RADIOPROTECTION ETUDIANTS EN MEDECINE

RADIOPROTECTION ETUDIANTS EN MEDECINE

SUPPOSE CONNU * BASES PHYSIQUES DES RAYONNEMENTS * NOTION DE RADIOBIOLOGIE

RADIOPROTECTION SA FINALITE

La Radioprotection Cours D1 Université Bordeaux 2 Michelle Dabadie michelle.dabadie@u-bordeaux2.fr Université Bordeaux 2

La Radioprotection La radioprotection est la discipline qui coordonne les recherches, les travaux et les techniques concernant les moyens de prévenir et, éventuellement de réparer les effets néfastes des rayonnements ionisants.

Radioprotection définition Ensemble des mesures prises pour protéger les travailleurs la population les écosystèmes des dangers des rayonnements ionisants... tout en permettant leur utilisation. Compétence des radiobiologistes, radiotoxicologues, médecins qualifiés, radiopathologistes, hygiénistes

RADIOPROTECTION I. II. III. IV. V. VI. Grandeurs et unités utilisées en Radioprotection Exposition humaine Principes de Radioprotection Organisation de la Radioprotection Les irradiations médicales diagnostiques et thérapeutiques Radioprotection en Médecine et Odontologie 1-Radioprotection des patients 2-Radioprotection des praticiens

RADIOPROTECTION LES UNITES DE MESURE DES DOSES L APPRECIATION DU DANGER

FORMATION A LA RADIOPROTECTION DES PATIENTS Bernard AUBERT Unité d expertise en radioprotection médicale DRPH/SER Marseille les 17 & 18 novembre 20

elations entre les différentes grandeurs Grandeurs physiques Calculées en multipliant par un coefficient de conversion Fluence, φ Kerma, K Dose absorbée, D Calculées en utilisant les wr et wt, et les fantômes anthropomorphes Grandeurs opérationnelles Grandeurs de protection Équi. dose ambiant, H*(d) Équi. dose dir., H (d,ω) Équi. dose ind., Hp(d) Dose absor. organe, DR,T Dose équi. organe, HT Dose efficace, E Comparées par mesures et calculs (en utilisant les wr et wt, et les fantômes anthropomorphes)

Grandeur physique Elle décrit des phénomènes physiques et correspond à ce qui peut être directement mesuré. Que peut-on mesurer? Type de particules ou nature du rayonnement Intensité de l émission Énergie des particules Orientation Pour des faisceaux de : Photons (RX ou gamma) Bêta ou électrons Neutrons Fluence de particules, φ = dn/da (m-2) Kerma, K = detr/dm (J.kg-1 ou Gy) Dose absorbée, D = de/dm (J.kg-1 ou Gy)

Grandeur de protection Est calculée en utilisant les wr et wt, et les fantômes anthropomorphes en considérant l orientation de l individu. Dose absorbée moyenne à l organe, T, due au rayonnement R : DR,T (Gy) Dose équivalente à l organe : HT (Sv) HT = wr.dr,t R wr = 1 pour les X, γ et β. Dose efficace : E (Sv) E = wt.ht T Organe WT Gonades Moelle osseuse (rouge) - Colon Poumons - Estomac - Vessie Seins - Foie Œsophage - Thyroïde Peau, surface des os Autres tissus ou organes 0,20 0,12 0,12 0,05 0,05 0,01 0,05

DOSE ABSORBÉE en un point. Le gray (Gy) hν dea + + ++ + + + + + + dm Dabs = de/dm (J/kg, Gy, gray)

Nocivité des radiations

Dose Équivalente (H). Le sievert (Sv) Effet biologique = f(dose, qualité ryt,...) «nocivité relative des rayonnements» H = D x WR γ, électrons WR = 20 particules α, noyaux lourds de WR = 1 X, recul WR = 3 à 10 neutrons = f(énergie)

WT : facteurs pondération tissulaire 0,05Thyroïde 0,12Poumon 0,05Seins 0,05Oesophage 0,12Estomac 0,05Foie 0,12Côlon 0,05Vessie 0,20Gonades 0,01Peau 0,12Moelle osseuse rouge 0,01Surfaces osseuses 0,05Reste de l organisme

La Dose Efficace (E). E = Σ T WT.HT WT : facteur de pondération tissulaire toutes les modalités d exposition tous les rayonnements ionisants exposition externe ou interne expositions globales ou partielles Dose Virtuelle NON mesurable ATTENTION : s exprime également en Sievert

Imagerie IRM

Fantôme Adulte Hermaphrodite

La dose équivalente - H La dose efficace - E Aucune de deux quantités n est mesurable. E est compliquée à calculer. E a été introduite pour assimiler le risque relatif d induire un cancer à partir d une dose à un organe (ex du radon pour les poumons) à la dose corps entier qui donnerait le même risque (d induire un cancer)

Ex : scan cérébral : Dose = 30 mgy Organes irradiés? Encéphale : W? T Yeux (cristallin) effets déterministes

WT : facteurs pondération tissulaire 0,05Thyroïde 0,12Poumon 0,05Seins 0,05Oesophage 0,12Estomac 0,05Foie 0,12Côlon 0,05Vessie 0,20Gonades 0,01Peau 0,12Moelle osseuse rouge 0,01Surfaces osseuses 0,05Reste de l organisme

Exemple : scan cérébral Deff (msv) = Dabs (mgy) x WT 30 x 0,05 = 1,5 msv WR = 1

Ex : Scan Abdominal, Dose = 20 mgy Organes irradiés? Estomac : W? T Foie : WT? Colon : WT? Moelle osseuse : WT? Autres organes : WT?

WT : facteurs pondération tissulaire 0,05Thyroïde 0,12Poumon 0,05Seins 0,05Oesophage 0,12Estomac 0,05Foie 0,06 0,12Côlon 0,05Vessie 0,20Gonades 0,01Peau 0,05 0,12Moelle osseuse rouge 0,01Surfaces osseuses 0,05Reste de l organisme

Ex : Scan Abdominal, Dose = 20 mgy Deff (msv) = 20 mgy x (0,12 + 0,05 + 0,06 + 0,05 +0,05) = 6,6 msv

RESUME DEUX GRANDES UNITES EN RADIOPROTECTION

LE GRAY NTAGE sure l énergie déposée dans un tissu suite a une irradiation. NVENIENT tient pas compte de la nature des rayonnements, de la sensibil rganes. Utilité limitée en radioprotection. MP D APPLICATION urtout irradiation localisée * dose reçue à la peau du patient en radiologie * dose délivrée à une tumeur en radiothérapie * dose reçue par la main d un chirurgien interventionniste * ect...

LE SIEVERT (efficace) TAGE pté à l appréciation du danger (travailleurs, patients). t compte de la nature des rayonnements et de la radiosensibilit ganes. met de comparer le danger de procédures radiologiques différen ogie, médecine, nucléaire). met de comparer l irradiation naturelle (environnement) et iation artificielle (acte radiologique). NVENIENT ossible à mesurer avec des détecteurs écié uniquement par calcul grâce à l utilisation de logiciels ada fantômes. P D APPLICATION * Radioprotection des travailleurs (dose inférieure à 20 msv). * Réglementation. * Environnement.

RADIODIAGNOSTIC msv - 20 - scanner thorax lavement baryté urographie transit gastrointestinal rachis lombaire 2 clichés abdomen - 10 - scanner abdomen pelvis rachis dorsal 2 clichés -5Irradiation naturelle annuelle -1- - 0,5 crâne 2 clichés thorax 2 clichés - 0,1 - d'après Hänscheid et al. Kursus der Nuklearmedizin, http://www.uni MEDECINE NUCLEAIRE cœur 201 Tl tumeurs18 FDG cerveau 99m Tc HMPAO foie 99m Tc HIDA cœur 99m Tc MIBI squelette 99m Tc phosphonate reins 99m Tc MAG3 poumons99m Tc microsphères thyroïde99m Tc pertechnetate reins 99m T c DMSA reins 123 I hippuran test de Schilling 57 Co vit. B12 clairance 51 Cr EDTA -wuerzburg.de/kursus/grundlagen.htm

LA DOSE EFFICACE ATTENTION! Cette notion concerne l adulte seulement. Or la radiosensibilité de l enfant est incontestablement supérieure à celle de l adulte. Son espérance de vie est plus grande. L irradiation d un enfant nécessite donc réflexion et justification de l acte.

RADIOPROTECTION LES APPAREILS DE MESURE DES DOSES

PRINCIPAUX DETECTEURS DE R.I. Films (photo)radio-sensibles Détecteurs thermo-luminescents Détecteurs à gaz, type chambres d ionisation ou Geiger-Müller Détecteurs à cristal, type NaI + PM Détecteurs à semi-conducteurs imagerie numérique dosimétrie opérationnelle

DOSIMETRE PASSIF - Le film - Le dosimètre thermoluminescen REPONSE DIFFEREE

LE FILM 0,2 msv < D < 5 Sv LECTURE MENSUELLE? SENSIBLE CHALEUR FIABLE SENSIBLE HUMIDITÉ BON MARCHÉ INSENSIBLE AUX BETAS

LES DOSIMETRES THERMOLUMINESCENTS 0,20 mgy 100 Gy 20 kev < E < 10 MeV

OSL, luminescence stimulée optiquement

Dosimètre thermoluminescent (TLD) Luminescence stimulée optiquement (OSL) Le plus utilisé: LiF Bague dosimètre Rayonnements détectés: Rayonnements détectés: β, RX, Rγ β E > 20 kev RX, Rγ E > 5 kev E > 150 kev

DOSIMETRE ACTIF - à gaz - à scintillation - à semiconducteurs REPONSE IMMEDIATE

LES DETECTEURS A GAZ DOSIMETRE ACTIF CHAMBRE D IONISATION COMPTEUR GEIGER 110 mgy/h 5 Gy/h kev < E < 6 MeV

LES DOSIMETRES A SEMI-CONDUCTEURS SEMI-CONDUCTEURS + MEMOIRE MORTE (EEPROM) + SYSTEME DE LECTURE TÉLÉ-TRANSMISSION DOSIMETRIE OPERATIONNELLE

Exemple : DOSICARD Hp (10) GAMMA > 50 kev LECTEUR RESEAU HISTORIQUE ALARMES

Dosimétrie opérationnelle dosimétrie individuelle

DOSES JOURNALIERES RECUES PAR DEUX MANIPULATRICES DE MEDECINE NUCLEAIRE

RELEVE DE DOSIMETRIE OPERATIONNELLE EN INTERVENTIONNEL (CARDIOLOGIE) HISTORIQUE

EN RADIOPROTECTION LES MESURES MANQUENT DE PRECISION MAIS EN GENERAL ELLES SURESTIMENT LE DANGER

RADIOPROTECTION COMMENT REDUIRE LES DOSES LES MOYENS A METTRE EN OEUVRE

PRINCIPES DE LA PROTECTION CONTRE LES RAYONNEMENTS IONISANTS PROTECTION CONTRE L'IRRADIATION EXTERNE TEMPS DISTANCE ECRANS

PROTECTION PROTECTION PAR PAR LE LE TEMPS TEMPS LE LE TEMPS TEMPS D'EXPOSITION D'EXPOSITION NOTION DE DEBIT DE DOSE DOSE PAR UNITE DE TEMPS SOURCE EN FONCTIONNEMENT DEBIT DE DOSE CONSTANT D = Débit X temps TEMPS COURT DOSE PLUS FAIBLE LA DOSE EST PROPORTIONNELLE AU TEMPS

PROTECTION PROTECTION PAR PAR LE LE TEMPS TEMPS SOURCE DEBIT : 10 mgy/h INTERVENTION 1 heure D = 10 mgy INTERVENTION 6 minutes D = 1 mgy Limiter les temps d'intervention Préparer les interventions Optimiser les constantes

PROTECTION PROTECTIONPAR PARLA LADISTANCE DISTANCE POUR LES RAYONNEMENTS DIRECTEMENT IONISANTS ( α, β ) PARCOURS FINI DANS L'AIR DISTANCE SUPERIEURE AU PARCOURS POUR LES RAYONNEMENTS INDIRECTEMENT IONISANTS ( X,γ, n ) PEU D'ATTENUATION DANS L'AIR 10 6 4

Une même surface voit un angle (solide) plus petit en s'éloignant Distance Un même angle (solide) est vu par une surface plus grande en s'éloignant

D1 D2 x1 x2 D1. x1² = D2. x2² "Loi en 1/d²" Si x1 = 1 m D2 = D1.x1² x2² = D1 x2² Dn= D1 xn²

EXERCICE EXERCICE Une source a un débit de dose de 0,2 Sv/h à 4 m Débit de dose à 8 m? D1= 0,2 Sv/h D2 X2= 8 m X1= 4 m D1. x1² = D2. X2² 0,2 Sv/h. 4² = D2. 8² Xad o D2 = ublé D1. 4 (2²) D2 = 0,2 Sv/h. 4² 8² D2 = 0,05 Sv/h = 5.10-2 Sv/h

EXERCICE EXERCICE Une source a un débit de dose de 0,1 Sv/h à 10 m Débit de dose à 100 m? D1= 0,1 Sv/h D2 X2= 100 m X1= 10 m D1. x1² = D2. X2² D2 = X2 = x D2 = 1. 10 D1. 1 00 ( 1 0²) D2 = D1. X 1 ² x2² 0,1 Sv/h. 100 10 000 D2 = 10-3 Sv/h

EXERCICE EXERCICE Une source a un débit de dose de 10-3 Sv/h à 2 m A quelle distance 2,5 µsv/h? D1= 10-3 Sv/h D2 = 2,5 µsv/h X2=? X1= 2 m D1. x1² = D2. X2² X2 ² = X2 ² = 10-3. 2² 2,5 10-6 D1. x1² D2 = 1600 x2 = 1600 = 40 m

PROTECTION PROTECTION PAR PAR LES LES ECRANS ECRANS POUR LES RAYONNEMENTS DIRECTEMENT IONISANTS ( α, β ) PARCOURS FINI DANS L'AIR ECRAN D'EPAISSEUR SUPERIEURE AU PARCOURS ECRAN EN MATERIAU LEGER (PLEXIGLASS, ALUMINIUM ) POUR β Protection totale (sauf X de freinage)

POUR LES RAYONNEMENTS INDIRECTEMENT IONISANTS ( X,γ, ) PARCOURS INFINI ATTENUATION DANS LA MATIERE FLU X γ OU X ATTENUATION rayonnement (énergie) écran (densité) épaisseur d'écran

UNE MEME EPAISSEUR ATTENUE TOUJOURS LA MEME PROPORTION DE RAYONNEMENT µ = proportion de rayonnement atténué par une unité d'épaisseur (cm-1, mm-1) µ = coefficient d'attenuation NOTION D'EPAISSEUR MOITIE ou couche de demi atténuation (CDA ou X1/2) FLUX = N0 FLUX = N0 /2 Epaisseur = 1 CDA

Epaisseurs moitiés (en cm) Een MeV Eau Tissu béton humain d=2,3 Verre Béton d = 2,7 d = 3,4 d=1 d=1 0,1 4,1 4,2 0,5 7,2 7,2 3,5 3 1 10 10 4,8 1,5 12 12 2 14 14 2,5 16 1,5 Fer Plomb d = 7,9 d = 10,8 0,26 0,12 2,3 1,1 0,45 4 3,4 1,5 0,94 6 5 4,2 1,8 1,25 6,8 6 4,8 2,1 1,4 7,6 6,5 5,2 2,3 1,5

EPAISSEURS MOITIES POUR LES GEBNERATEURS ELECTRIQUES DE RAYONS X kv X1/2 Pb X1/2 béton 50 0,07 mm 3,8 mm 100 0,26 mm 16,5 mm 150 0,30 mm 21,6 mm 300 1,48 mm 30,5 mm

N N/2 2 N/4 N/2 1 CDA N 1 CDA N/16 4 CDA 1 CDA N/4 2 N/8 2 N/8 N/16 1 CDA

FACTEURS Facteur D'ATTENUATION EN FONCTION d atténuation DU NOMBRE DE CDA Nombre de CDA 1 2 3 4... 8 16 1000 = 20 = 21 a = 2n = 22 = 23 = 24 = 210 0 1 1,58 2... 3 4 10... n I= I0 2n

DETERMINATION DE L EPAISSEUR D ECRAN PAR UNE ABAQUE Coeff réduction 10 000 PLOMB 100 kv 200 kv 1000 300 kv 500 100 10 1 50 100 150 mm

EXERCICE EXERCICE Source de RX 100 µgy/h à3m CDA plomb (RX 150 kv) : 1,3 mm Pb. 1) D à 3 m derrière 13 mm de plomb? 2) Epaisseur de plomb à 3m pour obtenir 25 µgy/h? 100 µgy/h? 100 µgy/h = 50 µgy/h 2 3m 1,3 mm = 1 CDA

EXERCICE EXERCICE Source de RX 100 µgy/h à3m CDA plomb (RX 150 kv) : 1,3 mm Pb. 1) D à 3 m derrière 1,3 mm de plomb? 2) Epaisseur de plomb à 3m pour obtenir 25 µgy/h? 25 µgy/h 100 µgy/h 3m? Coeff réduction = 100 = 4 = 22 25 2 CDA = 2,6 mm Pb

EXERCICE EXERCICE Source de RX. à 1 m : D = 2,5 mgy/h On veut obtenir 2,5 µgy/h Déterminer par l abaque donnée en exemple l épaisseur de plomb nécessaire (RX 300 kv) Coefficient de réduction : 1000 Coeff réduction 10 000 PLOMB 100 kv 200 kv 1000 300 kv 100 10 10 mm 1 3 5 10 mm

RADIOPROTECTION * RADIOACTIVITE NATURELLE * RADIOACTIVITE ARTIFICIELLE ELEMENTS DE REFERENCE

I - Les différentes expositions Exposition externe A distance de la source Globale: corps entier Partielle: un ou plusieurs organes ou tissus Au contact de la source: Contamination externe Exposition interne : Incorporation de radionucléides Contamination interne

Exposition naturelle et artificielle 1,1 msv 2,4 msv

Exposition naturelle externe Rayonnements cosmiques (0,39 msv) galaxies, soleil = f(latitude, altitude) x2 / 1500 m mer = 0,5 msv/an 12 000 m = 40 msv/an Vol AR Paris-New York = 50 µsv

Personnel navigant* Altitude de vol 32 000 à 40 000 pieds Moy 2,6 à 6,5 µsv/h Compagnie Tchèque CSA 1,7 à 2,1 msv/an Dose intérieure avion = - 10% / extérieure * LARD 2005, F. Spurny DD-IPN, Prague

Exposition naturelle externe Rayonnements telluriques (0,46 msv) écorce terrestre : 238U, 232Th France = f(nature sols) moy = 0,6 msv (0,14-1,7) Minas Gerais (Brésil) = 10 msv/an Zônes côtières du Kérala en Inde = 17 msv/an (1-35 msv/an)

Contrôle Radiologique des Eaux en France* Eau : traceur radioactivité naturelle U dans roches Hercynienne Rn se dissout légèrement dans l eau 210Pb & 210Po dans l eau Limite légale Française : 0,1 msv/an Deff engagée due à l eau de consommation 2l/jour soit 730 l/an/personne * LARD 2005, JL Descossas, CEMRAD, Limoges (Limousin)

Exposition naturelle interne Emoy = 1,3 msv/an/habitant 61 Bq/m3 222 Rn

Radon domestique Circulaire Radon pour les lieux publics 400 Bq/m3 > 1000 Bq/m3 : action La CE recommande de ne pas dépasser une concentration de 400 Bq/m3 dans les habitations.

Exposition naturelle interne Corps humain radionucléides naturels dans la chaîne alimentaire 4 500 Bq de potassium 40 3 700 Bq de carbone 14 13 Bq de radium 226 0,3 msv

Exposition naturelle et artificielle 1,1 msv 2,4 msv

Exposition artificielle

Quelques repères eau de pluie 0,5 Bq/L eau de mer 15 Bq/L lait 40 Bq/L pomme de terre 150 Bq/L terre 900 Bq/L corps humain potassium 40 carbone 14 4500 Bq 3700 Bq

Quelques repères Vol Paris-New York 0,05 msv Séjour 15j montagne 0,1 msv Rn Ile de France 1 msv/an IN = 2,4 msv Paris Irr Nat Clermont-Ferrand 5 msv/an Rn Bretagne (max) 10 msv/an Mission 15j en orbite 15 msv Irr. aigue/signes cliniques 1000 msv Irr. aigue/mort rapide 10 000 msv

Tchernobyl (réf IRSN)

Tchernobyl (réf IRSN)

conséquences de l accident de Tchernobyl 17 novembre 2005 Dr A.Flüry-Herard (CEA)

Les conséquences de Tchernobyl 600 travailleurs requis d urgence Source : UNSCEAR 2000 (doses les plus élevées, >1 Gy), 134 syndrome aigu d irradiation 30 décès avant 1987 11 décès enregistrés entre 1987 et 1998 : 3 maladies coronariennes, 2 pathologies pulmonaire non cancéreuses, 2 cirrhoses hépatiques, 1 embolie graisseuse et 3 pathologies hématologiques (dont 1 leucémie) 3 décès en 1999-2001 600 000 liquidateurs (dose moyenne 0,1 à 0,2 Sv en 1986) Analyse difficile : nombre de registres, hétérogénéité de surveillance Pas d'excès de cancer (leucémie?, cancers de la thyroïde?) Forum Tchernobyl 2005 : 2200 pourraient décéder des suites d une radio-exposition Chez les liquidateurs : Pas d augmentation observable des cancers (incidence ou mortalité), en relation avec l irradiation Nombreux effets sur la santé non spécifiques : augmentation du taux de suicides et décès par mort violente

Les conséquences sur la population doses à la thyroïde population évacuée ( ~135 000 personnes) dose moyenne de 0,47 Gy chez l adulte et de 2 Gy chez l enfant de moins de 1 an population des territoires fortement contaminés ( 6 millions de personnes) dose moyenne à la thyroïde de 0,1 Gy chez l adulte pouvant dépasser 1 Gy chez l enfant Source : UNSCEAR 2000 (doses >1 Gy à la thyroïde chez plus de 15 000 enfants) 1800 cancers de la thyroïde survenus entre 1990 et 1998 chez les enfants de moins de 18 ans lors de l accident Forum Tchernobyl 2005 : 4000 cancers de la thyroïde survenus chez les enfants de moins de 18 ans lors de l accident (Taux de survie à 10 ans 99%) dose due à l ensemble des radionucléides 12 msv en moyenne Hors thyroïde chez l enfant, pas de pathologie imputable directement à l irradiation Nombreux effets sur la santé non spécifiques, en rapport avec la situation accidentelle

Synthèse de presse : mardi 5 septembre 2005 Tchernobyl L AFP se fait l écho des conclusions d un rapport de l ONU, publié hier après-midi, sur le bilan de l accident de Tchernobyl qui «devrait faire au total quelque 4 000 morts, soit nettement moins que ne le craignaient les experts jusqu à aujourd hui». Michael Repacholi de l OMS (Organisation mondiale de la santé) indique que «les effets en termes de santé publique n ont pas été aussi graves qu on avait pu le craindre initialement. Jusqu à la mi 2005, nous avons établi 59 décès directement attribués à des radiations, dont 2 lors de l explosion et 28 en 1986». «Les dommages environnementaux sont également nettement inférieurs aux prévisions», indiquent les experts. Le rapport doit être présenté aujourd hui et demain lors d une conférence internationale au siège de l AIEA (Agence internationale de l énergie atomique) à Vienne avec des experts du nucléaire, de la santé et du développement de huit agences spécialisées de l ONU, notamment de l AIEA, du Programme des nations unies pour le développement (PNUD) et de l organisation mondiale de la santé (OMS).(AFP, France Soir, France Culture)

TCHERNOBYL : L AMPLEUR REELLE DE L ACCIDENT - il y aurait au total, pour les 60 ans à venir, environ 4000 décès parmi : les membres des équipes d intervention (200.000 pers. entre 1986 et 1987), les personnes évacuées (116.000 pers.) et les habitants des zones les plus contaminées (270.000 pers.). - ce chiffre de 4000 décès estimés correspond à : moins de 50 décès dans les équipes d intervention (Syndrome d Irradiation Aigüe) neuf d un cancer de la thyroïde un calcul de 3940 décès par cancer radio-induit par leucémie ou par maladie cardio-vasculaire (parmi les 600.000 personnes des trois groupes les plus exposés)

Tchernobyl : doses en France Source : IPSN 2001 Valeurs max sur 60 ans (dont 1/3 reçue en 1986) les doses max à la thyroïde sont ~15-20 msv ( âge 5 ans) reçues en mai-juillet 1986

Les doses à la thyroïde en Europe Source : UNSCEAR 1988 Dose à la thyroïde des très jeunes enfants jusqu à 1 an

RADIOPROTECTION LES PRINCIPAUX ORGANISMES IMPLIQUES EN RADIOPROTECTION

ORGANISATION DE LA RADIOPROTECTION 1895 : Découverte des RX par W Roentgen 1896 : premières utilisations médicales 1896 : Constatation d effets indésirables (brûlures) 1902: cancer cutané radioinduit

ORGANISATION DE LA RADIOPROTECTION 1900 : Radiologie, American Roentgen Ray Society Besoin de réglementer l utilisation des rayonnements ionisants 1928 : création de l ICRP et de l ICRU en lien avec le Congrès International de Radiologie

ORGANISATION DE LA RADIOPROTECTION Niveaux impliqués dans la gestion du risque radiologique Organismes internationaux Union européenne Droit français

ORGANISMES INTERNATIONAUX La CIPR (Commission Radiologique) Internationale de Élaboration des principes de protection Émet des recommandations : CIPR 26 (1977) Nouveau système de protection: CIPR 60 (1990) : * Optimisation * Réévaluation du détriment * Modification des limites de doses Mise en application en cours (depuis mai 2001) Recommandations 2006-2007: contrainte de dose Protection

CIPR : Composition 1 commission principale 5 comités : * aspects biologiques * limites secondaires * aspects médicaux * application * environnement

CIPR : les trois principes JUSTIFICATION DES PRATIQUES OPTIMISATION DES PRATIQUES (ALARA) LIMITATION DES DOSES INDIVIDUELLES (l exposition médicale diagnostique et thérapeutique est exclue) PRINCIPE DE PRECAUTION

CIPR : les limites Les effets stochastiques sont maintenus à un niveau acceptable en fixant des limites de dose efficace: travailleurs, 20 msv par an; Public, 1 msv par an. Exemple: 50 msv/a x 40 a x 0,048 Sv-1 =9,6% de risque de décès par cancer. INACCEPTABLE L optimisation rend l exposition tolérable.

DU DROIT EUROPÉEN AU DROIT NATIONAL EURATOM (ou CEEA) (Communauté Européenne de l Énergie Atomique) Créé en 1957 par le Traité de Rome But : créer des conditions nécessaires au développement des industries nucléaires. Mission : établir les conditions de sécurité protégeant la santé de la population et des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants. Directives du Conseil de l Union Européenne * Normes * Surveillance et leur application

DOMAINE MÉDICAL Réglementation actuelle Recommandations de la CIPR 60 Directive n 96/29 Euratom du 13 mai 1996 * Normes de base de radioprotection de la population et des travailleurs exposés Directive n 97/43 Euratom du 30 juin 1997 * Exposition des personnes aux rayonnements ionisants lors d actes médicaux> Directive n 90/641 Euratom du 4 décembre 1990 * Protection opérationnelle des travailleurs extérieurs, en zone contrôlée - dosimétrie opérationnelle.

ORGANISATION RÈGLEMENTAIRE EN FRANCE Directives dispositions législatives et réglementaires - Principes généraux de radioprotection - Protection de la population des travailleurs exposés de l environnement - Réorganisation des pouvoirs publics en charge de la radioprotection

Directives européennes 96-29 & 97-43 Normes de base et protection du patient Ordonnance du 28 mars 2001 Code de la santé publique Protection du public Principes généraux de radioprotection Décret n 2002-460 du 4 avril 2002 (Code SP R.1333-1 à R.133354) Code du travail Protection des travailleurs Décret n 2003-296 du 31 mars 2003 (Code du travail R.271-73 à R.273-116) Protection des patients Décret n 2003-270 du 24 mars 2003 (Code SP R.1333-55 à R.133374)

ASN L Autorité de sûreté nucléaire (ASN), Autorité administrative indépendante créée par la loi relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite «loi TSN») du 13 juin 2006, est chargée de contrôler les activités nucléaires civiles en France Autorise et IRSN Décret du 22 février 2002 créant l Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire Tutelle conjointe des ministres de : la défense, l environnement, l industrie, La recherche, La santé Surveille

Le contrôle de la radioprotection vu par l ASN Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) Autorité administrative indépendante assurant le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection Un collège de commissaires de 5 membres nommés par décret; un directeur général et trois directeurs généraux adjoints Six directions, dont : Direction des activités industrielles et du transport Direction des installations de recherche et des déchets Direction de l environnement et des situations d urgence Direction des rayonnement ionisants et de la santé Onze divisions territoriales, indépendantes des DRIRE

La carte des divisions territoriales de l ASN

Radiologie interventionnelle Spécialité en imagerie la plus irradiante Caractéristiques : Bénéfice attendu très supérieur au risque Possibilité de risque déterministe Opérateur exposé + ++ Formation Radioprotection Patient

Radiologie interventionnelle risques pour le patient Risque déterministe Radiodermite Alopécie Cataracte Effets stochastiques Toujours d actualité Durée de vie du patient Niveau de dose possible : 100 à 500 Gy.cm 2 Formation Radioprotection Patient Une coronarographie, 2 angioplasties en 3 jours, Dose estimée 15 Gy

Femme enceinte, Radiopédiatrie, Radiologie vasculaire et interventionnelle Formation Radioprotection Patient

Femme en âge de procréer ou femme enceinte Rappels : risques en rapport avec l irradiation pendant la grossesse Effets malformatifs : tératogénèse Effets déterministes Effets carcinogènes Effets stochastiques Formation Radioprotection Patient

Doses délivrées à l utérus en fonction des examens Formation Radioprotection Patient

Conduite à tenir chez la femme susceptible d être enceinte Pour toute exploration allant du diaphragme au pelvis Recherche d une grossesse éventuelle Co-responsabilité du prescripteur et du radiologue Recommandation obsolète des explorations «10 jours après les règles» Information à donner de façon systématique à la patiente Formation Radioprotection Patient

Conduite à tenir chez la femme enceinte Examen non urgent : à différer État pathologique de la femme nécessitant un examen irradiant Concertation entre prescripteur et radiologue Information et accord de la mère (et du père?) Mention du risque spontané d anomalies (3%) Optimisation maximale sur le plan technique Formation Radioprotection Patient Estimation de la dose délivrée +++

Conduite à tenir en cas de grossesse méconnue Exploration en dehors de l abdomen et du pelvis Dose à l utérus < 1 msv Information des parents Précision de l ordre de grandeur par rapport à l irradiation naturelle Indication de la proportion des risques spontanés Formation Radioprotection Patient

Radioprotection et radiopédiatrie Enfant plus sensible aux radiations Organisme en croissance Proportion de cellules jeunes plus importante Potentiel génétique non encore exprimé Espérance de vie longue Risque : cancérogénèse +++ Formation Radioprotection Patient

Radiopédiatrie radiologie conventionnelle Respect des indications Guide de bonne pratique Échanges avec le clinicien Vigilance : Radiographies systématiques Réanimation, pratiques sportives Incidences controlatérales comparatives Contrôles «de principe» Méthodes de substitution (écho, IRM) Connaissance des Niveaux de Référence Diagnostiques Formation Radioprotection Patient

NRD chez l enfant pour les incidences courantes Formation Radioprotection Patient