raisonnablement être récupérés pour des raisons techniques, économiques ou parce que les opérations de confinement deviennent disproportionnées au regard du gain espéré pour le public. Ils sont alors rejetés dans un milieu après vérification de leur impact sur le public et l’environnement. Cette démarche conduit à ce que la radioactivité rejetée dans les effluents représente une fraction marginale de celle qui est confinée dans les déchets. Dans tous les cas, les exploitants des installations doivent solliciter une autorisation auprès des autorités compétentes, (l’ASN ou les préfectures) ou présenter une déclaration avant de procéder à un quelconque rejet.

6.1.2. Les déchets hospitaliers, quelle particularité ? Dans les établissements de santé, les déchets d’activités de soins (DAS) sont définis comme les déchets issus des activités de diagnostic, de suivi et de traitement préventif, curatif ou palliatif, dans les domaines de la médecine humaine et vétérinaire (article R. 1335-1 à R. 1335-14 du CSP). Parmi les DAS, on distingue généralement les déchets assimilés aux ordures ménagères (DAOM) et les déchets d’activité de soins soumis à un risque spécifié. Ces derniers comportent plusieurs catégories (risque infectieux, biologique ou chimique) qui correspondent à des filières d’élimination distinctes. Les divers risques issus de ces DAS doivent amener les professionnels de santé à développer une prévention adaptée pour protéger les patients hospitalisés, le personnel de soins, les agents chargés de l’élimination des déchets, l’environnement. Cette prévention passe nécessairement par : – une information et une formation de tous les acteurs de l’établissement hospitalier ; – une tenue et un comportement adaptés aux circonstances d’exposition ;

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– une gestion rigoureuse de l’élimination des déchets d’activités de soins à risques ; – une maîtrise de l’hygiène et de la sécurité pour l’ensemble des étapes de la filière d’élimination. Compte tenu de l’importance du risque infectieux dans les établissements de santé, les déchets d’activité de soins à risque infectieux (DASRI) constituent une catégorie particulière de l’ensemble des DAS produits. Les DASRI sont des déchets qui : – soit, présentent un risque infectieux, du fait qu’ils contiennent des micro-organismes viables ou leurs toxines. En raison de leur nature, de leur quantité ou de leur métabolisme, ces dernières peuvent causer des maladies chez l’homme ou chez d’autres organismes vivants ; – soit, même en l’absence de risque infectieux, relèvent de l’une des catégories suivantes : – matériels et matériaux piquants ou coupants destinés à l’abandon, qu’ils aient été ou non en contact avec un produit biologique ; – produits sanguins à usage thérapeutique incomplètement utilisés ou arrivés à péremption ; – déchets anatomiques humains, correspondant à des fragments humains non aisément identifiables. La gestion des DASRI est réglementée par des dispositions issues du Code de l’Environnement et du Code de la Santé Publique (CSP) [1]. Enfin, les déchets assimilés aux DASRI sont des déchets qui présentent les caractéristiques des DASRI et qui sont issus des activités d’enseignement, de recherche et de production industrielle dans les domaines de la médecine humaine et vétérinaire, ainsi que ceux issus des activités de thanatopraxie (embaumement). Dans l’environnement hospitalier, toutes ces catégories de déchets font l’objet d’un tri sélectif, d’un conditionnement spécifique et d’une élimination selon une filière appropriée. En ce qui concerne l’élimination des DASRI, par exemple, ces déchets ne doivent pas être compactés : ils sont soit incinérés dans des installations spécifiques ou des usines d’incinération des ordures ménagères aménagées pour recevoir et traiter des DASRI, soit prétraités par des appareils de désinfection, de telle manière qu’ils puissent être incinérés ou stockés en centre de classe 2 comme des déchets ménagers. De plus, les délais entre la production des DASRI et leur incinération ou prétraitement par désinfection est de : – 72 heures pour des productions supérieures à cent kilogrammes par semaine ; – 7 jours pour des productions comprises entre cinq kilogrammes par mois et cent kilogrammes par semaine. Ces délais imposent notamment que les conditionnements remplis soient évacués le plus rapidement possible du service producteur vers le local d’entreposage intermédiaire. Enfin, notons également que les enjeux sécuritaires d’un tri efficace des déchets hospitaliers s’accompagnent d’enjeux économiques, puisque le coût de traitement des DASRI est très supérieur à celui des DAOM.

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6.2. Les déchets et les effluents radioactifs de médecine nucléaire dans l’environnement hospitalier 6.2.1. Origine et nature des déchets radioactifs hospitaliers Les déchets radioactifs des établissements de santé peuvent provenir de : – laboratoires d’analyse biologique et médicale ; – laboratoires universitaires associés ; – service d’unités médico-techniques (médecine nucléaire, bloc opératoire…) ; – services de soins accueillant des patients de médecine nucléaire. Ce chapitre est particulièrement dédié à la gestion des déchets provenant de la prise en charge de patients dans le cadre de procédures médicalisées. Dans ce cas, les déchets contaminés ne seront pas uniquement constitués de consommables utilisés pour la manipulation des sources non scellées. En effet, le service de médecine nucléaire produit des déchets radioactifs lors de la manipulation, l’injection de médicaments radiopharmaceutiques (MRP) à des patients et lors de la prise en charge de ces patients avant leur départ du service. Les services de soins sont également producteurs de déchets radioactifs provenant de tous les objets susceptibles d’avoir été souillés par les patients injectés lors de leur prise en charge suite à l’examen de scintigraphie.

6.2.2. Les déchets solides hospitaliers de médecine nucléaire Le risque infectieux est de loin le risque le plus important dans les établissements de santé. Il conduit à effectuer un tri en amont des déchets, avant la gestion du risque radioactif pour distinguer ceux qui sont à risque infectieux. Il existe deux grandes filières de gestion de déchets hospitaliers potentiellement radioactifs : • La filière des déchets assimilables aux ordures ménagères (DAOM) : ce sont les déchets n’ayant eu aucun contact avec des fluides biologiques ; • La filière des déchets d’activité de soins à risque parmi lesquels : – Les déchets d’activités de soins à risques infectieux (DASRI). Les déchets d’activités de soins à risques chimiques et toxiques (DRCT) ; – Les pièces anatomiques d’origine humaine. Elles sont à distinguer des déchets anatomiques qui ne sont pas reconnaissables par un non spécialiste et qui sont éliminés comme des DASRI. Les pièces anatomiques ne seront pas traitées dans ce qui suit dans la mesure où elles ne constituent pas spontanément des déchets contaminés par la radioactivité dans un environnement médical. La gestion de dépouilles radioactives sera spécifiquement traitée dans la partie 6.4.3.

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6.2.2.1. Les déchets assimilables aux ordures ménagères (DAOM) Dans un environnement médical, les DAOM regroupent : – les déchets hôteliers, de bureaux et de ménages (déchets domestiques divers pour l’entretien et le nettoyage, journaux…) ; – les déchets de jardin (feuilles et fleurs fanées…) ; – les déchets de soins non souillés (tous les consommables de soins non piquants ou tranchants : pansements, compresses, seringues… ) ; – les linges à usage unique non souillés (gants, coiffes, blouses, draps, champs…) ; – les emballages de dispositifs médicaux non souillés ; – les déchets de restauration et notamment les résidus alimentaires ; – les protections féminines ; – les couches. Ces deux derniers points doivent faire l’objet d’une évaluation au cas par cas pour décider la filière par laquelle ils seront éliminés. Cette décision repose sur la mise en œuvre ou non de mesures d’hygiène spécifiques pour un patient donné, ou un groupe de patients, en fonction d’un statut infectieux avéré ou possible. Elle repose également sur une validation par le Comité de lutte contre les infections nosocomiales (CLIN) dans les établissements de santé. Sauf indication particulière, les excrétas (crachats, selles, urines, vomissements) ne sont pas considérés comme des liquides biologiques à risque. Les couches pour enfants, les protections féminines et les protections pour adultes incontinents sont à éliminer par la filière des DAOM sauf si un risque infectieux existe. Le conditionnement des déchets DAOM est adapté au type de déchets. Par exemple, les essuie-mains, gobelets, papiers peuvent être éliminés dans des sacs simples de couleur grise ou noire (figure 6.1) alors que les verres (cas des flacons de préparation dans un service de médecine nucléaire) doivent être recueillis dans des containers spécifiques (cartons doublés à l’intérieur - figure 6.2). Le caractère broyable ou non du déchet peut aussi amener les établissements de santé à mettre en place des filières d’élimination spécifiques. Dans une zone réglementée d’un service de médecine nucléaire, on retrouvera les déchets DAOM sous forme de : – déchets stockés dans des poubelles dites « chaudes » pour les poubelles clairement identifiés radioactives dès leur production. C’est le cas, par exemple, des seringues et flacons usagés qui ont servi à la préparation des médicaments radiopharmaceutiques (MRP) au niveau du laboratoire de radiopharmacie. Ces déchets sont en général stockés provisoirement dans des poubelles blindées avant d’être comptés puis transférés vers le local de stockage radioactif du service ; – déchets stockés dans des poubelles dites « froides » c’est-à-dire a priori non radioactives, comme par exemple, les champs et alèses utilisés sur les lits des appareils d’imagerie. Tous ces déchets « froids » de la zone réglementée du service de médecine nucléaire sont susceptibles d’être contaminés, soit après avoir été en contact

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Figure 6.1. Sac de déchets DAOM. Ici, dès sa fermeture dans un service de soins, ce sac présente une étiquette préliminaire d’identification radioactive avec un numéro d’ordre et la date de fermeture.

avec les fluides corporels issus d’un patient injecté, soit par erreur de routage dans le circuit de traitement des déchets radioactifs. Ils devront tous faire l’objet d’un contrôle de non-contamination avant d’être dirigés vers la filière normale de traitement des déchets DAOM ; – emballages provenant des colis de commandes de radionucléides. Les boîtes métalliques et les polystyrènes contenus dans ces emballages doivent être mesurés avant évacuation, afin de vérifier l’absence de contamination résiduelle ; – lavettes et franges utilisées pour le ménage du service. Ils devront également être mesurés avant évacuation, afin d’en vérifier l’absence de contamination résiduelle. Dans un secteur d’hospitalisation en chambres radioprotégées, on pourra distinguer au niveau des déchets radioactifs DAOM : – tous les déchets de soins tels que les mouchoirs, protections, alèses, crachoirs et tout matériel absorbant souillé par les urines, la salive, les vomissures ou les expectorations de patients traités à l’iode-131 ;

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Figure 6.2. Carton plastifié pour le recueil du verre.

– les déchets solides fermentescibles comme les résidus de repas des patients hospitalisés. Ces déchets nécessiteront un stockage en décroissance en milieu réfrigéré pour respecter les exigences de salubrité au niveau de l’établissement ; – les lavettes et les franges utilisées pour le ménage des chambres. Dans les services de soins, tous les déchets produits au contact des patients injectés après un examen de médecine nucléaire, seront susceptibles d’être contaminés et devront donc être raccordés à la filière de gestion des déchets radioactifs de l’établissement.

6.2.2.2. Les déchets d’activité de soins à risque infectieux (DASRI) D’une manière générale, les DASRI regroupent tout article de soins et tout objet souillé par (ou contenant) du sang ou un autre liquide biologique (liquide pleural, péritonéal, péricardique, amniotique, synovial…). Les déchets suivants sont à éliminer systématiquement par la filière des déchets à risque infectieux [1] : – les matériels ou matériaux piquants ou coupants, dès leur utilisation, qu’ils aient été ou non en contact avec un produit biologique ;

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– les flacons de produits sanguins à usage thérapeutique incomplètement utilisés ou arrivés à péremption, les tubes de prélèvement de sang, les dispositifs de drainage. – les déchets issus des activités de thanatopraxie ; – les déchets anatomiques humains, correspondant à des fragments humains non aisément identifiables par un non spécialiste ; – certains déchets de laboratoire (milieux de culture, prélèvements…) ; – indépendamment de la notion de risques infectieux, tout petit matériel de soins fortement évocateur d’une activité de soins et pouvant avoir un impact psychoémotionnel : seringue, tubulure, sonde, canule, drain, gant…. En effet, le risque ressenti par les professionnels de santé traduit une crainte qui doit être prise en compte lors de l’élimination de déchets de type DASRI. Les DASRI sont recueillis dans des conditionnements adaptés au type de déchets produits (perforants, solides/mous, liquides), à la taille des déchets à éliminer, aux flux des déchets produits et aux spécificités de la filière d’élimination. Ces conditionnements répondent notamment aux exigences réglementaires [2] et techniques (normes AFNOR [3]). Les emballages des DASRI sont à usage unique. Ils sont munis de fermetures temporaires (en cours d’utilisation) et définitives (avant leur enlèvement pour entreposage). De couleur jaune dominante, un repère horizontal indique la limite de remplissage. Ils comportent également le pictogramme de danger biologique ainsi que l’identification du producteur. On distinguera : – les mini–collecteurs et boites pour les objets piquants, coupants, tranchants (OPCT) : aiguilles, cathéters, trocarts, agrafes… (figure 6.3) ; – les sacs en plastique de couleur jaune dominante pour le recueil des déchets DASRI dits « mous » : accessoires de soins et linges à usage unique souillés par des liquides biologiques (figure 6.4) ; – les caisses en carton avec sac intérieur et les fûts et jerricans pour le recueil de tous les types de dispositifs à usage unique destinés à recevoir les liquides biologiques comme les poches de perfusion, les poches d’urine, les tubes de prélèvements, les déchets de laboratoire (figure 6.5). Dans une zone réglementée d’un service de médecine nucléaire, on retrouvera donc des déchets radioactifs sous forme de DASRI principalement au niveau des zones d’injection au patient : salles d’injection standards, salles d’attente TEP, salles d’épreuves d’effort, éventuellement salles d’imagerie. Enfin dans les services de soins et dans les blocs opératoires, les DASRI générés au contact des patients ayant bénéficié d’un examen de médecine nucléaire devront intégrer le circuit des déchets radioactifs du service de médecine nucléaire.

6.2.2.3. Les autres déchets à risque mixte Ces déchets proviennent principalement des laboratoires où certaines techniques d’analyse nécessitent l’utilisation de produits dangereux (infectieux, chimiques, toxiques…) qui

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Figure 6.3. Différentes tailles de collecteurs OPCT pour tous les matériels piquants, coupants, tranchants.

peuvent être en contact avec des substances radioactives. L’ensemble est considéré comme des déchets contaminés et géré en vue de leur élimination en tant que tel. Les déchets sont donc collectés et conditionnés dans des emballages spécifiques à chaque catégorie de produits dangereux [1] puis dirigés vers la filière de gestion des déchets radioactifs.

6.2.2.4. Le linge souillé Le linge souillé, préalablement porté ou placé en contact de patients injectés dans le cadre de procédures diagnostiques ou thérapeutiques de médecine nucléaire, devra être considéré comme susceptible d’avoir été contaminé par des radionucléides. Il devra être isolé dans un sac étanche identifié puis conservé en décroissance. Dans le cas de linge à usage unique, celui-ci pourra suivre la filière DAOM ou DASRI (selon qu’il existe un risque infectieux ou non) de traitement des déchets radioactifs. Sinon, il devra également être individualisé dans un sac étanche et traité en décroissance radioactive. Le linge contaminé est susceptible de provenir : – des services de médecine nucléaire, comme par exemple, lorsque des linges sont utilisés pour le confort du patient pendant l’examen scintigraphique ; – des chambres radioprotégées d’hospitalisation ; ces chambres étant utilisées essentiellement pour le traitement des cancers thyroïdiens, la contamination sera ici exclusivement due à la présence d’iode-131 ; – des services de soins ou des blocs opératoires lors de la prise en charge de patients ayant bénéficié d’un examen diagnostique de médecine nucléaire.

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Figure 6.4. Sac de déchets DASRI dits « mous ». Ici, dès sa fermeture dans un service de soins, ce sac présente une étiquette préliminaire d’identification radioactive avec un numéro d’ordre et la date de fermeture.

6.2.3. Les effluents liquides de médecine nucléaire Dans les établissements de santé, Ils proviennent : – des éviers « chauds » des laboratoires de la radiopharmacie et des salles d’injection de la zone réglementée du service de médecine nucléaire ; Par exemple, les étapes quotidiennes de décontamination du petit matériel de radioprotection sont réalisées dans les éviers chauds des laboratoires et produisent donc des liquides contaminés. Ces liquides sont dirigés vers un système de cuves d’entreposage (cf. partie 6.3.3) ; – des sanitaires réservés aux patients injectés dans la zone réglementée de médecine nucléaire ; en effet, ces sanitaires reçoivent des radionucléides provenant des urines des patients injectés pour un examen diagnostique ou ayant reçu une faible dose thérapeutique (inférieure à 740 MBq). Le système retenu pour assurer une décroissance de ces effluents est de les faire transiter par une fosse septique (cf. partie 6.3.3) ; – des sanitaires des chambres radioprotégées : en effet, les patients hospitalisés après un traitement à l’iode-131 éliminent dans leurs urines et dans les deux jours suivant l’administration, 60 à 80 % de l’activité reçue, rendant indispensable la collecte de

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Figure 6.5. Fûts ou cartons plastifiés DASRI pour le recueil des déchets solides ou liquides.

ces effluents dans des cuves d’entreposage. Compte tenu de l’importante activité volumique des effluents et de la période de l’iode-131 (8 jours), ces cuves doivent être réservées uniquement à cet effet et donc être distinctes de celles affectées aux effluents des laboratoires (cf. partie 6.3.3) ; – des laboratoires ; au niveau du laboratoire in vitro de la médecine nucléaire, les techniques de dosages radioimmunologiques (RIA) et d’hématologie isotopique peuvent générer des déchets radioactifs liquides. Il peut également exister, sur le site hospitalier, des laboratoires universitaires ou de biologie médicale qui utilisent des sources non scellées et génèrent des effluents liquides contaminés. En général, le volume produit est faible et les effluents peuvent donc être entreposés dans des fûts ou des bonbonnes. Dans certains cas, les sources non scellées manipulées peuvent être de période supérieure à 100 jours et la gestion des effluents produits doit donc s’effectuer conformément à la réglementation spécifique (cf. partie 6.3.5).

6.2.4. Les effluents gazeux de médecine nucléaire Les effluents gazeux proviennent des sources non scellées manipulées qui présentent un caractère volatil significatif. Les dispositions prises pour limiter la contamination atmosphérique passent par un aménagement adapté de la ventilation des locaux et par l’utilisation d’enceintes blindées, ventilées, équipées d’extraction indépendante (cf. chapitre 5 « Médecine nucléaire : équipements et installations »). Dans un service de médecine nucléaire, ce

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sont les applications thérapeutiques à l’iode-131 qui nécessitent des mesures de prévention particulières du fait du caractère très volatil des iodures. Une autre source de contamination atmosphérique provient des examens de ventilation pulmonaire, s’ils sont réalisés à partir d’aérosols technétiés. Enfin, les chambres radioprotégées de médecine nucléaire accueillent en permanence des patients traités à l’iode-131 (activité administrée > 740 MBq) et la contamination atmosphérique de ces chambres et des locaux avoisinants (couloir en général) peut atteindre des niveaux significatifs.

6.3. Règles générales de gestion des déchets et des effluents radioactifs de médecine nucléaire Ces règles sont conformes aux prescriptions de l’arrêté du 23 juillet 2008 portant homologation de la décision n◦ 2008-DC-0095 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 29 janvier 2008 fixant les règles techniques auxquelles doit satisfaire l’élimination des effluents et des déchets contaminés par les radionucléides, ou susceptibles de l’être du fait d’une activité nucléaire, prise en application des dispositions de l’article R. 1333-12 du CSP et du guide ASN n◦ 18 qui l’accompagne [5]. On traitera principalement dans cette partie le cas des radionucléides de période inférieure à 100 jours1 qui représentent la majeure partie des sources manipulées en environnement médical. La gestion des radionucléides de période supérieure à 100 jours fait l’objet d’un paragraphe à part (cf. partie 6.3.5).

6.3.1. Encadrement réglementaire de la gestion des déchets et des effluents radioactifs de médecine nucléaire 6.3.1.1. La traçabilité des mouvements de sources et des déchets La gestion des déchets, provenant spécifiquement des activités du nucléaire diffus, est décrite dans le décret n◦ 2007-1582 du 7 novembre 2007 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, et modifiant le CSP. L’article R. 1333-12 du CSP prévoit que « tout projet de rejet des effluents liquides et gazeux ainsi que des déchets contaminés par des radionucléides, ou susceptibles de l’être du fait de l’activité nucléaire, doit faire l’objet d’un examen et d’une approbation, dans les conditions prévues par un arrêté interministériel en fonction du risque d’exposition encouru. La collecte, le traitement et l’élimination des effluents et déchets obéissent à des règles techniques établies par arrêté des ministres chargés de l’environnement et de la santé [...] Lorsque l’activité nucléaire est soumise à autorisation [...], son titulaire doit tenir à disposition du public un inventaire des 1 Si les produits de filiation ont une période supérieure à 100 jours, le traitement peut être réalisé par décroissance si le rapport de la période du nucléide père sur celle du nucléide descendant est inférieur au coefficient 10−7 (cas du couple technétium-99m/technétium-99).

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effluents et déchets éliminés en précisant les exutoires retenus. Cet inventaire doit être mis à jour chaque année. » Cet article s’applique à toutes les activités nucléaires à l’exception de celles exercées dans les INB et INBS (installations nucléaires de base secrètes), les ICPE soumises à autorisation en application des articles L. 511-1 à L. 512-2 du code de l’environnement et aux installations soumises à autorisation en application de l’article 83 du code minier. Cet article R. 1333-12 est complété par une décision de l’ASN, n◦ 2008-DC-0095, homologuée par l’arrêté interministériel du 23 juillet 2008, qui remplace la circulaire DGS/DHOS du 9 juillet 2001 et qui fixe les règles techniques. Cette décision permet : – l’identification des moyens nécessaires pour la gestion rigoureuse des déchets et effluents sous la responsabilité du chef d’établissement ; – la mise en place d’un référentiel documentaire (règles et procédures) pour encadrer cette gestion ; – la protection du personnel de l’établissement ainsi que du public en garantissant l’utilisation des filières de déchets appropriées. La décision ne s’applique pas aux effluents et déchets contaminés générés par des patients hors établissement de santé. Par ailleurs, la décision ne s’applique pas non plus aux ICPE autorisées. Cette décision est complétée par un guide qui a pour objet de préciser les modalités d’application sous forme de recommandations. Ce guide est paru plus de 3 ans après l’arrêté puisqu’il tient compte d’un important retour d’expérience des professionnels concernés. Il est téléchargeable sur le site de l’ASN : www.asn.fr Notons que le vocable employé par l’arrêté et par le guide est le terme « déchet contaminé » et non pas le terme « déchet radioactif » utilisé dans cet ouvrage. Il explicite notamment la notion de « zonage déchets » (cf. paragraphe 6.3.1.2) à ne pas confondre avec le terme « zonage radiologique ». Il fournit des éléments d’ordre pratique notamment sur la gestion des déchets et des effluents radioactifs et leurs conditions d’entreposage.

6.3.1.2. Zonage déchets D’après l’article 6 de l’arrêté du 23 juillet 2008 [4], toute aire dans laquelle des effluents et déchets contaminés sont produits ou susceptibles de l’être est classée comme une zone à déchets radioactifs, ou contaminés. Il s’agit d’identifier, par une méthode sûre, les zones ou sont produits les déchets radioactifs des autres zones. Une zone à déchets radioactifs peut être tout ou partie d’un bâtiment ou d’un local. Il est également envisageable d’identifier un local comme zone à déchets radioactifs et de définir des parties restreintes dans ce local où se font les manipulations de substances radioactives. Dans ce cas, seuls les déchets produits dans ces zones restreintes sont gérés dans une filière à déchets radioactifs. Ce zonage déchets peut évoluer dans le temps, en fonction des activités. Notons que les déchets radioactifs sont exclusivement issus de zone à déchets radioactifs. Par contre, dans une telle zone peuvent cohabiter des déchets conventionnels ou « froids » et des déchets radioactifs.

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6.3.1.3. Le plan de gestion des déchets et effluents contaminés Un plan de gestion déchets et effluents (PGDE) encore appelé plan de gestion interne est exigé par l’ASN lors de toute production de déchets radioactifs. Il permet d’obtenir une vision globale de la gestion des déchets et effluents radioactifs dans l’établissement. Ce document doit être joint à la demande d’autorisation. Le PGDE doit comprendre : – les modes de productions des déchets et effluents ; – les modalités de gestion à l’intérieur de l’établissement concerné ; – les dispositions permettant d’assurer l’élimination des déchets ; – les conditions d’élimination des effluents liquides et gazeux et les modalités de contrôles associés ; – un zonage à déchets contaminés avec une identification de zonage, des modalités de classement des zones et des modalités de gestion de zonage ; – des dispositions de surveillance périodique du réseau récupérant les effluents liquides de l’établissement, notamment aux points de surveillance définis par l’autorisation ; – le cas échéant les dispositions de surveillance de l’environnement. Le PGDE est rédigé par le producteur et plus particulièrement par le titulaire de l’autorisation ou le déclarant sous la responsabilité du chef d’établissement. Il est à joindre à la demande d’autorisation. Il est établi à l’échelle de l’établissement et peut donc être commun à plusieurs titulaires. Les responsabilités sont alors à définir en cas de ressources communes. Si plusieurs établissements dépendant de la même entreprise sont présents sur un même site et qu’ils utilisent des moyens communs, une convention est alors rédigée entre les établissements, précisant les responsabilités de chacun.

6.3.1.4. Le bilan annuel La décision de l’ASN concernant la production de déchets précise qu’un bilan annuel mentionnant la quantité déchets produits et d’effluents contaminés rejetés doit être transmis une fois par an à l’ANDRA (Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs) [4]. De plus, il doit être tenu à disposition des inspecteurs de la radioprotection en cas de contrôle et transmis dans le cadre du renouvellement d’autorisation.

6.3.2. Les déchets solides de médecine nucléaire 6.3.2.1. Identification, tri, conditionnement et contrôle à la fermeture Les déchets contaminés sont triés, identifiés et conditionnés en prenant en compte leurs caractéristiques radioactives (type de radionucléide, période et niveau d’activité), leur nature physico-chimique (solide, liquide, gaz) et les risques spécifiques des déchets produits (infectieux, cancérogène, mutagène et reprotoxique…).

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Le tri s’effectue au plus près de la production des déchets (à la source). La quasitotalité des déchets radioactifs produits dans le secteur médical provient de l’utilisation de radionucléides de période courte, c’est-à-dire inférieure à 100 jours, et peut donc être traitée localement par décroissance radioactive. Le volume des déchets entreposés pourra être optimisé en séparant les déchets de période très courte comme par exemple, les déchets contaminés avec du technétium-99m (période 6h) ou du fluor-18 (période 2 h). Les déchets sont conditionnés dans des emballages adaptés à la nature des déchets (OPCT, sacs plastiques, cartons doublés intérieur) au sein de la filière retenue (DAOM, DASRI). Du point de vue de la radioprotection, ces emballages doivent constituer une barrière physique (emballages résistants et imperméables) et, le cas échéant, être conformes à la réglementation des transports [6] et aux prescriptions de l’éliminateur du déchet ultime. Au sein du service de médecine nucléaire, ces déchets sont recueillis dans des dispositifs blindés qui permettent d’assurer la protection biologique du personnel (figure 6.6 et 6.7). Les emballages doivent être distincts et identifiables afin de connaître : – la nature des radionucléides présents ou susceptibles de l’être ; – la nature physico-chimique et biologique des déchets ;

Figure 6.6. Collecteur OPCT radioactif dans sa protection blindée adaptée.

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Figure 6.7. Sac de déchet DASRI radioactif dans sa protection blindée adaptée.

– l’activité à la date de fermeture. Elle peut être évaluée par calcul et/ou par mesure. À défaut, le comptage en coups par seconde suffit en pratique pour estimer le temps de décroissance ; – la masse ou le volume de déchet ; – la date de fermeture de l’emballage. L’emballage est fermé définitivement après remplissage. Tous les déchets, linges, susceptibles d’avoir été contaminés doivent faire l’objet d’un contrôle de non-contamination avant évacuation selon les modalités définies dans le PGDE. Dans les zones réglementées, toutes les poubelles, même celles dites « froides » doivent être vérifiées avant évacuation. Le matériel de nettoyage doit être exclusivement réservé à l’entretien de ces zones et régulièrement contrôlé. Ces règles s’appliquent également pour tous les déchets d’activité de soins provenant des services d’hospitalisation ou des blocs opératoires dans le cadre de la prise en charge de patients injectés.

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6.3.2.2. Stockage en décroissance Quand les déchets ont été triés, caractérisés radiologiquement et conditionnés, ils doivent être rapidement évacués vers un lieu dédié à l’entreposage des déchets contaminés, dans l’attente de leur élimination par décroissance. Un registre de suivi d’entrée et de sortie des déchets dans ce lieu doit être tenu à jour avec, a minima, les éléments suivants : – un numéro d’ordre ou une note d’identification de l’emballage ; – la nature des radionucléides ; – la date de fermeture de l’emballage ; – les activités et/ou débits de dose évalués lors de l’entreposage ; – les résultats des contrôles avant élimination (comptage et bruit de fond) ; – la date d’élimination et le visa de l’opérateur. Un exemple de registre de gestion des déchets radioactifs est donné dans le tableau 6.1. Tableau 6.1. Exemple de registre de gestion des déchets radioactifs.

Fiche suivi déchets radioactifs Identification N◦ Provenance Radionucléide Nature du déchet Volume (L) ou poids (kg) Date d’ouverture Date de fermeture Mesure taux de comptage (c.s−1 ) Déclassement Si déchet à vie courte Mesure taux de comptage (c.s−1 ) Date du déclassement en non radioactif visa PCR Si déchet à vie longue Mesure taux de comptage (c.s−1 ) Date de la prise en charge ANDRA visa PCR

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Aménagement du local de stockage des déchets en décroissance Les conditions d’entreposage des déchets contaminés sont décrites dans l’arrêté du 23 juillet 2008 [4]. Le guide de l’ASN n◦ 18 en précise les modalités d’application [5]. Notons que l’arrêté du 16 janvier 2015 révise les règles d’aménagement des installations de médecine nucléaire in vivo [7]. Le(s) lieu(x) d’entreposage des déchets radioactifs de l’unité de médecine nucléaire réponde(nt) aux conditions suivantes : – l’aire de stockage est couverte et fermée ou constitue un lieu indépendant réservé exclusivement à cet effet, et muni d’une porte dotée d’un système de verrouillage ; – la surface du lieu d’entreposage est adaptée aux manipulations des différents sacs et conteneurs de déchets. Elle doit être déterminée avec une marge suffisante, de façon à permettre l’entreposage de tous les déchets contaminés produits dans de bonnes conditions de sécurité, et notamment pour assurer la radioprotection des personnels qui auraient à y travailler ; – un système de rappel automatique de fermeture existe sur la porte extérieure du lieu d’entreposage (porte, qui, par ailleurs, est fermée en permanence) ; – la protection radiologique du lieu d’entreposage (sur ses six faces) est compatible avec la destination des locaux adjacents ; – la ventilation est adaptée à l’usage du lieu ; elle peut être naturelle avec des grilles d’aération haute et basse ; – les revêtements du sol et muraux sont lisses, continus facilement décontaminables ; – les déchets liquides, comme les fûts ou les bonbonnes, sont entreposés sur des dispositifs de rétention (type cuvelage) permettant de récupérer les liquides en cas de fuite de leur conditionnement. Il est préconisé que la rétention soit dimensionnée de manière à contenir un volume au moins égal à la plus grande des deux valeurs suivantes : 100 % de la capacité de la plus grande cuve, 50 % de la capacité totale de l’ensemble des cuves ; – des dispositions de prévention, de détection, de maîtrise et de limitation des conséquences d’un incendie sont mises en œuvre pour prévenir ce risque ; – il existe des zones différenciées en fonction de la nature des déchets entreposés ; des rayonnages sont préconisés, en matériaux facilement décontaminables, pour le rangement des emballages de déchets clairement identifiés en attente d’évacuation. On notera également que dans le cas des déchets fermentescibles (par exemple, résidus de repas des patients hospitalisés en chambres de thérapie), le local de stockage devra être soit équipé d’armoire(s) réfrigérée(s), soit conforme aux spécifications des chambres froides.

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Règles d’exploitation du local de stockage des déchets en décroissance On détaille ci-après les règles d’exploitation de ce local [5] : – l’accès est limité aux seules personnes habilitées par le titulaire de l’autorisation ; – la délimitation et signalisation des zones réglementées sont réalisées conformément aux règles définies en application des articles R. 4452-1 à R. 4452-11 du code du travail et de l’arrêté « zonage » du 15 mai 2006 [8] ; – il ne peut y avoir de poste de travail permanent dans le lieu ; – les consignes de sécurité en matière de radioprotection et les consignes de travail (y compris en cas de situations anormales) à respecter doivent être affichées ; – le lieu doit être maintenu dans un bon état de propreté. Il ne doit pas être encombré par des objets ou matériels divers non nécessaires à la gestion des déchets et effluents contaminés ; – des équipements et matériels destinés au marquage et à l’identification claire des différents conteneurs doivent être présents ainsi qu’une réserve de gants jetables pour la manipulation des conteneurs et une poubelle ; – les personnes chargées de la gestion des déchets et effluents contaminés doivent mettre à disposition un ou plusieurs détecteurs, adaptés aux rayonnements susceptibles d’être induits par les déchets entreposés, pour la mesure du débit de dose ambiant et de la contamination de surface. La prescription réglementaire retenue pour le temps de stockage en décroissance est de conserver les déchets pendant un délai supérieur à 10 fois la période [5]. En cas de présence de plusieurs radionucléides, la période la plus longue doit être retenue. Ce temps permet de diminuer l’activité présente dans les déchets d’un facteur 210 = 1024, ce qui, comptetenu des niveaux d’activité habituellement présents dans les déchets, suffit pour atteindre une activité résiduelle non détectable. Ce délai peut être écourté si la justification en est apportée dans le PGDE. Quoiqu’il en soit, le contrôle avant évacuation fera office de juge de paix pour décider ou non d’une banalisation du déchet.

6.3.2.3. Contrôle avant évacuation À la date d’évacuation prévisionnelle des déchets vers une filière donnée d’élimination, une mesure doit être réalisée, avec un détecteur adapté à la nature des déchets entreposés, afin d’estimer la radioactivité résiduelle de ces déchets : – si le résultat de la mesure du taux de comptage (en c.s−1 ) est supérieur à 2 fois le bruit de fond, les déchets sont conservés dans le lieu d’entreposage ; – si le résultat de la mesure est inférieur ou égal à 2 fois le bruit de fond, les déchets peuvent être dirigés dans le circuit conventionnel des déchets de l’établissement.

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Les mesures sont effectuées dans un endroit à bas bruit de fond, suffisamment éloigné du lieu d’entreposage pour éviter que toute source ou tout déchet ne vienne perturber la mesure (figure 6.8).

Figure 6.8. Comptage d’un sac de déchet radioactif de type DASRI dans une zone isolée au niveau du rayonnement ambiant.

Les mesures du comptage, le bruit de fond et la date éventuelle d’évacuation de chaque emballage de déchets sont consignés dans le registre d’entrée et de sortie des déchets dans le lieu d’entreposage. Ces éléments seront utilisés pour la production du bilan annuel transmis à l’ANDRA, mentionnant la quantité de déchets produits et d’effluents rejetés, contaminés.

6.3.2.4. Évacuation En sortie d’unité médico-technique Si le résultat de la mesure est inférieur ou égal à 2 fois le bruit de fond, les emballages de déchets sont dirigés vers la filière conventionnelle de traitement des déchets hospitaliers, filière adaptée au risque identifié sur l’emballage (DAOM, DASRI, risque chimique ou toxique). Les éventuelles étiquettes, placées sur l’emballage des déchets pour signifier leur caractère radioactif, devront être ôtées. En sortie d’établissement Dans le cas des établissements de santé disposant d’une installation de médecine nucléaire, tous les déchets hospitaliers, quelle que soit leur provenance, doivent être contrôlés en sortie d’établissement par un système de détection à poste fixe [4] comme le montre la

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figure 6.9. Ce contrôle doit permettre de garantir que tous les déchets hospitaliers évacués ne présentent aucun danger radioactif pour leur prise en charge dans les centres de réception des déchets. En pratique, ce contrôle permet également de vérifier le fonctionnement du circuit des déchets radioactifs, non seulement au niveau du service de médecine nucléaire mais également au niveau des secteurs de soins où des consignes doivent être respectées pour la gestion des déchets produits par les patients injectés, pris en charge par le personnel soignant.

Figure 6.9. Borne de détection en sortie d’établissement.

Du point de vue technique, le système de détection à poste fixe doit être automatisé pour garantir le contrôle systématique de chaque sac ou conteneur de déchets. Le seuil de déclenchement d’une alarme est fixé à 2 fois le bruit de fond. Tout déclenchement doit être enregistré et analysé ; l’ensemble des enregistrements est tracé, figure dans le bilan annuel (cf. partie 6.3.1.3) et mis à la disposition de l’autorité administrative compétente. Tout sac ou conteneur ayant déclenché l’alarme doit être géré comme un déchet potentiellement radioactif. La conduite à tenir est stipulée dans le PGDE de l’établissement.

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Lorsqu’un service de médecine nucléaire dessert plusieurs établissements de santé sur un même site géographique, le système de détection à poste fixe doit être installé à la sortie du site de telle sorte que tous les déchets produits par tous les établissements de santé puissent être contrôlés. Dans un tel cas, une convention entre les différents établissements précise les responsabilités de chacun en ce qui concerne la gestion du système de détection (maintenance, information/formation du personnel, procédure en cas de déclenchement...).

6.3.3. Les effluents liquides de médecine nucléaire On détaille ci-après les règles d’aménagement des locaux rejetant des effluents liquides et leurs règles d’exploitation. Ces dernières doivent apparaitre dans le PGDE de l’établissement.

6.3.3.1. Aménagement des locaux rejetant des effluents liquides Tous les effluents liquides radioactifs produits par le service de médecine nucléaire sont recueillis dans des dispositifs de rétention pour leur assainissement radioactif. Cela concerne : – les effluents provenant des éviers chauds des laboratoires de préparation et de manipulation, des salles d’injection ; – les effluents provenant des sanitaires des chambres protégées, pour les services de médecine nucléaire en disposant (installations dites de 1re classe) ; – les effluents provenant des sanitaires de la zone réglementée de médecine nucléaire. Pour les deux premiers cas de la liste ci-dessus, le dispositif fait appel à un ensemble de cuves-tampons, composé d’au moins 2 cuves, en distinguant celui spécifiquement réservé aux effluents des laboratoires (applications diagnostic in vivo et in vitro) de celui collectant les effluents provenant des chambres protégées. Un ensemble de 2 cuves-tampons fonctionne alternativement en remplissage et en stockage de décroissance. Ces cuves se trouvent dans un local facilement accessible, indépendant, fermant à clé et dont la porte est munie d’un rappel automatique de fermeture. Par ailleurs : – les points d’évacuation des effluents liquides radioactifs sont en nombre restreint, réservés uniquement à cet effet et signalés en conséquence ; – les canalisations d’évacuation de ces effluents doivent être réservées uniquement aux effluents liquides radioactifs ; – les canalisations sont étanches et résistent à l’action physique et chimique des effluents qu’elles sont susceptibles de contenir ; – les cuves-tampons sont équipées d’un trou d’homme, d’un indicateur de niveau, d’un dispositif de prélèvement en position haute, d’un évent filtré. L’indicateur de niveau doivent avoir un renvoi dans le service de médecine nucléaire et au P.C. sécurité de l’établissement ;

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– les cuves-tampons sont installées au-dessus d’un cuvelage de sécurité et elles sont construites en matériau facilement décontaminable (béton à proscrire). Le cuvelage, qui doit être également recouvert d’un revêtement facilement décontaminable doit comprendre un point bas équipé d’un détecteur de fuite de liquides. Un report des informations délivrées par ce capteur pourra être utilement effectué afin de permettre une intervention rapide en cas d’incident. En ce qui concerne les sanitaires de l’unité de médecine nucléaire, les activités recueillies proviennent des urines des patients injectés pour un examen diagnostique ou ayant reçu une faible activité thérapeutique (moins de 740 MBq). La note d’information de l’ASN [9] précise les éléments suivants : les activités limitées administrées à ces patients, la courte période des radionucléides utilisés (essentiellement du technétium-99m) et l’importante dilution obtenue au niveau du collecteur général de l’établissement hospitalier auquel doivent être raccordés directement ces sanitaires doivent permettre d’assurer un assainissement suffisant de ces effluents radioactifs, sans qu’il soit nécessaire de les collecter dans un système de cuves-tampons. Toutefois une décroissance de ces effluents, complétant la dilution et améliorant cet assainissement, doit être obtenue en les faisant transiter dans une fosse septique interposée entre un sanitaire, à réserver dans l’unité de médecine nucléaire aux patients injectés, et le collecteur de l’établissement. Il est en général avantageux d’installer cette fosse dans le même local que celui réservé aux cuves–tampons récupérant les effluents des laboratoires.

6.3.3.2. Surveillance des effluents liquides en sortie de service de médecine nucléaire Les effluents liquides contaminés par des radionucléides de période inférieure à 100 jours peuvent être rejetés dans l’environnement uniquement après un délai suffisant de décroissance radioactive. a) Cas des effluents rejetés au niveau des éviers chauds du service de médecine nucléaire Comme nous l’avons vu dans la partie 6.2.3, ces effluents proviennent des éviers chauds des secteurs de manipulation et d’injection des MRP dans la zone réglementée du service de médecine nucléaire. Ils sont stockés en décroissance dans un système de cuves d’entreposage, constitués d’au moins 2 cuves fonctionnant alternativement en remplissage et en entreposage de décroissance. L’activité des effluents en fin de période de décroissance doit être inférieure à 10 Bq.L−1 [4]. Lors de la fermeture d’une cuve-tampon, un prélèvement doit être effectué pour estimer l’activité initiale nécessaire à la détermination du temps de décroissance utile pour atteindre une activité inférieure à 10 Bq.L−1 . À l’issue de ce temps de décroissance, un second prélèvement doit être effectué pour vérifier que l’activité résiduelle dans la cuvetampon est bien inférieure à la valeur limite. Dans le cas où la mesure de cette activité résiduelle n’est pas possible, notamment du fait de la sensibilité des méthodes de mesures disponibles in situ, l’activité résiduelle est estimée par le calcul à partir des données du premier prélèvement. La confrontation de ce calcul avec la règle pratique des 10 périodes doit permettre de garantir le respect de la limite réglementaire du rejet.

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298

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Les activités initiales, les temps de séjour requis, les dates de mise en service des cuves et de fin de remplissage et de vidange doivent être consignées sur un registre, qui peut être informatisé. b) Cas des effluents rejetés par les sanitaires des chambres radioprotégées réservées aux patients hospitalisés pour un traitement en iode-131 Les sanitaires de ces chambres sont équipés de toilettes séparant les matières solides des liquides qui sont seuls dirigés vers des cuves de décroissance ; compte tenu de l’importante activité volumique et de la période de l’iode-131 (8 jours), ces cuves sont à réserver uniquement à cet effet. Les règles d’exploitation de ces cuves-tampons sont les mêmes que dans le cas précédent à l’exception de la limite réglementaire de rejet qui est fixée à 100 Bq.L−1 . c) Cas des effluents provenant des sanitaires réservés aux patients injectés dans la zone réglementée de médecine nucléaire Les activités limitées utilisées, la courte période des radionucléides et l’importante dilution obtenue au niveau du collecteur de l’établissement hospitalier ne nécessitent pas un entreposage dans un système de cuves-tampons. Le but ici n’est pas d’obtenir une décroissance très poussée mais de réduire l’activité en évitant le rejet immédiat. Les urines de patients injectés doivent donc transiter par une fosse septique interposée entre les sanitaires réservés de l’unité de médecine nucléaire et le collecteur de l’établissement. Le bon fonctionnement de ce dispositif doit être vérifié périodiquement (contrôles visuels, vidanges,…) en fonction des résultats de la surveillance à mettre en place à l’émissaire de l’établissement. Son dimensionnement doit être tel que le temps de séjour dans la fosse permet de garantir en sortie des valeurs limites fixées par le titulaire de l’autorisation dans le PGDE. d) Cas des autres effluents produits dans les laboratoires Ce sont les effluents produits dans les laboratoires in vitro de médecine nucléaire, les laboratoires de biologie médicale ou les laboratoires universitaires associés. En fonction du volume produit, ces effluents pourront être recueillis soit dans des bonbonnes dédiées, soit dans un système de cuves d’entreposage. Dans ce dernier cas, la période du radionucléide utilisé déterminera la nécessité ou non d’utiliser un réseau dédié de cuves-tampons pour respecter les temps de décroissance radioactive. Dans le cas des bonbonnes, elles devront être entreposées sur rétention dans des locaux aménagés (voir partie 6.3.2.2).

6.3.3.3. Surveillance des effluents à l’émissaire de l’établissement Tout déversement d’eaux usées autres que domestiques dans le réseau public doit être préalablement autorisé par le gestionnaire de réseau (article L. 1331-10 du CSP). Ces effluents doivent faire l’objet d’une autorisation qui fixe notamment les caractéristiques que doivent présenter les eaux usées pour être déversées et les conditions de surveillance du déversement. Des contrôles internes sur les effluents rejetés dans les réseaux d’assainissement doivent être effectués soit par la PCR de l’établissement, soit par un organisme agréé, tous les 6 mois. Des contrôles externes doivent être effectués tous les 3 ans (cf. chapitre 1.5). Le PGDE précise notamment les valeurs moyennes et maximales de l’activité volumique des

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´ 6 – Gestion des dechets et des effluents radioactifs

299

effluents rejetés dans les réseaux d’assainissement. Ces activités devront, le cas échéant, respecter les valeurs fixées dans l’autorisation délivrée par le gestionnaire de réseau en application de l’article L. 1331-10 du CSP. En cas de dépassement de ces valeurs maximales d’activité volumique, une étude d’impact doit être réalisée et des solutions techniques recherchées pour améliorer les conditions de rejets des effluents contaminés par les radionucléides. L’ensemble des autorités compétentes (ASN, ARS - Agence Régionale de Santé -, police des eaux…) et le gestionnaire de réseau sont tenus informés des dépassements observés, des analyses de ces dépassements et des actions correctives mises en œuvre par le titulaire de l’autorisation pour y remédier. L’ensemble de ces résultats est consigné dans un registre (qui peut être informatisé), à la disposition de l’autorité administrative compétente.

6.3.4. Les effluents gazeux de médecine nucléaire La manipulation de sources non scellées implique la mise en œuvre de dispositions structurelles et techniques particulières au regard du risque de contamination atmosphérique. Dans les services de médecine nucléaire, la ventilation des locaux de la zone réglementée est individualisée et fonctionne en permanence en dépression (cf. chapitre 5). Dans le laboratoire de radiopharmacie, les manipulations de préparation des MRP sont réalisées à l’intérieur de boîtes à gants ou de hottes ventilées, avec filtration et extraction indépendante. Tous les effluents gazeux susceptibles d’être rejetés sont clairement identifiés dans le PGDE de l’établissement avec leur(s) point(s) de rejet dans l’environnement. Les systèmes de filtration sont contrôlés selon une périodicité également précisée dans le PGDE. Les filtres usagés sont gérés avec les déchets contaminés solides. Si les examens de ventilation pulmonaire sont réalisés à partir d’aérosols technétiés, l’inhalation du patient est réalisée dans une salle dédiée qui dispose d’une extraction indépendante. Dans le cas d’utilisation du krypton-81m, l’inhalation du patient est réalisée directement sous la caméra à scintillations pendant l’examen grâce à un masque respiratoire connecté à un système fermé de circulation d’air. La période physique du krypton-81m (13 secondes) assure une contamination atmosphérique minime dans la salle d’imagerie. Enfin, les chambres radioprotégées de médecine nucléaire accueillent en permanence des patients traités à l’iode-131 (activité > 740 MBq). Compte tenu du caractère volatil de ce radionucléide, la ventilation de ce secteur doit être adaptée pour limiter la contamination interne. Au minimum, il conviendra de s’assurer qu’il n’y a pas de recyclage de l’air extrait de la pièce et qu’elle dispose en toute circonstance d’une bonne aération. À noter que les dispositions citées dans l’arrêté du 16 janvier 2015 [7] prévoient plus de contraintes sur la ventilation du secteur des chambres radioprotégées.

6.3.5. Cas des déchets et effluents radioactifs à période > à 100 jours 6.3.5.1. Les déchets solides Les déchets contaminés provenant de l’utilisation de radionucléides de période supérieure à 100 jours font l’objet d’une reprise par l’ANDRA, sous réserve qu’ils répondent aux spécifications de prise en charge tant sur le plan physico-chimique que sur le plan radiologique.

“Chapitre6” — 2016/10/1 — 13:54 — page 300 — #26

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

300

Sur les sites hospitaliers, on retrouvera ces déchets principalement au niveau des laboratoires associés d’analyse biologique et médicale. Les modalités de prise en charge de ces déchets sont détaillées dans le guide d’enlèvement des déchets radioactifs [10]. Un tri à l’intérieur de cette catégorie de déchets est indispensable pour permettre une élimination vers les filières adaptées à chaque type de déchets. Plusieurs types d’emballages sont possibles et proposés afin d’être conformes à la réglementation des transports [6]. Lors du remplissage des colis de déchets, la traçabilité mise en place doit permettre de s’assurer de l’activité et de la nature physico-chimique présente. Chaque colis de déchets doit être identifié (a minima radionucléides, activités, masse ou volume) avec les étiquettes fournies par l’ANDRA. Une fois les démarches administratives et commerciales faites avec l’ANDRA, les contrôles de contamination et d’intensité de rayonnement doivent être faits pour que la collecte par l’ANDRA puisse avoir lieu.

6.3.5.2. Les effluents liquides Les installations sont conçues, exploitées et entretenues de manière à limiter les rejets des radionucléides de période radioactive supérieure à 100 jours. Ces effluents doivent être collectés à la source, canalisés, et, si besoin, être traités afin que les rejets correspondants soient maintenus à un niveau aussi faible que raisonnablement possible. Les effluents collectés sont donc pris en charge par l’ANDRA. Des rejets sont néanmoins autorisés sous réserve d’une approbation préalable de l’ASN conformément aux conditions fixées par l’autorisation prévue par l’article L. 1331-10 du CSP. Cette approbation prend en compte les éléments de justification de l’exploitant en particulier les éléments suivants : – une étude technico-économique justifiant l’efficacité des dispositions mises en œuvre pour limiter la quantité d’activité rejetée ; – une étude d’incidence, moins contraignante qu’une étude d’impact, présentant les effets des rejets sur la population et l’environnement ; – les modalités mises en place pour contrôler les rejets et les suspendre si certains critères ne sont pas respectés. Dans le cadre de cette autorisation, l’ASN peut imposer : – un suivi en continu de l’activité et/ou de la concentration des effluents rejetés ; – des prélèvements ponctuels ; – la mise en place d’un plan de surveillance radiologique de l’environnement, avec une mutualisation entre établissements possible ; – l’information périodique des riverains ou des communes concernées.

“Chapitre6” — 2016/10/1 — 13:54 — page 301 — #27

´ 6 – Gestion des dechets et des effluents radioactifs

301

6.4. Dispositions pratiques de gestion des déchets radioactifs solides de médecine nucléaire 6.4.1. Dans le service de médecine nucléaire Toutes les poubelles (même celles dites « froides ») issues de la zone réglementée du service de médecine nucléaire doivent faire l’objet d’un contrôle systématique de noncontamination afin de garantir l’absence d’une contamination accidentelle. Dans le cas des poubelles froides, ce contrôle doit être réalisé tous les jours pour éliminer le plus rapidement possible les déchets qui ne présentent aucune trace de radioactivité. Par exemple, le chariot de nettoyage de la zone réglementée doit être dédié et les linges et consommables d’entretien soumis également à un contrôle de non contamination avant évacuation. La gestion des poubelles dites « chaudes » est traitée dans les paragraphes suivants. a) Cas des radionucléides utilisés pour les techniques diagnostiques Conformément aux règles générales exposées dans la partie 6.3, tous les déchets contaminés sont triés et identifiés en fonction de leur nature (flacons en verre, compresses) et de la filière d’élimination reconnue (DAOM, DASRI). Les déchets sont également triés en fonction de leur période pour optimiser le volume des déchets à conserver en décroissance. Généralement, les déchets à vie très courte peuvent être individualisés : dans le cas du fluor-18, par exemple, le temps de décroissance de 10 périodes est atteint au bout de 20 heures, c’est-à-dire que, le lendemain de leur utilisation, les déchets peuvent être contrôlés pour une éventuelle banalisation. La plupart des radionucléides utilisés pour les techniques in vivo (cf. chapitre 5) ont une période inférieure à 3 jours et peuvent être regroupés au sein de la même catégorie. Les radionucléides utilisés pour les techniques in vitro comme l’iode-125 ou le chrome-51 présentent des périodes plus importantes et doivent donc être gérés de manière individuelle. Pour tous les déchets identifiés chauds dans les secteurs de manipulation et d’injection du service de médecine nucléaire, la collecte s’effectue dans des poubelles blindées, balisées, d’épaisseur adaptée en fonction de l’énergie gamma émise par les radionucléides présents. Notamment, on distinguera les poubelles dédiées aux déchets issus de la manipulation d’émetteurs de positons (par exemple, les tubulures de perfusion) des poubelles dédiées aux déchets issus du secteur conventionnel de médecine nucléaire. Pour les OPCT, des poubelles à aiguilles blindées d’épaisseur et de contenance variables peuvent être utilisées afin de limiter l’exposition externe lorsque ces poubelles sont localisées à l’extérieur des enceintes blindées comme c’est le cas au niveau des salles d’injection de MRP. Les générateurs de technétium bénéficient d’une reprise par le fournisseur en fin de vie. Après une semaine d’utilisation, ils sont stockés en décroissance dans leur emballage d’origine jusqu’à ce que le débit de dose en tout point de la surface externe respecte les niveaux réglementaires de l’arrêté transport ADR [6]. Généralement, les générateurs Mo/Tc sont conservés pendant un temps de décroissance, fonction de l’activité initiale, qui leur permet de respecter un débit de dose de 5 μSv.h−1 au contact, satisfaisant ainsi à la catégorie la moins restrictive pour l’emballage et le balisage des colis. Les emballages plombés des radionucléides commandés (indium-111, thallium-201, iode-123) sont stockés dans le service de médecine nucléaire avant de faire l’objet d’un

“Chapitre6” — 2016/10/1 — 13:54 — page 302 — #28

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

302

contrôle de non-contamination avant banalisation. Les emballages plombés ayant contenu des flacons de 18 F -FDG sont retournés au fournisseur par le circuit de livraison après 24 heures de décroissance dans le service. L’organigramme complet de la gestion des poubelles radioactives dans les différentes pièces de la zone réglementée du service de médecine nucléaire peut être complexe, figures 6.10 et 6.11. Les logiciels informatiques de gestion de l’activité pharmaceutique disposent actuellement de modules spécifiques pour assurer la traçabilité réglementaire des déchets radioactifs produits, de l’ouverture de l’emballage jusqu’à son évacuation au terme de la période de décroissance.

NON

Générateurs Mo/Tc

Poubelles identifiées «chaudes» Service de médecine nucléaire

Local de stockage en décroissance

1 - Tri en fonction de la catégori de déchets (DAOM, DASRI, OPCT) 2 - Tri en fonction de la période du radioélément

Poubelles identifiées «froides» (en général, DAOM)

Contrôle quotidien

Emballages/ Plots plombés

Vérification de l’absence de contamination

Lavettes et franges utilisées pour le ménage

Contrôle avant transfert à la lingerie

Contrôle débit de dose < 5 µSv h-1

OUI

Retour fournisseur

Contrôle (BDF : bruit de fond)

Local de stockage en décroissance (réfrigéré pour les résidus de repas)

NON

25 keV -β > 1 MeV

0,05 μSv.h−1 à 10 mSv.h−1

30 keV à 1,3 MeV

RadEye G20-10TM APVL .............................................................................. Débitmètre moderne, pour les rayonnements X et γ , avec une excellente courbe de réponse de 17 keV à 1,3 MeV. Il permet la mesure de l’équivalent ambiant de dose H*(10) et du débit de dose. Il existe d’autres modèles dans la série des RadEye. 451PTM APVL ..............................................................................

GeigerMüller

H* (10)

γ et X, β de fortes énergies

H* (10)

γ et X

H* (10)

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Débitmètre caractérisé par une chambre d’ionisation pressurisée, produisant une chambre sensibilité supérieure en améliorant la réponse d’ionisation en énergie, pour mesurer les rayonnements γ et X Il a été conçu pour des mesures de fuite et de diffusé autour des installations de radiodiagnostic et des installations de radiothérapie. En outre, le modèle 451P est idéal pour la surveillance de site. LB 123 DTM compteur Berthold .............................................................................. proportionDébitmètre X et γ nel

γ et X

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 326 — #6

Rayonnements détectés

Type de détecteur

LB 126TM compteur Berthold .......................................................................... proportionDébitmètre portatif γ nel TM 6150 AD Saphymo .......................................................................... Débitmètre portable existant en 2 versions : 6150 AD5 (haut flux) et 6150 AD6 (bas flux) : – destiné aux mesures de débits de dose ou de contamination surfacique s’il est associé aux sondes de la gamme 6150AD (cf. tableau 7.4). Dosimètre RPL d’ambiance IRSN

GeigerMüller compensé en énergie.

Rayonnements détectés γ et X

γ et X

Grandeur mesurée

H* (10)

H* (10)

Gamme de mesure

Gamme d’énergie

0,05 μSv.h−1 à 50 mSv.h−1

30 keV à 1,3 MeV

– AD 5 : 0,1 μSv.h−1 à 1000 mSv.h−1 – AD 6 : de 0,01 μSv.h−1 à 10 mSv.h−1

cf. tableau 7.2

– AD 5 : 45 keV à 3 MeV – AD 6 : 60 keV à 1,3 MeV

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 327 — #7

Appareil et données générales

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.1. Suite.

327

328

Tableau 7.2. Principaux modèles d’appareils utilisés pour les mesures individuelles de doses et débits de dose en exposition externe, avec leurs caractéristiques.

DosicardTM Canberra ..........................................................................

Saphydose GammaTM Saphymo .......................................................................... Dosimètre électronique opérationnel Hp(10) pour rayonnements X et γ

diode silicium compensée en énergie

diode silicium compensée en énergie

γ et X

Hp(10)

Gamme de mesure

– débit de dose : 1 μSv.h−1 à 1 Sv.h1 – dose : 1 μSv à 10 Sv

γ et X

Hp(10)

– débit de dose : 0,5 μSv.h−1 à 5 Sv.h1 – dose : 1 μSv à 9999 mSv

Gamme d’énergie

< ± 15 % de 60 keV à 1,25 MeV ; < ± 30 % de 50 keV à 2 MeV

50 keV à 7 MeV

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Dosimètre électronique opérationnel Hp(10) pour rayonnements X et γ . Avec son format carte de crédit, Dosicard est le plus petit des dosimètres électroniques du marché.

RayonneGrandeur ments mesurée détectés Dosimètres opérationnels

Type de détecteur

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 328 — #8

Appareil et données générales

Rayonnements détectés

Grandeur mesurée

DMC 2000STM Mirion technologies .......................................................................... Dosimètre électronique opérationnel disposant d’une courbe de réponse plate pour des rayonnements X et γ pour des énergies de 50 keV jusqu’à 6 MeV et une réponse linéaire en débit de dose pour un bruit de fond naturel jusqu’à 10 Sv.h−1 DMC 2000XTM Mirion technologies .......................................................................... Dosimètre électronique opérationnel X et γ : Bien adapté au secteur médical (médecine nucléaire, radiologie…) grâce à la qualité de sa courbe de réponse aux rayonnements X et γ (dès 20 keV), associée à une grande immunité aux perturbations électromagnétiques.

diode silicium

γ et X

Hp(10)

Gamme de mesure

Gamme d’énergie

– débit de dose : 0,1 μSv.h−1 à 10 Sv.h1

50 keV à 6 MeV

– dose : 1 μSv à 10 Sv

diode silicium

γ et X

Hp(10)

– débit de dose : 0,1 μSv.h−1 à 10 Sv.h1 – dose : 1 μSv à 10 Sv

20 keV à 6 MeV

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 329 — #9

Appareil et données générales

Type de détecteur

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.2. Suite.

329

330

Tableau 7.2. Suite.

Rayonnements détectés

Grandeur mesurée

DMC 2000GNTM Mirion technologies ..........................................................................

– la technologie de détection gamma est identique à la solution déjà éprouvée du DMC 2000S™ .

– débit de dose : 1 μSv.h−1 à 10 Sv.h1 diode silicium

γ , X et neutrons

Hp(10)

– dose : 1 μSv à 10 Sv – neutrons : – débit de dose : 1 μSv.h−1 à 10 Sv.h1 – dose : 1 μSv à 10 Sv

– γ et X : 50 keV à 6 MeV – neutrons : 0,025 eV à 15 MeV

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

– l’ensemble de la gamme d’énergie des neutrons est couverte (thermique, intermédiaire ou haute énergie)

Gamme d’énergie

– γ et X :

Dosimètre électronique opérationnel de détection des rayonnements γ et neutrons : – fonctionnant sur la base de la technologie de détection neutrons brevetée utilisant une diode unique,

Gamme de mesure

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 330 — #10

Appareil et données générales

Type de détecteur

Tableau 7.2. Suite.

Type de détecteur

Rayonnements détectés

Grandeur mesurée

Gamme de mesure

Dosimètre personnel électronique X, γ et β mesurant Hp(10) et Hp(0,07)

– γ et X :

diode silicium

γ , X et β

– γ et X : Hp(10) et Hp(0,07) – β: Hp(0,07)

– Hp(10) : < 2 Sv.h−1 (+/- 30 %) – Hp(0,07) : < 1 Sv.h−1 (+/- 20 %)

– Hp(10) : 17 keV à 6 MeV (+/- 30 %) – Hp(0,07) : 20 keV à 6 MeV (+/- 30 %) – β: – Hp(0,07) : 250 keV à 1,5 MeV (+/- 30 %)

NEDTM Unfors ...................................................................................... Dosimètre électronique spécialement conçu pour la médecine nucléaire : – permet la mesure en temps réel de la dose équivalente aux extrémités, en particulier pendant la préparation et l’injection de radiopharmaceutiques,

γ et X

Hp(0,07)

– dose : 50 nSv à 9999 Sv

> 140 keV

331

– complémentaire à l’utilisation de dosimètres thermoluminescents lors d’analyses de postes de travail, (NED = Nuclear Educational Dosimeter)

capteur semiconducteur

– débit de dose : 0,18 mSv.h−1 à 9 Sv.h−1

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 331 — #11

EPD MK2TM APVL ......................................................................................

Gamme d’énergie

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Appareil et données générales

Tableau 7.2. Suite. 332

Appareil et données générales

Type de détecteur

Rayonnements détectés

Grandeur mesurée

– débit de dose : 0,03 mSv.h−1 à 2 Sv.h−1

Dosimètre électronique spécialement conçu pour la radiologie interventionnelle : – permet la mesure en temps réel de la dose équivalente à la peau, en particulier pendant les actes de radiologie interventionnelle

capteur semiconducteur

Gamme d’énergie

γ et X

Hp(0,07)

– dose : 10 nSv à 9999 Sv

20 à 65 keV

– temps d’exposition : 10 ms à 9999 s

(EDD = Educational Direct Dosimeter) Dosimètres passifs Dosimètre RPL IRSN ............................................................................. Ce dosimètre utilise la technique de dosimétrie passive la plus performante : la radio photo luminescence (RPL). – Conforme à la réglementation en vigueur, ce dosimètre de nouvelle génération est indiqué pour la détection des rayonnements X, γ et β utilisés dans tout domaine d’activité (industrie, médical, dentaire, recherche,…).

détecteur radiophoto luminescent

γ , X et β

Hp(10)

– γ et X : 20 μSv à 10 Sv

– γ et X : 10 keV à 10 MeV

– β : 20 μSv à 10 Sv

– β : 100 keV à 3 MeV

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

– complémentaire à l’utilisation de dosimètres thermoluminescents lors d’analyses de postes de travail,

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 332 — #12

EDD-30TM Unfors ..............................................................................

Gamme de mesure

Rayonnements détectés

Grandeur mesurée

Gamme de mesure

Dosimètre DIS 1TM Mirion Technologies ............................................................................

– γ et X :

Dosimètre passif γ , X et β :

– permet la mesure directe de Hp(10) et Hp(0.07) sur l’intégralité de la gamme d’énergie, – utilisable pour de fortes doses et en champs pulsés,

chambre d’ionisation

γ , X et β

– peut remplacer les dosimètres thermoluminescents, (DIS = Direct Ion Storage Dosimeter)

Dosimètre InLightTM Landauer Europe ............................................................................ Dosimètre passif γ , X et β basé sur la technologie OSL (Optically Stimulated Luminescence ou Luminescence Stimulée Optiquement)

Gamme d’énergie

– γ et X : Hp(10) et Hp(0,07)

– Hp(10) : 1 μSv à 40 Sv

– β: Hp(0,07)

– Hp(0,07) : 10 μSv à 40 Sv

– Hp(10) : 15 keV à 9 MeV – Hp(0,07) : 6 keV à 9 MeV – β: – Hp(0,07) : 60 keV à 0,8 MeV

détecteur OSL

γ , X et β

Hp(10)

10 μSv à 10 Sv

– γ et X : 5 keV à 40 MeV – β : 150 keV à 10 MeV

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 333 — #13

Appareil et données générales

Type de détecteur

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.2. Suite.

333

Appareil et données générales

Type de détecteur

Grandeur mesurée

Dosimètre bague TLD IRSN ............................................................................. Dosimètre complémentaire, destiné à mesurer une dose reçue au niveau des doigts lorsqu’ils sont exposés à des rayonnements X, γ ou β : – basé sur la technologie TLD, – s’adapte à tous les diamètres de doigts grâce à un concept d’anneau auto ajustable, – son design lisse et ultra plat est adapté aux opérations de décontamination et facilite la mise en place et le retrait des gants, notamment dans le secteur médical.

Gamme de mesure – γ et X 100 μSv 50 Sv

Gamme d’énergie : à

– β de 250 thermoluminescent

Hp(0,07)

à 400 keV : 500 μSv à 50 Sv

– β > 250 keV

– β >400 keV : 100 μSv à 50 Sv

γ , X et β

Hp(0,07)

100 μSv à 10 Sv

– γ et X : 15 keV à 8 MeV – β > 240 keV

γ , X et β

Hp(0,07)

-

-

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Dosimètre bague extrémités Landauer Europe thermolumi............................................................................. nescent Dosimètre passif γ , X et β constitué d’une pastille TLD en fluorure de lithium, et insensible aux rayonnements neutroniques dosiRING bague extrémitésTM Dosilab ............................................................................. thermolumiDosimètre passif pour le suivi de l’exposition des nescent extrémités. Bagues testées avec les produits désinfectants les plus couramment utilisés en milieu hospitalier.

γ , X et β

– γ et X : 8 keV à quelques MeV

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 334 — #14

Rayonnements détectés

334

Tableau 7.2. Suite.

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 335 — #15

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

335

7.2.1.3. Evaluations des doses : pack DOSIMEXTM [1] Nous présentons ci-dessous des outils donnant des moyens de calcul très simples à utiliser via des codes sous Excel. Le pack DOSIMEXTM couvre une large gamme de situations d’expositions radiologiques : exposition externe pour des émetteurs gamma, bêta et neutron, cas des générateurs X, calculs relatifs à l’application de la norme NFC 15-160 [2], exposition interne et calcul de transfert atmosphérique. Ces outils permettent de connaître les débits de dose en fonction des caractéristiques des sources émettrices de rayonnements ionisants, ainsi que de conditions géométriques. Nous proposons trois exemples relatifs au secteur médical : – l’utilisation de seringue de technétium-99m avec et sans protège seringue en tungstène ; – le port d’un tablier plombé lors d’une exposition due à un générateur X ; – le port d’un tablier plombé lors de l’utilisation de radionucléides en médecine nucléaire. Exemple 1 : utilisation du Technétium-99m Le technétium-99m est un isomère émetteur gamma d’énergie 140 keV et d’intensité 88,4 %, utilisé en imagerie médicale. L’activité moyenne par injection pour un examen du squelette est de l’ordre de 800 MBq. On peut estimer, pour l’utilisateur de la seringue, le débit d’équivalent de dose extrémités en prenant une distance nulle et un débit d’équivalent de dose organisme entier en prenant une distance de 30 cm. Ces deux grandeurs seront estimées ici par la donnée de la grandeur opérationnelle H∗ (10). La dose équivalente à la peau est la grandeur qu’il convient généralement d’estimer dans le cas des extrémités. Une profondeur de tissu de 0,07 mm est donc souvent considérée. Cependant, on observe une différence minime entre les grandeurs H’(0,07) et H∗ (10) pour les niveaux d’énergie gamma du technétium-99m (140 keV). Nous avons donc décidé d’utiliser ici la grandeur H∗ (10). On obtient avec Dosimex-GX 2.0™ : ˙ ∗ (10) = 99 mSv.h−1 – au contact : H ˙ ∗ (10) = 209 μSv.h−1 . – à 30 cm : H Ces valeurs sont élevées et nécessitent la mise en place d’un écran de protection. La solution adoptée est un protège seringue en tungstène de 1 mm d’épaisseur seulement Avec cet écran, les débits d’équivalent chutent à ˙ ∗ (10) = 1, 59 mSv.h−1 (atténuation d’un facteur 62), – au contact : H ˙ ∗ (10) = 10, 3 μSv.h−1 (atténuation d’un facteur 20). – à 30 cm : H L’écran est plus efficace au contact qu’à 30 cm en raison des angles d’incidences moyens plus élevés, augmentant l’épaisseur effective de tungstène traversé. Malgré ces différences, on constate que cet écran d’épaisseur modeste est très efficace. Cet effet est dû à la grande masse volumique du tungstène (19,25 g.cm−3 ) et de numéro atomique élevé (Z = 74).

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336

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 7.1. Estimation de dose – seringue technétium-99m – Dosimex GX 2.0™ .

Figure 7.2. Estimation de dose – seringue technétium-99m + protection – Dosimex GX 2.0™ .

Notons que si l’on remplace le technétium-99m par du fluor-18, émetteur β + pur générant des photons d’annihilation de 511 keV, l’atténuation par ce protège-seringue n’est plus guère que de l’ordre de 1,3. Cette inefficacité est liée à la plus grande capacité des photons de 511 keV à traverser 1 mm de tungstène.

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

337

Exemple 2 : tablier de plomb et générateur X Un générateur X de haute tension HT = 100 kV génère un spectre continu de 0 à 100 keV, avec une moyenne en fluence de l’ordre de 31 keV sans filtration et 48 keV avec filtration. Le rôle de cette filtration est avant tout d’éliminer la composante inférieure à 20 keV, peu utile en imagerie mais très dosante au niveau de la peau.

Sans filtration (moyenne 31 keV)

Avec filtration Al 2 mm (moyenne 48 keV)

Figure 7.3. Spectre générateur X, sans et avec filtration – Dosimex GX 2.0TM .

Les calculs sont effectués avec la présence d’une filtration. Nous allons nous intéresser à l’efficacité d’un tablier de plomb d’épaisseur équivalent à 0,35 mm de plomb. Nous considérerons ici deux scénarii : un individu placé dans le faisceau primaire, puis dans le rayonnement diffusé par le patient. – Débit de dose dans le faisceau primaire (effectué avec Dosimex-GX 2.0TM ) Caractéristique générateur : HT=100 kV, anode tungstène, intensité 1 mA. ˙ ∗ (10) = 838 mSv.h−1 (pour un kerma Le débit d’équivalent de dose à 1 m est égal à : H air de 660 mGy.h−1 ) ˙ ∗ (10) = 65 mSv.h−1 (hors Derrière un écran de 0,35 mm de plomb, ce débit chute à H build-up), soit une atténuation d’un facteur 13. On peut retenir de ce calcul que d’une part le débit de dose dans le primaire est très élevé, et que la protection apportée par le tablier de plomb, malgré son épaisseur modeste, est significative. Par contre les débits d’équivalent de dose restent importants et la démarche radioprotection pour le personnel médical sera d’éviter le plus possible de se retrouver dans le faisceau primaire. ˙ ∗ (10) = Si l’on rajoute encore une épaisseur de 0,35 mm de plomb, le débit chute à H 16 mSv.h−1 . Cette seconde épaisseur apporte une atténuation de 4 seulement, au lieu de 13 précédemment. Cette baisse de l’efficacité du second tablier de plomb est liée au durcissement du spectre à la traversée du premier tablier. – Débit de dose dans le rayonnement diffusé par un patient. Le patient est modélisé par un écran de 200 mm d’épaisseur et une surface irradiée de 250 cm2 (nota : pour respecter le débit de dose précédent au point d’entrée, la distance prise ici tient compte de l’épaisseur du patient).

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 338 — #18

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

338

Figure 7.4. Débit de dose – générateur X – faisceau primaire – Dosimex GX 2.0TM .

Le débit de kerma air dû au rayonnement diffusé à 1 m est égal à 11,13 mGy.h−1 , soit environ 0,17 % du débit dans le primaire. Le spectre diffusé est similaire au spectre primaire, avec toutefois une baisse moyenne des photons diffusés d’environ 10 keV, évidente sur les pics de fluorescence du tungstène. Avec un écran de 0,35 mm de plomb sur le trajet du diffusé, le débit chute à 45 μGy.h−1 , soit un facteur d’atténuation égal à 25 et non plus 13. Cet effet est lié à la baisse en énergie des photons diffusés, dans un domaine où l’effet photoélectrique dans le plomb augmente alors rapidement. Nota : ces calculs ne tiennent pas compte du facteur build up, de l’ordre de 3 dans le cas étudié pour ce tablier de plomb. Exemple 3 : tablier de plomb en médecine nucléaire Dans cette étude, nous souhaitons calculer les protections apportées par des tabliers plombés de 0,35 mm et 0,5 mm d’épaisseur dans le cas de l’utilisation de radionucléides en médecine nucléaire. Les données sont les suivantes : – matrice : seringue, R = 5 mm, H = 30 mm, en eau ; – radionucléides :

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 339 — #19

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

339

– fluor-18 : émetteur β + pur, gamma d’annihilation de 511 keV (193 %), activité 300 MBq – technétium-99m : isomère émetteur gamma pur de 140 keV (88 %) – iode-131 : émetteur β − , gamma émis de 284 keV (6 %), 364 keV (82 %), 636 keV (7 %) – distance : 30 cm, significative du porteur de la seringue ; – activités contenues dans la seringue : 300 MBq pour le fluor-18, 800 MBq pour l’iode-131 et le technétium-99m ; • calculs réalisé avec DOSIMEX-G™ , valeurs exprimées en débit de dose ambiante H*(10)

Figure 7.5. Durcissement du spectre derrière 0,35 mm de plomb : énergie moyenne 70 keV – Dosimex GX 2.0TM .

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 340 — #20

340

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 7.6. Débit de dose – générateur X – faisceau diffusé par le patient – Dosimex GX 2.0TM .

Figure 7.7. Exemples de paramètres de calcul concernant la protection apportée.

Les résultats obtenus sont présentés dans la figure 7.7 et le tableau 7.3. ♦ Q1 : Le port du tablier plombé vous semble-t-il justifié pour chaque cas évoqué dans le tableau 7.3 ? ♦ Q2 : Quel équipement de protection non utilisé dans cette étude préconiseriezvous ?

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

341

Tableau 7.3. Utilisation du tablier plombé en médecine nucléaire – Dosimex GX 2.0.

Radionucléide

fluor-18 technétium-99m iode-131

Débit de dose sans protection (μSv.h−1 ) 537 193 534

Débit de dose avec protection (μSv.h−1) épaisseur 0,35 mm 513 102 513

épaisseur 0,5 mm 502 72 494

Atténuation (tablier plombé) épaisseur 0,35 mm 4, 5 % 47 % 4%

épaisseur 0,5 mm 6, 5 % 63 % 7, 5 %

7.2.2. Détection et caractérisation de la radioactivité 7.2.2.1. Principaux appareils Comme précédemment avec la mesure de l’exposition externe, nous avons rassemblé dans le tableau 7.4 les principaux appareils utilisés pour la détection de la contamination radioactive, de type surfacique et atmosphérique, existant sur le marché, et potentiellement adaptés dans le secteur médical. Nous présentons également un modèle d’appareil utilisé pour la caractérisation de sources radioactives (spectromètre). ♦ Q3 : Reportez dans le tableau 7.4 le type d’interaction des rayonnements ionisants dans le milieu détecteur : ionisation ou excitation, pour chacune des sondes présentées (zones en vert). Vous pouvez vous reporter à la partie 7.6 de ce chapitre pour vérifier vos réponses.

7.2.2.2. Utiliser une sonde associée à un contaminamètre a) Choix du système de mesure – le contaminamètre Il existe un grand nombre d’appareils de constructeurs différents permettant d’estimer la contamination surfacique. Le modèle dont nous allons faire référence dans ce chapitre est le polyradiamètre portatif MIP10TM (ou MIP10A) commercialisé par la société Canberra (Mini Ictomètre Portatif), présenté dans le tableau 7.4. Il permet d’effectuer des mesures de taux de comptage en coups par seconde (c.s−1 ) représentatifs de la contamination de surface issue de nombreux types de rayonnements ionisants au moyen d’une gamme complète de sondes spécialisées adaptées.

342

Systèmes de mesure de contamination surfacique multi-sondes Données générales : – permet d’effectuer des mesures variées de contamination de surface et également d’irradiation grâce à une gamme très complète de sondes spécialisées adaptables (cf. ci-dessous : SA, SBM, SB, SX, SG), – ictomètre linéaire 4 gammes à aiguille, avec alarme sonore à seuil réglable et une alimentation, – adapté à des environnements divers : laboratoires, services de médecine nucléaire, installations industrielles, chantiers en extérieurs, etc. Il est largement utilisé pour les mesures de contamination alpha et bêta (mains, vêtements, surfaces de travail), dans les laboratoires chauds et auprès des réacteurs nucléaires ; on l’utilise également pour des mesures d’irradiation gamma autour des réacteurs nucléaires, accélérateurs, irradiateurs, et appareils de curiethérapie.

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

MIP10ATM Canberra

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 342 — #22

Tableau 7.4. Principaux modèles d’appareils utilisés pour la détection de la contamination radioactive (ou la recherche de sources), avec leurs caractéristiques.

Sonde Alpha SA 70-2TM Sonde Bêta mous SBMTM

Type de détecteur

scintillateur sulfure de zinc (ZnS) sur plastique (surface : 30 cm2 ) compteur Geiger-Müller (S : 6 cm2 )

Type d’interaction rayonnementdétecteur

Rayonnements détectés

α E > 1 MeV

Sensibilité aux autres rayonnements

Unité(s)

-

≤ 0,05 c.s−1

β (électrons) Eβmax > 50 keV

tous les autres

≈ 0,3 c.s−1

c.s−1

β (électrons) Eβmax > 200 keV

-

≈ 3 c.s−1

c.s−1

10 à 20 c.s−1

c.s−1

Sonde Bêta SB 70-2TM

scintillateur plastique (épaisseur : 3 mm) (S : 30 cm2 )

Sonde Rayons X SX-2TM

scintillateur iodure de sodium (NaI) mince (e : 3 mm) (S : 8 cm2 )

X et γ E > 5 keV

- électrons de forte énergie, éventuellement

scintillateur NaI épais (e : 25 mm) (S : 8 cm2 )

γ Eγ > 100 keV

-

Sonde Gamma SG-2TM

Mouvement propre

20 à 40 c.s−1

c.s−1

c.s−1

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 343 — #23

Appellation

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.4. Suite.

343

344

Tableau 7.4. Suite.

Données générales : Polyradiamètre nouvelle génération comportant les fonctionnalités suivantes (par rapport au modèle MIP10A TM ) :

– alarme adaptable pour chaque sonde (cf. liste de sondes ci-dessous et certaines sondes MIP10ATM à l’aide de câbles spéciaux), MIP10A DigitalTM Canberra

– nombreuses unités de mesure (c.s−1 , Bq, Bqeq , Bqeq .cm−2 , Sv, Sv.h−1 Sveq .h−1 , selon la sonde connectée), – une échelle de comptage/timer avec durée d’acquisition allant de 1 à 1000 secondes, – comporte des entrées pour deux sondes, l’une pour les générations précédentes de sondes Canberra (Nardeux), l’autre pour les sondes intelligentes Canberra (CSP TM ), lui permettant ainsi l’utilisation de deux voies de mesure simultanées. cf. tableau 7.1 Type d’interaction rayonnementdétecteur

Rayonnements détectés

Sensibilité aux autres rayonnements

Mouvement propre

scintillateur ZnS sur plastique (S : 20 cm2 )

α E >3 MeV

-

≤ 0,01 c.s−1

scintillateur ZnS sur plastique (S : 32 cm2 )

α E >3 MeV

-

≤ 0,01 c.s−1

Appellation

Type de détecteur

Sonde Alpha SA-20-2TM

Sonde Alpha SA-32TM

Unité(s) dépend du radiamètre (c.s−1 , Bq, Bq.cm−2 ) dépend du radiamètre (c.s−1 , Bq, Bq.cm−2 )

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Radiagem 2000TM Canberra

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 344 — #24

– bargraphe numérique à temps de réponse très court,

Sonde Alpha SA-100TM Sonde Bêta SB-20TM

compteur Geiger-Müller (S : 15,5 cm2 )

α (E > 2,6 MeV), β (E > 30 keV), γ (E > 5 keV)

X

≈ 0,8 c.s−1

dépend du radiamètre (c.s−1 , Bq, Bq.cm−2 )

scintillateur ZnS sur plastique (S : 102 cm2 ) scintillateur plastique (S : 20 cm2 )

α E > 3 MeV

-

≤ 0,01 c.s−1

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

β (électrons) Eβmax > 150 keV

-

3 c.s−1

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

γ et X éventuellement

< 4 c.s−1

Sondes Bêta SB-100TM (A ou B)

scintillateur plastique (S : 102 cm2 )

SB-100/A : β (E > 50 keV) SB-100/B : β (E > 150 keV)

Sonde Gamma SG-1RTM

scintillateur NaI (Tl)

γ et X (40 keV à 1,5 MeV)

-

≤ 25 c.s−1

Sonde Gamma SG-2RTM

scintillateur NaI (Tl)

γ et X (40 keV à 1,5 MeV)

-

≤ 120 c.s−1

scintillateur NaI (Tl) (e : 3 mm) (S : 8 cm2 ) Saphymo

X et γ (5 keV à 200 keV)

-

Sonde X SX-2RTM 6150 ADTM

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2 dépend du radiamètre (c.s−1 , Sveq , Sveq .h−1 ) c.s−1 , Sveq , Sveq .h−1 c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

cf. tableau 7.1

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 345 — #25

Sonde Alphabêta-Gamma SABG-15+TM

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.4. Suite.

345

346

Tableau 7.4. Suite.

Unité(s)

compteur Geiger-Müller (S : 6,1 cm2 )

α, β, γ de fortes énergies

-

?

c.s−1

compteur proportionnel (S : 100 cm2 )

α, β, γ de fortes énergies

-

?

c.s−1

scintillateur plastique traité au ZnS (CoMo 170, S : 170 cm2 ) (CoMo 300, S : 300 cm2 )

α, β, γ

X

?

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

α, β (E > 30 keV), γ

X

≈ 1 c.s−1

c.s−1 , Bq

α, β, γ

X

?

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

Sonde α, β, γ 6150 AD17TM Saphymo Contaminamètre (grande surface) α, β, γ 6150 ADkTM Saphymo

Microcontaminamètre MCB2TM Canberra Contrôleur de contamination de sols CW28 NTM Saphymo

compteur Geiger-Müller (S : 15,5 cm2 ) compteur proportionnel à circulation gazeuse (S : 1200 cm2 )

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 346 — #26

Mouvement propre

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Sensibilité aux autres rayonnements

Type de détecteur

Contaminamètre portable CoMo 170 − 300TM Saphymo

Type d’interaction rayonnementdétecteur

Rayonnements détectés

Appellation

Contaminamètre LB123 BTM Berthold

β

-

?

scintillateur plastique

γ (60 keV – 1,3 MeV)

X

?

c.s−1 , μSv.h−1

β, γ

?

?

c.s−1

β, γ

?

?

c.s−1 , Bq.cm−2

α, β, γ (rendement faible en γ /β)

-

7,25 c.s−1 / 90 Sr-Y

c.s−1 , Bq.cm−2

γ

X

?

c.s−1 , Bq.cm−2

détecteur utilisable avec le Moniteur Universel LB 123 UMo compteur proportionnel (S : 150 cm2 ) scintillateur ZnS (S : 150 ou 300 cm2 )

pour les mesures γ : scintillateur plastique (S : 176 cm2 )

-

c.s−1

347

Contaminamètre LB124TM β − γ Berthold Contaminamètre LB124 ScintTM Berthold RADOS MicroCont IITM (plusieurs configurations possibles : α − β, β ou γ ) Mirion Technologies

compteur Geiger-Müller (S : 15,55 cm2 )

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 347 — #27

Contaminamètre petite surface MiniTrace β TM Saphymo Détecteur γ de prospection DG 5TM Saphymo

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.4. Suite.

348

Tableau 7.4. Suite.

Appellation

cf. tableau 7.1 Systèmes de contrôle d’accès de personnel : contrôleurs mains-pieds Type Sensibilité aux Rayonnements Mouvement Type de détecteur d’interaction autres détectés propre rayonnementrayonnements détecteur

Sirius-5 PB / PABTM Canberra

scintillateur plastique (S : 579 cm2 )

SHFMTM Saphymo

scintillateur plastique traité au ZnS (mains, S : 375 cm2 ) (pieds, S : 450 cm2 )

α, β

Sirius-5 PB : β Sirius-5 PAB : α, β

α, β, γ

-

?

-

?

X

?

c.s−1 , cpm, dpm, dpm.cm−2 , Bq, Bq.cm−2 , nCi, nCi.cm−2 c.s−1 , cpm, dpm, dpm.cm−2 , Bq, Bq.cm−2 , nCi, nCi.cm−2

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Sirius-5 ABTM Canberra

circulation de gaz proportionnel (S : 579 cm2 )

Unité(s)

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 348 — #28

Appareils de la gamme RadEyeTM APVL

Appellation

SyrenaTM Canberra

scintillateur

α, β, γ

scintillateur

α, β, γ de basse énergie

X

X

?

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

?

c.s−1 , cpm, dpm, Bq, Bq.cm−2 , nCi,

Balise de recherche de sources Gamma (déchets hospitaliers) Type Sensibilité Rayonnements Mouvement Type de détecteur d’interaction aux autres détectés propre rayonnementrayonnedétecteur ments scintillateur γ X ≈ 70 c.s−1 plastique Eγ > 30 keV

Unité(s)

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 349 — #29

LB 147TM Berthold RADOS HandFoot-Fibre MEDTM Mirion Technologies

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.4. Suite.

349

350

Tableau 7.4. Suite.

– adapté pour les opérations de surveillance ne nécessitant pas l’installation à demeure d’une chaîne de mesure en continu, – piégeage des poussières et particules sur un filtre papier,

– Filtre papier 140/110

– équipé d’une pompe centrifuge particulièrement silencieuse. Un compteur volumétrique indique la quantité d’air filtré ;

– Débit nominal : 3,3.10−4 ± 8, 33.10−5 m3 .s−1 (20 ± 5 L.min−1 )

– Le filtre peut ensuite être mesuré au moyen d’un contaminamètre et d’une sonde adaptés. NB : Pour les systèmes de mesure de contamination atmosphérique à utiliser dans le secteur médical, nous conseillons aux PCR de se rapprocher des organismes agréés pour le contrôle externe.

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

APA 91TM Mirion Technologies

– les particules sont isolées par aspiration de l’air ambiant au travers d’un filtre facilement remplaçable logé dans une tête de prélèvement,

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 350 — #30

Appellation Constructeur

Système de prélèvement des aérosols – contamination atmosphérique Description Caractéristiques physiques

Type de détecteur

– spectromètre portable permettant l’identification de radionucléides (affichage de spectres)

– Na I : 500 c.s−1 / μSv.h−1 de 137 Cs – GM : 0,05 c.s−1 / μSv.h−1

– mesure de débits d’équivalents de doses, doses et taux de comptage Fieldspec TM ASD scintillateur Na I + compteur Geiger-Müller (GM) associés à un analyseur multicanaux

– Taux de comptage (5.105 c.s−1 max) γ NaI : 25 keV – 2,5 MeV GM : 60 keV – 2,0 MeV

Sensibilité

– Débit d’équivalent de dose (1 nSv.h−1 – 10 Sv.h−1 ) – Dose : 100 nSv – 1 Sv – Spectrométrie : 512 à 4096 canaux

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 351 — #31

Appellation Constructeur

Caractérisation de sources – spectrométrie Rayonnements Grandeurs détectés mesurées

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.4. Suite.

351

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 352 — #32

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

352

Figure 7.8. Contaminamètre MIP10™ relié à une sonde de mesure (SXTM ).

Notre choix s’est porté sur le contaminamètre MIP10™ pour deux raisons principales : – tout d’abord, sa diffusion très importante dans les secteurs concernés par l’utilisation de sources non scellées, et tout particulièrement les services de médecine nucléaire ; – l’intérêt que présente l’utilisation de sondes différentes permettant d’étudier la détection de rayonnements de natures et d’énergies variées. L’appareil se présente sous la forme d’un boîtier, compact et léger (cf. figure 7.8) comportant un ictomètre linéaire 4 gammes à aiguille (de 0,2 à 10 000 c.s−1 ), une alarme sonore à seuil réglable et une alimentation sur batterie. Un modèle de MIP10 à affichage digital est également commercialisé par Canberra (MIP10 Digital™ ). Il présente une meilleure ergonomie pour la lecture des mesures (affichage digital) et possède l’avantage de fournir des données avec de nombreuses unités de mesure selon la sonde connectée, (c.s−1 , Bq, Bq, Bq.cm−2 , Sv, Sv.h−1 ) et une échelle de comptage avec durée d’acquisition allant de 1 à 1000 secondes. Cependant, afin d’exercer le manipulateur à l’utilisation des différentes échelles de mesure, nous avons préféré étudier pour ce chapitre un modèle de MIP10™ à affichage non digital. – les sondes Comme indiqué dans le tableau 7.4, il existe différents modèles de sondes pouvant être associées avec le contaminamètre MIP10™ . Chacune d’elles détecte préférentiellement un type de rayonnement, mais la spécificité par rapport aux rayonnements n’est pas une donnée absolue pour certains modèles : c’est le cas pour les sondes Bêta mous et sonde X en particulier. Par ailleurs, les modèles de sondes commercialisés par Canberra ont évolué, et s’adaptent aux MIP10 à affichage digital (cf. 7.2.2.1), ainsi qu’aux radiamètres individuels portables Radiagem™ 2000.

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 353 — #33

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

353

Figure 7.9. Vue de face du contaminamètre MIP10™ .

♦ Q4 : Quels modèles de sondes sont susceptibles d’être adaptés au contexte de la médecine nucléaire ? Si nécessaire, vous pouvez vous référer aux types de radionucléides utilisés dans ce domaine (chapitre 5). b) Utilisation Pour réaliser une mesure à l’aide d’un contaminamètre MIP10™ , il est nécessaire préalablement de procéder aux actions listées ci-dessous. 1) Brancher la sonde choisie. 2) Mettre l’appareil sous tension à l’aide de l’interrupteur rouge « marche-arrêt » (ON). 3) Vérifier l’état des batteries avec le bouton « TEST », l’aiguille devant être située dans la zone de lecture comprise entre 4 et 6 c.s−1 . Dans tout autre cas, connecter le contaminamètre au secteur. Celui-ci peut s’utiliser de manière portative à la seule condition que les batteries internes soient suffisamment chargées. 4) Commencer par choisir la plus grande échelle de mesure (×103 ) puis diminuer progressivement l’échelle (×102 , ×10, etc.), jusqu’à atteindre l’adéquation entre l’échelle et la valeur mesurée : l’aiguille doit alors se trouver dans la zone centrale de l’ictomètre. 5) Veiller à éteindre le contaminamètre à chaque changement de sonde. La figure 7.9 représente une vue de face d’un contaminamètre MIP10™ . ♦ Q5 : Reportez sur cette figure (dans les cases prévues à cet effet) les numéros correspondant aux différentes actions à effectuer vues précédemment. ♦ Q6 : À votre avis, quel est le rôle de la touche « Haut-parleur » (à gauche de la touche « Test » sur la figure 7.9) ? ♦ Q7 : Pourquoi commence-t-on la mesure en choisissant le facteur multiplicatif maximal (×103 ) ?

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Quel que soit le type de sonde utilisé, le résultat s’exprime en coups par seconde (c.s−1 ). Seule une fraction des désintégrations par seconde (dps), ou becquerel, émises par la source est détectée par la sonde. En effet, chaque sonde de même nature possède un rendement de détection qui lui est propre. Ce rendement n’est jamais égal à 100 %. Cette limitation de détection est due à : – la géométrie de la sonde qui ne peut détecter tous les rayonnements émis par une source sur 360◦ ; – l’énergie potentiellement insuffisante du rayonnement qui ne permet pas d’induire une interaction entre le rayonnement émis par la source et le milieu détecteur à l’intérieur de la sonde. En guise de procédure de détection, nous pouvons nous référer à la norme NF ISO 75031 : « Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha » [3] : « il faut bouger le détecteur doucement au-dessus de la surface et écouter un changement dans la fréquence des coups, tout en évitant le contact entre les composants de la fenêtre sensible du détecteur et de la surface à vérifier. L’indication auditive est instantanée – indépendamment du temps de réponse utilisé. Une fois que la surface contaminée est détectée, le détecteur devrait être placé au-dessus de cette surface et maintenu pendant un temps suffisant pour confirmer la détection. » Cette procédure, même si elle a été normalisée uniquement pour les émetteurs alpha et bêta peut s’appliquer à la détection d’autres types de rayonnements ionisants (gamma et X) et permet d’éviter tout risque de contamination de la tête de la sonde.

7.3. Réaliser une mesure directe 7.3.1. Détermination du bruit de fond La première mesure à effectuer lors de l’utilisation d’un contaminamètre équipé d’une sonde, est d’estimer le bruit de fond. Ce dernier, appelé aussi mouvement propre, de la sonde correspond au signal obtenu, dû à la fois au rayonnement ambiant naturel et à l’électronique de comptage. Notons que la détermination du mouvement propre (bruit de fond) des instruments de mesure fait partie des contrôles préconisés dans l’arrêté du 21 mai 2010 définissant les modalités de contrôle de radioprotection [4] (cf. chapitre 1, partie 1.5.5) : « Pour tous les instruments de mesure, les modalités de contrôle de bon fonctionnement, de contrôle périodique, de contrôle périodique de l’étalonnage établies selon le type d’instrument sont fixées comme suit : - le contrôle de bon fonctionnement (…) doit permettre à chaque utilisateur de vérifier l’alimentation électrique, la validité du mouvement propre et de s’assurer de l’adéquation de l’instrument de mesure avec les caractéristiques des champs de rayonnements rencontrés au poste de travail… » Pour estimer ce bruit de fond, il suffira de mettre en place le détecteur dans une géométrie fixe puis de relever la valeur mesurée par le détecteur en l’absence de toute source

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

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Tableau 7.5. Bruit de fond de chaque sonde.

Sonde Ordre croissant de valeur de bruit de fond relevée

SATM

SBMTM

SBTM

SXTM

SGTM

radioactive. Dans un service de médecine nucléaire, il faudra veiller à l’absence de sources parasites comme un patient après injection par exemple. Dans un lieu à « bas bruit de fond » (sans contribution de la part des rayonnements ionisants d’origine professionnelle), la majeure partie du bruit de fond est due à l’exposition naturelle majoritairement dû aux rayonnements électromagnétiques gamma. Ces valeurs s’échelonnent entre 0 et 40 c.s−1 . ♦ Q8 : Pouvez-vous, dans le tableau 7.5, classer les 5 sondes par ordre croissant de valeur du bruit de fond relevée ? Vous pouvez vous aider des données présentées dans le tableau 7.4. ♦ Q9 : D’après vous, les valeurs « théoriques » du bruit de fond pour les sondes X (SXTM ) et Gamma (SGTM ) sont-elles représentatives de celles rencontrées dans un service de médecine nucléaire ?

Pour en savoir plus : Seuil de décision et limite de détection La radioactivité est un phénomène aléatoire. Ainsi, même si la connaissance de l’activité de la source nous permet de connaître le nombre de désintégration qui se produit en moyenne chaque seconde, il est impossible de savoir quand un noyau isolé va se désintégrer. Ce caractère aléatoire induit une incertitude sur le résultat de chaque mesure. On définit l’incertitude statistique associée à une mesure (εN) comme étant égal à 2 fois la racine carrée du √ comptage N. Le résultat d’une mesure (N) s’exprime donc de la façon suivante : N ± 2 N (pour un intervalle de confiance de 95 %). La mesure du mouvement propre a aussi une incertitude associée. Ainsi, lorsqu’on effectue une mesure avec un résultat proche du mouvement propre, il est parfois difficile de décider si la valeur obtenue est significative ou non. C’est à ce niveau qu’interviennent les notions de limite de détection et seuil de décision. La norme internationale ISO 11929 : 2010 [5] fournit des informations de base sur les principes statistiques relatifs à la détermination de la limite de détection et du seuil de décision des mesurages de rayonnements ionisants. En particulier, la partie 4 de

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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cette norme traite de l’application de ces informations sur les mesures réalisées à l’aide d’ictomètres analogiques à échelle linéaire (cas de l’appareil MIP10TM ). Ces données sont très importantes car l’utilisateur de ce genre d’appareils doit souvent répondre à la question : est-ce que ma mesure est significative, autrement dit, est-ce qu’elle est révélatrice d’une contamination radioactive ? Le calcul des notions de seuil de décision et de limite de détection permettent de répondre à ces interrogations. D’après cette norme, le seuil de décision correspond à la valeur Rn * qui, lorsqu’elle est inférieure à un taux de comptage net mesuré Rn , doit être prise pour indiquer la présence d’une contribution de l’échantillon mesuré. Sinon, il convient de décider qu’il n’y a pas contribution de l’échantillon (dans ce cas, la valeur mesurée correspond au bruit de fond). Si on observe cette règle, une mauvaise décision survient avec la probabilité α qu’il y a contribution de l’échantillon alors qu’en réalité, il y a seulement un bruit de fond (erreur de première espèce, correspondant à rejeter une hypothèse vraie ; α est généralement fixée à 2,5 %). La formule de calcul du seuil de décision est la suivante :  Rn∗ = k1−α Rτ0 (1) où : – Rn * est donc le seuil de décision ; – k1−α est un des quantiles de la loi normale ; il correspond à la valeur 1,960 pour un niveau de confiance de 95 % ; – R0 est le signal de sortie de l’ictomètre dû au bruit de fond (taux de comptage du bruit de fond) ; – τ est la constante de temps de l’ictomètre ; cette constante varie en fonction de la gamme de mesure de l’appareil (0 à 10 c.s−1 , 0 à 102 c.s−1 , 0 à 103 c.s−1 ou 0 à 104 c.s−1 ). La limite de détection, notée ρ ∗ , correspond à la plus petite espérance mathématique n

du taux de comptage net pour laquelle une mauvaise décision survient avec la probabilité β qu’il n’y a pas contribution de l’échantillon mais seulement du bruit de fond (β, erreur de deuxième espèce, correspondant à accepter une hypothèse fausse ; nous la fixerons, comme α, à 2,5 %). Pour rappel mathématique, l’espérance mathématique d’une variable aléatoire (un ensemble de mesures avec un ictomètre par exemple) est l’équivalent en probabilité de la moyenne d’une série statistique en statistiques. Pour la calculer, il suffit de faire le produit de la valeur de chaque résultat par sa probabilité d’apparition puis de faire la somme de tous les produits obtenus.

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

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La limite de détection est calculée selon la formule simplifiée suivante (si α = β) :  ρn∗ = (k1−α + k1−β ) Rτ0 (2) où : – ρ n * est la limite de détection ; – k1−α , k1−β , quantiles de la loi normale ; seront fixés à 1,960 pour un niveau de confiance de 95 % ; – R0 est le taux de comptage du bruit de fond ; – τ est la constante de temps de l’ictomètre. En guise d’illustration, nous avons calculé les valeurs de seuils de décision et de limites de détection pour les cinq sondes étudiées dans ce chapitre. Pour ce faire, nous nous sommes basés sur des mesures expérimentales du bruit de fond. Afin que ce dernier soit le plus représentatif possible, nous avons fait la moyenne de 10 lectures de l’ictomètre. La seule exception concerne la sonde alpha (SATM ) où la valeur de bruit de fond est celle issue des données constructeur (0,015 c.s−1 ). Les valeurs de seuils de décision Rn * ont été calculées selon la relation (1) ; À titre d’exemple, voici le développement du calcul du seuil de décision concernant la sonde bêta mous SBMTM : On sait que : – k1−α = 1,960 (correspondant à un niveau de confiance de 95 %) ; – R0 = 1 c.s−1 (valeur moyenne parmi 10 mesures de bruit de fond réalisées avec cette sonde) ; – τ = 5 s (d’après les données du constructeur pour une gamme de mesure comprise entre 0 et 10 c.s−1 ). D’où : Rn∗ = k1−α



R0 τ

= 1, 96 ×



1 5

= 0, 88 ≈ 0,9 c.s−1

Si on ajoute cette valeur au bruit de fond estimé (1 c.s−1 ), on obtient une valeur de taux de comptage brut de 1,9 c.s−1 (Rn * + R0 ). Nous interpréterons ces résultats de la façon suivante : dans ces conditions de mesure, si le taux de comptage net est supérieur à 0,9 c.s−1 ou si la lecture sur l’ictomètre (équivalent au taux de comptage brut) est supérieure à 1,9 c.s−1 , une contamination surfacique a été détectée avec un niveau de confiance de 95 % (pour le contaminamètre MIP10TM et la sonde SBMTM utilisés dans cette étude).

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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♦ Q10 : Complétez dans le tableau 7.6 les valeurs manquantes de seuils de décision R n * et (R∗ + R 0 ) pour les sondes SBTM et SXTM . n

Les valeurs de limites de détection ρ n * ont été calculées selon la relation (2) ; À titre d’exemple, voici le développement du calcul pour la sonde SBM™ : Les valeurs k1−α , R0 et τ étant identiques à celles utilisées dans le calcul précédant et k1−β étant égal à k1−α :   R0 1 ∗ = 2 × 1, 96 × = 1, 76 ≈ 1, 8 c.s−1 ρn = 2 × k1−α τ 5 La limite de détection est également souvent représentée en becquerel afin de pouvoir conclure sur les niveaux d’activité pouvant être mesurés par un appareil de détection donné. Pour réaliser la conversion coups par seconde (c.s−1 ) vers becquerel (Bq), il est nécessaire de connaître le facteur d’étalonnage η de la sonde (en c.s−1 .Bq−1 ). Ce dernier est calculé pour chaque sonde et pour quelques radionucléides type. Nous avons sélectionné une valeur de facteur d’étalonnage pour chaque sonde dans le tableau 7.6, d’après les données techniques de Canberra. En divisant la limite de détection (c.s−1 ) par le facteur d’étalonnage (c.s−1 par Bq), on obtient une valeur en becquerel. Pour la sonde α (SA™ ) par exemple, la limite de détection de 0,2 c.s−1 correspond à une activité de 1 Bq (radionucléide de référence : américium-241). Dans ces conditions de mesure, ce contaminamètre MIP10™ et cette sonde SA™ peuvent être utilisés pour des mesures d’activité supérieures à 1 Bq (pour des radionucléides émetteurs alpha d’énergies voisines de celles de l’américium-241). Tableau 7.6. Valeurs estimées du seuil de décision et de la limite de détection pour les cinq sondes reliées à un contaminamètre MIP10TM .

τ (s) R0 (c.s−1 ) Rn * (c.s−1 ) Rn * + R0 (c.s−1 ) ρn * (c.s−1 ) η (c.s−1 par Bq) ρn * (Bq)

SATM

SBMTM

5 0,015 0,1

5 1 0,9

0,115

1,9

0,2 0,19 (241 Am) 1

1,8 0,075 (14 C)

sonde SBTM 5 2

SXTM 2 12

SGTM 2 25 6,9 31,9

0,70 (90 Sr)

9,6 0,15 (X de 5 à 60 keV) 64

0,23 (137 Cs)

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

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♦ Q11 : Complétez dans le tableau 7.6 les valeurs de limites de détection ρ ∗ en c.s−1 pour les sondes SBTM

n TM et SX , ainsi que les valeurs équivalentes en Bq pour les sondes

SBMTM , SBTM et SGTM .

7.3.2. Mise en œuvre de la mesure Lors d’une mesure directe, l’instrument de mesure (la sonde dans notre cas) est utilisé directement « sur » le support à analyser. Le but est de « récolter » le signal le plus important possible. Pour ce faire, il est recommandé de positionner la sonde au plus près de la source, en prenant garde de ne pas être au contact pour éviter de contaminer la tête de la sonde.

Pour en savoir plus : Pertes de comptage Généralités Tout ensemble détecteur dénombrant des impulsions possède un temps de résolution τ , pendant lequel le détecteur ne peut mesurer une autre impulsion. Donc si l’intervalle de temps séparant deux événements détectables est inférieur à τ , seul le premier est enregistré. Ainsi lors de la mesure de taux de comptage avec de fortes activités, il peut être nécessaire d’appliquer des corrections aux valeurs lues sur certains détecteurs. Pour rappel, le temps de résolution correspond à l’association du temps mort dû au détecteur et au temps mort dû à l’électronique associée. Dans le cas des compteurs Geiger-Müller, la valeur du temps de résolution est forte : de l’ordre de la centaine de microsecondes (100 à 150 μs). Les conséquences sont les suivantes : – les pertes de comptage peuvent être importantes lors de la mesure de forts taux de comptage. Ainsi Il est utile de corriger ces pertes afin de ne pas sous-estimer l’activité réelle ; – une saturation du détecteur qui peut aller jusqu’à un aveuglement total en cas de mesure de très forts taux de comptage. Il conviendra donc d’être très vigilant lors de l’utilisation de compteurs Geiger-Müller, tels que les sondes SBM™ .

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Correction des pertes de comptage La relation entre le nombre d’événements « réels » et le nombre d’impulsions comptées est étroitement liée aux caractéristiques du détecteur et de l’électronique utilisée. Ainsi on distingue deux types de détecteurs : – détecteurs à temps de résolution non cumulatif : tout événement se présentant durant le temps τ postérieur au comptage d’une impulsion n’a aucune influence sur le dispositif de détection. Dans ce cas, le taux de comptage vrai nV est lié au taux de comptage mesuré nC par la relation suivante : nV =

nC 1−nC τ

(1)

– détecteurs à temps de résolution cumulatif : dans ce cas, tout événement déclenche un temps de paralysie du détecteur même s’il survient pendant le temps de résolution associé à un événement antérieur. De tels systèmes sont donc peu adaptés à la détection à très fort taux de comptage où ils tendent à donner une information nulle. Nous pourrons estimer le taux de comptage vrai à l’aide de la relation suivante : nV = nV × e −nC τ

(2)

Appliquons ces principes à l’utilisation d’une sonde SBM™ : La sonde SBM™ est un compteur Geiger-Müller à temps de résolution non cumulatif. Nous considérerons un temps de résolution τ égal à 150 μs. – appliquons la formule (1) pour un taux de comptage brut mesuré nC égal à 100 c.s−1 : nV =

100 1−100×150.10−6

= 101, 5 c.s−1

La différence entre le taux de comptage mesuré et le taux de comptage réel est minime, on pourra s’affranchir de faire le calcul correctif. – appliquons maintenant la même formule pour un taux de comptage brut mesuré nC égal à 1000 c.s−1 :

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

nV =

1000 1−1000×150.10−6

361

= 1176 c.s−1

On observe un écart de presque 18 %. – si le taux de comptage mesuré atteint 3300 c.s−1 : nV =

3300 1−3300×150.10−6

= 6535 c.s−1

La valeur vraie correspond environ au double de la valeur mesurée. Que retenir de ces calculs correctifs ? – tout d’abord, il faut être très prudent lors de d’utilisation du dernier calibre (× 1000) du MIP10™ avec ce modèle de sonde car le taux de comptage mesuré n’a plus aucun lien de proportionnalité avec l’activité lorsqu’il est supérieur à 1000 c.s−1 . La correction de pertes de comptage est nécessaire ; – pour les calibres inférieurs, il pourra être utile d’effectuer le calcul correctif si l’on cherche un bon niveau de précision dans les mesures. Pour « détecter » la contamination surfacique sur un plan de travail, cela ne semble pas primordial.

7.3.3. Application en médecine nucléaire Dans la figure 7.10 ci-après, nous vous proposons un exemple de plan d’un service de médecine nucléaire. Des mesures de contamination surfacique ont été réalisées dans 5 zones de ce service au moyen d’un MIP10™ tel que présenté en début de chapitre et d’une sonde X. 1 salle d’attente « froide » ; – 

–  2 salle d’injection ; –  3 salle « gamma-caméra » ; –  4 radiopharmacie : laboratoire chaud ; –  5 local « déchets ». Les résultats de mesures « brutes » sont présentés dans le tableau 7.7 ainsi que les échelles de mesure utilisées. ♦ Q12 : Complétez dans le tableau 7.7 les valeurs de taux de comptage bruts (nB ) pour chaque localisation.

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Tableau 7.7. Résultats des mesures (MIP10TM + sonde XTM ).

♦ Q13 : Comment interprétez-vous les résultats des mesures dans les locaux  1 à 4 ? ♦ Q14 : Que concluez-vous quant aux résultats obtenus dans le local « déchets » ?

7.3.4. Estimation de l’activité surfacique Les valeurs de taux de comptage sont généralement données en nombre d’impulsions « lues » sur le détecteur. Pour quantifier une contamination surfacique, il peut être utile de connaître la valeur de l’activité surfacique, AS , en Bq.cm−2 . Certains instruments de mesure ont la capacité de donner une estimation de l’activité surfacique (cf. tableau 7.4). À partir du MIP10TM utilisé jusqu’à présent dans ce chapitre, cette grandeur doit être estimée par calcul. La relation suivante issue de la norme NF ISO 7503-1 (« Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Émetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha ») [3] permet d’estimer AS : AS = où :

R2π

n × S × εS

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

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Figure 7.10. Exemple de plan d’un service de médecine nucléaire (CIS Bio International Medisystem, Groupe Oris).

– n est le taux de comptage net de la source de référence (en coups par seconde) ; – R2π est le rendement pratique de mesure de la sonde utilisée ; – S est la surface de la fenêtre de l’instrument de mesure (fenêtre d’entrée des rayonnements de la sonde, en cm2 ) ; – εS est le rendement de la source de contamination (cf. ci-dessous). D’après la norme NF ISO 7503-1, le rendement d’une source est défini comme étant « le rapport entre le nombre de particules d’un type donné, d’énergie supérieure à une énergie donnée, sortant, par unité de temps, de la face avant d’une source ou de sa fenêtre, et le nombre de particules de même type créées ou émises, par unité de temps, à l’intérieur de la source (pour une source fine) ou dans l’épaisseur de sa couche de saturation (pour une source épaisse) ». En simplifiant, cette grandeur est donc le rapport entre les rayonnements « émergeants » de la source potentiellement « vus » par un détecteur (donc qui pourraient être détectés par un instrument du fait de la géométrie de la mesure) et le nombre total de rayonnements « créés » par la source : c’est-à-dire les rayonnements émergeants de la source dans

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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angle solide supérieur 2π stéradian

détecteur r1 r2

r3 r4

r5

source r6 angle solide inférieur 2π stéradian

Figure 7.11. Illustration de la notion de rendement de source.

toutes les directions mais aussi les rayonnements auto-absorbés par l’épaisseur de la source et ceux issus de la rétrodiffusion. La figure 7.11 permet d’appréhender cette notion de rendement de source : si l’on considère les rayonnements r1, r2, r3, r4, r5 et r6 émis par une source et d’après le schéma en question, le rendement de source peut être caractérisé par la relation suivante : εs =

r1 + r2 + r3 + r5 r1 + r2 + r3 + r4 + r5 + r6

Le rayonnement r4, auto-atténué par l’épaisseur de source, et le rayonnement r6, émis dans l’angle solide opposé à celui où se trouve le détecteur, ne peuvent pas être potentiellement « vus » par l’instrument de mesure. S’il est impossible de connaître précisément le rendement de la source utilisée, les valeurs suivantes devront être utilisées : – εS = 0,5 pour les émetteurs β d’énergie Eβmax > 0,4 MeV (approximativement les émetteurs « β durs »). Cette valeur est une valeur « idéale » puisque l’on considère qu’il n’y a ni auto-absorption, ni diffusion ; – ε S = 0,25 pour les émetteurs β d’énergie Eβmax comprise entre 0,15 et 0,4 MeV et les émetteurs α. On considère ici que l’auto-absorption est importante (les rayonnements mis en jeu ayant des parcours beaucoup plus faibles). Notons que la norme NF ISO 7503-1 ne donne pas de valeurs εS pour les émetteurs de rayonnements électromagnétiques. Nous conseillerons d’utiliser la valeur 0,5. Concernant le rendement de mesure de la sonde utilisée, il est possible de calculer ce dernier au moyen d’une source d’étalonnage (cf. chapitre « Utilisation d’un appareil de détection de contamination surfacique » du livre « Personne compétente en radioprotection – Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche – Sources non scellées [6]). Cependant, cette méthode est difficile à appliquer en médecine nucléaire car il n’existe

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pas de sources étalon pour les radionucléides à période courte. Aussi, nous conseillerons d’utiliser la valeur de rendement fournie par le constructeur de l’instrument de mesure, pour l’étalon le plus proche en énergie du radionucléide utilisé en pratique. Notons enfin que la future édition des utilitaires de calcul DosimexTM [1] devrait intégrer un outil de calcul de l’activité surfacique As et du rendement de mesure pour différents modèles de détecteurs.

7.3.5. Autre application ♦ Q15 : Outre la détection de la contamination surfacique en médecine nucléaire, quelle autre application d’utilisation d’un contaminamètre dans le secteur médical identifiezvous ?

7.4. Réaliser une mesure indirecte 7.4.1. Généralités L’adéquation et la fiabilité des méthodes d’évaluation directes ou indirectes de la contamination de surface dépendent étroitement d’un certain nombre de facteurs. Les formes physiques et chimiques de la contamination, son adhérence sur la surface du support, l’accessibilité de la surface pour les mesures, la présence de champs de rayonnements parasites font partie des nombreux critères à connaître pour le choix d’une méthode d’évaluation. La méthode indirecte qui nous intéresse ici est généralement applicable lorsque les surfaces ne sont pas facilement accessibles pour une mesure directe de par leur emplacement ou leur configuration compliqué(e) ou lorsque les contaminations sont perturbées par une ambiance radiologique rendant difficile l’interprétation de la mesure directe (cas récurrent au sein des services de médecine nucléaire). Notons cependant que la méthode d’évaluation indirecte ne permet pas de déterminer la contamination fixée. Elle est plus généralement utilisée pour la seule détection de la contamination non fixée, ou labile (cf. figure 7.12). En raison des imperfections inhérentes à ces deux méthodes, directe et indirecte, nous conseillons leur utilisation conjointe de façon à évaluer la contamination surfacique de la meilleure façon possible.

7.4.2. Mode opératoire La détection et l’évaluation de la contamination de surface peuvent être effectuées à l’aide d’un ou plusieurs frottis secs ou humides. Lorsque l’on prélève des frottis sur des surfaces étendues, les points suivants doivent être pris en considération : – si la surface contaminée est potentiellement importante, la surface à frotter doit, si possible, être de 100 cm2 ;

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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Contamination radioactive non fixée : labile

surface

Contamination radioactive fixée : incorporée à la surface Activité non fixée ANF activité ATOT Activité fixée AF

Figure 7.12. Contaminations fixée et non fixée.

– l’utilisation de gants jetables est fortement recommandée lors de la réalisation des frottis ; – le matériau utilisé pour le frottis doit être adapté à la surface à contrôler, par exemple, le papier filtre (de qualité au moins égale à 10−2 g.cm−2 ) peut être utilisé pour des surfaces lisses et les textiles de coton pour des surfaces rugueuses ; – une forme de disque est conseillée pour la réalisation des frottis ; – en cas d’utilisation d’un agent mouillant, il faudra humecter « modérément » le matériau servant au frottis ; – le frottis doit être pressé modérément contre la surface à contrôler, par le bout des doigts ou à l’aide d’un support conçu pour assurer une pression uniforme et constante ; – la totalité de la surface de 100 cm2 doit être frottée ; – la surface contaminée du frottis doit être inférieure ou au plus égale à celle de la surface sensible de la sonde du contaminamètre ; – après le prélèvement et en cas de frottis humide, le matériau utilisé pour le frottis doit être séché soigneusement de façon à ce qu’il n’y ait pas de perte d’activité.

7.4.3. Applications 7.4.3.1. Médecine nucléaire L’utilisation de la méthode indirecte (frottis) pour réaliser les contrôles de la contamination surfacique présente un avantage important par rapport à la mesure directe. En effet, elle

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

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permet de réaliser la mesure dans une zone à bas bruit de fond, ce qui permet de s’assurer que la valeur de taux de comptage mesurée correspond bien à la contamination surfacique prélevée et qu’elle n’est pas « noyée » dans le bruit de fond ambiant. Nous avons présenté dans le chapitre 1, partie 1.5.6 un exemple de fiche permettant d’assurer la traçabilité des contrôles d’ambiance et associant les mesures directe et indirecte de la contamination surfacique. Par ailleurs, la réalisation de frottis s’applique également lors de la réception d’un colis de source radioactive (flacon de source non scellée, générateur de technétium-99m) afin de s’assurer qu’il est exempt de contamination.

7.4.3.2. Autre application ♦ Q16 : Dans quel cas extérieur à la médecine nucléaire la méthode de mesure indirecte de la radioactivité peut-elle être utilisée ?

7.4.4. Estimation de l’activité surfacique La valeur de l’activité surfacique, ASNF , de la contamination non fixée de la surface contrôlée, exprimée en Bq.cm−2 , peut être estimée au moyen de la relation suivante : n ASNF = R2π × F × S × εS où : – n est le taux de comptage net du frottis (en coups par seconde), – R2π est le rendement pratique de l’instrument de mesure utilisé (sonde reliée au contaminamètre par exemple), – F est le facteur de prélèvement (voir ci-dessous), – S est la surface frottée (en général, 100 cm2 ), – εS est le rendement de la source de contamination (cf. partie 7.3.4). Le facteur de prélèvement F, ou rendement de frottis, est défini comme étant le rapport de l’activité prélevée sur une surface au moyen d’un frottis à l’activité de la contamination de surface non fixée présente avant ce prélèvement. Il est défini par la relation suivante : F =

AP ANF

où : – AP est l’activité prélevée par le frottis, – ANF est l’activité totale non fixée. Si F n’est pas déterminé expérimentalement, la valeur raisonnable à utiliser est 0,1. Nous verrons dans la partie pratique de ce chapitre une méthode permettant d’estimer expérimentalement la valeur du facteur F.

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 368 — #48

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

368

Figure 7.13. Présentation de la plaque en inox.

7.5. Cas d’une contamination surfacique 7.5.1. Principes Dans cette partie, nous nous proposons d’étudier la marche à suivre lors d’un contrôle de contamination surfacique suivi d’une décontamination. Considérons une plaque en inox telle que représentée sur la figure 7.13. Cette plaque simule un plan de travail. Vous devez contrôler cette plaque pour vérifier la contamination surfacique potentielle. ♦ Q17 : Quelles seraient les différentes étapes à suivre pour le contrôle de cette surface en incluant la décontamination ?

7.5.2. Décontaminer Une décontamination radioactive bien conduite doit permettre d’éliminer totalement la contamination surfacique en permettant la récupération des substances contaminantes. ♦ Q18 : De quoi avez-vous besoin pour réaliser une décontamination ? ♦ Q19 : Comment procéderiez-vous pour décontaminer la plaque présentée sur la figure 7.13 ? ♦ Q20 : Que faire en cas de renversement d’un flacon d’une solution radioactive ?

7.5.3. Évaluer les résultats de la décontamination Les résultats de mesure au MIP 10TM + sonde X ont montré qu’il existait une tache de contamination sur la plaque en inox. D’après vos renseignements, cette contamination semble due à du thalllium-201 utilisé en particulier pour les scintigraphies myocardiques. Ses émissions principales sont dues à des rayons X : 11,8 keV à 42,7 % d’intensité, 68,9 keV à 27,3 %, 70,8 keV à 46,4 % et 80,3 keV à 15,7 %.

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 369 — #49

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

369

L’étape actuelle consiste à évaluer l’efficacité de la décontamination tout en procédant à cette dernière (cf. réponse à la question Q17). Nous avons rassemblé dans le tableau 7.8 les données suivantes : – taux de comptage correspondant à la mesure sur la plaque (400 c.s−1 ), – taux de comptage mesurés après chaque frottis, sur le papier ainsi que sur la surface. Tableau 7.8. Taux de comptage et décontamination.

Avant décontamination Taux de comptage net du dépôt (c.s−1 ) 400 Après décontamination Taux de comptage net (c.s−1 ) frottis plaque 1er frottis 250 120 e 2 frottis 72 35 3e frottis 2 28 e 4 frottis 0 28 ♦ Q21 : Que constate-t-on à l’issue du 3e frottis ? ♦ Q22 : Donnez l’activité du dépôt en Bq. Nous considérerons que l’étendue de la tache de contamination est inférieure à la surface de la sonde. Par ailleurs, les valeurs des rendements « constructeurs » pour la sonde SX TM sont données sur la figure 7.14.

Figure 7.14. Valeurs des rendements de la sonde SX (données : Canberra).

7.6. Réponses aux questions ♦ Q1 : De ces résultats, il ressort que le port d’un tablier plombé peut être pertinent en cas d’utilisation de technétium-99m. L’atténuation obtenue est particulièrement intéressante pour une épaisseur équivalant à 0,5 mm de plomb (63 %). Il faudra cependant s’assurer

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 370 — #50

370

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

que pour la manipulation envisagée, le port du tablier n’induit pas trop de contrainte en termes de baisse d’ergonomie, impact sur le facteur temps, risque de douleurs cervicales… Pour des énergies γ plus importantes (iode-131, fluor-18), le port du tablier plombé est tout à fait inapproprié au regard des très faibles valeurs de facteurs d’atténuation obtenus. ♦ Q2 : On note que les débits d’équivalents de dose sont significativement élevés dans tous les cas avec une seringue non protégée. Nous conseillerions donc l’utilisation d’un protège-seringue, particulièrement pour le technétium-99 m (cf. exemple 1 avec DosimexTM ) et l’iode-131. ♦ Q3 : cf. tableau 7.9. ♦ Q4 : La sonde X est particulièrement adaptée aux applications de médecine nucléaire où des radioisotopes émetteurs de photons gamma, ayant typiquement une énergie comprise entre 50 keV et 600 keV, sont utilisés. La sonde Gamma est également efficace si les niveaux d’énergies sont supérieurs à 100 keV. Son rendement de détection devient même plus intéressant que celui de la sonde X pour les fortes énergies photoniques (au-delà de 500 keV). Par ailleurs, il faut noter que les sondes bêta, de type SBMTM (bêta mous) et SB™ (bêta), sont intéressantes pour la détection des rayonnements β + émis par le fluor-18 (Eβmax = 634 keV) ou par certains émetteurs bêta utilisés en radiothérapie métabolique (cas de l’iode131, Eβmax = 606 keV). Bien évidemment, si ces émissions bêta sont couplées avec des émissions photoniques (cas du fluor-18 et de l’iode-131 par exemple), il n’est pas nécessaire de s’équiper de sondes Bêta en plus des sondes X et Gamma, même si le rôle discriminant joué par ces sondes peut être intéressant. Enfin pour les personnes concernées par les actes de radiothérapie métabolique avec des sources émettrices de rayonnements α, la sonde alpha est la seule à pouvoir détecter ces émissions. Notons que ces applications sont en fort développement. ♦ Q5 : cf. Figure 7.15. ♦ Q6 : L’activation du haut-parleur permet d’effectuer une recherche de contamination par signal sonore sans visualiser l’écran. L’intensité du niveau sonore augmentera lorsqu’on se rapprochera d’une contamination de surface. Cela permet ainsi à l’utilisateur d’effectuer une recherche de tache de contamination dans des conditions d’ergonomie plus intéressantes, sans être contraint de regarder l’écran. ♦ Q7 : Si l’on procède à une mesure à partir d’une source de forte activité en ayant choisi un faible facteur multiplicatif (×1 par exemple), l’appareil peut saturer. C’est pourquoi il est toujours préférable de commencer par le facteur maximal (×103 ) puis diminuer progressivement jusqu’à la sensibilité adéquate. Cette précaution permet d’optimiser la durée de vie de l’appareil. ♦ Q8 : L’ordre croissant des valeurs de bruits de fond relevées figure dans le tableau 7.10. C’est la sonde gamma (SG™ ) qui a la valeur de bruit de fond la plus élevée (20 à 40 c.s−1 ),

– permet d’effectuer des mesures variées de contamination de surface et également d’irradiation grâce à une gamme très complète de sondes spécialisées adaptables (cf. ci-dessous : SA, SBM, SB, SX, SG), – ictomètre linéaire 4 gammes à aiguille, avec alarme sonore à seuil réglable et une alimentation,

MIP10ATM Canberra

Appellation

Sonde Alpha SA 70-2 TM

– adapté à des environnements divers : laboratoires, installations industrielles, chantiers en extérieurs, etc. Il est largement utilisé pour les mesures de contamination alpha et bêta (mains, vêtements, surfaces de travail), dans les laboratoires chauds et auprès des réacteurs nucléaires ; on l’utilise également pour des mesures d’irradiation gamma autour des réacteurs nucléaires, accélérateurs, irradiateurs, et appareils de curiethérapie.

Type de détecteur

Type d’interaction rayonnementdétecteur

Rayonnements détectés

Sensibilité aux autres rayonnements

Mouvement propre

Unité(s)

scintillateur sulfure de zinc (ZnS) sur plastique (surface : 30 cm2 )

excitation

α E > 1 MeV

-

≤ 0,05 c.s−1

c.s−1

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 371 — #51

Systèmes de mesure de contamination surfacique multi-sondes Données générales :

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.9. Principaux modèles d’appareils utilisés pour la détection de la contamination radioactive (ou la recherche de sources), avec leurs caractéristiques – Corrigé.

371

Sonde Bêta mous SBMTM

Sonde Rayons X SX-2TM Sonde Gamma SG-2TM

ionisation

β (électrons) Eβmax > 50 keV

tous les autres

≈ 0,3 c.s−1

c.s−1

excitation

β (électrons) Eβmax > 200 keV

-

≈ 3 c.s−1

c.s−1

excitation

X et γ E > 5 keV

- électrons de forte énergie, éventuellement

10 à 20 c.s−1

excitation

γ Eγ > 100 keV

-

20 à 40 c.s−1

c.s−1

c.s−1

Données générales : Polyradiamètre nouvelle génération comportant les fonctionnalités suivantes (par rapport au modèle MIP10A) :

– alarme adaptable pour chaque sonde (cf. liste de sondes ci-dessous et certaines sondes MIP10A à l’aide de câbles spéciaux), MIP10A DigitalTM Canberra

– nombreuses unités de mesure (c.s−1 , Bq, Bqeq , Bqeq .cm−2 , Sv, Sv.h−1 Sveq .h−1 , selon la sonde connectée), – une échelle de comptage/timer avec durée d’acquisition allant de 1 à 1000 secondes, – comporte des entrées pour deux sondes, l’une pour les générations précédentes de sondes Canberra (Nardeux), l’autre pour les sondes intelligentes Canberra (CSPTM ), lui permettant ainsi l’utilisation de deux voies de mesure simultanées.

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

– bargraphe numérique à temps de réponse très court,

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 372 — #52

Sonde Bêta SB 70-2TM

compteur Geiger-Müller (S : 6 cm2 ) scintillateur plastique (épaisseur : 3 mm) (S : 30 cm2 ) scintillateur iodure de sodium (NaI) mince (e : 3 mm) (S : 8 cm2 ) scintillateur NaI épais (e :25 mm) (S : 8 cm2 )

372

Tableau 7.9. Suite.

Radiagem 2000TM Canberra

Sonde Alpha SA-20-2TM

sScintillateur ZnS sur plastique (S : 20 cm2 )

Sonde Alpha SA-32TM

scintillateur ZnS sur plastique (S : 32 cm2 )

Sonde Alphabêta-Gamma SABG-15+TM

compteur Geiger-Müller (S : 15,5 cm2 )

Sonde Alpha SA-100TM Sonde Bêta SB-20TM

scintillateur plastique (S : 102 cm2 )

Rayonnements détectés

Sensibilité aux autres rayonnements

Mouvement propre

Unité(s) dépend du radiamètre (c.s−1 , Bq, Bq.cm−2 ) dépend du radiamètre (c.s−1 , Bq, Bq.cm−2 ) dépend du radiamètre (c.s−1 , Bq, Bq.cm−2 )

excitation

α E > 3 MeV

-

≤ 0,01 c.s−1

excitation

α E > 3 MeV

-

≤ 0,01 c.s−1

ionisation

α (E > 2,6 MeV), β (E > 30 keV), γ (E > 5 keV)

X

≈ 0,8 c.s−1

excitation

α E >3 MeV

-

excitation

β(électrons) Eβmax > 150 keV

-

3 c.s−1

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

SB-100/A : β (E > 50 keV) SB-100/B : β (E > 150 keV)

γ et X éventuellement

< 4 c.s−1

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

excitation

≤ 0,01 c.s−1

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

373

Sondes Bêta SB-100 (A ou B)TM

scintillateur ZnS sur plastique (S : 102 cm2 ) scintillateur plastique (S : 20 cm2 )

Type d’interaction rayonnementdétecteur

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 373 — #53

Appellation

Type de détecteur

cf. tableau 7.1

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.9. Suite.

Sonde Gamma SG-1RTM

scintillateur NaI (Tl)

scintillateur NaI (Tl) scintillateur NaI Sonde X (Tl) (e : 3 mm) SX-2RTM (S : 8 cm2 ) 6150 ADTM Saphymo

Appellation

Type de détecteur

compteur Geiger-Müller (S : 6,1 cm2 )

Contaminamètre (grande surface) α, β, γ 6150 ADkTM

compteur proportionnel (S : 100 cm2 )

Contaminamètre portable CoMo 170 − 300TM Saphymo

scintillateur plastique traité au ZnS (CoMo 170, S : 170 cm2 ) (CoMo 300, S : 300 cm2 )

≤ 25 c.s−1 ≤ 120 c.s−1

excitation

γ et X (40 keV à 1,5 MeV)

-

excitation

X et γ (5 keV à 200 keV)

-

Type d’interaction rayonnementdétecteur

cf. tableau 7.1 Sensibilité aux Rayonnements autres détectés rayonnements

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

Mouvement propre

Unité(s)

-

?

c.s−1

ionisation

α, β, γ de fortes énergies

ionisation

α, β, γ de fortes énergies

-

?

c.s−1

excitation

α, β, γ

X

?

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Sonde α, β, γ 6150 AD17TM

-

dépend du radiamètre (c.s−1 , Sveq, Sveq.h−1 ) c.s−1 , Sveq, Sveq.h−1

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 374 — #54

Sonde Gamma SG-2RTM

excitation

γ et X (40 keV à 1,5 MeV)

374

Tableau 7.9. Suite.

Contrôleur de contamination de sols CW28 NTM Saphymo Contaminamètre petite surface MiniTrace β TM Saphymo Détecteur γ de prospection DG 5TM Saphymo Contaminamètre LB123 BTM Berthold Contaminamètre LB124TM β − γ Berthold

compteur Geiger-Müller (S : 15,5 cm2 ) compteur proportionnel à circulation gazeuse (S : 1200 cm2 )

ionisation

α, β (E > 30 keV), γ

X

≈ 1 c.s−1

c.s−1 , Bq

c.s−1 , Bq,

ionisation

α, β, γ

X

?

compteur Geiger-Müller (S : 15,55 cm2 )

ionisation

β

-

?

c.s−1

scintillateur lastique

excitation

γ (60 keV – 1,3 MeV)

X

?

c.s−1 , μSv.h−1

-

β, γ

?

?

c.s−1

ionisation

β, γ

?

?

c.s−1 , Bq.cm−2

détecteur utilisable avec le Moniteur Universel LB 123 UMo compteur proportionnel (S : 150 cm2 )

Bq.cm−2

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 375 — #55

Microcontamina-mètre MCB2TM Canberra

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.9. Suite.

375

376

Tableau 7.9. Suite.

Sirius-5 ABTM Canberra

excitation

α, β, γ (rendement faible en γ /β)

-

7,25 c.s−1 / 90 Sr-Y

pour les mesures γ : scintillateur plastique (S : 176 cm2 )

excitation

γ

X

?

c.s−1 , Bq.cm−2

c.s−1 , Bq.cm−2

cf. tableau 7.1

Systèmes de contrôle d’accès de personnel : contrôleurs mains-pieds Type Sensibilité Type de détecteur Rayonnements Mouvement d’interaction aux autres détectés propre rayonnementrayonnedétecteur ments circulation de gaz proportionnel (S : 579 cm2 )

ionisation

α, β

-

?

Unité(s) c.s−1 , cpm, dpm, dpm.cm−2 , Bq, Bq.cm−2 , nCi, nCi.cm−2

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 376 — #56

Appellation

scintillateur ZnS (S : 150 ou 300 cm2 )

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Contaminamètre LB124 ScintTM Berthold RADOS MicroCont IITM (Plusieurs configurations possibles : α − β, β ou γ ) Mirion Technologies Appareils de la gamme RadEyeTM APVL

SHFMTM Saphymo LB 147TM Berthold RADOS Hand-Foot-Fibre MEDTM Mirion Technologies

excitation

Sirius-5 PB : β Sirius-5 PAB : α, β

-

?

scintillateur plastique traité au ZnS (mains, S : 375 cm2 ) (pieds, S : 450 cm2 )

excitation

α, β, γ

X

?

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

scintillateur

excitation

α, β, γ

X

?

c.s−1 , Bq, Bq.cm−2

excitation

α, β, γ de basse énergie

?

c.s−1 , cpm, dpm, Bq, Bq.cm−2 , nCi,

scintillateur plastique (S : 579 cm2 )

scintillateur

X

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 377 — #57

Sirius-5 PB / PABTM Canberra

c.s−1 , cpm, dpm, dpm.cm−2 , Bq, Bq.cm−2 , nCi, nCi.cm−2

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

Tableau 7.9. Suite.

377

Balise de recherche de sources Gamma (déchets hospitaliers) Type d’interaction Sensibilité aux Type de détecteur Rayonnements rayonnementautres détectés détecteur rayonnements scintillateur γ Eγ > 30 keV X excitation plastique

SyrenaTM Canberra Caractérisation de sources – spectrométrie Appellation Type de détecteur Rayonnements Constructeur détectés

Grandeurs mesurées

Mouvement propre

Unité(s)

≈ 70 c.s−1

Sensibilité

– Na I : 500 c.s−1 / μSv.h−1 de 137 Cs

– mesure de débits d’équivalents de doses, doses et taux de comptage

– GM : 0,05 c.s−1 / μSv.h−1

FieldspecTM ASD scintillateur Na I + compteur GeigerMüller (GM) associés à un analyseur multicanaux

– Taux de comptage (5.105 c.s−1 max) γ NaI : 25 keV – 2,5 MeV GM : 60 keV – 2,0 MeV

– Débit d’équivalent de dose (1 nSv.h−1 – 10 Sv.h−1 ) – Dose : 100 nSv – 1 Sv – Spectrométrie : 512 à 4096 canaux

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

– spectromètre portable permettant l’identification de radionucléides (affichage de spectres)

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 378 — #58

Appellation

378

Tableau 7.9. Suite.

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 379 — #59

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

379

Figure 7.15. Vue de face du contaminamètre MIP10™ – Corrigé. Tableau 7.10. Bruit de fond de chaque sonde – Corrigé.

Sonde Ordre croissant de valeur de bruit de fond relevée

SATM

SBM TM

SB TM

SX TM

SG TM

5

4

3

2

1

le scintillateur épais en iodure de sodium (NaI) qui la constitue détectant efficacement les rayonnements γ d’origine naturelle. L’épaisseur plus réduite (3 mm) du scintillateur de la sonde X (SX™ ) lui confère un niveau de détection un peu moins important ; la valeur de bruit de fond étant néanmoins comprise entre 10 et 20 c.s−1 . En troisième et quatrième position, nous trouvons les deux sondes bêta (SBM™ et SB™ ), plus adaptées à la détection des électrons mais également sensibles dans une certaine mesure aux rayonnements γ (bruit de fond : 1 à 4 c.s−1 ). Enfin, la sonde alpha (SA™ ) n’est pas adaptée à la détection des photons, la valeur de bruit de fond relevée sera voisine de 0 c.s−1 . ♦ Q9 : Dans certaines zones d’un service de médecine nucléaire, il est très fréquent que le bruit de fond de sondes X et Gamma soit plus élevé que les valeurs « théoriques » ou « constructeurs » présentées dans le tableau 7.4. C’est le signe d’une contribution des rayonnements ionisants d’origine professionnelle à « l’ambiance radiologique ». Nous indiquerons quelques valeurs indicatives et reparlerons de ces notions de bruit de fond dans la partie 7.4.2.

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 380 — #60

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

380

Tableau 7.11. Valeurs estimées du seuil de décision et de la limite de détection pour les cinq sondes reliées à un contaminamètre MIP10TM – Corrigé.

τ (s) R0 (c.s−1 ) Rn * (c.s−1 ) Rn * + R0 (c.s−1 ) ρ n * (c.s−1 ) η (c.s−1 par Bq) ρ n * (Bq)

5 1 0,9

sonde SBTM 5 2 1,2

SXTM 2 12 4,8

SGTM 2 25 6,9

0,115

1,9

3,2

16,8

31,9

0,2 0,19 (241 Am) 1

1,8

2,5

0,075 (14 C)

0,70 (90 Sr)

13,8 0,23 (137 Cs)

23

3,5

9,6 0,15 (X de 5 à 60 keV) 64

SATM

SBMTM

5 0,015 0,1

60

♦ Q10 et Q11 : cf. tableau 7.11. ♦ Q12 : cf. tableau 7.12. ♦ Q13 : cas des zones  1, 2, 3 et  4: Les valeurs présentées sont des valeurs de taux de comptage bruts. Pour conclure quant à un éventuel problème de contamination surfacique, il faut calculer le taux de comptage net et de fait, connaître la valeur du bruit de fond. Dans le cas d’un service de médecine nucléaire, cette valeur est généralement supérieure aux indications des fabricants d’instruments de mesure (cf. tableau 7.4) comme nous l’avons déjà précisé dans la réponse à la question 9. Par ailleurs, les emplacements précis où ont été réalisées ces mesures dans les différentes zones n’ont pas été précisés dans cet exercice. Cependant, nous pouvons considérer qu’une des valeurs de taux de comptage semble le signe d’une contamination surfacique indéniable, il s’agit des 240 coups par seconde décelés dans la zone d’injection. Les autres valeurs semblent représentatives d’un service de médecine nucléaire. ♦ Q14 : Concernant le local « déchets », nous obtenons une valeur brute de 62 c.s−1 . Cette valeur est représentative des bruits de fond pouvant être mesurés dans ce genre de locaux en médecine nucléaire. Il est même fréquent que le bruit de fond soit plus élevé, avec des valeurs pouvant atteindre 10 fois le bruit de fond « naturel » de la sonde X (soit environ 150 c.s−1 ). Dans ce cas, nous touchons du doigt une des limites de la méthode par mesure directe, laquelle ne permet pas toujours d’identifier la source de contamination si le niveau de bruit de fond ambiant est élevé (nous y reviendrons par la suite).

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 381 — #61

´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

381

Tableau 7.12. Résultats des mesures (MIP10TM + sonde X) – Corrigé.

♦ Q15 : Il existe en particulier une autre application d’utilisation d’un contaminamètre, de type MIP10TM ou autre : il s’agit de la détection des fuites de générateurs de rayonnements X. L’arrêté du 21 mai 2010 dit arrêté « contrôles » [4] précise que pour les générateurs de rayons X et les accélérateurs de particules, des contrôles internes et externes doivent être réalisés pour rechercher les fuites éventuelles de la gaine ou du blindage protégeant le tube générateur et des dispositifs de protection intrinsèque, ainsi que sur les accessoires de protection (tels que : paravents, volets, écrans…, cf. chapitre 1, partie 1.5.2). Concrètement l’opération commence par la mise en fonctionnement du détecteur, à distance significative du générateur, puis consiste à s’en approcher progressivement, si possible en tournant autour (approche en spirale) en étant particulièrement attentif aux informations sonores délivrées par le contaminamètre (cf. livre « Personne compétente en radioprotection – Radioprotection pratique pour l’industrie et la recherche – Sources scellées [7]). La sonde X reliée à un MIP10TM est particulièrement adaptée pour ce type de contrôle.

“Chapitre7” — 2016/10/1 — 14:00 — page 382 — #62

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

382

♦ Q16 : Un frottis doit être réalisé sur les sources scellées comme par exemple en curiethérapie, de façon à rechercher une contamination éventuelle due à l’inétanchéité de l’enveloppe de la source (cf. arrêté « contrôles » du 21 mai 2010, et chapitre 1, partie 1.5.2). ♦ Q17 : Les actions à réaliser pourront être réparties de la façon suivante : 1) repérer la contamination surfacique ; 2) évaluer le taux de comptage (après avoir préalablement identifié la nature de la contamination surfacique) ; 3) décontaminer ; 4) évaluer les résultats de la décontamination ; 5) tracer les résultats. La recherche des taches de contamination sera réalisée par un balayage lent soit de gauche à droite, soit de haut en bas, à quelques centimètres de la surface potentiellement contaminée, sans toutefois toucher cette dernière. Lorsque le taux de comptage dépasse sensiblement le niveau de bruit de fond de la sonde utilisée (un facteur 2 paraît cohérent), il suffit de baliser les zones contaminées en les matérialisant par un grand cercle de feutre autour de la zone de détection. Ce feutre sera d’ailleurs réservé à cet usage. ♦ Q18 : Pour décontaminer les surfaces de travail, il est nécessaire d’avoir à disposition le matériel suivant : – des gants jetables, – un support type coton ou papier filtre, ce dernier permettant une meilleure détection dans le cas d’une analyse du frottis par scintillation liquide, – du détergent dilué, – une pince plate permettant de prélever le matériel contaminé, – une poubelle pour tous les déchets radioactifs générés lors de la décontamination. ♦ Q19 : Pour décontaminer une surface, on effectuera des mouvements concentriques depuis l’extérieur de la tache vers l’intérieur de manière à ne pas étaler la contamination, avec du papier filtre imprégné de détergent (cf. figure 7.16). Pendant cette phase, l’utilisation d’une pince est également possible.

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

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Figure 7.16. Décontamination de surface en cercles concentriques.

Afin de suivre l’efficacité de la décontamination, il est utile de vérifier la présence ou l’absence de radioactivité sur le filtre ainsi que sur la surface, comme présenté sur la figure 7.17. Chaque filtre utilisé est jeté dans la poubelle destinée aux déchets radioactifs. Ces frottis sont à renouveler jusqu’à obtenir un niveau radiologique proche du « bruit de fond », si c’est possible. Dans le cas contraire (présence de radioactivité fixée), il faudra évaluer l’activité restante, si nécessaire, baliser et condamner la zone contaminée pendant le temps approprié. Des contrôles réguliers par frottis permettront de vérifier si la radioactivité reste fixée. Si c’est le cas, la PCR pourra évaluer le niveau d’exposition externe. Si celui-ci est significatif, une élimination du support est souhaitable. Remarque : Pour évaluer le risque dû à une contamination surfacique, il est possible de se référer à des grandeurs repères non réglementaires. À titre d’exemple, nous citerons les limites

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Figure 7.17. Vérification après décontamination surfacique par frottis.

pratiques de contamination labile (LPCL ) et les limites pratiques de contamination fixée (LPCF ) du guide pratique « Radionucléides et radioprotection » [8]. ♦ Q20 : Le plus important dans une telle situation étant de ne pas étaler la contamination, on commencera par récupérer la plus grande quantité possible de solution radioactive. Pour cela, le liquide restant sera absorbé à l’aide d’un papier absorbant en ayant pris soin d’être équipé de gants et d’une blouse fermée. Puis la surface sera nettoyée comme décrit à la réponse précédente. On terminera par un contrôle des mains et des pieds si le flacon a été renversé sur le sol du laboratoire. Les déchets générés devront suivre les procédures de tri des déchets radioactifs. En cas de contamination corporelle, nous invitons le lecteur à se reporter au chapitre 8 pour les procédures de décontamination. ♦ Q21 : Le premier frottis permet de retirer plus de la moitié de la radioactivité déposée. Quant au 3e , le taux de comptage relevé sur le papier étant proche de zéro, on peut en déduire qu’il sera difficile d’ôter le restant de radioactivité déposée sur la plaque. Les résultats du 4e frottis confirment cette hypothèse puisqu’il n’y a plus de radioactivité prélevée. Ainsi, à partir du 3e frottis, nous considérerons que la totalité de l’activité non fixée a été prélevée. Le taux de comptage de l’activité restant sur la plaque (28 c.s−1 ) correspond à l’activité fixée. ♦ Q22 : Nous calculerons l’activité à partir de la formule de l’activité surfacique AS vue dans la partie 7.3.4 puisqu’il s’agit ici d’une mesure directe de la contamination de surface. Aucune valeur du rendement « constructeur » pour la sonde ne correspond exactement à la gamme d’énergie du thallium-201. Cependant la valeur de rendement pour une énergie comprise entre 60 et 80 keV est intéressante car ce radionucléide a 3 émissions X dans cette plage d’énergie (à 68,9 keV, 70,8 keV et 80,3 keV). De plus, la valeur de rendement est plus faible, ce qui surestimera l’activité surfacique résultante.

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´ 7 – Mesure de l’exposition externe et detection - application a` un cas de contamination surfacique

A = AS × S =

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n 400 = = 4000 Bq R2π × εS 0, 2 × 0, 5

Rappelons que la valeur du rendement de source εS n’est pas normalisée pour les émetteurs photoniques. Par approximation, nous avons choisi la valeur 0,5.

Bibliographie [1] Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants - Principes et utilitaires, Vivier A., Lopez G., EDP Sciences, 2e édition, mars 2016. [2] Norme NFC 15-160 : « Installations pour la production et l’utilisation de rayonnements X - Exigences de radioprotection » (mars 2011). [3] Norme NF ISO 7503-1 : « Évaluation de la contamination de surface – Partie 1 : Emetteurs bêta (énergie bêta maximale supérieure à 0,15 MeV) et émetteurs alpha ». [4] Arrêté du 21 mai 2010 portant homologation de la décision n◦ 2010-DC-0175 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 février 2010 précisant les modalités techniques et les périodicités des contrôles prévus aux articles R. 4452-12 et R. 4452-13 du code du travail ainsi qu’aux articles R. 1333-7 et R. 1333-95 du code de la santé publique. [5] Norme ISO 11929 : 2010 : « Détermination des limites caractéristiques (seuil de décision, limite de détection et extrémités de l’intervalle de confiance) pour mesurages de rayonnements ionisants - Principes fondamentaux et applications ». [6] Personne compétente en radioprotection - Radioprotection pour l’industrie et la recherche – Sources non scellées, Bruchet H., Coord., EDP Sciences, 2009. [7] Personne compétente en radioprotection – Radioprotection pour l’industrie et la recherche – Sources scellées, Moreau J-C., Ammerich M., EDP Sciences, 2010. [8] Radionucléides et radioprotection, Delacroix D., Guerre J.-P., Leblanc P., EDP Sciences, 2e édition, 2006.

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Gestion des situations incidentelles et dégradées dans le milieu médical Philippe Massiot, François Thomas

Introduction Toute activité humaine, qu’elle soit réalisée à titre personnel ou à titre professionnel, présente des risques plus ou moins importants. Le risque radiologique est un risque parmi d’autres qu’il faut d’abord évaluer puis traiter avec ses spécificités. Dans le cas d’une exposition aux rayonnements ionisants, il est nécessaire d’identifier les caractéristiques de la source, d’anticiper puis d’évaluer le risque. Enfin, il faut définir les moyens de prévention pour éviter l’incident ou l’accident. Ces moyens sont en pratique très étroitement imbriqués dans la démarche d’optimisation de la radioprotection qui vise à réduire autant que raisonnablement possible le niveau d’exposition des personnes, (principe ALARA « as low as reasonably achievable »). L’évaluation du risque radiologique réside dans la mise en place d’une démarche préventive qui vise à éviter les accidents et les incidents radiologiques et en atténuer les effets. Cette évaluation repose sur le concept de « défense en profondeur ». La défense en profondeur consiste à prendre en compte de façon systématique les défaillances de dispositions techniques, humaines et organisationnelles et à s’en prémunir par des lignes de défense successives. Ce concept, peu connu dans la gestion du risque radiologique dans les structures médicales, l’est parfaitement dans le domaine de la sûreté nucléaire, en particulier au moment de la conception des centrales nucléaires mais aussi durant leur fonctionnement. La transposition de ce concept à la radioprotection dans les activités médicales consiste à mettre en œuvre un système fiable de détection des situations anormales susceptibles de conduire à des incidents voire des accidents, comme par exemple, les différences pouvant survenir entre les expositions réelles et celles résultant des études prévisionnelles de poste. Ce système doit permettre de déceler précocement toute sortie du domaine de fonctionnement normal. La réorganisation de la radioprotection en France ces dernières années a conduit à mettre le domaine médical au même niveau de contrôle que le domaine industriel. Des événements dramatiques en radiothérapie ont également montré la nécessité de bien maîtriser l’usage de machines performantes, il s’est donc développé une culture de la radioprotection à l’intention des patients (non traitée dans cet ouvrage) et des travailleurs au sein des services hospitaliers utilisant les rayonnements ionisants. Les récents bilans de l’ASN montrent que les exigences réglementaires relatives à la radioprotection des travailleurs doivent être mieux respectées même si la plupart des écarts ne

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conduisent pas, fort heureusement, à des incidents. Par exemple, on note dans les services de médecine nucléaire que les analyses de postes de travail ayant pour but l’évaluation des risques ne sont généralement pas réalisées ou sont incomplètes, les résultats de suivi dosimétrique des travailleurs insuffisamment exploités ou encore que le suivi médical de certains travailleurs occasionnels reste à améliorer. En revanche, dans les services de radiologie, les campagnes d’inspection de l’ASN permettent d’affirmer que la réglementation est globalement bien respectée malgré quelques écarts réglementaires. Par ailleurs, on peut souligner, que les personnes du domaine médical hésitent de moins en moins à déclarer les incidents aux autorités compétentes, les incidents des uns pouvant contribuer à une meilleure radioprotection des autres.

8.1. Qu’est-ce qu’un incident radiologique ? 8.1.1. Généralités L’utilisation de rayonnements ionisants au sein de tout type d’installation (activité médicale, industrielle ou de recherche, INB (installations nucléaires de base), transports de matières radioactives) peut conduire à une situation ou à un événement non souhaité : écart, anomalie, dysfonctionnement. Les dysfonctionnements qui peuvent présenter des conséquences réelles ou potentielles sur les travailleurs, le public, les patients et l’environnement, sont dénommés « événements significatifs ». Ces événements doivent être déclarés afin d’être analysés Ils sont qualifiés d’incidents ou d’accidents selon leur gravité et leur conséquence sur la population et l’environnement. En radioprotection, ces événements sont appelés ESR (évènements significatifs en radioprotection). La détection des ESR par les responsables des activités utilisant les rayonnements ionisants, en particulier dans le domaine médical, et la mise en œuvre d’actions correctives après analyse jouent un rôle essentiel en matière de prévention des accidents.

8.1.2. Accident ou incident : que dit l’échelle INES ? À l’instar de ce qui existe dans le domaine des phénomènes naturels comme les séismes, le vent ou les avalanches, pour évaluer la gravité d’un événement nucléaire ou radiologique, l’AIEA (Agence internationale de l’énergie atomique) a mis en place une échelle de gravité des événements nucléaires ou radiologiques, l’échelle INES (International Nuclear or Radiological Event Scale) (figure 8.1). Cette échelle compte 8 niveaux (0 à 7), le niveau 7 correspondant à un accident dont la gravité est comparable à l’accident survenu le 26 avril 1986 à la centrale nucléaire de Tchernobyl et plus récemment le 11 mars 2011 à la centrale de Fukushima Daiichi. Les niveaux 1 à 3, sans conséquence significative sur les travailleurs, les populations et l’environnement, sont qualifiés d’incidents, ceux des niveaux supérieurs (4 à 7) d’accidents. Le niveau 0 ou hors échelle concerne les événements considérés comme des « déviations » ou des écarts.

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Un volet concernant la sûreté nucléaire dans les INB existe depuis 1987. Depuis le 1er juillet 2008, l’échelle INES peut également être utilisée pour le classement des événements de radioprotection liés à l’utilisation des sources radioactives dans les installations médicales (hors patients). Enfin, elle est également utilisée dans le domaine industriel et de la recherche. Notons qu’une échelle de classement des événements de radioprotection susceptibles d’affecter des patients (non traité dans cet ouvrage) dans le cadre d’une procédure médicale de radiothérapie, analogue à l’échelle INES, a été élaborée par l’ASN et la Société Française de Radiothérapie Oncologique (SFRO). Elle est publiée dans sa version définitive sur le site internet de l’ASN depuis juillet 2008.

Figure 8.1. Échelle INES de classement des incidents et accidents radiologiques.

L’échelle INES est un outil de communication vers le public et n’est pas un indicateur de performance de la sûreté nucléaire ou de la radioprotection. L’échelle INES est bien connue en France car l’importance de l’industrie nucléaire et de son contrôle motive l’intérêt du public et des médias pour la transparence et l’information. Un nombre élevé d’événements classés sur l’échelle INES n’est donc pas synonyme d’une dégradation de la sûreté nucléaire ou radiologique mais au contraire, d’une plus forte culture de sûreté qui consiste à tirer les leçons des erreurs passées lorsqu’elles ont été portées à la connaissance des médias et du public.

Pour en savoir plus : Modalités de classement sur l’échelle INES Dans le domaine de la radioprotection, l’échelle INES permet de donner des informations pour tous les événements induisant des expositions réelles non prévues des travailleurs ou du public. Elle concerne tous les secteurs réglementés, y compris le domaine du naturel renforcé (émission naturelle de radon par exemple). Il convient cependant de souligner que cette

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règle ne s’applique pas aux expositions reçues dans le cadre d’une procédure médicale (patients). Pour les accidents de grandes ampleurs, l’approche explicitée n’est pas la plus appropriée. En effet, tout comme pour les autres risques, la mise en œuvre efficace de plans d’urgence d’évacuation de la population permet de réduire les doses à de faibles niveaux. Classer un tel événement uniquement sur la base de critères dosimétriques ne permettrait donc pas de communiquer sur la véritable portée d’un tel accident. L’approche pour classer un événement significatif en radioprotection (ESR) consiste à se baser sur : – les doses effectivement reçues, – la contamination de l’environnement, – la contamination de zones qui n’ont pas été prévues pour recevoir une contamination, – les défaillances de la défense en profondeur. L’analyse via cette échelle comparative de mesures a pour but principal de communiquer sur l’importance d’un événement. D’autre part, le bénéfice du retour d’expérience constitue un deuxième objectif dans la mesure où il permet d’éviter que de tels événements se reproduisent ou à défaut d’en limiter leur conséquence. Dans un premier temps, il est nécessaire de déterminer les critères pertinents (rejets radioactifs, vol de source, contamination…) pour considérer l’anomalie survenue en tant qu’ESR. Ensuite, pour chacun des cas pertinents identifiés, il faudra déterminer un classement INES correspondant. Le classement final correspond au cas le plus pénalisant du point de vue de l’impact sanitaire réel ou potentiel. La méthode générale du classement a été développée par l’ASN puis adaptée par l’AIEA. Les autorités de contrôle proposent un classement de l’événement au vu de l’analyse réalisée par le déclarant. La méthodologie de classement s’effectue en 3 étapes : – 1 : détermination de l’impact sur la personne, l’environnement ou la défense en profondeur ; – 2 : détermination du classement minimal obtenu sans facteur aggravant, nombre de personnes exposées ou défaut de culture de sûreté radiologique ; – 3 : classement final en tenant compte des facteurs additionnels en fonction du nombre total de personnes exposées ou défaut de culture de sûreté radiologique.

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Le classement d’un incident radiologique ne relève en aucun cas des missions de la PCR. Il est de la seule responsabilité de l’ASN. Cependant nous vous présentons dans le tableau 8.1 le classement sur l’échelle INES Radioprotection d’un événement relatif à la radioprotection basé sur la dose reçue par l’individu. Tableau 8.1. Échelle INES radioprotection – Procédure de classement d’un événement. Nombre d’individus exposés et Événement classement final Classement Nombre Classement Minimal d’individus final* Exposition d’une personne du public supérieure à la limite de dose annuelle** Exposition d’un travailleur supérieure au quart de la limite de dose sur 12 mois en une fois** Exposition d’une personne du public supérieure à 10 mSV** Exposition d’un travailleur supérieure à une limite réglementaire annuelle**

1***

2

Exposition supérieure à 100 mSV

3

Exposition supérieure à 1 SV ou 1 Gy

4

Effet déterministe ou effet déterministe potentiel (au regard de la dose reçue)

3

Décés ou niveau d’exposition où l’on observe des effets lélaux*** au regard de la dose reçue.

4

1 à 10

1

>10

2

>100

3

1 à 10 >10

2 3

>100

4

1 à 10 >10 >100 1 à 10 >10 >100 1 à 10 >10 >100 1 à 10 >10 >100

3 4 5 4 5 6 3 4 5 4 5 6

*il convient de sélectionner le classement le plus élevé **exposition reçue lors de l’événement ***lorsqu’une certaine limite de dose est dépassée du fait de l’accumulation d’exposition sur une période de temps, un classement au niveau 1 est attribué (défaut de culture radioprotection) ***effets très invalidants conduisant généralement à la mort

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

8.1.3. Nature des événements significatifs en radioprotection À titre d’exemple, les évènements significatifs les plus fréquemment répertoriés dans le milieu médical comme dans le milieu de la recherche et de l’industrie sont : – l’exposition non prévue d’une personne (travailleur ou personne du public) ; – l’exposition d’une personne engendrant une dose supérieure à ce qui était prévu ; – la contamination accidentelle d’une personne (blessure par objet contaminé, inhalation accidentelle, ingestion accidentelle, aspersion…) ; La contamination accidentelle d’une personne est considérée comme événement significatif dans la mesure où elle correspond au critère 4.3 du guide ASN n◦ 11 : « Dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés » (cf. annexe I). Il faut noter que le guide ne donne aucun seuil d’activité à partir duquel il doit y avoir une déclaration d’incident, ce qui peut mettre en difficulté le déclarant. Toute contamination n’est donc pas déclarable et en cas de doute, il est conseillé de s’informer auprès de l’ASN avant d’effectuer une déclaration. S’il est tout à fait envisageable qu’un événement radiologique ne soit pas déclaré à l’ASN, il est par contre inadmissible qu’il ne fasse pas l’objet d’une enquête en interne de la part de la PCR, de façon à en étudier les causes et à en réduire l’occurrence et les conséquences lors des activités futures.

8.2. Que dit la réglementation ? 8.2.1. Le champ d’application de la déclaration des incidents radiologiques Les incidents radiologiques évoqués dans ce chapitre concernent ceux survenus dans les « activités nucléaires » telles qu’elles sont définies à l’article L.1333-1 du code de la santé publique. Les incidents ou accidents survenant dans les installations nucléaires de base (INB) et les installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE) soumises à autorisation ne seront pas abordés dans ce chapitre. Ils font l’objet de l’ouvrage « Personne compétente en radioprotection - Radioprotection pratique en INB-ICPE » [1]. Par ailleurs, les cas de situations accidentelles pour lesquelles les moyens des pouvoirs publics pourraient être sollicités afin d’en limiter les conséquences ne seront pas traités. De telles situations sont encadrées par les dispositions visant l’organisation de la gestion des situations d’urgence susceptible d’être déclenchée dans le cas où l’accident conduirait à mettre en œuvre un plan de secours (directives interministérielles sur l’action des pouvoirs publics en cas de situation d’urgence radiologique et articles R.1333-75 et suivants du code de la santé publique).

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Notons qu’il ne faut pas confondre la déclaration réglementaire, à l’ASN, des événements significatifs en radioprotection (ESR) imposée aux exploitants nucléaires ou aux utilisateurs de sources de rayonnements ionisants déclarés ou autorisés, et que nous décrirons par la suite, avec la déclaration, volontaire, par l’ASN, de ces événements à l’AIEA, accompagnée de leur classement sur l’échelle INES.

8.2.2. Déclarations d’incident et ses critères L’objet de la déclaration d’un incident ou accident est de contribuer à l’amélioration des pratiques individuelle et collective. Elle est donc systématique lorsque l’événement entre dans le champ des critères de déclaration défini par l’ASN. Mais tous les incidents pouvant se produire dans une installation ou une activité ne justifient pas obligatoirement une déclaration à l’ASN. Ces critères tiennent compte : – des conséquences, réelles ou potentielles sur les travailleurs, le public, les patients ou l’environnement, des événements pouvant survenir en matière de radioprotection ; – des principales causes techniques, humaines ou organisationnelles pouvant entraîner l’apparition d’un tel événement. Les critères de déclaration des événements significatifs dans le domaine de la radioprotection sont présentés en annexe I. Les événements qui n’entrent pas dans le champ de ces critères ne font pas l’objet d’une déclaration à l’ASN mais sont toutefois recensés et étudiés par le responsable de l’activité.

8.2.3. Délais de déclaration En dehors des situations d’urgence avérée, nécessitant l’intervention des pouvoirs publics, le responsable de l’activité nucléaire apprécie l’urgence de la déclaration au regard de la gravité avérée ou potentielle de l’incident ou l’accident et la rapidité de réaction nécessaire pour éviter une aggravation de la situation ou en limiter les conséquences. Toutefois, ce délai n’excède pas 2 jours ouvrés suivant la détection de l’événement.

8.2.4. Modalités de déclaration D’après l’article L.1333-3 du code de la santé publique, le responsable d’une des activités nucléaires définies à l’article L.1333-1 de ce même code a l’obligation de déclarer l’incident. Pour les activités soumises à autorisation, « le responsable de l’activité » est la personne titulaire de l’autorisation ou son représentant. Pour les activités soumises à déclaration, le « responsable de l’activité » est la personne qui bénéficie de la déclaration ou son représentant.

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Une « déclaration d’événement significatif » est adressée à l’ASN avec copie à l’IRSN, et au préfet du département du lieu de l’incident. Ceci même en l’absence des premiers résultats des investigations menées en vue de déterminer les circonstances de l’événement survenu. Ce document permet à l’ASN de disposer rapidement d’un minimum d’informations en vue d’assurer ses missions d’analyse, d’évaluation et d’information. Il précise le ou les critères concernés par la déclaration. Un « compte rendu d’événement significatif » est également rédigé dans les 2 mois suivant la déclaration. Comme la déclaration d’incidents, le compte rendu est signé par le responsable de l’activité nucléaire et par l’employeur ou son représentant. L’ensemble des modalités relatives à la déclaration des événements significatifs dans le domaine de la radioprotection hors INB et le transport de matières radioactives est décrit dans le guide de l’ASN n◦ 11 [2].

8.2.5. L’information au public L’information au public sur les incidents radiologiques est assurée par l’ASN dont c’est l’une des missions. Rappelons que l’échelle INES publiée par l’AIEA est une échelle de communication destinée à faciliter la perception, par les médias et le public, de l’importance des événements.

8.3. Mesures de prévention des incidents 8.3.1. Consignes de prévention Pour être efficace, la radioprotection nécessite une étroite collaboration entre la PCR et le personnel utilisant l’installation. La PCR doit être tenue informée de toute modification de l’installation : nouvelle manipulation de radionucléides en recherche par exemple. Outre la réalisation de ses missions quotidiennes (études de postes de travail, contrôles, formation, gestion dosimétriques et des déchets…), le conseil de la PCR et son intervention « sur le terrain » peuvent être demandés par les utilisateurs chaque fois que la situation l’exige (exemple des contrôles effectués par les utilisateurs mettant en évidence des anomalies : contaminations d’ambiance, étanchéité des protections, fonctionnement des sécurités...). Il est également certain que la radioprotection et la sécurité d’une expérience ne sont satisfaisantes que lorsque celles-ci ont été étudiées au stade du projet d’expérience et non après sa réalisation Avant d’aborder le comportement en cas d’incident radiologique, il nous a semblé utile de rappeler les consignes de prévention des incidents. La PCR doit en effet veiller à ce que les expérimentateurs respectent les recommandations suivantes : – utiliser du matériel doté de systèmes de sécurité perfectionnés et si ces systèmes n’ont pas été prévus lors de la construction, les concevoir en collaboration avec les expérimentateurs ;

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– laisser une source en dehors de sa protection juste le temps nécessaire à son utilisation ; – prévoir tous les écrans adaptés pour se protéger du rayonnement (direct et diffusé) et vérifier le niveau d’exposition dû à ce rayonnement à l’aide d’un détecteur adéquat ; – vérifier régulièrement l’état de fonctionnement du matériel de radioprotection (appareils de mesure de débits de dose, contaminamètres) ; – à l’issue de toute modification de l’installation (conditions d’utilisation de la source ou intervention sur les protections), faire vérifier l’efficacité des protections avant la remise en service normal ; – procéder à des contrôles périodiques de l’état des sécurités, de la signalisation et de la sûreté des dispositifs expérimentaux ; – respecter les consignes de radioprotection de l’installation, en particulier celles relatives à la mise en service des sécurités et au port des dosimètres. Ces consignes doivent être affichées à l’entrée des zones réglementées, dans les locaux où sont stockées et manipulées les sources d’exposition (cf. chapitre 1, partie 1.2.2.3). Pour mémoire, toute personne appelée à travailler auprès de l’installation doit connaître ces consignes ainsi que le fonctionnement et les limites d’utilisation des appareils de radioprotection mis à sa disposition. La responsabilité de cette formation incombe à la PCR.

8.3.2. Conception des locaux, aménagements En amont de la prévention des incidents, la conception de nouvelles installations répondant à la réglementation est obligatoire. Il est donc primordial que la PCR soit impliquée dès l’origine du projet avec les services techniques en charge de la réalisation, et particulièrement en ce qui concerne les sujets suivants : – calculs des protections biologiques (matériau, épaisseur…) ; – implantation des équipements (enceinte blindée, boîte à gants, hotte ventilées, coffre d’entreposage de sources…) ; – calculs de dimensionnement de la ventilation en fonctionnement normal et incidentel, classes d’empoussièrement ; – flux des personnes et des matières premières. Parmi les textes réglementaires et normes applicables, on peut citer les principaux : – l’arrêté du 16 janvier 2015 portant homologation de la décision n◦ 2014-DC-0463 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 23 octobre 2014 relative aux règles techniques minimales de conception, d’exploitation et de maintenance auxquelles doivent répondre des installations de médecine nucléaire in vivo publié au JO du 27 janvier 2015 ;

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– l’arrêté du 22 août 2013 portant homologation de la décision n◦ 2013-DC-0349 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 juin 2013 fixant les règles techniques minimales de réception auxquelles doivent répondre les installations dans lesquelles sont présentés des rayonnements produits par des appareils fonctionnant sous une haute tension inférieure ou égale à 600 kV (...). Une révision de l’ensemble des textes ci-dessus est en cours d’élaboration.

8.3.3. Formation du personnel Tous les personnels susceptibles d’intervenir dans des zones surveillées ou contrôlées doivent bénéficier d’une formation à la radioprotection qui doit être renouvelée au moins tous les trois ans (articles R. 4451-47 à R. 4451-50 du code du travail) et chaque fois que nécessaire (nouvelle affectation, mise en œuvre de nouvelles techniques…). L’employeur doit également remettre aux personnels intervenant en zone contrôlée une notice rappelant les risques particuliers liés au poste de travail qu’ils vont occuper ou à l’intervention qu’ils vont réaliser, les règles de sécurité applicables, ainsi que les instructions à suivre en cas de situation anormale accompagné des coordonnées de la personne compétente en radioprotection (article R. 4451-52 du code du travail).

8.4. Le comportement en cas d’incident radiologique Tout événement, ayant engendré ou non une exposition d’un ou plusieurs utilisateurs doit être recensé par la PCR, dans une optique d’amélioration continue des procédures de manipulation (retour d’expérience). La traçabilité des situations dégradées et des incidents est un indicateur de bonne gestion du risque radiologique. D’autre part, la gestion des situations dégradées et incidentelles impliquent un certain nombre d’actions concrètes et, éventuellement, administratives. Nous allons décrire dans les parties 8.4.1 et 8.4.2 les actions que la PCR doit impérativement effectuer en cas de situation dégradée. Notons que l’ASN dispose depuis 2003 d’un numéro vert d’urgence radiologique qui est le suivant : 0 800 804 135. Cette ligne, accessible 24 heures sur 24 et 7 jours sur 7, est destinée à recevoir les appels signalant les incidents mettant en jeu des sources de rayonnements ionisants utilisées hors INB. La PCR pourra utiliser ce moyen, y compris en cas de situation de présomption d’incident, afin de demander conseil et/ou assistance à un expert en radioprotection. Ce numéro d’urgence pourra faire partie des consignes à afficher dans les zones réglementées, au même titre que les coordonnées de la PCR et du médecin du travail. L’IRSN met également à disposition un numéro de téléphone pour les personnes confrontées à une situation de risque radiologique : le 06 07 31 56 63.

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8.4.1. En cas d’exposition externe 8.4.1.1. Principes et actions La gestion d’un cas d’exposition externe de l’organisme doit s’effectuer sans précipitation car nous avons vu que le facteur « distance » est un moyen de protection efficace. Il suffit donc de se tenir à distance du lieu de l’exposition puis de prendre les mesures conservatoires qui s’imposent. Les actions à réaliser en priorité sont les suivantes : – mettre en sécurité la personne exposée et la rassurer, si nécessaire : cette dernière est placée à l’écart du plan de travail (en cas de contamination suite à la manipulation de sources non scellée, nous invitons le lecteur à se référer à la partie 8.4.2) ; notons que le comportement humain (perception du risque) en cas d’incident peut différer fortement du comportement en situation normale ; – mettre en sécurité la zone de travail pour supprimer l’exposition : dans le cas d’une manipulation de source par exemple, il faudra replacer celle-ci dans son conteneur à l’aide d’une pince à distance. Il faut éviter les gestes réflexes : on ne prend jamais une source à mains nues même en situation dégradée (pas de précipitation). En cas d’impossibilité de la mise en sécurité, il faudra s’assurer que le balisage mis en place ne soit pas franchi ; – baliser la zone d’incident par la mise en place d’une signalisation appropriée, ce qui permet d’éviter que d’autres personnes ne soient exposées ; – recueillir les informations sur la personne (identité) et les modalités de l’exposition : conditions géométriques de l’incident (position de la source, du manipulateur exposé, nature et position des écrans, objets susceptibles de provoquer un rayonnement diffusé), nature du radionucléide, activité estimée, durée de l’exposition (celle-ci peut être estimée en effectuant une reconstitution des gestes ayant entraîné l’exposition) ; – relever la valeur de dose indiquée par le dosimètre opérationnel et demander un traitement en urgence du dosimètre passif. Si nécessaire, on pourra également prendre en compte les informations fournies par les dosimètres d’ambiance situés à proximité du lieu de l’incident. Si l’évaluation des doses indique que la valeur de dose efficace ou de dose équivalente à la peau a dépassé le quart de la limite annuelle, en une seule fois, le déclarant (en général l’employeur) doit effectuer une déclaration d’événement significatif en radioprotection auprès de l’ASN (critère 1 du guide ASN n◦ 11) [2].

8.4.1.2. Cas du dépassement d’une des limites d’exposition Les articles R.4451-77 à R.4451-81 du code du travail précisent les actions à mener en cas de dépassement d’une limite d’exposition. Outre les actions prévues en cas d’exposition externe (cf. partie 8.4.1.1 et fiche réflexe n◦ 1 cf. Annexe II), un certain nombre d’actions supplémentaires sont requises de la part de l’employeur, de la PCR et du médecin du travail.

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L’employeur doit informer du dépassement : – le comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) ou, à défaut, les délégués du personnel ; – l’inspecteur du travail ; – l’ASN : le dépassement d’une des limites d’exposition ou une situation imprévue ayant entraîné le dépassement, en une seule opération, du quart d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire pour un travailleur est un des critères de déclaration d’un événement significatif radioprotection à l’ASN (critère 1 du guide ASN n◦ 11) [2] ; – l’IRSN. Il précise également les causes présumées, les circonstances et les mesures envisagées pour éviter le renouvellement de ce dépassement. Pendant la période où la dose reçue demeure supérieure à l’une des valeurs limites, le travailleur bénéficie des mesures de surveillance médicale applicables aux travailleurs relevant de la catégorie A. Pendant cette période, il ne peut être affecté à des travaux l’exposant aux rayonnements ionisants. Pendant la période où la dose reçue demeure supérieure à l’une des valeurs limites, si le travailleur est titulaire d’un contrat de travail à durée déterminée (CDD) ou d’un contrat de travail temporaire, il ne peut être affecté, pendant la prorogation du contrat ou pendant l’exécution du ou des contrats, à des travaux l’exposant aux rayonnements ionisants sauf en cas de situation d’urgence radiologique. Lorsque le dépassement de l’une des valeurs limites résulte de conditions de travail non prévues, la PCR, sous la responsabilité de l’employeur, prend les mesures pour : – faire cesser dans les plus brefs délais les causes de dépassement, y compris, si nécessaire, par la suspension du travail en cours ; – procéder à l’évaluation de la dose efficace et des doses équivalentes reçues par le travailleur ; – réaliser l’arbre des causes puis étudier ou faire étudier les mesures correctives à prendre pour remédier à toute défectuosité et en prévenir un éventuel renouvellement. Enfin, le médecin du travail prend toute disposition qu’il estimera utile. Il pourra faire procéder dans les plus brefs délais à un examen sanguin (numération formule sanguine) et, si nécessaire, au recueil des urines (analyse radiotoxicologique). En effet dans les instants suivant une irradiation, même de forte ampleur, aucun des paramètres biologiques relatifs à la formule sanguine et aux urines ne sera modifié par rapport à l’état immédiatement antérieur à l’accident. Ces échantillons présentent donc l’intérêt primordial de renseigner sur les valeurs de base des paramètres biologiques du ou des sujets exposés. Ces valeurs sont les meilleures bases de comparaison avec les valeurs qui seront trouvées par la suite, au cours de l’évolution postérieure à l’exposition.

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Ces prélèvements sanguins sont destinés aux examens biochimiques, hématologiques et chromosomiques. L’évolution de la population de lymphocytes (faisant partie des globules blancs) est particulièrement suivie. En effet, la lymphopénie radio-induite est l’une des pathologies classiquement décrite faisant suite à une exposition à de fortes doses de rayonnements ionisants, les lymphocytes constituant l’une des populations les plus radiosensibles de l’organisme en terme de viabilité. La pente de la chute du taux de lymphocytes en fonction du temps est ainsi utilisée en dosimétrie biologique, car elle est directement corrélée à la dose reçue par la victime d’irradiation accidentelle, et cela à partir d’une exposition du corps entier de l’ordre de 0,2 - 0,3 Gy. Le médecin du travail enverra le plus rapidement possible les personnes à l’IRSN où seront effectuées des analyses complémentaires pour procéder à une évaluation biologique.

8.4.2. En cas de contamination 8.4.2.1. Généralités sur la contamination radioactive La contamination radioactive est légalement définie comme étant : « La présence indésirable à un niveau significatif pour l’hygiène de substances radioactives à la surface ou à l’intérieur d’un milieu quelconque » ; elle est souvent le résultat d’un incident. Généralement, une contamination est une conséquence : – d’anomalie de fonctionnement momentanée du système de ventilation ; – d’équipements défectueux (anciens ou mal entretenus) ; – d’une mauvaise conception de l’installation et/ou de mauvaises conditions de manipulation ; – d’une préparation incomplète et approximative d’une manipulation ; – de la maladresse et/ou de l’ignorance de l’opérateur. De ces dysfonctionnements, il peut résulter une contamination surfacique des matériels et du local, une contamination atmosphérique dans le local, une contamination externe et/ou interne du manipulateur (projections sur le visage, les vêtements, ingestion, inhalation). La fréquence et la qualité des contrôles pratiqués permettent la découverte plus ou moins rapide de traces de contamination, le plus sûr moyen pour ignorer une contamination étant de ne pas effectuer de contrôles ou bien d’utiliser des appareils de détection inadaptés ou défectueux ! Nous invitons le lecteur intéressé par des rappels sur les notions de contamination et exposition interne à consulter les chapitres suivants issus de l’ouvrage « Personne compétente en radioprotection - Principes de radioprotection–réglementation », [3] : chapitre 3 « Protection contre l’exposition interne » pour les notions théoriques relatives à la contamination radioactive, chapitre 1, § 1.5.6, pour les notions relatives aux contrôles techniques d’ambiance, chapitre 6 pour les notions relatives à la mesure de la contamination surfacique (méthodes directes et indirectes).

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8.4.2.2. Contamination surfacique des locaux En cas de contamination surfacique (hors contamination corporelle), les actions suivantes devront être effectuées : – identifier la cause de la contamination surfacique (flacons brisés au sol, chutes de seringues…) ; – estimer la gravité de la contamination surfacique : nature radioactive et physicochimique du contaminant, étendue de la contamination, risque de dispersion de la contamination, nature des surfaces et objets contaminés, détermination du risque prépondérant (exposition externe ou interne) ; – estimer le niveau de la contamination : mesure directe ou, à défaut, indirecte ; rappelons que le chapitre 6 apporte des informations théoriques et pratiques sur ces modalités de mesure ; une mesure du débit de dose au niveau de la surface contaminée est conseillée ; – éliminer, dès que possible, la totalité de la contamination non fixée en cas de contamination résiduelle, des mesures doivent être prises pour signaliser les zones contaminées, empêcher leur accès et le risque de remise en suspension (en recouvrant par exemple les taches de contamination fixée d’une nappe en vinyle où sera inscrit le radionucléide, le nombre de c.s−1 ou Bq.cm−2 et la date de l’incident). Régulièrement des mesures doivent être réalisées et après décroissance totale, le vinyle doit être retiré ; – se contrôler régulièrement, gérer les déchets et effluents générés, appliquer des mesures correctives pour que l’incident ne se répète pas (retour d’expérience) ; – enfin, si la contamination répond au critère 4.3 du guide ASN n◦ 11 [2] (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), l’employeur devra déclarer un événement significatif en radioprotection à l’ASN. Notons que d’après ce guide, ce critère concerne la dispersion de matières radioactives en dehors des zones connues comme susceptibles de faire l’objet d’une dispersion accidentelle telles que, par exemple, les zones contrôlées ou surveillées, les locaux dans lesquels la détention et l’utilisation de sources non scellées sont autorisées. L’ensemble de ces données est synthétisé dans la fiche réflexe n◦ 2 (cf. annexe II).

8.4.2.3. Contamination corporelle externe a) Introduction En cas de suspicion de contamination corporelle externe, l’ordre des actions à effectuer par la PCR peut différer sensiblement par rapport à l’exposition externe. En effet, la gestion de la personne contaminée est en général prioritaire par rapport à celle de la zone de travail. Ainsi, il suffira de s’assurer dans un premier temps que le plan de travail est inaccessible pour les autres manipulateurs éventuels. Nous conseillons donc l’ordre suivant : – rassurer la personne, si nécessaire ;

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– baliser la zone de l’incident de façon à la rendre inaccessible ; sécuriser rapidement la situation (la gestion du manipulateur contaminé est prioritaire) : par exemple en relevant le flacon si un flacon a été renversé et en le plaçant derrière un écran, en abaissant le panneau d’une hotte… – questionner la personne de façon à évaluer la gravité de l’incident ; – mettre en sécurité la personne contaminée ; – gérer la contamination corporelle (éventuellement, demander de l’assistance) en procédant aux contrôles et à la décontamination ; – dans les cas de contaminations corporelles résiduelles ou associées à des blessures ou des brûlures, envoyer la personne dans un service médical ; – gérer la contamination radioactive au niveau du plan de travail : appliquer les actions décrites dans la partie 8.4.2.2 (cf. fiche réflexe n◦ 2). Ces actions sont détaillées ci-dessous et résumées dans la fiche réflexe n◦ 3 (cf. annexe II). b) Évaluation de la gravité de la contamination La PCR doit se faire expliquer avec précision par le manipulateur, la nature et les circonstances de l’incident (étendue de la contamination), le radionucléide en cause ainsi que l’activité manipulée. Ces renseignements vont lui permettre d’évaluer la gravité de l’incident et ainsi, d’adapter son action, ainsi que de prévoir les équipements éventuels pour le contrôle du manipulateur (et éventuellement du personnel alentour) et pour intervenir de façon adaptée dans le local. c) Mise en sécurité de la personne contaminée Avant de procéder aux contrôles, la PCR doit mettre en sécurité le manipulateur. Pour se faire, il est nécessaire qu’elle dispose de matériel d’intervention : plusieurs gants jetables, des surchaussures, du vinyle, des mouchoirs ou serviettes en papier (pour la décontamination), des sacs en plastique pour les déchets générés et du ruban adhésif pourront constituer a minima un « kit » utilisable lors des incidents de contamination. En général, ces équipements sont très utilisés dans les services et laboratoires où sont manipulées des sources non scellées mais nous conseillons à la PCR de rassembler ces éléments dans un kit ou une trousse spécifique pour les interventions, aisément accessible. Après chaque utilisation, il faudra veiller à réapprovisionner ce matériel. La personne contaminée sera amenée à l’écart du plan de travail (et même à l’extérieur s’il existe un risque de contamination atmosphérique), dans une zone où le bruit de fond des appareils de mesure est plus faible que dans le local de manipulation. Si l’on soupçonne une contamination au niveau des chaussures, la personne contaminée devra mettre des surchaussures de façon à ne pas contaminer le sol pendant son déplacement jusqu‘à la zone de contrôle. Elle doit être installée à proximité d’un lavabo (eau tiède, faible débit) et hors d’un lieu de passage (éviter un couloir). Une toile de vinyle (1 à 2 m2 ) pourra être fixée au sol (avec un ruban adhésif). Eventuellement, une chaise recouverte d’une feuille de vinyle permettra

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d’installer la personne susceptible d’être contaminée. Autour de cette zone, la PCR pourra disposer les matériels de détection, de décontamination et de récupération : sacs destinés à recevoir les déchets produits par l’intervention (gants jetables, mouchoirs en papier…) et éventuellement les effets personnels contaminés (vêtements). d) Gestion de la contamination corporelle : contrôles La localisation des surfaces contaminées sur l’opérateur est réalisée avec un contaminamètre (moniteur de contamination) ; si le modèle est associé à des sondes, il faudra utiliser une sonde appropriée aux rayonnements émis par le radionucléide manipulé (information obtenue après avoir questionné le contaminé), la sonde X étant généralement la plus adaptée en médecine nucléaire. Le contrôle sera effectué lentement, sans toucher le contaminé. Les différentes étapes sont les suivantes : – débuter le contrôle en priorité au niveau du visage, des cheveux puis sur les zones de peau qui n’auraient pas été protégées ; – le contrôle est ensuite effectué au niveau de la blouse, des gants et des surchaussures ; – le manipulateur retirera ensuite ses gants en respectant les bonnes pratiques puis mettra une paire de gants neuve avant de retirer sa blouse en prenant garde de ne pas mettre en contact le revers potentiellement contaminé avec ses vêtements civils (la PCR pourra l’aider par exemple à retourner les manches de sa blouse) ; – après que le manipulateur ait enlevé cette deuxième paire de gants (a priori non contaminée), la PCR pourra alors procéder aux contrôles au niveau des mains et des vêtements civils. Le principe est identique pour le retrait des surchaussures puis le contrôle des pieds ; – les taches et les niveaux de contamination (taux de comptage) pourront être reportées sur un schéma, afin de faciliter la décontamination ; – Lorsque les niveaux de contamination relevés avec les appareils adéquats sont très élevés et proche de la saturation des sondes (de l’ordre de 10000 c.s−1 pour les sondes bêta et X dans le cas du MIP 10), il est nécessaire de faire une mesure du débit de dose avec un radiamètre avant et après décontamination, en ayant eu soin de noter l’heure. Ces renseignements pourront être précieux pour évaluer a posteriori la dose équivalente à la peau. – chaque vêtement contaminé sera placé dans un sac au niveau duquel sera noté le niveau de contamination mesuré ; attention à ne pas omettre de prélever l’ensemble des dosimètres portés par la personne contaminée après les avoir contrôlés ; – tout matériel jetable potentiellement contaminé (gants usagés, surchaussures…) sera géré en tant que déchet radioactif. Il est bien évident que la PCR devra également se contrôler régulièrement ou en cas de doute, et ne pas hésiter à changer de gants.

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e) Gestion de la contamination corporelle : décontamination En règle générale, la PCR pourra procéder aux premières actions de décontamination au niveau cutané ou des cheveux. Pour toute contamination résiduelle, associée à une blessure ou au niveau des muqueuses, il est impératif de faire intervenir un service médical spécialisé, et de ne pas oublier que l’urgence médicale prime sur le traitement de la contamination. Une procédure de décontamination au niveau cutané (exemple d’une contamination au niveau de la main) est présentée ci-après : – après contrôle des vêtements, utiliser du savon doux au niveau de la surface contaminée, en allant du bord vers le centre afin de ne pas étaler la contamination ; – rincer à l’eau courante et répéter la séquence trois fois ; – sécher avec une serviette en papier et effectuer un nouveau contrôle ; – s’il subsiste une contamination, renouveler la séquence lavage/rinçage/séchage en prenant garde à ne pas léser la peau pour ne pas transformer cette contamination externe en contamination interne (la peau ne doit pas présenter de rougeur excessive) ; – si la contamination est présente au niveau des ongles, utiliser une brosse souple et frotter légèrement ; – s’il reste de la contamination, noter le niveau de contamination et orienter la personne vers un service médical adapté. En règle générale, l’utilisation de savon doux et d’eau permet de traiter avec efficacité la grande majorité des contaminations de types cutanées. Notons que les détergents utilisés pour la décontamination des surfaces de travail sont proscrits, de même que les solvants (alcool, éther, …). Pendant la durée de la décontamination, le manipulateur doit s’abstenir de tout geste pouvant entraîner une contamination interne éventuelle. En cas de contamination des cheveux, il ne faut pas préconiser une douche pour la personne contaminée mais uniquement un lavage des cheveux, toujours dans l’optique de « confiner » l’étendue de la contamination potentielle.

Pour en savoir plus : cas particulier de décontamination corporelle externe Les méthodes et conseils suivants sont souvent appliqués dans les services médicaux spécialisés. Contamination de la peau : badigeonner la surface contaminée avec du permanganate de potassium (KMnO4 ) à 5 % à l’aide d’une brosse souple pendant 2 minutes, rincer avec de l’hydroxylamine, puis de l’eau. Sécher nouveau et contrôler.

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Contamination résiduelle fixée : Malgré une décontamination bien conduite, il est possible d’utiliser les moyens cités ci-dessous pour extraire les produits radioactifs : – répartir une crème tensioactive (type Cetavlon™ , Osmogel™ ) sur la surface contaminée ; – enfermer celle-ci dans un pansement occlusif ou un doigtier (cas d’un doigt) pour dilater les pores de la peau. La sudation devrait éliminer une bonne partie de la contamination ; – effectuer un nouveau contrôle 24 heures après et répéter l’opération si nécessaire. Cas particulier de contamination : – visage : utiliser un savon doux (d’un pH légèrement acide, pH ≈ 5 à 6). – cheveux : utiliser un shampooing doux, en veillant à ce que la contamination n’atteigne pas les yeux, les orifices naturels et ne se généralise pas. Mettre une chasuble en vinyle permettant le passage de la tête. Basculer la tête en arrière au-dessus de l’évier. – yeux : laver à grande eau pendant 10 minutes. – orifices naturels : bien décontaminer le pourtour et à l’aide d’un « drapeau » (compresse montée sur un petit bâtonnet) et nettoyer l’intérieur avec un sérum physiologique. – mains : insister sur le pourtour des ongles et entre les doigts. – contamination par l’iode radioactif : laver avec de la Bétadine™ ou du Lugol™ (solution composée d’iode et d’iodure de potassium en solution dans de l’eau), rincer abondamment, passer de l’hyposulfite de sodium, rincer, sécher et contrôler.

f) Gestion de la contamination au niveau du plan de travail Après une prise en charge de la personne contaminée, la PCR procédera au contrôle du plan de travail au moyen d’un contaminamètre avant d’autoriser le personnel à réintégrer son lieu de travail. Le sol devant le plan de travail et les zones que le manipulateur contaminé aurait pu toucher (sol, poignées, téléphone…) devront être contrôlés soit par mesure directe, soit en réalisant des frottis. Chaque tache de contamination localisée après contrôle sera décontaminée à l’aide de détergent dilué du commerce. De nouveaux contrôles permettront de s’assurer que la décontamination a été efficace. Si tel n’est pas le cas, il faudra appliquer les consignes vues dans cette partie pour les cas de contaminations résiduelles.

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8.4.2.4. Contamination atmosphérique et contamination corporelle interne Le risque de contamination interne du personnel médical en fonctionnement normal n’était généralement pas pris en compte, celui-ci étant jugé potentiellement très faible par rapport au risque d’exposition externe (surtout aux extrémités). Actuellement, on voit se généraliser la demande de l’ASN de faire procéder à des mesures de contamination atmosphérique lors des contrôles internes et externes. Or, peu de services de médecine nucléaire sont en mesure de réaliser ces contrôles qui nécessitent un nouvel investissement en matériel, prélèvement atmosphérique sur filtre puis comptage du filtre pour évaluer l’activité déposée. Le développement d’un appareil mobile simple incluant prélèvement atmosphérique, comptage et alarme à l’attention des services de médecine nucléaire pour répondre à cette demande serait un plus. Ce risque d’exposition, interne est prépondérant dans les services de médecine nucléaire pratiquant l’irathérapie à l’iode-131 mais également de façon moindre lors des ventilations pulmonaires au technétium-99m (Venticis™ ou Technégaz™) où sont générés des aérosols marqués au technétium-99m que les patients doivent inhaler dans un local souvent dépourvu de captation au plus près de celui-ci. On peut également noter que les ventilations pulmonaires peuvent être réalisées avec du krypton-81m (Kryptoscan™), le risque d’exposition n’est alors pas significatif (gaz), seul le risque d’exposition externe peut être pris en compte pour le personnel en cas de fuite et de local mal ventilé (dose efficace par immersion). Des mesures pour réduire ce risque d’exposition interne pour le personnel sont de : – faire porter des masques papier au patient et au manipulateur afin que ceux-ci exhalent le moins possible d’aérosols technétiés ; – réaliser l’inhalation du patient sous un système d’extraction de l’air relié à un système de filtration avant rejet tel que présenté dans la figure 8.2. Sur ce point, des améliorations ont été apportées dans certains services de médecine nucléaire mais demandent à être complétées, voire à isoler le patient par une protection en plexiglas ventilée, système à étudier par un industriel, le marché pouvant s’avérer rentable. En cas de suspicion de contamination atmosphérique, les actions à effectuer diffèreront selon l’absence ou la présence de personnel dans le laboratoire concerné. Ces deux situations sont résumées par les fiches réflexes n◦ 4 et n◦ 5 (cf. annexe II). En cas d’absence de personnel, la PCR commencera par identifier la cause présumée de l’incident et sa gravité (caractéristiques du contaminant, étendue de la contamination). Dans un deuxième temps, un prélèvement sera effectué pour évaluer le niveau de contamination atmosphérique. Enfin, des mesures devront être prises pour éliminer la source de contamination atmosphérique et empêcher l’exposition éventuelle du personnel. Notons que si la contamination répond au critère 4.3 du guide n◦ 11 de l’ASN [2] (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), l’employeur devra déclarer un événement significatif en radioprotection à l’ASN. En cas de présence de personnel dans le laboratoire où a lieu la contamination, la PCR devra commencer par faire procéder à une évacuation de ce laboratoire, puis envoyer le personnel exposé (ou potentiellement exposé) dans un service médical adapté. Ce dernier

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Figure 8.2. Exemple de hotte ventilée avec jupe en vinyle pour améliorer l’extraction au niveau du patient mise en place au Service Hospitalier Frédéric Joliot à Orsay (Essonne).

devra prendre en charge ces personnes et réaliser (ou faire réaliser) des examens comme des analyses radiotoxicologiques, anthroporadiamétriques (mesure des rayonnements γ émis par le corps suite à une contamination), … afin d’estimer les éventuelles doses efficaces engagées. Si nécessaire, une décontamination pourra être effectuée. L’examen par anthroporadiamétrie sera préconisé si la contamination est due à des radionucléides émettant des rayonnements γ . Notons que la PCR peut également procéder à une évaluation par calcul si elle parvient à estimer l’activité mise en jeu par cet indicent (cf. chapitre 1, partie 1.4.4. « Estimation des doses résultant de l’exposition interne » pour les notions théoriques, et partie 8.5 cidessous). Les mesures décrites précédemment lors d’un incident de contamination atmosphérique en l’absence de personnel devront également être effectuées.

8.5. Estimation de la dose Nous proposons dans ce chapitre de donner l’exemple de 3 calculs de dose considérés comme des cas simples, liés à un incident radiologique dans le cas soit d’une exposition externe, soit d’une contamination cutanée, et enfin d’une contamination interne. Il est bien entendu que l’estimation de la dose efficace ou de la dose équivalente à la peau après un incident est du ressort du médecin du travail, mais que le travail de la PCR lui sera d’une précieuse aide.

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8.5.1. En cas d’exposition externe À première vue, les évaluations de dose dues à une exposition externe sont plus simples à réaliser, il suffit de transmettre la dosimétrie pour une lecture en urgence et de relever la valeur de la dosimétrie active si le salarié en est doté (travail en zone contrôlée). Ce serait une erreur de se contenter uniquement des résultats de la dosimétrie, qu’il faut confronter aux circonstances d’exposition du salarié parfaitement décrites (cf. incident de radiothérapie présenté dans la partie 8.6.4). Il est à noter que les équipes médicales de l’IRSN sont à même d’évaluer la dose par reconstitution expérimentale aussi proche que possible des circonstances de l’accident. Cependant, la PCR peut, dans des cas simples (prise d’une source à la main, non utilisation d’un protège seringue…), évaluer la dose susceptible d’avoir été reçue à partir du guide pratique « Radionucléides & Radioprotection » [4]. Exemple : Une manipulatrice en électroradiologie médicale procède à l’élution d’un générateur de technétium-99m. Elle élue environ 40 GBq dans un flacon de 10 mL de type pénicilline. La pince pour tenir le flacon et le placer dans l’activimètre n’étant pas dans la boîte à gants et pressée par le temps, elle manipule à la main. Après coup, elle pense avoir peut-être reçu une dose aux extrémités et s’adresse à la PCR. Cette dernière, après reconstitution de l’évènement, fait une estimation de la dose équivalente aux extrémités. Un temps total de manipulation de 1 min est pris en compte pour le calcul. Selon la figure 8.3, la dose au contact reçue pour une activité de 1 Bq contenue dans un flacon de type pénicilline est de 1.10−4 .

Figure 8.3. Fiche pratique concernant les données physiques et d’exposition externe pour le technecium-99m, issue du guide pratique [4].

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D = A×K ×t Où : – D est dans ce chapitre une grandeur de protection qui estime H. peau – A = activité dans le flacon (Bq) – K = coefficient de conversion permettant de passer de l’activité à la dose. – t = temps d’exposition (h) D = 40.109 × 1.10−4 × D ≈ 60 mSv

1 60

8.5.2. En cas contamination cutanée En médecine nucléaire, l’évaluation de la dose due à une contamination cutanée est souvent consécutive à une projection de solution radioactive au visage, à la poitrine au travers de l’échancrure de la blouse ou à une contamination des mains suite à un percement des gants utilisés, parfois même à un mauvais geste lors de leur retrait. En priorité, il est nécessaire de diminuer l’activité déposée sur la peau et par conséquent la dose délivrée. Certaines molécules employées dans les services de médecine nucléaire, comme le fluor-18, ou dans les laboratoires de recherche sont très hydrophiles et pénètrent facilement dans la peau. Si au bout de trois décontaminations, l’activité du contaminant ne baisse pas, il est préférable de s’arrêter afin de ne pas créer de lésions sur la peau. En effet, certains produits décontaminants comme le permanganate de potassium, sont très agressifs. L’évaluation de l’exposition ne doit pas être négligée car elle peut être très importante. Le calcul de la dose délivrée est réalisé après la décontamination. Pour réaliser un calcul le plus proche possible de la dose reçue, il est nécessaire de noter : – l’heure de la contamination ; – le taux de comptage initial (en c.s−1 ) donné par le contaminamètre utilisé, l’heure de la première décontamination, et ainsi de suite, décontamination après décontamination) Dans un premier temps, il faut évaluer l’activité déposée selon la formule : A=

n R2π × εS

Où – n est le taux de comptage net de la source déterminé au moyen du contaminamètre et exprimé en c.s−1 : – R2π est le rendement de la sonde ;

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– εs est le rendement de source (cf. chapitre 6, partie 6.3.4) ; le rendement de source εs égal à 0,5. – A est l’activité calculée exprimée en Bq Remarque : l’activité A peut être exprimé en Bq.cm−2 si la surface de peau exposée est connue. Connaissant l’activité déposée, il est possible d’estimer la dose reçue à la peau à partir du guide pratique « Radionucléides & Radioprotection » [4]. Ce dernier fournit des coefficients pour passer de l’activité au débit d’équivalent de dose. Deux situations ont été considérées : – contamination homogène sur la surface de la peau ; – projection d’une goutte de 0,05 cm3 de solution radioactive. Le débit d’équivalent de la dose à la peau est donné par la formule : ˙0 = K ×A D Où ˙ 0 est l’estimation du débit d’équivalent de dose à la peau en mSv.h−1 , – D – A est l’activité calculée précédemment exprimée en Bq, – K est le coefficient permettant de passer de l’activité du contaminant au débit d’équivalent de dose. Il est exprimé en : μSv.h−1 .Bq−1 .cm−2 dans le cas d’un dépôt uniforme (surface d’exposition connue) μSv.h−1 .Bq−1 dans le cas de la projection d’une goutte de solution radioactive Le débit de dose à l’instant t est donné par la formule ˙ =D ˙ 0 × e (−λt ) avec λ = ln2 × t D T Pour calculer la dose délivrée à la peau intégrée entre chaque décontamination, il faut calculer l’intégrale de la formule précédente entre t0 (heure de mesure avant décontamination et t (heure de mesure après décontamination)  t   ˙ 0 × e −ln2× Tt dt D D= t0

En intégrant, il vient :

 ˙0 × D=D

−1 ln2 T

t e

−(ln2× Tt ) t0

to est pris égal à 0 ; t est le temps de présence du contaminant. Il vient :     t −1 1 ˙0 × e − ln2× T + D=D ln2 T

ln2 T

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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Avec : ˙ 0 = débit d’équivalent de dose à to exprimé en μSv.h−1 . – D – K = coefficient permettant de passer de l’activité du contaminant au débit d’équivalent de dose. – A = activité du contaminant exprimé en Bq. – T = période radiologique du fluor-18 exprimée en heure (1,83 h). – t = temps de présence du contaminant exprimé en heure. – D = équivalent de dose intégré exprimé en μSv. Ce calcul est réalisé après chaque décontamination et permet d’obtenir l’équivalent de dose intégré exprimé en μSv : D = D1 + D2 + ... Exemple : un manipulateur en électroradiologie médicale procède à l’injection de [18 F] FDG à un patient perfusé. Le transfert dans la veine est difficile, il injecte alors du sérum physiologique qui passe difficilement. Il renouvelle avec l’injection de [18 F] FDG et en appuyant sur le piston, une goutte de liquide radioactif est projetée sur son visage. Voici ci-dessous la chronologie des évènements après l’incident. Les mesures sont réalisées avec un MIP 10 équipé d’une sonde β mou (SBM). Tableau 8.2. Chronologie des événements.

heure 11 :40 11 :42 11 :55 12 :00 12 :00 12 :05

Événements Incident (goutte sur le visage) Mesure immédiate (SBM) après incident Première décontamination (environ 5 minutes) Mesure (SBM) après première décontamination Deuxième décontamination (environ 5 minutes) Mesure (SBM) après deuxième décontamination

Localisation

Résultats de mesure

joue

3000 c.s−1

joue

300 c.s−1

œil droit

2 c.s−1 (bruit de fond)

La première étape consiste à évaluer l’activité déposée. On considère que le rendement de la sonde bêta mou du MIP10 est de 10 %.

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´ ´ dans le milieu medical ´ 8 – Gestion des situations incidentelles et degrad ees

411

Tableau 8.3. Évaluation de l’activité déposée suivant la chronologie.

heure 11 :40 11 :42 11 :55 12 :00 12 :00 12 :05

Événements Incident (goutte sur le visage) Mesure immédiate (SBM) après incident Première décontamination (environ 5 minutes) Mesure (SBM) après première décontamination Deuxième décontamination (environ 5 minutes) Mesure (SBM) après deuxième décontamination

Localisation

Activités mesurées

joue

30000 Bq

joue

3000 Bq

joue

20 Bq (bruit de fond)

La deuxième étape consiste à calculer le débit de dose sur la peau. D’après la figure 8.4, le coefficient K permettant de passer de l’activité du contaminant au débit d’équivalent de dose est de 0,79 μSv.h−1 pour une source de 1 Bq de fluor-18 dans le cas d’une contamination cutanée.

Tableau 8.4. Évaluation de débit de dose.

heure 11 :40 11 :42 11 :55 12 :00 12 :00 12 :05

Événements Incident (goutte sur le visage) Mesure immédiate (SBM) après incident Première décontamination (environ 5 minutes) Mesure (SBM) après première décontamination Deuxième décontamination (environ 5 minutes) Mesure (SBM) après deuxième décontamination

Localisation

Débits de dose

joue

23,7 mSv.h−1

joue

2,37 mSv.h−1

joue

Plus de débit de dose

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

412

Figure 8.4. Fiche pratique concernant les données physiques et d’exposition externe pour le fluor-18, issue du guide pratique [4].

La troisième étape consiste à calculer la dose à la peau :   t −1 1 −(ln2× ) ˙0 × T + e D=D ln2 T

ln2 T

Entre 11 :40 et 12 :00, soit 20 min d’exposition :   20 60 ) −1 −(ln2. 1,83 1 e + ln2 D1 = 23,7 × ln2 1,83

1,83

D1 = 7,4 mSv Entre 12 :00 et 12 :05, soit 5 min d’exposition :   5 60 ) −1 −(ln2× 1,83 1 D2 = 2,37 × e + ln2 ln2 1,83

D2 = 0, 2 mSv La dose totale D = D1 +D2 D = 7,6 mSv

1,83

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Tableau 8.5. Tableau récapitulatif.

Niveau de contamination (Bq) Exposition externe (μSv.h−1 ) pour 1 Bq Débit de dose à T 0 (mSv.h−1 ) Période radioactive (Heure) Durée d’exposition (Heure) Dose intégrée (mSv) Hp(0,07)

11 :40 à 12 :00 3000 0,79 23,7 1,83 0,33 7,4

12 :00 à 12 :05 3000 0,79 2,37 1,83 0,08 0,2

Total 7,6

8.5.3. En cas de contamination interne À partir du guide pratique « Radionucléides et Radioprotection » [4], il est possible d’estimer la dose reçue par inhalation à partir de l’activité mesurée sur un filtre de prélèvement atmosphérique, comme le montre la figure 8.5. Le calcul de la dose efficace engagée peut s’effectuer avec la formule suivante : E = h(g) × Ai Où : Ai = activité incorporée (Bq) h (g) = dose efficace engagée par unité d’incorporation (Sv.Bq−1 ).

Figure 8.5. Fiche pratique concernant les données d’exposition interne, dont les DPUI par inhalation, pour l’iode-131, issue du guide pratique [4].

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Incorporation par inhalation : Ai = C × d × t Où : – C = concentration atmosphérique (Bqm−3 ) – d = débit respiratoire moyen humain (1,2 m3 .h−1 ) – t = temps de présence en zone contaminée (h) Exemple : Une PCR veut évaluer l’exposition potentielle d’une infirmière appelée à séjourner dans une chambre de radiothérapie métabolique. Le patient est traité à l’iode-131 par administration d’une gélule de 3,7 GBq. La chambre n’est pas ventilée et les fenêtres ont été condamnées. Elle fait appel à son organisme agréé qui effectue un prélèvement atmosphérique sur filtre et cartouche à charbon actif et qui après comptage lui indique une activité de 1.104 Bq. L’infirmière doit séjourner environ une demi-heure dans la chambre qui a un volume d’environ 20 m3 . Ai = C × d × t 4 Ai = 1.10 20 × 1, 2 × 0, 5 Ai = 50 Bq Donc la dose efficace engagée est de E = h(g) × Ai E = 2.10−8 × 50 E = 1.10−6 Sv soit 1μSv

8.6. Exemples d’incidents radiologiques dans le secteur medical La plupart des exemples d’incidents cités dans ce paragraphe sont extraits de la base de données RELIR (http ://relir.cepn.asso.fr/). RELIR est un système de retours d’expériences sur les incidents radiologiques dont l’objectif est de recueillir des incidents « exemplaires » dans différents secteurs d’activités, en particulier dans le domaine médical, afin qu’ils soient utilisés dans des sessions de formations professionnelles à la radioprotection. Il a été créé par la Section des Personnes Compétentes en Radioprotection de la SFRP, avec la collaboration de l’IRSN, de l’INRS, de l’INSTN, du CEPN et de l’Institut Curie.

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8.6.1. La radiologie conventionnelle Cet exemple d’incident est traité dans le § 8.7 « Faites le point ».

8.6.2. La radiologie dentaire Exposition d’un chirurgien-dentiste suite à l’utilisation d’un générateur défaillant Description de l’incident Chez un chirurgien-dentiste, une nouvelle installation de radiographie dentaire non conforme a produit des lésions dues aux rayonnements ionisants. Le dispositif de rayons X avait été réglé de manière à fonctionner en permanence mais ni le dentiste, ni l’installateur n’en avaient été informés. Le dentiste a passé environ 90 minutes à proximité du tube de rayons X afin de se familiariser avec son nouveau matériel. Il a alors remarqué que le tube était chaud et l’a éteint. Quelques jours plus tard, le matériel a été remis en marche pour prendre une radiographie dentaire sur un patient. Le tube a presque immédiatement explosé, répandant de l’huile et des débris sur le chirurgien-dentiste, sans atteindre le patient présent. Conséquences radiologiques Quelques jours après ces événements, des lésions cutanées sont apparues sur l’épaule droite du dentiste ainsi que dans sa bouche, suivies d’une opacité temporaire de son œil droit. L’enquête a conclu que la dose reçue à l’épaule droite était d’environ 20 Sv. L’analyse des aberrations chromosomiques a indiqué que la dose efficace était d’environ 240 mSv. La collaboratrice, située près de l’installation, avait quant à elle été exposée aux rayonnements diffusés, conduisant à une dose efficace inférieure à 0,2 mSv. Leçons à tirer de l’incident Des incidents de ce type ne sont pas inconnus, mais celui-ci est probablement l’un des plus graves qui se soit produit avec un appareil de radiographie dentaire. L’enquête menée a conduit à ce qu’un nouveau code national de pratique soit rédigé ; il est en cours de publication. Les installateurs de ce type d’équipements doivent avoir reçu une formation suffisante dans leurs fonctions mais aussi en rapport aux exigences de la réglementation en radioprotection. Enfin, l’équipement doit être testé lors de l’installation afin de s’assurer qu’il a été correctement installé et que l’ensemble des systèmes de sécurité et d’alerte fonctionnent correctement.

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8.6.3. La radiologie interventionnelle Dépassement d’une des valeurs limites annuelles

Description de l’incident Un praticien en radiologie interventionnelle, travaillant en CHU, a reçu une dose équivalente aux mains excédant la valeur limite annuelle de 500 mSv, valeur fixée par la réglementation. (La radiologie interventionnelle consiste à réaliser des interventions thérapeutiques guidées par des techniques d’imagerie médicale).

Conséquences radiologiques L’événement a été mis en évidence à l’occasion de la réception des résultats du suivi dosimétrique des mains du professionnel concerné. Ce suivi, réalisé à l’aide de bagues thermoluminescentes, a montré que la dose équivalente reçue par le praticien sur 12 mois consécutifs a été de 571 mSv sur la main gauche et de 875 mSv sur la main droite. Cette surexposition résulte notamment de la réalisation, par ce praticien, de plusieurs interventions complexes, critiques pour la vie des patients, et ayant nécessité des temps d’exposition importants pour l’acquisition des images. L’ASN a demandé : – qu’un organisme agréé par l’Afssaps (devenue l’Agence Nationale de Sécurité du Médicament et des produits de santé en 2012), réalise un contrôle qualité de l’appareil utilisé ; – que lui soient transmis les résultats dosimétriques relatifs à l’ensemble du personnel, pour les extrémités, sur la période du second trimestre 2010 ; – qu’une personne spécialisée en radiophysique médicale approfondisse la démarche d’optimisation des doses délivrées. En raison du dépassement de la limite annuelle réglementaire d’exposition aux rayonnements ionisants pour un travailleur, l’ASN classe cet événement au niveau 1 de l’échelle INES.

Leçons à tirer de l’incident La surexposition de ce travailleur a pu être détectée parce que le praticien portait systématiquement ses bagues dosimétriques. Or, le port de ces dosimètres n’est pas systématique pour cette catégorie de personnel. Cet événement souligne la pertinence de ce suivi dosimétrique pour les opérateurs en radiologie interventionnelle, lequel est encore trop peu répandu.

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8.6.4. La radiothérapie Exposition accidentelle lors d’une manipulation en radiothérapie

Description de l’incident Après positionnement d’une cassette de radiographie pendant une séquence de simulation sur un appareil de radiothérapie, une manipulatrice « A » a été exposée à un faisceau de photon (différence de potentiel de 18 MV). La manipulatrice « A » qui déposait la cassette dans le champ a éprouvé des difficultés lors du positionnement de cette dernière, retardant ainsi sa sortie. Sa collègue, manipulatrice « B », a actionné la fermeture de la porte blindée, pensant être suivie par la manipulatrice « A ». Le manipulateur « C », voyant la porte blindée fermée et ignorant la présence de la manipulatrice « A » dans la salle de traitement, a lancé l’exposition. Conséquences radiologiques La manipulatrice « A » a été exposée pendant environ 1,2 s. Le débit de dose du faisceau était de 2 Gy.min−1 . Compte tenu de la position de la manipulatrice par rapport au faisceau, la dose efficace reçue a été estimée à 34 mSv. Or, l’analyse du film dosimètre poitrine porté par la manipulatrice « A » a révélé une dose de 14 mSv. Cela s’explique par le fait que la manipulatrice portait dans ses bras, devant le film dosimètre, un porte cassette métallique, minorant ainsi la dose reçue. Sous prétexte que la dose indiquée par le film dosimètre était inférieure à la limite réglementaire de dose annuelle (14 mSv), il n’a pas été jugé nécessaire d’exclure la manipulatrice « A » du travail en zone contrôlée. Cependant, après reconstitution de l’incident par le radiophysicien du service et évaluation de la dose réellement délivrée, le médecin du travail a retiré l’intéressée de la zone contrôlée en émettant un avis d’inaptitude au travail en zone contrôlée d’une durée de 3 mois et de 9 mois pour toute activité en radiothérapie ou curiethérapie. Leçons à tirer de l’incident La vérification de la présence de l’ensemble du personnel affecté à ce poste dans le local de commande devrait être systématiquement effectuée avant tout lancement d’exposition. Les manipulatrices ayant l’habitude de travailler en binôme, la présence de trois personnes a peut-être été un facteur perturbant qui a conduit, dans cet incident, à l’oubli de la troisième manipulatrice à l’intérieur de la salle d’irradiation. L’installation d’une caméra de vidéosurveillance devrait permettre de vérifier l’absence de toute personne, autre que le patient, dans la salle de traitement. Un signal visuel et sonore, signalant l’imminence de l’irradiation et couplé à la fermeture de la porte blindée de la salle, permettrait d’éviter ce type d’incident. Lors de la déclaration de l’accident, les circonstances doivent être parfaitement décrites. Cet incident témoigne de l’erreur importante qui peut être faite lorsqu’on ne dispose que de la seule dosimétrie passive.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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8.6.5. La curiethérapie Cet exemple d’incident est traité dans le § 8.7 « Faites le point ».

8.6.6. La médecine nucléaire En médecine nucléaire, l’usage du technétium-99m représente près de 95 % des examens pratiqués en Single Photon Emission Computed Tomography (SPECT) et depuis quelques années maintenant, la couverture du territoire en caméra Positron Emission Tomography (PET) a généralisé l’usage du fluor-18, plus pénalisant en terme d’exposition externe à l’organisme entier et à la peau (extrémités). Contamination d’une manipulatrice d’électroradiologie lors d’un test d’effort Description de l’incident La manipulatrice injectait du technétium-99m afin de réaliser une scintigraphie coronarienne au cours d’un test à l’effort. Avant l’effort, un cathéter est introduit dans une veine de l’avant-bras, permettant d’injecter le radiopharmaceutique dans la circulation sanguine tel que montré dans la figure 8.6.

Figure 8.6. Cathèter introduit dans la veine.

Au moment de l’effort (le patient pédale sur un vélo d’appartement), la manipulatrice procède à l’injection du radiopharmaceutique. L’injection n’est pas aisée car le patient bouge (figure 8.7). L’activité injectée varie de 925 MBq à 1,3 GBq, en fonction du poids et de l’âge du patient. Dès que le radiopharmaceutique est injecté, la manipulatrice rince le cathéter avec du sérum physiologique. Dans le cas de cet incident, la seringue de sérum physiologique a été mal enclenchée dans le cathéter, projetant une partie de la solution au visage de la manipulatrice. Conséquences radiologiques La manipulatrice contaminée au niveau du visage a été prise en charge par la PCR pour contrôle. Les résultats sont les suivants : – avant décontamination : 70 c.s−1 à la sonde bêta/gamma, soit environ 230 Bq pour une source ponctuelle au contact ;

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Figure 8.7. Patient à l’effort et injection de [99m Tc]radiopharmaceutique.

– première décontamination : 45 c.s−1 , soit environ 130 Bq ; – deuxième décontamination : 20 c.s−1 , soit environ 40 Bq.

Leçons à tirer de l’incident Les yeux n’ont pas été touchés par les projections de technétium-99m. Le port systématique de lunettes de protection écarterait ce type de risque. Il est nécessaire de rappeler au personnel que des contaminations cutanées peuvent entraîner des doses significatives à la peau.

8.6.7. Bilan des événements significatifs dans le milieu médical Le nombre d’événements significatifs de radioprotection (ESR) déclarés à l’ASN dans le domaine médical en 2013 est de 563. Ce nombre progresse de 5 % par rapport à 2012 pour atteindre en moyenne fin 2013, 2 déclarations par jour ouvré. De manière générale, l’ASN observe un accroissement significatif des déclarations dans le secteur de la radiologie interventionnelle, de la médecine nucléaire et en scanographie, même si une déclaration sur deux provient d’un service de radiothérapie externe. Entre 2007 et 2012, 7 déclarations sur 10 concernaient un patient. En synthèse, l’ASN conclut dans son rapport d’activité de 2012 que les activités ayant eu les conséquences les plus importantes sont : – en terme de radioprotection des travailleurs, les expositions en radiologie interventionnelle du fait d’une exposition externe des opérateurs en particulier au niveau des extrémités et en curiethérapie du fait d’une contamination à l’iode-125 par rupture de confinement de la source ;

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– en terme de radioprotection des patients, les actes de radiologie interventionnelle conduisant à observer des effets radio-induits chez les patients ayant bénéficié d’actes particulièrement complexes et longs ; – en terme de radioprotection du public et de l’environnement, les fuites de dispositifs de confinement des effluents et la perte de contrôle de déchets radioactifs en médecine nucléaire ainsi que la perte du contrôle de sources scellées en curiethérapie. Depuis juillet 2011, un site d’aide à la déclaration d’un événement significatif de radioprotection en radiothérapie est disponible sur internet : www.vigie-radiotherapie.fr. Les enseignements issus des événements déclarés révèlent que ces évènements sont évitables dans leur majorité et essentiellement liés à des causes d’origines organisationnelles et humaines.

8.6.8. Développements médicaux : nouveaux types d’incidents La production de nouveaux radionucléides représente un enjeu d’avenir pour la santé, la mise en service de l’ Accélérateur pour la Recherche en Radiochimie et Oncologie à Nantes Atlantique, ( ARRONAX) en est le témoin. L’alpha-immunothérapie discipline de la médecine nucléaire qui cherche à développer des médicaments à base de radioisotopes émetteurs de rayonnement alpha et d’anticorps devrait à terme développer l’usage de radiopharmaceutiques émetteur alpha à l’hôpital. À titre d’exemple, le radium-223 de période égale à 11,4 jours, et l’astate-211 de période égale à 7,2 heures, seraient utilisés dans ce cadre. Toutes ces nouveautés devront conduire à une vigilance accrue en termes de radioprotection pour anticiper ou gérer des incidents nouveaux qui ne manqueront pas de se faire jour.

8.7. Faites le point Exemple d’incident en radiologie conventionnelle : Exposition dune manipulatrice lors d’une radiographie dorsolombaire Description de l’incident Au sein d’un service de radiologie, une manipulatrice s’apprête à faire une radiographie dorsolombaire à un patient hospitalisé. Avant de faire rentrer le patient, elle a positionné la table verticalement, le tube au niveau des lombaires et placé la cassette dans le potter (tiroir où est mis le film). Elle est ensuite sortie chercher le patient alité, a rapproché au maximum le lit du marchepied de la table et l’a aidé à se positionner. Une fois assurée que le patient était bien installé, la manipulatrice a rejoint le pupitre et s’est alors rendu compte qu’elle voyait le patient bouger sur l’écran alors qu’elle n’appuyait pas sur la pédale de scopie. La manipulatrice a ensuite appuyé sur la pédale de scopie et le faisceau s’est arrêté après qu’elle a retiré son pied.

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Le tube était en fonctionnement durant tout le temps où elle aidait le patient à s’installer, exposant la manipulatrice qui s’est trouvée dans le champ direct du faisceau. Conséquences radiologiques Le développement du film dosimètre a révélé une dose efficace de 0,06 mSv. Mais le dosimètre étant situé au niveau de la poitrine et du côté opposé au tube RX, la dose indiquée résulte de l’exposition au faisceau direct atténué par le corps de l’opératrice. En première approximation, on peut considérer que cette dose est inférieure à 1/1000e de la dose due au rayonnement primaire, ce qui est compatible avec la dose indiquée par la lecture du film. L’IRSN a réalisé une estimation de la dose susceptible d’avoir été reçue lors de cet incident. En considérant une exposition abdomino-pelvienne pendant 1 minute et 50 secondes dans un faisceau direct de rayons X de 110 kV, 3 mA, la dose équivalente reçue au niveau de l’utérus serait de l’ordre de 50 mSv. Cette valeur correspond à une dose équivalente à la peau de 254 mSv en tenant compte d’une distance à la source de 50 cm et en considérant que l’irradiation a été effectuée en position fixe tout le temps au niveau du pelvis. ♦ Q1 : Quelles leçons tirez-vous de cet incident ? Exemple d’incident en curiethérapie : Perte d’un fil d’iridium en curiethérapie Description de l’incident Dans le service de curiethérapie d’un centre hospitalier, on se rend compte au moment de retirer les 5 fils d’iridium-192 en place sur un patient depuis 5 jours, qu’il en manque un. Il s’agit d’un fil souple de 7 centimètres, d’activité égale à 37 MBq par centimètre. À l’aide d’un radiamètre, il est procédé à la recherche du fil d’abord dans le lit du patient, puis dans sa chambre, puis dans l’ensemble du service. Le fil est finalement retrouvé dans un sac de linge sale juste avant son départ vers la blanchisserie. Le fil d’iridium est immédiatement rangé dans un conteneur, stocké dans le local prévu à cet effet par le radiophysicien qui est également la PCR. À la suite de cet incident, l’information à la radioprotection a été délivrée de manière plus fréquente au personnel (organisation de réunions régulières tous les 6 mois environ) ; il a également été destinataire d’un document rédigé sur les conduites à tenir en cas de situations d’incidentelles. Conséquences radiologiques Seule une aide-soignante a été exposée lors du changement de taie d’oreiller sur laquelle était tombé le fil d’iridium. La dose reçue au corps entier a été évaluée à 35 μSv en estimant une exposition durant une heure à une distance d’un mètre. Quelles sont les leçons à tirer de cet indicent ? ♦ Q2 : Quelles leçons tirez-vous de cet incident ?

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

8.8. Réponses aux questions Q1: Une signalisation sonore ou lumineuse indiquant que l’appareil est en fonctionnement devrait être obligatoire. Une telle anomalie (pédale de scopie bloquée) a peut-être pour origine une lacune au niveau de la maintenance et du contrôle qualité des appareils, exigences du code de la santé publique. Un appareil de radiographie n’a pas pour vocation à fonctionner en continu, il serait donc souhaitable d’intégrer à l’appareil une minuterie qui stopperait l’émission de RX au bout d’un temps prédéfini. La mise en route de ce type d’appareil pourrait être sécurisée par un système de bicommandes (main/pied, main/main…). Q2 : Il serait utile que la technique de fixation des fils radioactifs soit améliorée. Auparavant, le fil était fixé à une extrémité par simple clampage, aujourd’hui le fil est fixé à ses deux extrémités par une technique de double clampage par chauffage. Nécessité de vérifier quotidiennement la présence des fils lors de traitements s’étalant sur plusieurs jours. La présence d’une balise de détection fixe, de type radiamètre, à la sortie de la zone de curiethérapie aurait pu permettre d’éviter cet incident. De plus, si l’aide-soignante avait porté un dosimètre opérationnel, elle se serait immédiatement aperçue de la présence du fil d’iridium dans la taie d’oreiller. Soulignons également que l’aide-soignante, bien que classée catégorie A, ne portait pas de dosimètre passif. Il est rappelé le nécessaire respect d’obligation de formation à la radioprotection des aides-soignantes et du personnel concerné dans ce type de service, en limitant les actions de remplacement du personnel en dernière minute par des personnes intérimaires ou provenant d’autres services n’ayant reçu aucune formation en radioprotection. Un protocole sur les conduites à tenir en cas d’incident doit être systématiquement distribué. Ce document est propre à chaque service doit être rédigé par la PCR suivant le fonctionnement interne du service.

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8.9. Annexes Annexe I :

Critères de déclaration des événements significatifs impliquant

la radioprotection hors INB et le transport des matières radioactives (d’après document de synthèse : Guide ASN n◦ 11) [2]. L’événement intéresse qui et/quoi ? Un ou plusieurs travailleur(s) (salariés ou non, exerçant dans une « activité nucléaire », classés ou non classés) en catégorie A ou B

Un ou plusieurs patient(s) soumis à une exposition à visée thérapeutique

Un ou plusieurs patient(s) soumis à une exposition à visée diagnostique

Le public (ou un ou plusieurs travailleur(s) exerçant dans une activité « non nucléaire »)

Cause ou conséquence de l’événement Exposition ou situation mal ou non maîtrisée, ayant entraîné ou susceptible d’entraîner un dépassement de la limite de dose individuelle annuelle réglementaire associée au classement du travailleur ou Situation imprévue ayant entraîné le dépassement, en une seule opération, du quart d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire pour un travailleur Situation thérapeutique mal maîtrisée ou dysfonctionnement lors de l’utilisation d’une substance radioactive ou d’un dispositif d’irradiation des patients ayant entraîné ou susceptible d’entraîner : – l’apparition d’effets déterministes non prévus ; et/ou – l’exposition d’un ou plusieurs patients à des doses significativement différentes des doses prescrites. Pratique inadaptée ou dysfonctionnement lors de l’utilisation de sources radioactives ou de générateurs de rayons X à visée diagnostique ayant entraîné ou susceptibles d’entraîner – des expositions significativement supérieures aux niveaux de référence diagnostiques ; ou – des erreurs dans la réalisation de l’examen Situation mal ou non maîtrisée, perte de contrôle d’une substance radioactive ou d’un dispositif conduisant à une exposition, ayant entraîné ou susceptible d’entraîner un dépassement d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire pour le public.

Numéro du critère

1

2.1

2.2

3

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

424

L’événement intéresse qui et/quoi ? Source, rejet, déchet Source, rejet, déchet

Source, rejet, déchet Source, rejet, déchet Source, rejet, déchet Source, rejet, déchet Source, rejet, déchet

Source, rejet, déchet

Source, rejet, déchet

Acte de malveillance

Autre

Autre

Cause ou conséquence de l’événement Perte de contrôle de substances radioactives ou d’un dispositif conduisant à une exposition Perte ou vol de sources, de substances radioactives ou de générateurs de rayonnements ionisants Découverte de sources, de substances radioactives ou de générateurs de rayonnements ionisants Dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés Rejet non autorisé de radioactivité dans l’environnement Évacuation de déchets radioactifs vers une filière inappropriée Livraison non conforme à l’autorisation délivrée quant à l’activité totale ou la nature du radionucléide Découverte de la perte d’intégrité d’une source radioactive scellée, quelle que soit la cause de la perte d’intégrité Entreposage de sources, de substances radioactives ou de générateurs de rayonnements ionisants dans un lieu non autorisé pour cet usage. Acte ou tentative d’acte de malveillance susceptible d’affecter la protection des travailleurs, des patients ou du public contre les effets des rayonnements ionisants, y compris par des atteintes affectant l’environnement. Tout autre événement susceptible d’affecter la radioprotection jugé significatif par le responsable de l’activité nucléaire. Tout autre événement susceptible d’affecter la radioprotection jugé significatif par l’Autorité de sûreté nucléaire.

Numéro du critère 4.0 4.1

4.2 4.3 4.4 4.5 4.6

4.7

4.8

5

6.1

6.2

“Chapitre8” — 2016/10/1 — 14:03 — page 425 — #39

´ ´ dans le milieu medical ´ 8 – Gestion des situations incidentelles et degrad ees

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Annexe II : Fiches Réflexes Incident ou présomption d’incident d’exposition externe

Agir sans précipitation Appel PCR

Rassurer la personne

Mise en sécurité : personne, plan de travail (arrêt exposition), balisage

Noter SUR UN PLAN • conditions géométriques de l’accident • collimation du faisceau ou position de la source • position et nature des écrans • objets pouvant provoquer un rayonnement diffusé • position de la (des) personne(s) exposée(s) • emplacement des dosimètres (passifs, actifs, complémentaires) • durée estimée de l’exposition Récupérer • les dosimètres du personnel (actifs et passifs et éventuellement bagues) • les dosimètres de zone (dosimétrie d’ambiance)

• Relever la dosimétrie opérationnelle • Envoyer les dosimètres passifs en lecture d’urgence

- si la dose* est inférieure au quart de la limite annuelle (LA) : traitement par la PCR - si la dose* est comprise entre le quart de la LA et la LA : l’employeur doit déclarer à l’ASN un événement significatif en radioprotection (guide ASN n°11)

* dose efficace E ou dose équivalente peau Hpeau estimée par la grandeur opérationnelle lue sur le dosimètre

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

Fiche réflexe n◦ 1 : Cas de l’exposition externe.

“Chapitre8” — 2016/10/1 — 14:03 — page 426 — #40

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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Incident ou présomption d’incident de contamination surfacique

Appel PCR

Évaluation de la situation - identification du produit (type de radionucléides, activité et forme physico-chimique) - étendue de la contamination - risque de dispersion - surfaces et objets contaminés

Estimation du niveau de la contamination surfacique - mesure directe si possible, sinon mesure indirecte par frottis 2

2

- surface de frottis : 100 cm ou 300 cm (transports)

Décontamination - enlèvement par frottis successifs avec produits décontaminants - la contamination fixée doit être recouverte d’un vinyle où sont inscrits la date, l’heure, le radionucléide et le taux de comptage;

Identification des causes - anomalie de fonctionnement - erreurs de manipulation - préparation incomplète de la manipulation

Rappel : Limites de contamination surfacique pour le transport : -2 - 4 Bq.cm pour les émissions β/γ ou α (faible toxicité) -2 - 0,4 Bq.cm pour les autres émissions

Attention, si la contamination surfacique répond au critère 4.3 du guide ASN n°11 (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), il faut déclarer l’incident à l’ASN

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

Fiche réflexe n◦ 2 : Cas d’une contamination surfacique.

“Chapitre8” — 2016/10/1 — 14:03 — page 427 — #41

´ ´ dans le milieu medical ´ 8 – Gestion des situations incidentelles et degrad ees

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Incident ou présomption d’incident cutané Agir sans précipitation Rassurer la personne

Appel PCR

Interroger la personne

Balisage et mise en sécurité rapide du plan de travail

Évaluation de la situation - identification du produit (type de radionucléides, activité et forme physico-chimique) - étendue de la contamination - risque de dispersion - surfaces et objets contaminés - identification des cause de l’incident

Mise en sécurité de la personne à l’écart du plan de travail (endroit calme)

Utiliser un « kit » d’intervention : gants, vinyle, surchaussures, mouchoirs papier, adhésif…

Contrôles (utilisation d’un contaminamètre voire un radiamètre en cas de saturation des sondes den contamination) - mesures rapides au niveau du corps (visage, cheveux…) -retrait de la blouse sans oublier les dosimètres, gants sans oublier la bague…. -mesures précises des zones contaminées (mains, visage…) en c.s-1 ou Bq.cm-2 voire en mSv.h-1 en cas de forte contamination et ceci après chaque lavage - reporter les taches de contamination sur un schéma - séparer les vêtements contaminés des déchets jetables - à posteriori évaluer la dose cutanée cf. Chapitre 7

S’il reste de la contamination envoyer la personne dans un service médical spécialisé

L’URGENCE MÉDICALE PRIME

Si l’événement répond au critère 4.0 du guide ASN n° 11 (Perte de contrôle de substances radioactives ou d'un dispositif conduisant à une exposition), il faut déclarer l’incident à l’ASN

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

Fiche réflexe n◦ 3 : Cas d’une contamination cutanée.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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Incident ou présomption d’incident de contamination atmosphérique (absence de personnel) Appel PCR

Identification de la cause : - anomalie de fonctionnement - erreurs de manipulation - préparation incomplète de la manipulation

Évaluation gravité : - nature radioactive et physico-chimique - étendue de la contamination

Mesure contamination atmosphérique, procéder à : - la mesure directe si possible (capteur de contamination donnant une alarme) - mesure du filtre du prélèvement atmosphérique (spectrométrie gamma ou sonde appropriée) - la mesure des voies aériennes et des poumons des opérateurs (sonde appropriée, passage sur gamma caméra)

Si mesure directe : Importance de la localisation du point de prélèvement dans le laboratoire

Si mesure du filtre : Vérification de la source d’étalonnage, du rendement de piégeage du filtre, du rendement de détection

Éliminer la contamination ou empêcher l’exposition du personnel

Attention, si la contamination répond au critère 4.3 du guide ASN n° 11 (dispersion de radionucléides ou de matériels contaminés), il faut déclarer l’incident à l’ASN n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

Fiche réflexe n◦ 4 : Cas de la contamination atmosphérique.

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´ ´ dans le milieu medical ´ 8 – Gestion des situations incidentelles et degrad ees

Incident ou présomption d’incident contamination corporelle interne (présence de personnel dans la zone)

Appel PCR

ÉVACUATION DU PERSONNEL DE LA ZONE actions de la fiche réflexe n° 4

envoyer le personnel au service médical

Anthropogammétrie Analyses radiotoxicologiques Mesures avec les sondes appropriées en fonction du radionucléide

Si examens positifs

Procédures de décontamination corporelle interne par le médecin traitement de décontamination par le médecin

C’est le service médical travail qui gère ces procédures de décontamination corporelle interne

n° vert Urgence radiologique (ASN) : 0 800 804 135

Fiche réflexe n◦ 5 : Cas de la contamination corporelle interne.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

Bibliographie [1] Pin A., Perez S., Vedecocq J., Ammerich M. Personne compétente en radioprotection - Radioprotection pratique en INB-ICPE . 2008, EDP Sciences. [2] Guide ASN n◦ 11 relatif aux modalités de déclaration et à la codification des critères relatifs aux évènements significatifs dans le domaine la radioprotection hors installations nucléaires de base et transports de matières radioactives (version du 07.10.2009). www.asn.fr. [3] Jimonet C., Métivier H., Personne compétente en radioprotection − Principes de radioprotection − réglementation, 2011, EDP Sciences. [4] Delacroix D., Guerre J.P., Leblanc P. Guide pratique « radionucléides et radioprotection ». 2006, EDP Sciences.

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9

Analyses de postes de travail Hugues Bruchet, Bernard Aubert

Introduction Certains postes de travail pouvant induire une exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants, leur analyse est une des missions essentielles de la PCR, en appui de l’employeur et du médecin du travail. Cette étude permet l’évaluation et la prévention des risques radiologiques, mais doit également être appréhendée dans un contexte plus général, incluant les autres risques professionnels. Cette analyse permettra concrètement à la PCR de mettre en œuvre les actions adéquates d’optimisation de la radioprotection et de proposer un classement pour les travailleurs selon les niveaux de doses estimées. Par ailleurs, nous verrons que la méthodologie d’étude de poste peut être adaptée de façon à permettre la délimitation des zones de travail en fonction de l’importance du risque radiologique. Dans ce chapitre, nous allons définir une méthodologie générale pour la mise en œuvre pratique des études de postes adaptée aux problématiques du secteur médical. Les étapes nécessaires à la réalisation des études de poste, à savoir la caractérisation du(des) poste(s) de travail, l’évaluation des doses, l’exploitation des résultats et le retour d’expérience, seront détaillées successivement. Certaines d’entre elles ont été décrites dans les autres chapitres de cet ouvrage ; à titre d’exemple, l’évaluation des doses résultant des expositions externe et interne aux rayonnements ionisants qui est la partie fondamentale de l’analyse de poste a été détaillée dans le chapitre 1 « Radioprotection dans le secteur médical : aspects réglementaires et pratiques » (partie 1.4 « Évaluation de l’exposition »). Nous indiquerons ces renvois chaque fois que nécessaire. Après la présentation de la méthodologie générale, nous considérerons plusieurs exemples d’applications à des cas pratiques rencontrés dans le secteur médical : ainsi nous aborderons successivement des cas de scanographie, radiologie interventionnelle, curiethérapie bas débit et médecine nucléaire (technétium-99m et fluor-18). Lors de ces exemples, le lecteur pourra contrôler l’application des connaissances acquises en répondant aux questions qui lui seront proposées. Les corrigés seront donnés en fin de chapitre.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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D’autre part, en guise de complément à ce chapitre, nous invitons le lecteur à se référer au guide pratique de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) sur la réalisation des études de poste (Guide IRSN : réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants, version 4 d’octobre 2015 [1]). Cet outil est constitué d’une partie théorique et méthodologique et de « fiches pratiques » relatives à des situations concrètes de travail. Le nombre de cas pratiques présentés dans ces fiches étant amené à être complété et élargi avec le temps, nous conseillons la visite régulière du site internet de l’IRSN : www.irsn.fr. L’Institut national de recherche et de sécurité (INRS) met également à disposition des opérateurs des fiches pratiques relatives aux études de postes sur son site web [2].

9.1. Contexte et objectifs 9.1.1. Objectifs d’une analyse de poste de travail L’objectif d’une analyse ou étude de poste de travail est d’évaluer, dans des conditions normales de travail, les doses susceptibles d’être reçues par le personnel, consécutives à des expositions externe et interne aux rayonnements ionisants. Par ailleurs, cette évaluation des doses reçues devra également considérer les circonstances de travail anormales, mais raisonnablement prévisibles, pouvant conduire à un surcroît d’exposition radiologique [1]. L’analyse permet d’identifier et de caractériser les sources d’exposition mais aussi les autres sources de danger afin d’estimer les risques et de mettre en œuvre les actions de prévention adaptées et d’apporter des éléments pour la gestion d’incidents éventuels. L’étude de poste va permettre également de fournir un certain nombre d’éléments à l’employeur et au médecin du travail pour : – apporter les éléments nécessaires à l’optimisation de la radioprotection : définition et mise en place des équipements de protection collective, et éventuellement individuelle, ainsi que des consignes de sécurité associées aux différents postes de travail ; – renseigner la fiche d’exposition du travailleur associée au poste de travail ; – déterminer le classement du travailleur (en catégorie A, B ou non exposé) ; Nous verrons dans les parties 9.1.3 et 9.4.2 de quelle manière l’étude de poste peut également apporter une contribution dans l’optique de la délimitation des zones de travail (zones non réglementée, surveillée, contrôlée verte, contrôlée jaune, contrôlée orange ou zone interdite rouge) ; cette délimitation pourra être validée ou affinée au moyen des contrôles techniques d’ambiance mis en place.

9.1.2. Cadre réglementaire L’étude des risques radiologiques liés aux postes de travail est une composante de l’évaluation générale des risques auxquels sont soumis les employeurs.

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9 – Analyses de postes de travail

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Le code du travail [3] précise à l’article R.4121-1 que cette évaluation concerne l’ensemble des risques identifiés sur les lieux de travail : « L’employeur transcrit et met à jour dans un document unique les résultats de l’évaluation des risques pour la santé et la sécurité des travailleurs à laquelle il procède en application de l’article L.4121-3. Cette évaluation comporte un inventaire des risques identifiés dans chaque unité de travail de l’entreprise ou de l’établissement (…) ». Nous reviendrons plus en détail sur le terme « évaluation des risques » dans la partie 9.1.3. La notion d’analyse « dosimétrique » de poste de travail apparaît à l’article R.4451-11 du code du travail : « Dans le cadre de l’évaluation des risques, l’employeur, en collaboration, le cas échéant, avec le chef de l’entreprise extérieure ou le travailleur non salarié, procède à une analyse des postes de travail qui est renouvelée périodiquement et à l’occasion de toute modification des conditions pouvant affecter la santé et la sécurité des travailleurs. Lors d’une opération se déroulant dans la zone contrôlée définie à l’article R.4451-18, l’employeur (…) : – 1◦ fait procéder à une évaluation prévisionnelle de la dose collective et des doses individuelles que les travailleurs sont susceptibles de recevoir lors de l’opération ; – 2◦ fait définir par la personne compétente en radioprotection, désignée en application de l’article R.4451-103, des objectifs de dose collective et individuelle pour l’opération fixés au niveau le plus bas possible compte tenu de l’état des techniques et de la nature de l’opération à réaliser et, en tout état de cause, à un niveau ne dépassant pas les valeurs limites fixées aux articles D.4152-5, D.4153-34, R.4451-12 et R.4451-13. À cet effet, les responsables de l’opération apportent leur concours à la personne compétente en radioprotection ; – 3◦ fait mesurer et analyser les doses de rayonnement effectivement reçues au cours de l’opération pour prendre les mesures assurant le respect des principes de radioprotection énoncés à l’article L.1333-1 du code de la santé publique. Lorsque la technique le permet, ces mesures sont effectuées de manière continue pour permettre une lecture immédiate de leurs résultats. » Les analyses de postes sont également mentionnées par le biais des éléments qu’elles contribuent à définir : – définition de la fiche d’exposition (article R.4451-57 du code du travail) : « L’employeur établit pour chaque travailleur une fiche d’exposition comprenant les informations suivantes : – 1◦ la nature du travail accompli ; – 2◦ les caractéristiques des sources émettrices auxquelles le travailleur est exposé ; – 3◦ la nature des rayonnements ionisants ; – 4◦ les périodes d’exposition ; – 5◦ les autres risques ou nuisances d’origine physique, chimique, biologique ou organisationnelle du poste de travail ».

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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– définition de la fiche médicale d’aptitude (article R.4451-82) : « Un travailleur ne peut être affecté à des travaux l’exposant à des rayonnements ionisants qu’après avoir fait l’objet d’un examen médical par le médecin du travail et sous réserve que la fiche médicale d’aptitude établie par ce dernier atteste qu’il ne présente pas de contre-indication médicale à ces travaux. Cette fiche indique la date de l’étude du poste de travail et la date de la dernière mise à jour de la fiche d’entreprise ». – choix des méthodes de dosimétrie (annexes I et III de l’arrêté du 17 juillet 2013 relatif à la carte de suivi médical et au suivi dosimétrique des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants [4]) : « le choix des méthodes de dosimétrie (…) repose sur l’analyse des postes de travail réalisée par l’employeur, qui comprend notamment la caractérisation des rayonnements ionisants susceptibles d’être émis. » – délimitation des zones (article R.4451-18) : « Après avoir procédé à une évaluation des risques et recueilli l’avis de la personne compétente en radioprotection mentionnée à l’article R.4451-103, l’employeur détenteur, à quelque titre que ce soit, d’une source de rayonnements ionisants délimite, au vu des informations délivrées par le fournisseur de la source, autour de la source : – 1◦ une zone surveillée (…) ; – 2◦ une zone contrôlée (…). Enfin, sans être citées textuellement, le rôle des analyses de postes est sous-entendu dans les articles du code du travail relatifs à la classification des travailleurs (articles R. 4451-44 et R. 4451.46) et à la définition du programme des contrôles techniques d’ambiance (article R. 4451-30).

9.1.3. Analyses de postes et évaluation des risques Dans les textes réglementaires précédemment évoqués, deux terminologies font référence : l’évaluation des risques et l’analyse ou l’étude du(des) poste(s) de travail proprement dite. Il est nécessaire de bien clarifier ces deux notions, et de voir quelles significations elles peuvent prendre. D’après le code du travail [3], l’analyse de postes peut être considérée comme une composante de l’évaluation globale des risques. L’évaluation des risques au poste de travail est liée à la matérialisation du risque radiologique potentiel dû aux installations. Elle est souvent réalisée par une évaluation des caractéristiques de l’installation en termes de débits de doses (cartographie de l’installation) et éventuellement de niveaux de contamination radioactive. Son objectif principal est la délimitation des zones de travail. Comme le précise le guide IRSN [1], sa mise en œuvre repose sur l’identification de la nature et de l’ampleur des risques associées à la présence de sources de rayonnements

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9 – Analyses de postes de travail

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ionisants dans l’environnement de travail (…), et non pas de la façon dont elles sont exploitées en condition de travail. De fait, l’évaluation des risques a une finalité bien spécifique, que l’on doit distinguer de l’étude ou analyse de poste. Cette dernière permet une évaluation des doses reçues par chaque travailleur du fait des différentes tâches associées à leur poste de travail, et conduisant entre autres à la définition du classement des travailleurs. Pour des raisons de facilité de lecture, nous avons décidé dans ce chapitre d’employer le seul terme d’analyse de postes de travail, lequel « englobe » un certain nombre d’étapes ou d’évaluations. Pour éviter toute ambiguïté ou confusion, nous préciserons toujours la finalité des évaluations réalisées dans le cadre de l’analyse de poste globale. Nous verrons en particulier que la méthodologie d’évaluation des doses développée dans ce chapitre et utilisée pour la définition du classement des travailleurs, peut être adaptée afin de permettre la délimitation des zones. Voici les spécificités à intégrer dans l’approche méthodologique concernant la délimitation des zones (d’après la circulaire DGT/ASN n° 1 du 18/01/2008 [5]) : – tout d’abord, le temps effectif de travail pris en compte pour le classement des travailleurs ne devra pas être considéré pour la délimitation des zones réglementées qui matérialisent un danger d’exposition aux rayonnements ionisants ; – il faudra tenir compte des situations représentatives des conditions de travail les plus pénalisantes ; – enfin, le port des équipements de protection individuelle ne doit pas être retenu pour la délimitation des zones. Le lecteur pourra en outre se rapporter aux parties 9.4.1 « Classement du personnel » et 9.4.2 « Délimitations des zones ».

9.2. Préparation : caractérisation des postes de travail Il est souvent considéré, à tort, que l’analyse de poste se résume à une simple évaluation des doses potentiellement reçues par les travailleurs. Or, la phase de préparation est une étape très importante dans la réalisation de l’étude de poste. En effet, ses conclusions permettent de faciliter les étapes suivantes, en orientant par exemple le choix de la méthode retenue pour l’évaluation des doses, ou bien en apportant des informations sur les critères d’optimisation à retenir. La phase de préparation de l’étude de poste consiste à recueillir toutes les informations relatives aux postes de travail, à savoir : – la ou les sources produisant des rayonnements ionisants et donc induisant un risque d’exposition pour les travailleurs ; nous parlerons de « terme source » ; – la constitution du poste de travail, lequel sera caractérisé par les différentes actions successives qui le constituent ; nous parlerons de « tâches » à effectuer ;

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– les équipements utilisés pour le poste : matériel de protection et de contrôle ; – l’organisation du travail dans l’entreprise ; – l’ergonomie et les facteurs d’ambiance ; – les risques radiologiques attendus pour chaque tâche constituant le poste, ainsi que les risques conventionnels associés ; – la perception des risques par les différents acteurs concernés. La méthodologie adoptée ici se voulant générale, ces différentes informations doivent faire l’objet d’une réflexion par la PCR afin de dégager les éléments pertinents pour la sécurité radiologique et classique propre au poste de travail concerné. Par ailleurs, nous avons présenté certaines des parties suivantes sous la forme de questions concrètes que la PCR doit se poser pendant la phase de préparation de l’étude de poste.

9.2.1. Généralités La notion de poste de travail peut prendre plusieurs sens en fonction du contexte considéré : elle peut être associée à un lieu (hotte ventilée, boîte à gants, local ou laboratoire…), un équipement utilisant les rayonnements ionisants, une fonction dans l’entreprise (manipulateur en électroradiologie médicale, radiopharmacien, ingénieur en radioprotection…). Dans le Guide pratique IRSN relatif à la réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants [1], un poste de travail est défini comme « un espace organisé et équipé en vue de l’exécution d’une ou de plusieurs tâches. Il peut être constitué d’un ou de plusieurs équipements, chacun pouvant contenir des sources de rayonnements ionisants de natures et débits différents ». Il est également possible de considérer le poste de travail sous son aspect « dynamique ». Dans ce cas, un poste de travail pourra être assimilé à une opération constituée d’une ou plusieurs tâches, effectuées au sein d’un espace identifié. En outre, cette définition présente l’avantage de tenir compte du fait que les différentes tâches ne sont pas forcément associées à une unité de lieu. En effet, certaines d’entre elles peuvent être effectuées dans des locaux différents de ceux ayant servi aux tâches précédentes. Dans ce cas, pour obtenir des conclusions relatives à la délimitation des zones de travail, il sera nécessaire d’étudier les expositions, séparément, pour chacune d’entre elles. Pour conclure sur l’exposition du ou des travailleur(s), un bilan des doses susceptibles d’être reçues sur l’ensemble de l’opération sera effectué.

9.2.2. Caractérisation des termes sources La caractérisation des termes sources consiste dans un premier temps à identifier le type de sources de rayonnements ionisants au niveau du poste de travail. Seront distingués essentiellement :

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– les radionucléides sous forme de sources non scellées ; – les radionucléides sous forme de sources scellées ; – les générateurs électriques de rayonnements ionisants. Pour le cas des sources non scellées qui nous intéresse ici, il s’agira de connaître et décrire les données suivantes : – identification du ou des radionucléides présents au niveau du poste de travail, et par conséquent, natures, énergies, intensités des rayonnements émis et périodes radioactives ; – activité des sources correspondantes (sources mères, sources filles…) ; – caractéristiques des champs de rayonnements : géométrie, énergie, orientation, débits de doses « types » obtenus par exemple dans la littérature (le guide « Radionucléides et radioprotection, EDP Sciences » [6] contient des valeurs d’exposition externe en μSv.h−1 pour une activité de 1 Bq) ; – formes physico-chimiques des substances radioactives ; – valeurs des doses efficaces engagées par unité d’incorporation correspondantes, h(g) en Sv.Bq−1 , obtenues par exemple dans les annexes de l’arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants [7] ; – paramètres d’utilisation des appareils électriques générateurs de rayonnements ionisants : haute tension (kV), intensité (mA), charge (mAs)…. Cette étude « bibliographique » a pour but de connaître les données théoriques relatives aux sources d’exposition liées au poste de travail. Cependant, elle ne constitue pas une fin en soi. En effet, les caractéristiques du terme source peuvent évoluer pendant l’accomplissement des différentes tâches constituant le poste de travail : c’est le cas fréquemment de l’activité (solutions mères, solutions à injecter au patient, patient injecté…), de la forme physicochimique du produit radioactif. Il sera donc nécessaire d’étudier l’évolution des paramètres du terme source en fonction des tâches successives de l’opération. Cette étude « dynamique » nécessitant de connaître précisément les différentes tâches à réaliser, elle sera l’objet de l’étape « Risques radiologiques pour chaque tâche », vue dans la partie 9.2.4.

9.2.3. Tâches à réaliser 9.2.3.1. Procédures et modes opératoires Il s’agit de « fractionner » l’opération ou la manipulation en plusieurs tâches successives, chacune d’entre elles se caractérisant par une action identifiée et une unité d’espace. Cette étape nécessite d’utiliser les procédures ou les modes opératoires de ces opérations. La PCR devra donc commencer par rassembler ces documents.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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En parallèle à ce travail, nous attirons l’attention de la PCR sur la nécessité d’échanger avec chaque travailleur concerné pour évaluer les écarts éventuels entre les procédures théoriques et la réalité. Pour chaque tâche, un certain nombre de paramètres sera identifié. En tout premier lieu, il faudra connaître la durée allouée à chaque tâche. De plus, la PCR devra essayer de répondre aux questions suivantes : – Quelles sont les principales caractéristiques des tâches confiées aux travailleurs ? – Quels sont les objectifs de l’opération ? – Quelle est la chronologie des tâches qui lui sont confiées ? – Quels sont les positions des travailleurs pendant les opérations (gestes, postures) et de fait, la nature des organes exposés ? – Les informations obtenues dans les procédures et modes opératoires (durée, description des étapes, informations relatives à la sécurité…) sont-elles assez précises ? En d’autres termes, est-il nécessaire de questionner les personnes concernées par ces manipulations (ou futures manipulations) pour obtenir les informations désirées ? – Quelles sont les tâches et les opérations qui ne font pas l’objet d’un mode opératoire écrit (tâches faisant l’objet d’apprentissage par « compagnonnage » par exemple) ? – Est-ce que l’application de certains modes opératoires, de certaines procédures ou consignes particulières posent des problèmes dans la réalisation de certaines tâches ? – Pour le personnel féminin, quelles sont les procédures et affectations en cas de grossesse ? En cas d’allaitement ? – Quelles sont les procédures spécifiques pour les jeunes travailleurs (apprentis), les stagiaires et le personnel intérimaire ou en CDD ? Les autres renseignements à identifier pour chaque tâche seront décrits dans les parties 9.2.3.2 à 9.2.3.4.

9.2.3.2. Environnement de travail Il est intéressant de connaître la situation du poste de travail étudié dans le bâtiment ainsi que les aspects liés à la signalisation : – Y a-t-il des accès extérieurs ? – Le local est-il à l’étage ou au rez-de-chaussée ? – Quels sont les accès possibles au local ? – Quels sont les panneaux de signalisation existants ? – Sont-ils adaptés aux risques ? – Sont-ils apposés sur tous les accès ?

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9 – Analyses de postes de travail

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Ces informations devront être complétées par celles relatives à l’environnement humain. Outre les manipulateurs impliqués dans le poste de travail, il est intéressant de savoir si d’autres personnes se trouvent dans le local ou à proximité pendant l’opération. Eventuellement, la PCR pourra tenir compte de ces informations lorsqu’elle devra conclure sur le classement des travailleurs : le choix du classement d’un manipulateur en catégorie A ou B sera établi à partir de l’exposition aux rayonnements ionisants lors des opérations du manipulateur concerné. Cependant, il est possible que des opérations effectuées par d’autres travailleurs occasionnent une légère exposition aux personnes présentes dans le local concerné pendant la réalisation de certaines tâches : la PCR devra estimer s’il est opportun d’évaluer cette exposition et d’en tenir compte pour le bilan des doses reçues. Enfin, l’environnement matériel pendant les opérations effectuées par les manipulateurs devra être décrit, et en particulier les équipements nécessaires à la réalisation des tâches ainsi que les équipements de protection et les aspects de sécurité. L’utilisation de certains équipements de protection permettant de réduire les niveaux d’exposition aux rayonnements ionisants, une connaissance précise de ces derniers et de leur utilisation réelle par les travailleurs est impérative. Voici les questions à renseigner : – Quelle est la liste exhaustive des équipements utilisés ou prévus pour chaque tâche de l’opération ? – Parmi ces équipements, quels sont ceux servant à la protection ou au contrôle de l’exposition du manipulateur ? – Et parmi ces derniers, lesquels permettent la protection contre l’exposition aux rayonnements ionisants (préciser les équipements de protection collective et ceux de protection individuelle) ? – Lesquels permettent le contrôle de l’exposition aux rayonnements ionisants (appareils de détection des rayonnements ionisants, dosimètres…) ? – Tous ces équipements sont-ils utilisés de manière continue ou occasionnelle au poste de travail ? – Les aspects de sécurité sont-ils pris en compte dans les procédures et modes opératoires ? – Faut-il « repenser » ces documents dans une optique de sécurité ?

9.2.3.3. Organisation du travail La connaissance de l’organisation du travail dans l’entreprise est indispensable dans la mesure où elle apporte de nombreux renseignements sur la structure des équipes de travail, sur les horaires et la fréquence de certaines manipulations ainsi que sur le comportement des travailleurs.

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Voici les questions pouvant être évoquées : – Quelle est l’organisation du travail dans laquelle se trouve inclus le poste ? – Quelle est la structure de l’équipe de travail (équipe constituée uniquement du personnel de l’entreprise, présence de sous-traitants...) ? – Quels sont les horaires de travail pratiqués (journée normale, service continu comme les 3 × 8) au niveau du poste ? – Y a-t-il des opérateurs expérimentés qui pourraient être des personnes ressources notamment en matière de formation au poste de travail ou dans l’explicitation des procédures ? – Quel est l’état du niveau de formation au risque radiologique des travailleurs ? – Quelles sont les options possibles concernant l’optimisation en radioprotection ? – Quelle est la proportion de personnel féminin ? – Y a-t-il d’autres postes de travail qui dépendent de l’activité étudiée ? – Quelles sont les principales causes de fluctuation des tâches et quels sont les moments de plus fortes contraintes de temps ? – Y a-t-il d’autres personnels pouvant être exposés notamment le personnel d’entretien ?

9.2.3.4. Ergonomie et facteurs d’ambiance Cette phase résulte de celle dédiée à l’organisation du travail. Elle a pour but de collecter les informations sur les facteurs pouvant accroître les risques pour les travailleurs, dans le but de les éliminer. Voici les questions qui peuvent être évoquées : – Existe-t-il dans la conception et l’aménagement du poste de travail, des éléments qui conduisent l’opérateur à adopter des postures pénalisantes ou dangereuses ? – L’activité de travail oblige-t-elle l’opérateur à se déplacer en portant des produits, ou des outils ? Dans l’affirmative, précisez les tâches concernées. – Quels sont les facteurs d’ambiance susceptibles de compliquer la réalisation des tâches et de constituer de ce fait des facteurs de risque (éclairage, niveau sonore, ambiance thermique, ventilation et assainissement de l’air…) ? Les points à examiner sont les suivants : mauvaise définition des plans de travail par rapport au travail à réaliser, mauvaise conception ou emplacement inadapté des commandes et des moyens de signalisation visuelle…

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9.2.4. Risques radiologiques pour chaque tâche Cette étape a pour but d’évaluer les risques d’expositions externe et interne pour chacune des tâches de l’opération. Elle est liée à la caractérisation des termes sources (cf. partie 9.2.2) dans la mesure où elle consiste à étudier les critères pour chaque tâche successive, étant donné l’évolution très probable du risque radiologique pendant l’opération. De cette façon, la PCR identifiera les phases de l’activité de travail (tâches) les plus critiques du point de vue du risque radiologique. Par ailleurs, les situations incidentelles prévisibles pouvant modifier les conditions d’exposition devront être identifiées avec les opérateurs. Pour compléter ces renseignements quantitatifs, la PCR devra répondre aux questions suivantes : – Quelles sont les dispositions prises en matière d’entreposage temporaire de sources ? – Quelles sont les dispositions prises en matière d’entreposage des déchets ? – Y a-t-il du matériel d’urgence (kit d’intervention) prévu pour faire face à un incident ? Concrètement, il sera utile à la PCR d’établir un schéma du local de travail afin de préparer la phase d’évaluation des doses. Les éléments suivants pourront être indiqués : – position du ou des postes de travail ; – emplacement de tout type de sources (sources mères, sources filles, zones de collecte des déchets radioactifs…) ; – zones où les débits de doses devront être estimés ; – emplacement des équipements de contrôle de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi que des équipements de protection.

9.2.5. Risques conventionnels associés Une étude « dosimétrique » de poste de travail ne peut pas être conçue sans tenir compte des autres risques auxquels les travailleurs sont confrontés. En effet, l’article R. 4451-40 du code du travail précise : « L’employeur définit les mesures de protection collective adaptées à la nature de l’exposition susceptible d’être subie par les travailleurs exposés. La définition de ces mesures prend en compte les autres facteurs de risques professionnels susceptibles d’apparaître sur le lieu de travail, notamment lorsque leurs effets conjugués sont de nature à aggraver les effets de l’exposition aux rayonnements ionisants. Elle est faite après consultation de la personne compétente en radioprotection mentionnée à l’article R. 4451-103, du médecin du travail et du comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail ou, à défaut, des délégués du personnel ».

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Les questions associées à ces risques et auxquelles il faudra répondre sont les suivantes : – quels sont les risques de heurt ou de chute de personnes ou d’objets dans la zone de travail ? – quels sont les risques de coupure ou de piqûre par manipulation, en vous référant aux points suivants à examiner : désignation des objets dangereux, absence de protection adaptée, types de manipulations concernées du point de vue de ces risques ? – quels sont les risques liés à l’utilisation de produits dangereux en vous référant aux points à examiner suivants : nature des produits utilisés - conditionnement, entreposage, étiquetage - manipulations exposant à des risques de contact, d’inhalation, d’ingestion - absence de protection efficace ? – quelles sont les principales sources de risque liées au travail avec des produits d’origine biologique et leurs conséquences potentielles ? – quelles sont les principales sources de risque d’origine électrique ; les équipements sont-ils en conformité ? – quelles sont les principales sources de risque d’incendie et d’explosion et leurs conséquences potentielles ?

9.3. Évaluation des doses 9.3.1. Généralités Nous reprendrons ici les préconisations du Guide IRSN « réalisation des études dosimétriques de poste de travail présentant un risque d’exposition aux rayonnements ionisants » [1]. L’évaluation de doses doit être effectuée dans des conditions réalistes du poste de travail, c’est-à-dire telles qu’elles se présentent lors du fonctionnement normal de l’installation. Les incidents raisonnablement prévisibles c’est-à-dire qui ne peuvent être exclus sont également à prendre en compte : exemples du renversement d’un flacon, dysfonctionnement d’une sécurité… Les données nécessaires à l’évaluation des doses peuvent être issues de mesures, de calculs, de données publiées dans la littérature, et de l’analyse du retour d’expérience du fonctionnement de l’installation (historique dosimétrique par exemple). Comme nous le verrons dans les parties 9.4.1 et 9.4.2, les évaluations visant à classer le personnel sont effectuées en tenant compte du port éventuel d’équipements de protection individuelle, comme par exemple derrière un tablier plombé. À l’inverse, la délimitation des zones s’effectue par l’évaluation du risque dû aux sources de rayonnements dans les installations, en prenant en compte des hypothèses pénalisantes et sans intégrer la protection due aux équipements de protection individuelle.

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Les « doses » à estimer lors d’une étude de poste sont : – dans tous les cas, la dose efficace, E ; – la dose équivalente à la peau, Hpeau si l’on présume une exposition des extrémités (mains, doigts) ; – la dose équivalente au cristallin, Hcristallin , devra être estimée pour certaines applications où ce risque d’exposition peut être important (cas de la radiologie interventionnelle par exemple). Rappelons que ces grandeurs sont appelées « grandeurs de protection » et qu’elles ne sont pas directement mesurables.

9.3.2. Caractéristiques de l’installation Avant d’évaluer les doses dues à chaque tâche, il peut être opportun de recueillir les caractéristiques de l’installation utiles pour cette évaluation. Par exemple, la connaissance des débits de doses en différents points représentatifs des positions occupées par les travailleurs (« cartographie de l’installation ») pourra faciliter l’estimation des doses reçues par les travailleurs lors des tâches effectuées en son sein. De même, la connaissance des niveaux de contamination surfacique (Bq.cm−2 ) et atmosphérique (Bq.m−3 ) pourra être évaluée pour les surfaces susceptibles d’être contaminées et les positions occupées pour les travailleurs. Notons que les contaminations surfaciques non fixées, ou labiles, peuvent contribuer à la contamination atmosphérique (utilisation de coefficients de volatilité ou de mise en suspension dans l’air).

9.3.3. Doses associées à chaque tâche L’évaluation de la dose au poste de travail doit correspondre à la somme des doses, qu’elles soient d’origine interne ou externe, associées à chacune des tâches. Néanmoins, dans un premier temps, l’étude peut être faite pour les tâches contribuant a priori à l’essentiel de la dose. Il convient d’être vigilant vis-à-vis des tâches peu irradiantes individuellement mais fréquentes [1]. D’autre part, afin de prendre en compte les pratiques professionnelles dont la fréquence et la nature sont susceptibles de varier dans le temps, une moyenne sur une période représentative peut être effectuée. Enfin, l’évaluation des doses peut être complétée en considérant des situations plausibles s’écartant des conditions normales de travail, par exemple une tâche de durée plus longue que prévu en raison d’une difficulté technique, ou celles relevant de mauvaises pratiques, telles le défaut d’utilisation d’équipements de protection radiologique. Dans les parties suivantes relatives aux doses résultant des expositions externe et interne, nous conseillons au lecteur de lire en détail la partie 1.4 « Évaluation de l’exposition » du chapitre 1 « Radioprotection dans le secteur médical : aspects réglementaires et

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pratiques ». Ne seront mentionnés ci-après que les rappels utiles et les compléments pratiques concernant la mise en œuvre de cette évaluation.

9.3.3.1. Doses résultant de l’exposition externe Le choix d’une méthode d’évaluation des doses résultant de l’exposition externe, mesure ou calcul, dépend : – des caractéristiques des sources à étudier : si certaines doses sont difficilement mesurables, du fait d’une activité du terme source trop faible par exemple, l’utilisation de méthodes par calcul est conseillée ; – du type d’étude : on pourra privilégier les méthodes par calcul lors d’une évaluation prévisionnelle des doses (avant la réalisation concrète par le manipulateur des opérations constituant le poste de travail) ; une validation par la mesure des résultats obtenus sera réalisée dans un deuxième temps. a) Mesure : Les moyens de mesure possibles sont décrits dans la partie 1.4.3.1 « Mesure de l’exposition externe et grandeur opérationnelle » du chapitre 1 « Radioprotection dans le secteur médical : aspects réglementaires et pratiques ». Les instruments de mesure utilisés pour évaluer l’exposition externe doivent être adaptés aux types de rayonnements à étudier (nature, énergie), aux caractéristiques des sources (activité) et de l’exposition (caractéristiques directionnelles de l’exposition, géométrie). Par ailleurs, rappelons que la grandeur opérationnelle mesurée par l’instrument doit être en adéquation avec la grandeur de protection recherchée : – la dose efficace E sera estimée par l’intermédiaire de la grandeur opérationnelle Hp (10), mesurée par des dosimètres personnels portés à la surface du corps (poitrine) ; éventuellement les dosimètres d’ambiance pourront être utilisés pour cette estimation s’ils sont étalonnés par rapport à la grandeur opérationnelle H*(10) (cas d’une « cartographie des débits de dose », cf. ci-après) ; – la dose équivalente à la peau Hpeau sera estimée par l’intermédiaire de la grandeur opérationnelle Hp (0,07), mesurée par des dosimètres personnels portés au niveau des extrémités (exemple des bagues en fluorure de lithium FLi au niveau des doigts) ; – la dose équivalente au cristallin Hcristallin , sera estimée idéalement par l’intermédiaire de la grandeur opérationnelle Hp (3) mesurée par des dosimètres personnels portés par exemple au niveau du visage. Concrètement, l’évaluation des doses par la mesure peut être conçue selon le type de tâche constituant l’opération :

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– Pour les tâches dites « statiques » : on peut mesurer tout d’abord les débits de doses au niveau des points représentatifs des positions occupées par les manipulateurs. Cette « cartographie » de l’espace constituant le poste de travail pourra être réalisée au moyen d’instruments de mesure d’ambiance (débitmètres) correctement étalonnés. Ensuite, les doses pour chaque tâche sont obtenues en multipliant les débits de doses évalués à la position de l’opérateur la plus exposée par la durée. – Pour les tâches dynamiques, la mesure des débits de dose n’est pas adaptée. Il est alors préférable d’estimer les doses par intégration : par exemple, dans une boîte à gants, les mains de l’opérateur réalisent une tâche dynamique. Dans ce cas, les doses sont généralement évaluées au moyen de dosimètres passifs fixés sur un ou plusieurs doigts et portés durant une période représentative. Dans certains cas, la mesure directe des débits de dose d’exposition externe peut être rendue très difficile, voire impossible, en particulier en raison de très courtes durées d’irradiation (un cliché en radiologie par exemple), ou du caractère pulsé de l’installation. Il convient dans ce cas d’effectuer une mesure d’équivalent de dose en mode intégration sur la durée totale de l’irradiation [1]. b) Calcul : Les méthodes de calcul possibles sont décrites dans la partie 1.4.3.2 « Outils de calcul » du chapitre 1 « Radioprotection dans le secteur médical : aspects réglementaires et pratiques ». Rappelons que les données d’exposition externe issues du Guide pratique « Radionucléides et radioprotection » [6] permettent l’évaluation de la dose efficace ou de la dose équivalente à la peau pour un certain nombre de cas concret de manipulation de sources non scellées. Ces méthodes présentent l’avantage de permettre une évaluation aisée des doses pour chaque tâche ou « sous-tâche » constituant l’opération. Ainsi les actions les plus pénalisantes du point de vue des doses reçues peuvent être plus facilement identifiées qu’avec une méthode par mesure où il est parfois nécessaire d’intégrer la dose sur plusieurs tâches dynamiques.

9.3.3.2. Doses résultant de l’exposition interne Pour ce qui concerne l’exposition interne, bien qu’il ne faille pas négliger les contaminations par voie cutanée, l’inhalation constitue la voie la plus probable d’incorporation de radionucléides dans l’organisme. De fait, l’évaluation des niveaux de contamination atmosphérique (en Bq.m−3 ) de chacun des radionucléides identifiés est importante. La contamination surfacique (Bq.cm−2 ) doit être évaluée pour toute surface susceptible d’être contaminée, comme par exemple les surfaces sur lesquelles sont manipulées des sources radioactives non scellées. Cette évaluation se fera principalement par la mesure : – pour l’évaluation de la contamination surfacique, une méthode directe ou indirecte pourra être utilisée selon le contexte ;

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– pour l’évaluation de la contamination atmosphérique, des appareils permettent de prélever l’air sur un système de piégeage : filtre, cartouches à charbon actif dans le cas de l’iode… Afin que l’échantillon prélevé soit représentatif du volume d’air inhalé par un travailleur, une attention particulière doit être portée au débit et à la position de prélèvement, cette dernière devant être au plus près de celle(s) occupée(s) par les opérateurs [1]. Notons cependant que si cette évaluation montre des niveaux chroniques de contamination, la PCR devra s’interroger sur l’origine de celle-ci afin de l’éliminer le plus rapidement possible. Ceci est d’autant plus vrai pour la contamination atmosphérique. Les méthodes par calcul peuvent également être utilisées pour estimer les doses efficaces engagées. Ainsi nous renverrons le lecteur vers la partie 1.4.4 « Estimation des doses résultant de l’exposition interne » (chapitre 1) et rappellerons la relation suivante : E (τ ) = h(g) ×

A×Q×t ×k V ×f

Cette formule permet d’estimer la dose efficace engagée à partir des données obtenues lors de la phase de caractérisation des termes sources pour chaque tâche constituant l’opération. Notons que pour une évaluation des doses en considérant des situations plausibles s’écartant des conditions normales de travail, il est possible de ne pas tenir compte du facteur de sécurité f dans cette relation. Ainsi on considérera que le manipulateur n’a pas eu recours aux dispositifs de protection collective lors de la manipulation ou lors de certaines tâches (hotte ventilée par exemple).

9.4. Exploitation des résultats et retour d’expérience Dans cette partie, nous reprendrons les conclusions issues du guide pratique de l’IRSN sur la réalisation des études de poste [1] : L’évaluation des doses (externe + interne) décrite précédemment permet de bien identifier les risques d’exposition aux rayonnements ionisants. Elle sert de base au classement du personnel, à la mise en œuvre d’actions d’optimisation de la radioprotection et peut contribuer à la délimitation des zones de travail comme nous allons le voir.

9.4.1. Classement du personnel Les données collectées doivent permettre l’estimation des doses que les travailleurs sont susceptibles de recevoir au corps entier (dose efficace) ou sur une partie du corps (dose équivalente), ceci pour une durée d’une année (12 mois consécutifs). Pour chaque travailleur, il convient de considérer les tâches qu’il réalise en moyenne sur une période de référence. Les doses associées à chaque tâche sont pondérées par la fréquence de réalisation de la tâche, puis sommées, et le résultat est extrapolé sur une base annuelle.

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9 – Analyses de postes de travail

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Si cette extrapolation conduit à des valeurs supérieures aux trois dixièmes d’une des limites réglementaires annuelles pour les travailleurs, l’opérateur est classé en catégorie A. Dans le cas contraire, si la dose efficace est plus grande que 1 mSv, ou si l’une des doses équivalentes au cristallin (yeux) et à la peau (en valeur moyenne pour toute surface de 1 cm2 ) est respectivement plus grande que 15 mSv et 50 mSv (article R. 1333-8 du code de la santé publique [8]), le travailleur est classé en catégorie B. Sinon il peut être considéré comme non exposé. Cependant, par rapport aux extrapolations précédentes, il est recommandé d’une part de considérer une marge de sécurité. D’autre part, il faut s’assurer que les personnels non classés ne travaillent que de manière occasionnelle en zone réglementée. Dans le cas contraire, il conviendrait de s’interroger sur la pertinence de la délimitation des zones considérée. En tout état de cause, la définition des catégories du personnel relève in fine de la responsabilité de l’employeur, après avis du médecin du travail.

9.4.2. Délimitation des zones de travail Comme nous l’avons vu dans la partie 9.1.3, la délimitation des zones de travail matérialise le risque radiologique associé à l’installation et à son utilisation. Ainsi, il faudra tenir compte non pas du temps effectif de travail, mais des situations représentatives des conditions de travail les plus pénalisantes : par exemple, les modes opératoires conduisant aux doses les plus élevées, ou les émissions maximales possibles dans l’installation (activités maximales autorisées ou manipulées pour les radionucléides, charges maximales pour les générateurs électriques…). Par ailleurs, contrairement à la classification des travailleurs, le choix de la délimitation des zones de travail dépendra des valeurs de doses obtenues sans port des équipements de protection individuelle (cf. partie 1.2 « Délimitation des zones », chapitre 1). À titre d’exemples, les écrans mobiles, masques respiratoires entrent dans cette catégorie. Le port des équipements de protection collective (équipement de protection attachés à l’installation : murs, écran plombé fixe, ventilation, hotte ventilée…) sera par contre retenu pour conclure sur le zonage. Enfin, les conditions normales les plus pénalisantes devront intégrer les aléas raisonnablement prévisibles inhérents à ces conditions d’utilisation (cf. circulaire DGT/ASN n◦ 01 du 18 janvier 2008 relative à l’arrêté du 15 mai 2006 [5]). Ainsi, les événements radiologiques recensés fréquemment pouvant induire un surplus d’exposition (rupture de confinement, renversement de flacon entraînant une dispersion de substance radioactive et une contamination du travailleur) seront également étudiés. Pour chaque zone de travail étudiée, les doses obtenues devront être extrapolées pour une heure de travail afin de permettre la comparaison avec les valeurs issues de l’arrêté « zonage » du 15 mai 2006 [9] (cf. partie 1.2.2.2 du chapitre 1). L’heure de travail la plus pénalisante du point de vue des doses reçues sera choisie. Attention, le fait d’étudier les doses intégrées sur une heure ne doit en aucun cas dispenser de vérifier les débits de doses maximaux au niveau de l’organisme entier. En effet,

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l’article 7 de l’arrêté « zonage » fait référence à des valeurs de débits de doses à ne pas dépasser pour les zones spécialement réglementées, au sein des zones contrôlées : – débit d’équivalent de dose ne devant pas dépasser 2 mSv/h pour la zone contrôlée jaune ; – débit d’équivalent de dose ne devant pas dépasser 100 mSv/h pour la zone contrôlée orange. Dans un deuxième temps, connaissant le nombre d’opérations de tous types pour chaque zone de travail, il sera possible de vérifier la conformité du zonage par rapport aux niveaux limites d’expositions annuelles. Les contrôles d’ambiance radiologique mise en place permettront également de s’assurer de la cohérence du zonage retenu.

9.4.3. Optimisation de la radioprotection L’étude de poste de travail est un des éléments du processus d’optimisation car elle permet d’identifier les tâches contribuant à l’essentiel des doses reçues ; par suite elle permet donc d’améliorer les protocoles sur la base d’une analyse comparative des différentes solutions possibles, et de mettre en œuvre les protections adaptées [1]. Parmi les actions le plus fréquemment envisagées, on relève : – la réduction de la durée et/ou de la fréquence des tâches : la réalisation d’opérations « dosantes » peut-elle être mieux répartie entre plusieurs opérateurs ? – l’augmentation de la distance à la source de rayonnements : utilisation de pinces à distance… – l’utilisation d’équipements de protection collective et individuelle supplémentaires ou mieux adaptés (ajout de protections biologiques, changement d’équipements de protection collective…) ; – l’optimisation des paramètres des sources radioactives : une activité plus réduite peut-elle suffire pour obtenir des résultats intéressants dans le cadre d’une opération donnée ? – la mise en place de moyens de contrôles adaptés en fonction des résultats obtenus de l’étude de poste : cas du choix du suivi dosimétrique ; – la réflexion autour de la délimitation des zones de travail : zonage de l’ensemble d’un local ou des seuls espaces constituant le poste dans cette zone (paillasse, hotte ventilée…) ? – l’adaptation de la formation au poste de travail : mise en place de répétitions de la gestuelle de certaines tâches sans présence de radioactivité (essais à blanc), conception de travaux-pratiques ; – l’enregistrement de l’étude de poste de travail (article R. 4451-82 du code du travail) : « Un travailleur ne peut être affecté à des travaux l’exposant à des rayonnements ionisants qu’après avoir fait l’objet d’un examen médical par le médecin du travail et

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sous réserve que la fiche médicale d’aptitude établie par ce dernier atteste qu’il ne présente pas de contre-indication médicale à ces travaux. Cette fiche indique la date de l’étude du poste de travail et la date de la dernière mise à jour de la fiche d’entreprise. » La PCR devra transmettre la date à laquelle l’étude de poste a été réalisée au médecin du travail.

9.5. Exemples L’objectif de cette partie est d’appliquer la démarche générale d’étude de poste à des cas spécifiques au secteur médical. Pour faciliter l’acquisition des connaissances, le lecteur pourra répondre aux questions et exercices de calcul qui émaillent chaque étude, et se rapporter aux corrigés présentés dans la partie 9.6. Les exemples présentés ne prétendent pas être exhaustifs. Nous avons privilégié une approche synthétique en mettant l’accent sur la caractérisation des termes sources, l’évaluation des doses et l’interprétation qui en est faite en termes de délimitation des zones, classement des travailleurs et actions d’optimisation. Notons que les valeurs de doses et de débits de doses présentées sont données à titre indicatif et ne sont pas forcément représentatives de l’ensemble des activités dans les domaines similaires. Nous attirons donc l’attention du lecteur sur le fait que ces exemples n’ont pas pour finalité de se substituer aux analyses réalisées par la PCR. Seule cette dernière aura la connaissance nécessaire des postes de travail propre à son domaine d’activité, la plupart du temps après avoir récolté les informations auprès de ses collaborateurs : description précise des tâches réalisées, environnement de travail, organisation du travail…

9.5.1. Scanographie Cet exemple concerne le poste de travail d’un manipulateur en électroradiologie médicale au pupitre d’un scanner où sont réalisées des procédures pulmonaires et abdominopelviennes, comme illustré sur la figure 9.1. Il est inspiré de la fiche INRS relative à la scanographie [10].

9.5.1.1. Caractérisation du poste de travail a) Terme source : Le tableau 9.1 présente les données relatives à la caractérisation du terme source pour des procédures d’examen pulmonaire et abdomino-pelvien avec un scanner multicoupes. b) Tâche à réaliser : Durant les acquisitions, le manipulateur est situé au poste de commande dans un local adjacent à la salle d’examen. Ce local est protégé par une paroi plombée (2 mm de Pb) dans laquelle est pratiquée une ouverture en verre plombée.

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Figure 9.1. Exemple de poste de travail en scanographie : salle de commande (Centre Hospitalier Bretagne-Atlantique). Tableau 9.1. Données relatives au terme source en équivalents de dose H*(10) mesurées à 1 mètre du diffuseur et au poste de commande.

pulmonaire

120

200

100

135

H*(10) (µSv) au poste de commande 0,02

abdominopelvienne

120

420

210

285

0,04

Procédures

HT (kV)

I (mA)

Charge (mAs)

H*(10) (µSv) à 1 m du diffuseur

On considère que le manipulateur est situé à 4 mètres du centre du scanner et qu’il est toujours présent au pupitre lors des acquisitions. Il est censé travailler 1650 heures par an pendant lesquelles il réalise 2000 examens pulmonaires et 4600 examens abdomino-pelviens en sachant que ces derniers nécessitent 2 acquisitions, une avant et une après injection de produit de contraste.

9.5.1.2. Évaluation des doses a) Méthodologie Les valeurs de dose efficace sont estimées par la mesure des grandeurs H*(10) par exemple au moyen d’une chambre d’ionisation de grand volume ou d’un débitmètre (cf. chapitre 7,

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9 – Analyses de postes de travail

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partie 7.2.1) et d’un fantôme patient en polyméthacrylate de méthyle (PMMA) de 32 cm de diamètre. Deux localisations ont été retenues pour les mesures dans le rayonnement diffusé (la conception des scanners fait que l’exposition du corps entier au rayonnement primaire n’est pas possible) : – à 1 mètre du diffuseur afin d’estimer le zonage du local, le point de référence étant positionné à 45◦ , c’est-à-dire dans l’axe le plus pénalisant en termes de dose, – au poste de travail, afin d’évaluer le classement du manipulateur. b) Résultats Les résultats tableau 9.1.

d’équivalent

de

dose

ambiant

H*(10)

sont

précisés

dans

le

9.5.1.3. Interprétation des résultats a) Délimitation des zones La dose susceptible d’être reçue pendant « l’heure la plus pénalisante » correspond à 4 examens abdominaux-pelviens (285 μSv), soit 8 acquisitions. La dose efficace à 1 mètre du patient, estimée par l’équivalent de dose H*(10) est donc de l’ordre de 2280 μSv pour une heure (285 × 8 acquisitions). ♦ Q1 : En utilisant la loi de l’inverse du carré de la distance, calculez les distances limites pour les zones contrôlées jaune et orange ? ♦ Q2 : Au vu de ces résultats, quel zonage préconiseriez-vous pour la salle d’examen ? Concernant la salle de commande : La dose efficace susceptible d’être reçue sur « l’heure la plus pénalisante » est de 0,32 μSv (8 × 0,04 μSv). Si l’on considère 1 mois de travail (160 heures de travail) pendant lequel ne seraient réalisés que des examens abdomino-pelviens (hypothèse très pénalisante), nous obtenons une dose efficace mensuelle de l’ordre de 51 μSv (160 × 0,32 μSv). Cette valeur est inférieure à 80 μSv en 1 mois, limite de dose efficace pour la zone non réglementée. Cependant pour des raisons pratiques, la salle de commande sera proposée comme zone surveillée. b) Classement des travailleurs ♦ Q3 : Calculez la dose efficace annuelle reçue par le manipulateur. ♦ Q4 : Quel classement et quel type de suivi dosimétrique préconiseriez-vous pour le manipulateur ? c) Actions d’optimisation L’optimisation de l’examen vis-à-vis de l’exposition du patient peut également contribuer à l’optimisation du travailleur.

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En guise de bonne pratique de travail, il faut veiller à ce que les portes soient systématiquement fermées pendant l’acquisition.

9.5.2. Radiologie interventionnelle Cet exemple concerne le poste de travail d’un radiologue pratiquant des procédures de radiologie interventionnelle au niveau du pelvis. Il est inspiré du guide IRSN relatif aux études de postes de travail (fiche B) [1] et de l’annexe à la fiche INRS relative à la radiologie interventionnelle [11].

9.5.2.1. Caractérisation du poste de travail a) Terme source Le tableau 9.2 présente les données relatives à la caractérisation du terme source pour la procédure de radiologie interventionnelle au niveau du pelvis. Tableau 9.2. Données relatives au terme source pour une procédure d’embolisation au niveau du pelvis en radiologie interventionnelle.

Mode d’acquisition scopie graphie

HT (kV) 70 65

I (mA) 75 450

Image/s 15 3

Temps d’exposition (s) 2400 120

b) Tâches à réaliser Chaque procédure comprend 40 minutes de scopie et 2 minutes de graphie. Pendant la procédure, le radiologue est porteur d’un tablier plombé équivalent à 0,5 mm de plomb et dispose de lunettes plombées lui assurant une protection de 85 % (cf. rapport IRSN : recommandations sur les bonnes pratiques en matière de radioprotection des travailleurs dans la perspective de l’abaissement de la limite réglementaire de dose équivalente pour le cristallin [12]). Il a également à sa disposition des EPC de type bas-volet et suspension plafonnière permettant une protection de l’ordre de 75 %. Le radiologue réalise 150 procédures par an durant lesquelles il est situé en moyenne à 50 cm du patient, aussi bien en phase de scopie qu’en phase de graphie.

9.5.2.2. Évaluation des doses a) Méthodologie Les différentes estimations de doses réalisées sont les suivantes : – évaluation de la dose efficace : utilisation d’une chambre d’ionisation de grand volume ou d’un débitmètre étalonnés en H*(10) situé à 50 cm du patient (diffuseur) et à 45◦ (axe le plus pénalisant en termes de dose) ;

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9 – Analyses de postes de travail

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– évaluation des doses équivalentes au cristallin : utilisation de dosimètres passifs étalonnés idéalement en Hp (3) placés au niveau de la tempe ou du front en l’absence d’EPI (lunettes plombées, visières) ou derrière l’EPI si ce dernier est utilisé : compte tenu de la relative nouveauté de ces équipements, les données de la littérature relatives aux dosimètres étalonnés en Hp (3) sont rares. Nous ne présenterons donc pas de valeurs de dosimétrie au cristallin dans la suite de cette étude ; – évaluation des doses équivalentes aux extrémités : utilisation de dosimètres passifs étalonnés en Hp (0,07) portés sur les doigts de l’opérateur. b) Résultats Les résultats des différents équivalents de doses pour le corps entier et les extrémités sont précisés dans le tableau 9.3. Tableau 9.3. Équivalents de doses mesurés pour une procédure de radiologie interventionnelle au niveau du pelvis.

Mode d’acquisition scopie graphie

H*(10) (mSv) à 50 cm du patient et 45◦ sans protection 1,46 1,28

H*(10) (mSv) à 50 cm du patient et 45◦ avec protection (tablier plombé) 0,011 0,015

Hp (0,07) (mSv) 0,9 /

9.5.2.3. Interprétation des résultats a) Délimitation des zones La dose efficace à 50 cm du patient, sans EPI, estimée par l’équivalent de dose H*(10), est de l’ordre de 2740 μSv pour une procédure en additionnant les modes scopie et graphie. Cette valeur correspond à la dose efficace reçue sur « l’heure la plus pénalisante ». ♦ Q5 : En utilisant la loi de l’inverse du carré de la distance, calculez les distances limites pour les zones contrôlées jaune et orange. ♦ Q6 : Au vu de ces résultats, quel zonage préconiseriez-vous pour la salle de radiologie interventionnelle ? b) Classement des travailleurs En première approximation, nous considérerons que les données en H*(10) sont représentatives des doses équivalentes au cristallin. ♦ Q7 : Calculez la dose efficace et la dose équivalente aux extrémités reçues annuellement par le radiologue.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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♦ Q8 : Si l’on suppose que les protections de type suspension plafonnière et lunettes plombées atténuent respectivement l’exposition de 75 % et 85 % [13], complétez le tableau 9.4 en calculant les valeurs de doses équivalentes au cristallin pour un examen et pour l’année entière en utilisant toutes les configurations possibles (sans protection, en utilisant l’une ou l’autre des protections et les deux conjointement). ♦ Q9 : Commentez ces résultats vis-à-vis des limites annuelles présentes et futures concernant l’exposition du cristallin. Que remarque-t-on si seul un EPC de type suspension plafonnière est utilisé ? ♦ Q10 : Quel classement préconiseriez-vous pour le radiologue ? c) Actions d’optimisation En complément du port des EPI et de l’utilisation correcte des EPC (orientation et hauteur de la suspension plafonnière), nous rappelons que les actions d’optimisation des doses reçues par le patient sont également favorables pour la radioprotection des personnels. Tableau 9.4. Estimation des doses équivalentes au cristallin pour les différentes configurations avec et sans protection(s).

Hcristallin (mSv) pour une procédure estimation annuelle sans utilisation EPC (suspension plafonnière) ni EPI (lunettes plombées) utilisation suspension plafonnière seule port lunettes plombées seules utilisation suspension plafonnière + port lunettes plombées

9.5.3. Curiethérapie bas débit Cet exemple, inspiré d’une étude réalisée par le SPRA et l’INRS [14], concerne le poste de travail du médecin radiothérapeute pratiquant les implantations de grains d’iode-125 en curiethérapie de prostate. Cette personne est a priori la plus exposée parmi l’ensemble des intervenants. Précisons que la technique utilisée pour le positionnement des grains est l’échographie.

9.5.3.1. Caractérisation du poste de travail a) Terme source Le tableau 9.5 présente les données relatives à la caractérisation du terme source pour les applications de curiethérapie de prostate à l’iode-125.

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9 – Analyses de postes de travail

455

Tableau 9.5. Données relatives au terme source – curiethérapie de prostate à l’iode-125.

Radionucléide

Émissions principales

iode-125

X, γ

Énergie et intensité d’émission 27 keV, 114 % 31 keV, 26 % 36 keV, 7 %

Période (jours)

Activité par source (grain)

Activité par application

59,9

15 MBq

1050 MBq

b) Tâche à réaliser Le radiothérapeute charge le pistolet avec les cartouches contenant les grains d’iode-125, puis insère ces grains dans la prostate via des aiguilles vectrices. Chaque application comporte en moyenne 70 grains, et dure environ une heure. On considère que le radiothérapeute est à 50 cm de la source pour le corps entier et le cristallin et à 20 cm pour les extrémités. Notons que 200 applications sont réalisées sur une année, et que deux radiothérapeutes exercent dans le service. La phase d’implantation est illustrée par la figure 9.2.

Figure 9.2. Implantation des aiguilles vectrices en curiethérapie de prostate (SPRA).

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9.5.3.2. Évaluation des doses a) Méthodologie Les différentes évaluations de doses sont les suivantes : – mesures d’ambiance (cartographie) : effectuées en différents points du local au moyen d’un débitmètre étalonné en H*(10) (cf. chapitre 7, partie 7.2.1) afin de procéder au zonage ; – évaluation de la dose efficace : utilisation d’une chambre d’ionisation de grand volume ou d’un débitmètre étalonnés en H*(10) placé au niveau de l’opérateur, ainsi que port d’un dosimètre opérationnel étalonné en Hp (10) et porté à hauteur de la poitrine ; – évaluation des doses équivalentes au cristallin : utilisation de dosimètres passifs étalonnés idéalement en Hp (3) (ou par défaut en Hp (0,07)) placés par exemple au niveau du front ; – évaluation des doses équivalentes aux extrémités : utilisation de dosimètres passifs étalonnés en Hp (0,07) portés sur les doigts de l’opérateur. b) Résultats Les résultats de l’évaluation des débits de doses et des mesures d’ambiance sont présentés dans le tableau 9.6. Notons que pour les mesures du débit d’équivalent de dose en fin d’intervention, le patient est chargé avec la totalité des grains d’iode-125. Ces valeurs sont donc pénalisantes par rapport à l’équivalent de dose intégré sur 1 heure d’application. Tableau 9.6. Résultats de l’évaluation dosimétrique (dH*(10)/dt et mesures d’ambiance).

Débits d’équivalent de dose mesurés en fin d’intervention dH*(10)/dt à 50 dH*(10)/dt au cm du périnée contact du (position de périnée l’opérateur) 170 μSv.h−1 4 μSv.h−1

Mesures d’ambiance (cartographie de l’installation) H*(10) intégré sur 1 heure à 30 cm de la source

H*(10) intégré sur 1 heure à 50 cm de la source

5,5 μSv

2 μSv

En complément à ces mesures, les dosimètres personnels portés par l’opérateur pendant 6 applications, ont fourni les renseignements suivants : – la dose relevée par le dosimètre opérationnel n’a pas dépassé le seuil de détection de 1 μSv, – les doses équivalentes aux extrémités sont restées inférieures au seuil de détection de 100 μSv, soit inférieures à 17 μSv par application, – il en est de même pour les doses équivalentes à la peau mesurées au niveau du front des opérateurs et censées représenter l’exposition du cristallin Hcristallin .

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9 – Analyses de postes de travail

457

9.5.3.3. Interprétation des résultats a) Délimitation des zones ♦ Q11 : À quelles distances limites de la source seraient situées la zone surveillée (ZS) et la zone contrôlée verte ? On considérera une base de 40 heures de travail mensuel. ♦ Q12 : Quelle délimitation proposeriez-vous en conséquence ? b) Classement des travailleurs En se basant sur les données de débits d’équivalents de dose, si un seul radiothérapeute effectuait les 200 applications annuelles, la dose efficace serait de 800 μSv par an. En réalité, 2 radiothérapeutes se répartissent les interventions à raison d’un ratio deuxtiers/un-tiers, soit : – environ 530 μSv par an pour le premier, – environ 270 μSv par an pour le second. Ces résultats sont difficilement comparables avec celui issu du dosimètre opérationnel porté par l’opérateur (< 1 μSv pour 6 applications) et extrapolé sur une année. En effet, en ramenant cette valeur à 200 applications annuelles effectuées par un seul radiothérapeute (hypothèse pénalisante), on obtient une dose efficace de l’ordre de 33 μSv seulement (1 μSv × 200 / 6). Concernant les doses équivalentes à la peau et au cristallin, on peut considérer que les données dosimétriques (inférieures à 17 μSv par application) sont fortement inférieures au seuil de détection des dosimètres lorsqu’elles sont comparées avec le résultat de dosimétrie opérationnelle. Les résultats de cette étude de poste sont donc rassurants vis-à-vis de l’exposition des opérateurs. Ils devront cependant être confrontés avec les résultats du suivi dosimétrique de chaque radiothérapeute. ♦ Q13 : Quel classement préconiseriez-vous pour les deux radiothérapeutes (en dehors de toute autre activité sous rayonnements ionisants) ? c) Actions d’optimisation La technique étudiée ici utilisant les ultrasons pour le repérage, elle est moins irradiante que les techniques plus répandues utilisant la radioscopie.

9.5.4. Médecine nucléaire – technétium-99m Cet exemple inspiré du guide IRSN sur les études de postes de travail [1] concerne le poste de travail d’un manipulateur pratiquant des injections pour les scintigraphies osseuses ainsi que des examens de ventilation pulmonaire.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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9.5.4.1. Caractérisation du poste de travail a) Terme source Le tableau 9.7 présente les données relatives à la caractérisation du terme source pour les applications de médecine nucléaire considérées dans cette étude. Tableau 9.7. Données relatives au terme source – médecine nucléaire –technétium-99m.

Radionucléide

Émissions principales et énergie

Période (heures)

Type d’application

Activité administrée (MBq)

scintigraphie osseuse technétium99m

γ , 140 keV

Constante de débit d’équivalent de dose (μSv h−1 .m2 . GBq−1 )* 21,7

700

scintigraphie par ventilation 200 pulmonaire Équivalent de dose Dose efficace engagée par Hp (0,07) reçu aux mains unité d’incorporation par MBq manipulés (Sv.Bq−1 ) 0,1 1,2.10−11 6

* constante de débit d’équivalent de dose ambiant, dH*(10)/dt, pour des énergies de photons supérieures à 20 keV. On considèrera aussi une source ponctuelle et on négligera l’atténuation dans l’air.

b) Tâches à réaliser Les examens sont répartis de la façon suivante : – le matin, le manipulateur réalise 12 injections pour scintigraphie osseuse, – chaque après-midi, il consacre 3 heures pour des examens de scintigraphie par ventilation pulmonaire (5 jours par semaine). On considèrera 47 semaines de travail annuelles. Suite à ses activités, le manipulateur est soumis à un risque d’exposition externe (corps entier et extrémités) et d’exposition interne. On considérera que l’exposition interne est due uniquement aux examens de ventilation pulmonaire.

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9 – Analyses de postes de travail

459

La phase d’injection est constituée de 2 tâches : – l’administration proprement dite du radionucléide au patient : on retient comme hypothèse une durée de 30 secondes à 40 cm du patient, le manipulateur utilisera par ailleurs un protège-seringue de 3 mm de plomb, – une phase de soins et/ou d’accompagnement du patient, pendant 2 minutes à une distance de 50 cm de ce dernier. En ce qui concerne les examens de ventilation pulmonaire, on admet que le manipulateur est présent dans la salle d’examen où une contamination atmosphérique moyenne est relevée. Par contre, on ne considérera pas d’exposition externe pour le manipulateur.

9.5.4.2. Évaluation des doses a) Méthodologie Les différentes évaluations de doses sont les suivantes : – évaluation de la dose efficace : utilisation d’une chambre d’ionisation de grand volume ou d’un débitmètre étalonnés en H*(10) (cf. chapitre 7, partie 7.2.1) ou par calcul au moyen de la constante de débit d’équivalent de dose (en μSv.h−1 .m2 . GBq−1 ) ; – évaluation des doses équivalentes aux extrémités : par calcul à partir d’une constante de débit d’équivalent de dose dHp(0,07)/dt, ainsi que validation par la mesure au moyen de dosimètres passifs étalonnés en Hp (0,07) portés sur les doigts de l’opérateur ; – contamination atmosphérique : utilisation de préleveurs. b) Résultats Les résultats d’équivalents de dose, de débits d’équivalents de doses et de contamination atmosphérique sont présentés dans le tableau 9.8.

9.5.4.3. Interprétation des résultats a) Délimitation des zones Nous allons procéder aux calculs uniquement pour le zonage de la salle d’injection. Voici les hypothèses retenues : – il y a 12 injections le matin, soit 4 injections (patients) par heure, – au vu des résultats du tableau 9.8, il apparaît que la phase d’accompagnement et de soin est beaucoup plus « dosante » que la phase d’administration au patient en terme de dose efficace (utilisation du protège-seringue) ; nous assimilerons donc la phase d’injection à une présence de 2,5 minutes à 50 cm du patient sans protection (ce qui est pénalisant par rapport à la description précédente de cette phase : 30 secondes d‘administration + 2 minutes de soins).

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

460

Tableau 9.8. Résultats des estimations de doses, débits de dose (injection en scintigraphie osseuse) et contamination atmosphérique (ventilation pulmonaire).

Examen de ventilation pulmonaire

Injection en scintigraphie osseuse Administration Débit d’équivalent de dose dHp(10)/dt* (μSv.h−1 ) à 40 cm 5

Équivalent de dose Hp(0,07)* (μSv) au contact du protège-seringue 100

Accompagnement/ soins Débit d’équivalent de dose dHp(10)/dt* (μSv.h−1 ) à 50 cm 63

Contamination atmosphérique moyenne (Bq.m−3 ) 1400

* On considérera une activité de 1000 MBq.

La dose efficace en 1 heure à 1 mètre du patient peut être calculée de la façon suivante : 

E = 63 μSv.h

−1



700(MBq) 2, 5   h × × × 60 1000(MBq)



50 100

2

  × 4 injections.h−1 = 1, 84 μSv

Nota : nous n’avons calculé que la dose efficace mais nous considérerons qu’il existe une exposition des extrémités, comme le montre le tableau 9.8. ♦ Q14 : À quelle distance limite de la source serait située la zone contrôlée verte ? On considérera qu’il n’y a pas d’autres types d’injections dans cette salle. ♦ Q15 : Quel(s) dosimètre(s) préconiseriez-vous pour le suivi du manipulateur ? ♦ Q16 : Pourquoi a-t-on tenu compte du protège-seringue pour l’étude du zonage de la salle d’injection ? b) Classement des travailleurs Nous souhaitons faire apparaître dans le tableau 9.9 les doses efficaces et équivalentes annuelles pour les différents types d’exposition du manipulateur. ♦ Q17 : Complétez le tableau 9.9 pour les différents types d’expositions annuelles (colonne de droite). ♦ Q18 : Quel classement préconiseriez-vous pour cet opérateur ? c) Actions d’optimisation Parmi les nombreuses actions possibles qui nécessitent une réflexion globale, nous insisterons sur l’absolu nécessité d’utiliser un protège-seringue adapté à l’énergie des rayonnements.

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9 – Analyses de postes de travail

461

Tableau 9.9. Estimation des doses efficaces et équivalentes annuelles pour les différents types d’exposition du manipulateur.

Type d’exposition et grandeur de protection estimée

Estimation annuelle à compléter

Tâche

Exposition externe corps entier

Administration au patient

Dose efficace E

Accompagnement/soins

Exposition externe Extrémités

Administration au patient

Dose équivalente Hpeau Exposition interne (inhalation) Dose efficace engagée E(τ ) Dose efficace E Dose équivalente Hpeau

Présence durant l’examen de ventilation pulmonaire Total

9.5.5. Médecine nucléaire – fluor-18 Cet exemple est inspiré de la fiche INRS sur la médecine nucléaire relative au diagnostic in vivo TEP-TDM au fluor-18 [15]. Il concerne le poste de travail d’un manipulateur pratiquant des examens de tomographie par émission de positons (TEP) sur un appareil équipé également d’un scanner.

9.5.5.1. Caractérisation du poste de travail a) Terme source Le tableau 9.10 présente les données relatives à la caractérisation du terme source dû au fluor-18. Tableau 9.10. Données relatives au terme source – médecine nucléaire – fluor-18.

Émissions principales et énergie photons d’annihilation, 511 keV β+, 634 keV

Période (heure)

Type d’application

1,83

TEP (exploration corps entier)

Activité administrée (MBq)

Constante de débit d’équivalent de dose (μSv h−1 .m2 .GBq−1 )*

250

165,5

* constante de débit d’équivalent de dose ambiant, dH*(10)/dt, pour des énergies de photons supérieures à 20 keV. On considèrera aussi une source ponctuelle et on négligera l’atténuation dans l’air.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

b) Tâches à réaliser L’examen a lieu environ 1 heure après l’injection au patient de 250 MBq de fluor-18. Le manipulateur met en place le patient en vue de réaliser l’examen. Cette phase de positionnement est estimée à environ 1 minute 30 par patient, le manipulateur étant supposé être en moyenne à 50 cm de celui-ci. Pour la suite de l’examen composée de 2 phases, une acquisition scanner d’environ une minute suivie de l’acquisition TEP proprement dite de l’ordre de 25 minutes, le manipulateur est positionné dans la salle de commande protégée par un mur et une vitre plombée. Le manipulateur réalise 2 examens par heure pendant 6 heures par jour, 5 jours par semaine. On considèrera 47 semaines de travail annuelles. Suite à ses activités, le manipulateur n’est soumis qu’à un risque d’exposition externe.

9.5.5.2. Évaluation des doses a) Méthodologie L’évaluation de la dose efficace se fera au moyen de l’utilisation d’une chambre d’ionisation de grand volume ou d’un débitmètre étalonnés en H*(10) (cf. chapitre 7, partie 7.2.1) ou par calcul au moyen de la constante de débit d’équivalent de dose (en μSv.h−1 .m2 .GBq−1 ). b) Résultats Au moment de l’examen, le débit d’équivalent de dose dH*(10)/dt à 1 mètre du patient est de l’ordre de 20 μSv.h−1 . L’acquisition scanographique délivre un équivalent de dose de l’ordre de 100 μSv à 1 mètre du patient. Par ailleurs, les mesures réalisées dans la salle de commande montrent que le débit d’équivalent de dose est toujours inférieur à 5 μSv en une heure.

9.5.5.3. Interprétation des résultats a) Délimitation des zones ♦ Q19 : D’après les données précédentes, quel zonage proposeriez-vous pour la salle d’examen ? b) Classement des travailleurs ♦ Q20 : Calculez la dose efficace annuelle du manipulateur. Quel classement préconiseriez-vous pour ce dernier ? c) Actions d’optimisation ♦ Q21 : Quelle action d’optimisation pourrait-on envisager ?

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9 – Analyses de postes de travail

463

9.6. Réponses aux questions ♦ Q1 : Appliquons la loi en 1/d2 . Soit : – d1 = 1 m, distance de mesure de l’équivalent de dose H*(10), – d2 , la distance recherchée, ◦

– D 1

=

2280

μSv, équivalent de dose horaire H*(10) à 1 m (heure la plus

pénalisante), ◦

– D 2

=

25

μSv, « seuil bas » de la zone contrôlée jaune (dose efficace intégrée

sur 1 heure), puis 2000 μSv, « seuil bas » de la zone contrôlée orange. On obtient pour la zone contrôlée jaune :  d2 = 1 × 2280/25 = 9,55 m La zone contrôlée jaune serait donc située à environ 10 mètres du patient. On obtient pour la zone contrôlée orange :  d2 = 1 × 2280/2000 = 1,06 m La zone contrôlée orange serait donc située à environ 1,10 mètre du patient. ♦ Q2 : Proposition d’une zone contrôlée orange circulaire avec un rayon de 1,10 mètre par rapport au centre du diffuseur. Pour des raisons pratiques, nous conseillons de délimiter la zone contrôlée jaune par les parois de la salle d’examen. Notons que ces zones peuvent être intermittentes dans la mesure où l’exposition n’est pas continue. Il faut préciser également que les débits d’équivalent de dose au niveau du corps entier doivent être inférieurs à 2 mSv.h−1 pour la zone contrôlée jaune et à 100 mSv.h−1 pour la zone contrôlée orange. ♦ Q3 : Étant donné que le manipulateur travaille uniquement dans la salle de commande derrière la protection radiologique et en considérant sur une année, 2000 examens pulmonaires et 4600 examens abdomino-pelviens (avec pour ces derniers, 2 acquisitions par examen), la dose efficace annuelle est de l’ordre de 400 μSv (2000 × 0,02 + (2 × 4600) × 0,04). ♦ Q4 : Nous proposons un classement en catégorie B et un suivi par dosimétrie passive car le manipulateur travaille dans la salle de commande classée en zone surveillée. Le dosimètre

“Chapitre9” — 2016/9/29 — 14:40 — page 464 — #34

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

464

opérationnel n’est pas obligatoire si le travailleur n’est pas amené à intervenir en zone contrôlée. ♦ Q5 : Appliquons la loi en 1/d2 . Soit : – d1 = 50 cm, distance de mesure de l’équivalent de dose H*(10), – d2 , la distance recherchée, ◦

– D 1

=

2740

μSv, équivalent de dose horaire H*(10) à 1 m (heure la plus

pénalisante), ◦

– D 2

=

25

μSv, « seuil bas » de la zone contrôlée jaune (dose efficace intégrée

sur 1 heure), puis 2000 μSv, « seuil bas » de la zone contrôlée orange. On obtient pour la zone contrôlée jaune :  d2 = 50 × 2740/25 = 523 cm La zone contrôlée jaune serait donc située à environ 5,20 mètres du patient. On obtient pour la zone contrôlée orange :  d2 = 50 × 2740/2000 = 58,5 cm La zone contrôlée orange serait donc située à environ 58 cm du patient. ♦ Q6 : Proposition d’une zone contrôlée orange circulaire centrée sur le diffuseur avec un diamètre de 1,16 mètre. Pour des raisons pratiques, nous conseillons de délimiter la zone contrôlée jaune par les parois de la salle d’examen. Il faut préciser également que les débits d’équivalent de dose au niveau du corps entier doivent être inférieurs à 2 mSv.h−1 pour la zone contrôlée jaune et à 100 mSv.h−1 pour la zone contrôlée orange. Notons enfin que ces zones peuvent être intermittentes dans la mesure où l’exposition n’est pas continue. Si aucun acte radiologique n’est en cours de réalisation dans la salle de radiologie mais que le générateur à rayons X est toujours alimenté, elle est classée en zone surveillée. Si le générateur à rayons X n’est plus alimenté, elle peut être classée en zone non réglementée. ♦ Q7 : En multipliant la dose efficace par procédure par le nombre de procédures annuelles, nous obtenons : E = (0,011 + 0,015) × 150 = 3,9 mSv

“Chapitre9” — 2016/9/29 — 14:40 — page 465 — #35

9 – Analyses de postes de travail

465

En multipliant la dose équivalente à la peau par procédure par le nombre de procédures annuelles, nous obtenons : Hpeau = 0,9 × 150 = 135 mSv ♦ Q8 : Tableau 9.11. Estimation des doses équivalentes au cristallin pour les différentes configurations avec et sans protection(s) – Corrigé.

Hcristallin (mSv) sans utilisation EPC (suspension plafonnière) ni EPI (lunettes plombées) utilisation suspension plafonnière seule port lunettes plombées seules utilisation suspension plafonnière + port lunettes plombées

pour une procédure

estimation annuelle

2,74

411

0,69

102,8

0,41

61,7

0,10

15,4

♦ Q9 : On remarque que l’utilisation d’un équipement de protection de type suspension plafonnière ou lunettes plombées permet de respecter la limite annuelle Hcristallin de 150 mSv pour les travailleurs exposés. La protection apportée par les lunettes plombées est particulièrement intéressante dans cet exemple. Notons toutefois qu’il s’agit de lunettes dont le verre plombé est d’une surface suffisante pour couvrir largement les yeux et qui comportent des protections latérales plombées (il faudra donc privilégier ce type de lunettes dans les applications de radiologie interventionnelle [12]). Par contre, seule l’utilisation conjointe d’une suspension plafonnière et des lunettes plombées permet de respecter la limite préconisée par la directive Euratom 2013-59 (20 mSv sur 12 mois). Notons enfin que ces valeurs devront être validées par des mesures réalisées par dosimétrie au niveau du cristallin. ♦ Q10 : Au vu des seuls résultats de dose efficace et dose équivalente à la peau, le pragmatisme exige un classement en catégorie A en raison de la valeur Hpeau très proche de la valeur relative à la catégorie B (150 mSv). Ce choix est conforté par le résultat de dose équivalente au cristallin (15,4 mSv) comparativement à la nouvelle limite réglementaire (cf. réponse à la question Q9).

“Chapitre9” — 2016/9/29 — 14:40 — page 466 — #36

´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

466

♦ Q11 : En considérant 40 heures de travail mensuel, le « seuil bas » de la zone surveillée (dose efficace intégrée sur 1 heure) est de 2 μSv en 1 heure. On remarque que cette valeur correspond au débit d’équivalent H*(10) intégré sur 1 heure à 50 cm de la source. La limite de la zone surveillée est donc située à cette distance. Concernant l’évaluation de la limite de la zone contrôlée verte, appliquons la loi en 1/d2 . Soit : – d1 = 30 cm, distance de mesure de l’équivalent de dose H*(10) ; notons qu’il est tout à fait possible d’effectuer le calcul à partir de la distance 50 cm, le résultat obtenu étant similaire (en cas de différence, c’est la distance donnant le résultat le plus pénalisant – ici, la distance obtenue la plus faible – qui serait choisie), – d2 , la distance recherchée, ◦

– D 1

◦

– D 2

=

5, 5 μSv, équivalent de dose horaire H*(10) à 30 cm,

=

7, 5

μSv, « seuil bas » de la zone contrôlée verte (dose efficace intégrée

sur 1 heure). On obtient :

d2 = 30 ×

 5, 5/7, 5 = 25,7 cm

La zone contrôlée verte serait donc située à environ 25 cm du patient. ♦ Q12 : La limite de la zone surveillée correspond à une sphère de 50 cm de rayon centrée sur le terme source. Il est néanmoins recommandé de l’étendre aux parois du local compte tenu de la possible dispersion des grains d’iode-125. Quant à la zone contrôlée verte, elle peut être représentée par une sphère de 25 cm de rayon qui se confond avec le patient. ♦ Q13 : Sur la base de cette activité et au regard de la réglementation, un classement en catégorie B des 2 radiothérapeutes serait justifié. ♦ Q14 : Appliquons la loi en 1/d2 . Soit : – d1 = 1 mètre, distance de référence, – d2 , la distance recherchée, ◦

– D 1

◦

– D 2

=

1, 84

μSv, estimation de la dose efficace en 1 heure à 50 cm du patient,

=

7, 5

μSv, « seuil bas » de la zone contrôlée verte (dose efficace intégrée

sur 1 heure).

“Chapitre9” — 2016/9/29 — 14:40 — page 467 — #37

9 – Analyses de postes de travail

467

On obtient : d2 = 1 ×



1, 84/7, 5 = 0, 495 m

La zone contrôlée verte serait donc située à environ 50 cm du patient. ♦ Q15 : Il est proposé un suivi dosimétrique passif (corps entier + extrémités) et opérationnel, car le corps de l’opérateur peut être placé à la limite de la zone contrôlée (40 à 50 cm de la source). ♦ Q16 : Le protège-seringue est considéré comme un équipement de protection collective car il est placé au plus près de la source, et de fait, pourra protéger l’ensemble des travailleurs potentiellement présents. On devra donc en tenir compte pour l’estimation du zonage (ce qui n’est pas le cas pour les éventuels équipements de protection individuelle). ♦ Q17 : cf. Tableau 9.12, page suivante. ♦ Q18 : Nous proposons un classement en catégorie A pour ce manipulateur, tout particulièrement en raison de la dose équivalente aux extrémités Hpeau (laquelle est supérieure à 150 mSv, valeur correspondant à la catégorie B). ♦ Q19 : En considérant que la présence du patient dans la salle est de 30 minutes par examen et que 2 examens sont réalisés en une heure, la dose efficace sur « l’heure » la plus pénalisante peut être estimée de la façon suivante : E = 20 μSv + 100 μSv × 2 = 220 μSv à 1 m du patient Appliquons maintenant la loi en 1/d2 . Soit : – d1 = 1 m, distance de référence, – d2 , la distance recherchée, ◦

– D 1

◦

– D 2

=

220

μSv, estimation de la dose efficace en 1 heure à 1 mètre du patient,

=

25

μSv, « seuil bas » de la zone contrôlée jaune, puis 2000 μSv, « seuil

bas » de la zone contrôlée orange (doses efficaces intégrées sur 1 heure). On obtient pour la zone contrôlée jaune :  d2 = 1 × 220/25 ≈ 3 m

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

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Tableau 9.12. Estimation des doses efficaces et équivalentes annuelles pour les différents types d’exposition du manipulateur. Corrigé.

Type d’exposition et grandeur de protection estimée

Exposition externe corps entier Dose efficace E

Administration au patient

Accompagnement/ soins Exposition externe extrémités

Dose efficace engagée E(τ ) Dose efficace E Dose équivalente Hpeau



5 μSv.h

 −1

∼ 82 μSv   700 −1 ) × 0,5 60 h × 1000 × 12 (jour

×5 (jour.semaine −1 ) × 47 (semaine.an−1 ) ∼ 4150 μSv   2 700 × 60 h × 1000 63 μSv.h × 12 (jour −1 ) −1 ×5 (jour.semaine ) × 47 (semaine.an−1 ) 

 −1

197400 μSv soit ∼ 200 mSv Administration au patient

Dose équivalente Hpeau Exposition interne (inhalation)

Estimation annuelle

Tâche

Présence durant l’examen de ventilation pulmonaire

700 100 (μSv) × 1000 × 12 (jour−1 ) × 5 (j.semaine−1 ) × 47 (semaine.an−1 )

1,42.10−5 Sv soit ∼ 14 μSv 1400 (Bq.m−3 ) × 1,2.10−11 (Sv.Bq−1 ) × 1,2 (m3 .h−1 ) × 3 (h) × 5 (jours) × 47 (semaines) 4246 μSv soit 4,3 mSv

TOTAL 200 mSv

La zone contrôlée jaune serait donc située à environ 3 mètres du patient mais elle sera étendue à l’ensemble du local. On obtient pour la zone contrôlée orange : d2 = 1 ×

 220/2000 ≈ 34 cm

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9 – Analyses de postes de travail

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La zone contrôlée orange serait donc une sphère de 34 cm de rayon qui se confond quasiment avec le patient. Il faut préciser également que les débits d’équivalent de dose au niveau du corps entier doivent être inférieurs à 2 mSv.h−1 pour la zone contrôlée jaune et à 100 mSv.h−1 pour la zone contrôlée orange. ♦ Q20 : En considérant 52 minutes de présence de l’opérateur dans la salle de commande pour une heure [(1 minute scanner + 25 minutes TEP) × 2 patients], l’exposition annuelle au poste de commande est de : E = 5 μSv.h−1 ×

52 × 6 × 5 × 47 = 6110 μSv = 6,1 mSv 60

Exposition à 50 cm du patient : E = 20 μSv.h−1 ×



100 50

2 ×

3 × 6 × 5 × 47 = 5640 μSv = 5,7 mSv 60

Au total, E = 11,8 mSv par an. Nous proposons donc un classement en catégorie A. ♦ Q21 : La dose efficace calculée étant proche de 12 mSv par an, la charge de travail gagnerait à être mieux répartie sur l’ensemble des manipulateurs du service.

Bibliographie [1] Rapport PRP-HOM/DiR n◦ 2015-00009, « Guide pratique pour la réalisation des études dosimétriques de poste de travail » (version 4) – IRSN, 2015. [2] Institut National de Recherche et de Sécurité, site web : http ://www.inrs.fr/. [3] Code du travail – Partie réglementaire – Quatrième partie : santé et sécurité au travail – Livre I : dispositions générales – Titre V : dispositions particulières à certaines catégories de travailleurs, et Livre IV : prévention de certains risques d’exposition – Titre V : prévention des risques d’exposition aux rayonnements - chapitre Ier : prévention des risques d’exposition aux rayonnements ionisants. [4] Arrêté du 17 juillet 2013 relatif à la carte de suivi médical et au suivi dosimétrique des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants. [5] Circulaire DGT/ASN n◦ 01 du 18 janvier 2008 relative à l’arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont apposées.

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´ Radioprotection pratique dans le secteur Medical

[6] Radionucléides et radioprotection, Delacroix D., Guerre J.-P., Leblanc P., EDP Sciences, 2e édition, 2006. [7] Arrêté du 1er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants. [8] Code de la santé publique – Partie réglementaire – Première partie : protection générale de la santé et environnement – Livre III : protection de la santé et environnement – Titre III : prévention des risques sanitaires liés à l’environnement de travail – chapitre III : rayonnements ionisants. [9] Arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont imposées. [10] Fiche INRS - Radioprotection : secteur médical – FR4 - Scanographie, 2011. [11] Fiche INRS - Radioprotection : secteur médical – FR7 - radiologie interventionnelle Erratum : annexe FR 7, 2013. [12] Rapport IRSN : recommandations sur les bonnes pratiques en matière de radioprotection des travailleurs dans la perspective de l’abaissement de la limite réglementaire de dose équivalente pour le cristallin - PRP-HOM/2013-00010. [13] C. Koukorava, E. Carinou, L. Struelens, Study of the parameters affecting operator doses in interventional radiology using Monte Carlo simulations, Radiation Measurements (Impact Factor : 1.14). 11/2011. [14] G. Gagna, C. Gauron, J-C. Amabile, P. Laroche, Exposition radiologique de l’équipe opératoire au cours de curiethérapies de prostate par implants permanents d’iode125, Radioprotection, Vol. 46, n◦ 2 (2011). [15] Fiche INRS - Radioprotection : secteur médical – FR6 – médecine nucléaire – Diagnostic in vivo – TEP-TDM ou TEP au fluor-18 et autres émetteurs de positons, 2012.