TRPM COURS TD Examens

• SEMESTRE 1
• SEMESTRE 2
  • Nucléaire
  • Biophysique
• SEMESTRE 3
  • Radioprotection
  • Imagerie 2
  • Dosimètre
  • Anatomie Dentaire
  • Traitement d'image

S1 TRPM

• informatique: Language C

  • serie 1
  • serie 2

• Rayonnement

  • serie 1
  • serie 2

S2 TRPM

• informatique: Modelesation

  • serie 1
  • serie 2

• Nuclaire

  • serie 1
  • serie 2

INSTRUMENTATION NUCLÉAIRES

Introduction

Un rayonnement peut être défini comme l'émission ou la propagation d'un ensemble de radiations avec transport d'énergie et émission de corpuscules, Il existe plusieurs types de rayonnements :

• les électrons, les protons, les alphas, les pions, les muons les neutrinos

• les noyaux lourds et fragments de fissions

• les neutrons et les photons.

Les principales caractéristiques des rayonnement

• Son origine : moléculaire, atomique ou nucléaire.

• Sa nature : photons, particule élémentaire ou noyau lourd.

• Sa charge : négative, nulle, positive.

• Son énergie : basse, intermédiaire, haute.

• Sa période : courte, moyenne, longue.

• Son intensité : faible, moyenne, forte.

• Le type de réactions potentiel avec atome, noyau, nucléon.

• Sa probabilité d'interaction faible, moyenne, élevée.

La détection d'une particule ou d'un rayonnement donné est liée à ses interaction avec la matière, on va distinguer deux grandes familles :

• les particules chargées

• les particules non chargées

Les particules chargées

Elles se subdivisent en deux familles : les particules chargées lourdes (ions lourds et noyaux lourds) et les particules chargées légères (les électrons, les protons, l'alpha et les deutons)

Les particules non chargées ou neutres

Comme leur nom l'indique, il s'agit de particules électriquement : les photons et les neutrons.

Les photons

Appelées aussi rayonnements électromagnétiques, les photons ont:

• Une masse nulle

• une énergie E proportionnelle à leur fréquence: $E=h\nu$

• $h$ est appelée constante de Planck : $h=6.62610^{-43}j{s}^{\text{-1}}$

• $\nu$ est la fréquence en $s^{\text{-1}}$

$E_{\gamma }$ du photon est reliée à sa fréquence $\nu$ et à sa Longueur par: $$E_{\gamma }=h\nu$$ $$E_{\gamma }=h\nu =\frac{hc}{\lambda }\to E_{{\gamma }_{ev}}=\frac{1240}{{\lambda }_{nm}}$$

Les neutrons

Le neutron est un nucléon de charge électriquement nulle et de masse égale à 1838 fois la masse de l'électron ($m_n=1.008665u$).

Rappel sur la probabilité d'interaction

Elle est notée σ et s'exprime en barns: $1barn=10^{-24}c{m}^2$.
La notion de section efficace est liée :

• au type de particules incidentes (photon, neutron, proton, électron.) à l'énergie des particules incidentes,

• au noyau de l'isotope concerné (${}^{235}U$, ${}^{2}38U$, ${}^{239}Pu$, ${}^{3}He$, ${}^{1O}B$ ).

• au type de réaction mis en jeu (absorption, diffusion, fission. ).

Les sources rayonnements nucléaires :

• accélérateurs:

  • Générateurs de neutrons(Linéaires)

  • Van de graaff

  • Synchrotrons ou cyclotron

• les réacteurs nucléaires

• les sources radio-isotopiques

accélérateurs

Les accélérateurs de particules, type:

• Générateurs de neutrons(Linéaires)

• van de Graaff

• Synchrotrons ou cyclotrons

Peuvent fournir des neutrons résultants du bombardement d'une cible appropriée par des deutons, protons, alphas, etc.
On peut encore utiliser le rayonnement de freinage d'un faisceau electrons, qui produit des réactions (γ, n) telles : ^{9}B_{e}(γ,n)^{8}B_{e} \quad or\quad ^{2}H~(γ,n)^{1}H Des accélérateurs de deutons de 100 à 200 $keV$sont très utilisés pour constituer des générateurs de neutrons. Les réactions mise en jeu sont : $$d(d,n){}^3{H}_e,\text{qui donne des neutrons de}2.6\text{MeV}$$ ^{3}H(d,n)^{4}H_{e}, \text{qui donne des neutrons de}\num{14}~\text{$MeV$} Les neutrons de 14 $MeV$sont très utilisés pour produire des actions (n, p), (n, α) et (n, 2n).

Fonctionnement

• Le deutérium, contenu dans un réservoir, diffuse à travers une paroi en palladium dont la perméabilité augmente avec la température. Puis il rentre dans une ampoule de quartz appelée source d'ions où il est ionisé par un oscillateur de 100 M avec un rendement de 80 %.

• Ce pourcentage élevé, d'ions monoatomiques, permet de produire des neutrons de 14 $MeV$, lorsque les deutons accélérés par la haute tension de 300 $keV$ frappent une cible de tritium.

• La réaction nucléaire qui se produit est de type: $T(d,n)\alpha$.

• Le tube permet de régler la focalisation du faisceau vers la cible qui est au potentiel de la terre.

• Il est maintenu sous vide grâce à une pompe primaire à palettes et une pompe secondaire a diffusion d'huile, pour que les deutons ne soient pas freinés par l'air.

• La cible est un disque de cuivre de 28,5 mm de diamètre, recouvert d'un dépôt constitué de titane et de deutérium.

- cible
2- Piège
3- Trappe escamotable
4- Tableau de commande
5- Tube accélérateur
6- Groupe de masse
7- électrode HT (contenant la source d'ions)
8- Résistance d'amortissement $10M\Omega$, $10mA$
9- Générateur HT $300kV$, $3mA$.

Réacteur nucléaire

• les réacteurs sont des les sources neutronique très intense.

• Les neutrons bombardant l'échantillon dans un réacteur nucléaire sont isotropes

• résultat une irradiation homogène dans toute la masse de l'échantillon irradié

• Les positions d'irradiation dans ces réacteurs déterminent le flux neutronique disponible pour les irradiations.

• Les flux utilisables vont en général de 1012 à plus de 1014 n.cm-2s-1. Selon le type de réacteur, les neutrons sont parfaitement

Sources isotopiques.

Les sources isotopiques sont portables et donnent un flux très stable de neutrons mais le flux neutronique obtenu est beaucoup moins intense que celui d'un réacteur nucléaire. L'émission neutronique de ces sources est exprimée en neutrons par seconde dans un angle solide de $4\pi$ stéradians. Les sources sont de forme cylindrique sont en capsulées dans une enceinte anche. L'incertitude sur l'émission neutronique est estimée pour un intervalle de inn fiance de 99,7 % Les neutrons sont obtenus par réactions du type (,n) ou (y,n) sur des noyaux légers. Les tableaux ci-dessous indiquent les caractéristiques de ces sources. En plus de ces sources, on utilise le californium 252, de période 26 ans, qui produit des neutrons par fission spontanée : 1 ma de Cf donne 2,3.10 ns avec une énergie de 2,3 $MeV$.

• $ϵ$ = l'incertitude maximale en

• $\varphi$ = le flux de neutrons produit en neutron/surface/4π

• $E_n$ = l'énergie maximale approximative des neutrons produits par la source.

Introduction

La détection de rayonnements nucléaires passe obligatoirement par leur interaction avec le milieu détecteur.
Ces interactions génèrent directement ou indirectement des charges électriques lesquelles, une fois collectées sont amplifiées et converties en signaux électriques.
Cette opération est rendue possible grâce à la polarisation électrique du détecteur conduisant à l'établissement d'un champ électrique responsable du mouvement des charges produites et de leur collection.
La détection et la mesure de rayonnements est un processus à plusieurs étapes.
Il s'agit dans un premier temps de faire interagir le rayonnement incident utile avec le milieu détecteur après qu'il ait franchi l'espace source-détecteur.
Ces interactions sont ensuite converties en impulsions électriques qui sont traitées électriquement et acheminées vers une unité d'acquisition et d'analyse
Faire l'image de la répartition de la radioactivité dans une source/un volume:

• Principe de l'imagerie scintigraphie quand ce volume source est un patient chez qui on a injecté un produit rradioactif.

La détection et la mesure de rayonnements nucléaires est une thématique pluridisciplinaire faisant appel à des connaissances en :

• Physique nucléaire et atomique

• Interaction rayonnement-matière

• Électronique

• Acquisition, traitement et analyse du signal

• Statistiques et interprétation des résultats.

Le taux de comptage, ne permet l'accès à l'activité de la source qu'au moyen d'un traitement approprié prenant en compte :

• L'efficacité de détection

• la sensibilité de détection

• la distance source-détecteur

• le bruit de fond.'

Constitution d'un détecteur

• Capteur : lieu d'interaction RI - matière

• Système d'amplification du signal

• Traitement signal: discriminâteur d'amplitude

• Système d'affichage: fournit donnée mesure

  • flux de particules : compteur

  • Énergie particules: spectremètre

  • Dose absorbée dans milieu: dosimètre ou débitmètre

Caractéristiques générales des détecteurs

Différents paramètres:

• Efficacité de détection

• Temps mort

• Mouvement propre

• Résolution en énergie

• Caractéristiques géométriques

Classification des détecteurs

• Détecteur mettant en jeu l'ionisation des gaz

• Détecteur à scintillations

• Détecteur utilisant le noircissement des films photographiques

• Détecteur à semi-conducteurs'

• Détecteur thermoluminescents

• Les autres:

  • Dosimètres par résonance paramagnétique électronique

  • Dosimètres chimiques

  • Appareils mettant en jeu les méthodes calorimétriques…

Caractéristiques générales des détecteurs

Efficacité de détection $E.D$:

dépend de la nature et de l'énergie du RI

$$E.D=\frac{\text{Nombre particules rec¸us par deˊtecteur}}{\text{Nombre particules deˊtecteˊes}}$$

Résolution en énergie

Caractérise la qualité du détecteur à séparer 2 énergies proches.

Le temps mort $\tau$:

• Plus petit intervalle de temps qui doit séparer deux informations pour être prises en compte individuellement par le système.

• Dépend des caractéristiques du détecteur

• Si τ court → taux de comptage TC $\nearrow \nearrow$

Le mouvement propre

Il correspond au T.C enregistré en l'absence de toute source*. Origine du M.P :

• Le Bruit de Fond BF naturel:

  • radioactivité ambiante

  • rayonnements cosmiques

• La radioactivité propre des matériaux du détecteur

• Le bruit de l'électronique associée'

Introduction

Ces détecteurs détectent le passage d'une particule chargée en mesurant la charge totale des électrons et les ions produits dans l'ionisation du milieu par la particule (formule de Bethe-Bloch). Le milieu peut être de gaz, liquide ou solide.

Pour récupérer les électrons et les ions avant qu'ils ne se recombinent en atomes, il faut la présence d'un champ électrique qui les séparent et les font dériver vers les électrodes respectifs.

Les charges (électrons et ions) induisent des courants sur les électrodes (figure suivante). Ces courants sont détectés par un amplificateur qui produit un signal électronique.

Le nombre moyen de paires d'électron-ion produit dans un passage d'une particule chargée est proportionnel à l'énergie perdue, il est donné par la formule de Bethe-Bloch:

Détecteurs mettant en jeu l'ionisation des gaz

production d'un grand nombre d'électrons

Normalement , en l'absence de tout RI , quelque soit la différence de potentiel ddp appliquée, aucun courant ne traverse la chambre, mais si une particule ionisante pénètre dans l'enceinte :

L'étude de l'impulsion en fonction de la tension permet

Les 5 régions des détecteurs à gaz

REPONSE PRECOCE AUX RAYONNEMENTS IONISANTS

Les radiations ionisantes ont de nombreuses applications en médecine et en biologie. Nous s'intéressant ici à celles utilisés en thérapeutique ; la plus courante de celle-ci est la destruction cellulaire, relativement sélective, qui est à la base de la radiothérapie. Les radiations ionisant utilisable en radiothérapie ont une énergie généralement comprise entre quelques dizaines de $\mathrm{keV}$ et quelques dizaines de $\mathrm{MeV}$ et sont produites par deux mécanismes :

• La désintégration des atomes radioactifs naturels ou artificiels : électron et surtout les photons gammas,

• L'accélération artificielle de particules : neutrons, protons, ions lourds et surtout photons $\mathrm{X}$ et électrons.

Mécanismes d'action des rayonnements ionisant

Les effets biologiques d'une irradiation sur les tissus cellulaires sont l'aboutissement d'une chaine de phénomènes déclenchés par le passage du rayonnement. Les événements initiaux sont des ionisations (éjection d'un électron) ou des excitations (passage d'un électron sur une couche supérieure), provoquées par l'interaction des radiations incidentes sur les atomes des molécules cellulaires. Ces modifications physiques entrainant des perturbations physico-chimiques, puis chimiques pour aboutir enfin à un effet biologique. La séquence de ces phénomènes et représentée sur (cf. figure 1).

FIGURE 1. RESUME DES DIFFERENTS PHENOMENES APRES UNE IRRADIATION

1. Étape physique

Elle correspond aux évènements physiques initiaux (ionisations, excitations) déclenchés par l'interaction des rayonnements incidents avec les atomes des molécules cellulaires. Ces évènements se produisent avec une extrême rapidité (de l'ordre de 10-15 à 10-16 secondes).

$\Rightarrow$ Interaction photons-matière : dans la gamme d'énergie des photons utilisés en radiothérapie, deux effets prédominent largement (cf. figure 2): l'effet Compton (énergie d'un photon incident transmise à un électron arraché à une couche périphérique d'un atome et à un photon dit diffusé) et l'effet photoélectrique (intégralité de l'énergie du photon incident est transférée à un électron arraché à une couche interne d'un atome, le réarrangement électronique qui s'ensuit entraîne l'émission soit d'un photon dit de " fluorescence`, soit d'un électron Auger).

FIGURE 2. PRINCIPALES INTERACTIONS PHOTON-MATIERE

$\Rightarrow$ Interaction électrons-matière : en radiothérapie, il peut s'agir soit des électrons primaires, produits directement par les appareils de traitement (accélérateurs linéaires), soit des électrons secondaires, produits au cours des interactions photonsmatière (voir paragraphe précédent). Deux types de phénomènes prédominent : des interactions électron-électron, appelées collisions, entraînant un transfert d'énergie qui s'épuise progressivement dans la matière et des interactions électron-noyau dits phénomènes de freinage [l'électron est freiné lors d'un passage à proximité d'un noyau (chargé positivement qui l'attire) et l'énergie perdue lors du freinage de l'électron est à l'origine de la production de photons $(\mathrm{X})$ dits `de freinage].

1. Étape physico-chimique

Ce sont des collisions entre les électrons secondaires et les molécules du milieu qui sont responsables de ces effets. Une cellule peut être grossièrement assimilée à une solution aqueuse dans laquelle le rayonnement peut soit provoquer des lésions directes des molécules, soit induire des lésions indirectes des molécules par l'intermédiaire des produits de la radiolyse de l'eau cellulaire.

$\Rightarrow$ Action direct : les molécules excitées ou ionisées possèdent un excédent d'énergie qui peut être expulsé par rupture d'une liaison covalente et scission de la molécule en deux fragments. Chaque fragment moléculaire emporte un des deux électrons de liaison covalente et devient un radicale libre, qui est noté par un (.) : $R_1:R_2\to R_1+R_2$. La présence dans un radical libre, d'un électron non couplé dit célibataire lui confère une grande réactivité chimique, qui est à la base de l'effet biologique. Les radicaux libres ont tendance à s'assembler entre eux pour produire des nouvelles molécules : $R_1:R_2\to$ $R_1+R_3\to R_1:R_3$. Au total, lorsque toutes les molécules les sont revenues à un état stable, certaines ont été modifiées ; les lésions souvent observées sont des coupures et des pontages.

$\Rightarrow$ Action indirect : l'action indirecte des radiations ionisantes sur les molécules cellulaires induite par les produits de la radiolyse de l'eau cellulaire. L'ionisation d'une molécule d'eau produit après une cascade de réactions chimiques à la formation des radicaux libres hautement réactifs, qui sont à l'origine des effets biologiques :

• Oxydant : OH

• Réducteur : H' (hydrogène atomique) et $e_{aq}^{-}$(électron aqueux). Ces radicaux libres sont capturés par les molécules du soluté qu'ils modifient par les réactions chimiques qu'ils induisent.

Lésions des acides désoxy-ribonucléiques (ADN)

L'ADN joue un rôle essentiel dans la division cellulaire et de la synthèse des protéines. Les deux chaines complémentaires de l'ADN sont constituées par une alternance d'un sucre, le désoxyribose, et d'acide phosphorique, et sont reliées entre reliées entre elle par des paires de bases (soit adénine et guanine, soit cytosine et thymine) ; c'est l'agencement de ces bases qui constitue le code génétique. La molécule d'ADN peut être lésée directement par les électrons ou plus souvent par les radicaux libres produits par la radiolyse de l'eau (figure, , il s'agit de lésions de bases ou des sucres, de pontage, ou surtout de ruptures de chaines, simple ou double. La cellule possède des enzymes, telle que l'ADN polymérase, qui permettent sous certains conditions la réparation des chaines lésées (cf. figure 3).

FIGURE 2. L'ADN PEUT ETRE LESE, SOIT DIRECTEMENT, SOIT INDIRECTEMENT PAR L'INTERMEDIAIRE DES PRODUIT DE LA RADIOLYSE DE L'EAU CELLULAIRE

Action sur la cellule

Les lésions cellulaires sont essentiellement celles de l'ADN du noyau cellulaire. Ces lésions sont :

$\Rightarrow$ Létales (mortelles) si elles sont irréparables et touchent des fonctions vitales pour la cellule. La mort cellulaire n'est généralement immédiate que pour des irradiations de plusieurs centaines de Gy. Pour des doses de quelques Gy habituelles en radiothérapie, la cellule cesse de se diviser après une ou plusieurs mitoses : c'est la mort différée (reporté dans le temps), qui correspond à la perte de prolifération (ceci explique le délai constamment observé entre l'irradiation et la régression clinique du volume tumoral).

$\Rightarrow$ Sub-létales, qui ne sont pas individuellement létales et sont réparables. L'accumulation de ces lésions sub-létales dans la cellule peut tout de même conduire à sa mort. $\Rightarrow$ Potentiellement létales, qui peuvent être létales si la division survient rapidement, mais qui peuvent aussi se réparer si les conditions sont favorables.

La réparation cellulaire peut être incomplète ; lésions du matériel génétique non ou mal réparées, appelées mutations, sont d'autant plus préoccupants qu'elles touchent les cellules germinales responsable de la fécondation.

2. Étape tissulaire

Les conséquences d'une irradiation sur un tissu sont différentes selon que la population cellulaire qui le compose est en croissance ou en équilibre.

a. Population tissulaire en croissance

L'exemple-type en est constitué par les tumeurs. Le temps de doublement est celui nécessaire à la multiplication par deux de l'effectif cellulaire. Il varie de plusieurs jours à plusieurs années et dépend notamment du pourcentage de cellule en cours de division. L'évolution d'une population après une irradiation unique est la résultante de la disparition des cellules tuées et la multiplication des cellules survivantes (cf. figure 4).

FIGURE 4. L'EVOLUTION D'UNE POPULATION APRES UNE IRRADIATION UNIQUE (TRAIT GRAS) EST LA RESULTANTE DE LA DISPARITION DES CELLULES TUEES (POINTILLE) ET LA MULTIPLICATION DES CELLULES SURVIVANTES (TRAIT MAIGRE).

b. Population cellulaire en équilibre

La majorité des tissus sains appartient à cette catégorie. Le nombre des cellules qui naissent est égal à celui de celles qui meurent. Le temps de renouvellement, qui est celui au bout duquel toutes les cellules ont été renouvelées, est compris entre quelques jours (muqueuse intestinal) et quelques mois ou années (foie, rein). Ces tissus saints sont le plus souvent composés de deux compartiments cellulaires :

$\Rightarrow$ Celui des cellules souches, indifférenciées, qui se multiplient en donnant naissance à la fois à de nouvelles cellules souches et aux cellules qui vont se différencier.

$\Rightarrow$ Celui des cellules différenciées qui ont perdu la capacité de se diviser.

Dans certains tissus, telle que la moelle osseuse hématopoïétique, on décrit un troisième compartiment, dit intermédiaire, fait de cellules qui se multiplient en achevant leur différenciation. Dans certains tissus, enfin, il n'y a pas de hiérarchie cellulaire aussi stricte : ces tissus sont dits non compartimentaux. L'épiderme, par exemple, est constitué d'une couche basale de cellule souches dont une partie assure le renouvellement du tissu et l'autre se kératine (différenciation), tout en migrant vers la surface (avant de desquamer). On assiste successivement après l'irradiation de ce type de populations à deux compartiments à :

$\Rightarrow$ Un dépeuplement en cellules souches (par exemple les cellules de la couche basale de l'épiderme), seules touchées par les radiations ionisantes.

$\Rightarrow$ L'élimination progressive par sénescence des cellules différenciées (par exemple la desquamation des cellules kératinisées de l'épiderme), qui n'est qu'incomplètement compensée par la différentiation des cellules souches dont le nombre réduit.

$\Rightarrow$ L'accélération de la multiplication des cellules souches résiduelles.

$\Rightarrow$ Le repeuplement des cellules différenciées.

Ceci explique que les effets cliniques sont perçus d'autant plus vite que l'élimination des cellules différenciées est plus rapide, c'est-à-dire que la durée de renouvellement du tissu est brève. Le temps de renouvellement de l'épiderme étant de 3 semaines et celui de la muqueuse de l'intestin grêle est de 3 jours, les effets aigus de l'irradiation seront perçus au bout de 2 à 3 jours au niveau de l'intestin et au cours de la troisième semaine pour la peau, quelle que soit la dose.

Facteurs influençant l'effet biologique des radiations

L'action biologique des rayonnements peut être modifiée par plusieurs paramètres dont les propriétés sont mises à profit pour faire apparaitre un effet différentiel entre les tissus sains et malins.

Radiosensilbilité intrinsèque

La proportion de cellules survivantes ou taux de survie cellulaire diminue lorsque la dose augmente. La courbe de survie est la représentation graphique de ces relations dose-effet. Elle représente en cordonnées semi-logarithmiques, une tangent à l'origine dont la pente négative est $-\alpha$ et une incurvation progressive appelée épaulement (cf. figure 5). L'aspect de la courbe ne peut être expliqué par les seules lésions létales. L'interprétation passe par le fait que la cellule peut être tuée soit par une lésion directement létale, soit par l'accumulation des lésions sublétales. L'incurvation s'explique par la diminution des réparations par saturation des mécanismes enzymatiques lorsque la dose augmente. La diminution de la cambrure de la courbe dans sa partie distale signifie que, lorsque ces mécanismes de restauration sont saturés, presque toutes les nouvelles lésions sont létales. En outre la capacité de restauration cellulaire est donc le facteur prédictif principal de la réponse des populations tissulaires aux radiations ionisantes (radiosensibilité intrinsèque).

FIGURE 5.COURBE DE SURVIE DES POPULATIONS CELLULAIRES SOUMISES A UNE IRRADIATION :

• TRAIT MAIGRE : MAJORITE DES TUMEURS ET TISSUS SAINS A REPONSES PRECOCES

• TRAIT GRAS : TISSUS A REPONSE TARDIVE ET TUMEURS PEU SENSIBLES A L'IRRADIATION.

Schématiquement on distingue :

$\Rightarrow$ Des tissus à faible capacité de réparation, donc relativement radiosensibles dans la courbe de survie est caractérisée avec un épaulement étroit (cf. figure 5): la plupart des tumeurs (carcinomes par exemple : un cancer développé à partir d'un tissu épithélial (peau, muqueuse)) et tissus sains à précoce réponses.

$\Rightarrow$ Des tissus à forte capacité de réparation, donc relativement radio-résistants, dont la courbe de survie est caractérisé par un épaulement large (cf. figure 5): tissus sains à réponse tardive et des tumeurs peu sensibles à l'irradiation (glioblastome, mélanome malin, etc.).

Facteur temps

Toute irradiation se définit par trois paramètres :

$\Rightarrow$ La dose totale exprimée en Gy.

$\Rightarrow$ L'étalement, c'est-à-dire le nombre de jours écoulés entre la première et la dernière fraction.

$\Rightarrow$ Le fractionnement qui est le nombre de fractions

La dose par fraction qui est égale à la dose totale divisée par le nombre de fractions est essentielle, car c'est d'elle dont dépond, en grande partie, l'effet différentiel que l'on peut obtenir entre tissus sains et malins.

L'étalement et le fractionnement favorisent trois phénomènes biologiques :

$\Rightarrow$ La restauration cellulaire, à cause de la réparation des lésions sub-létales et potentiellement létales entre les fractions.

$\Rightarrow$ La repopulation, c'est-à-dire la multiplication des cellules survivantes.

$\Rightarrow$ La réoxygénation des cellules tumorales hypoxique

L'étalement et le fractionnement protègent donc relativement plus les tissus qui ont une capacité de restauration et de la repopulation élevée. Par exemple, la multiplication des cellules de la peau et des muqueuses semble nettement plus active après l'irradiation que la plupart des cellules carcinomateuses. La restauration et la repopulation des cellules tumorales entre les fractions obligent en contre partie à augmenter la dose totale pour maintenir l'effet turnicidé (cf. figure 7). L'expérience clinique a empiriquement conduit à adopter dans la plupart des cas le fractionnement dit classique, c'est-à-dire 5 semaines de 2 Gy par semaine.

FIGURE 6.SURVIE DE POPULATIONS CELLULAIRES SOUMISES A UNE IRRADIATION FRACTIONNEE (2 GY PAR JOUR) :

• tRAIT GRAS : CAS D'UNE POPULATION A FORTE CAPACITE DE RESTAURATION ET DE REPOPULATION ;

• TRAIT MAIGRE : CAS D'UNE POPULATION FAIBLE CAPACITE DE RESTAURATION ET DE REPOPULATION.

Effet oxygène

L'oxygène présent dans les cellules au moment de l'irradiation augmente l'effet de celle-ci en se combinant avec les radicaux libres pour former des molécules hyperoxygénées. La toxicité de ces substances s'ajoute à celle du rayonnement. Par exemple pour les photons ou les électrons la dose nécessaire pour stériliser les cellules en hypoxie est en pratique de 3 fois plus élevée que pour des cellules en normoxie. Les cellules saines sont bien oxygéné (vascularisation régulière). Il ne l'en est pas de même pour le cas d'une tumeur en raison de l'anarchie vasculaire (l'approvisionnement en oxygène est irrégulier). L'oxygénation d'une cellule donnés y est inversement proportionnelle à la distance qui s'épare de son capillaire nourrisseur, on trouve donc de celui-ci d'abord des cellules bien oxygénés, puis des cellules hypoxique, enfin des cellules nécrotiques (lysées). Le pourcentage des cellules hypoxiques varie dans les tumeurs entre 1 %) et (50 % selon le type histologique, cette proportion s'accroît avec le volume de la tumoral, mais toute tumeur cliniquement détectable contient en fait des cellules hypoxiques. L'hypoxie constitue ainsi un facteur important de radiorésistance, d'autant que l'irradiation est délivrée en une seule fois. L'étalement de la dose favorise la réoxygénation des cellules hypoxique ; le mécanisme le plus souvent invoque l'immigration des cellules hypoxiques vers les zones bien oxygénées, qui est favorisée par l'élimination des cellules qui s'y trouvaient (cf. figure 8$)$.

FIGURE 7.CELLULE SONT D'AUTANT MIEUX OXYGENEES QU'ELLES SONT PROCHES DES CAPILLAIRES. L'ETALEMENT DANS LE TEMPS FAVORISE LA REOXYGENATION DES CELLULE HYPOXIQUES QUI SE RAPPROCHENT DES CAPILLAIRES EN RAISON DE L'ELIMINATION DES CELLULES BIEN OXYGENEES, LA PLUS RADIOSENSIBLES.

La qualité du rayonnement

L'effet biologique produit par une irradiation, à dose égale, dépond de la nature du rayonnement. L'efficacité biologique est le rapport des doses nécessaires pour obtenir un effet biologique donné (par exemple la mort de 50% des cellules), avec un rayonnement de référence (photon de haute énergie). L'EBR est principalement liée au (TEL), qui exprime le nombre d'ionisations par unité de longueur du parcours de la particule. On distingue des rayonnements à TEL faible (photons et électrons) et à TEL élevé (neutron et les ions lourds).

Cycle cellulaire

Le cycle cellulaire se décompose en 4 phases : la phase G1, qui suit la mitose et dont la durée est la plus variable, la phase de synthèse $\mathrm{S}$ pendant laquelle l'ADN est répliqué, puis la phase G2 et enfin la phase $\mathrm{M}$; les cellules qui temporairement ne se divise pas sont dites hors cycle ou G0. La radiosensibilité est maximale durant les phases G2 et $\mathrm{M}$ et minimale en S. l'irradiation provoque un ralentissement de la synthèse de l'ADN, donc un allongement de la phase $\mathrm{S}$, est un blocage temporaire des cellules dans la phase $\mathrm{G}2$, qui aboutit à un retard à la mitose synchronisation cellulaire (une population cellulaire homogène en transition G1/S).

Débit de dose

En cas d'irradiation continue, la radiosensibilité cellulaire varie en fonction du débit de dose. Dans la plupart des lignées cellulaires, pour de hauts débits (12 Gy ou plus par heure), la radiosensibilité est indépendante du débit. Pour des valeurs inférieures, trois phénomènes biologiques expliquent l'influence du débit :

$\Rightarrow$ La restauration cellulaire, dont les effets sont notables pour des débits $<6\mathrm{Gy}/\mathrm{h}$.

$\Rightarrow$ La progression dans le cycle cellulaire peu fréquente au-dessus de $0.3\mathrm{Gy}/\mathrm{h}$

$\Rightarrow$ La division cellulaire, dont l'incidence n'est notable que pour des débits aussi bas que $0.06\mathrm{Gy}/\mathrm{h}$ Dans le domaine de la curiethérapie à bas débit de dose (en dessous de $2\mathrm{Gy}/\mathrm{h}$ ), la restauration cellulaire et donc le phénomène prédominant ; lorsque le débit de dose est diminué sans modification de la dose, on observe peu d'effets sur les populations tumorales, mais une réduction parfois significative des effets tardifs sur les tissus sains.

Température

La température à elle seule peut être létale pour la cellule à partir de $42^{\circ }$. L'effet produit par une irradiation est de même augmenté si les tissues irradiés sont exposés à une hyperthermie. La chaleur inhibe la réparation des lésions sublétales. Pour obtenir en hyperthermie un effet donné, sur la population tumorale, la dose d'irradiation doit être réduite, amis que ceci et aussi vrai pour les tissus sains.

Les effets des rayonnements sur les cellules sains et tumorales

Effet sur les tumeurs

La vitesse de croissance d'une tumeur est fonction :

$\Rightarrow$ De la durée du cycle cellulaire, en moyenne de 2 à 4 jours, donc peu différente de celle observée dans les tissus sains, mais qui est en fait très variable d'une cellule à l'autre de même tumeur.

$\Rightarrow$ Du coefficient de prolifération, c'est-à-dire du pourcentage de cellules tumorales en division, qui varie entre 0,3 %) et (100 %.

$\Rightarrow$ Du coefficient de pertes cellulaires, qui peut atteindre $90\%$ et est du à différenciation cellulaire, à la mort des cellules tumorales pendant la mitose.

Les seules cellules tumorales vraiment préoccupante sont celle qui sont capable de se multipliées indéfiniment.

Effet sur les cellules saines

Il est classique d'opposer :

$\Rightarrow$ Les réactions précoces, qui apparaissent dans les jours et semaines suivant l'irradiation, qui sont secondaires à la mort d'un grand nombre de cellules dans les tissus à renouvellement rapide, sont réversibles et s'estompent généralement en quelques semaines avec la repopulation cellulaire à partir des cellules souches résiduelles.

$\Rightarrow$ Les réactions tardives, ils apparaissent dans un délai de quelque mois à plusieurs années et qui sont le fait des tissus à renouvellement lent ; leur mécanisme est incomplètement élucidé et fait intervenir un déficit en cellules, secondaire à une reconstitution incomplète des cellules souches, et une perturbation de la vascularisation liée à des lésions de l'endothélium des artérioles ; l'approvisionnement cellulaire et la diminution du flux sanguin aboutissent ainsi à des dystrophies appelées fibroses, atrophies ou rétractions tissulaires.

Les réactions précoces se sont les effets tardifs qui constituent le facteur limitant de la radiothérapie. Les paramètres qui définissent plus les effets des radiations ionisant sont le volume des tissus saints irradiés, la dose totale, l'étalement et le fractionnement. La dose par fraction influence beaucoup plus les réactions tardives que les réactions précoces. Les effets de la radiothérapie enfin, peuvent être franchement accentués par ceux de thérapeutiques combinées, en particulier chimiothérapie te chirurgie.

LA RADIOTHERAPIE EXTERNE

Dans une certaine mesure, on pourrait dire que la radiothérapie est née avec la découverte quasi concomitante des rayons $\mathrm{X}$ et de la radioactivité. Il a néanmoins fallu expérimenter l'effet des rayonnements sur les tissus (rayonnements émis par les tubes ou curiethérapie par radium, par exemple) pour que la radiothérapie prenne son essor, par une association entre médecins pionniers et physiciens, le couple le plus célèbre étant celui formé autour des années 20 par Marie Curie et Claudius Regaud.

L'essor de la radiothérapie est lié à une double évolution dans les domaines :

$\Rightarrow$ Dans le domaine médical, la compréhension approfondie de l'effet des rayonnements sur les tissus, le fractionnement, l'étalement ainsi que bien sur l'accumulation d'expérience clinique dans les traitements (doses curatives pour certaines tumeurs, doses limites pour les organes critiques)

TRPM S3

• Radioprotection

  • Cours:
    • Chapter 1
    • Chapter 2
    • Chapter 3
  • Exercices:
    • TD 1
      • Correction TD1
    • TD 2
      • Correction TD2
    • QCM 1
    • QCM 2
  • Exposé

• Imagerie 2

  • Chapter 1
  • Chapter 2
  • Chapter 3

• Dosimètre

  • Chapter 1
  • Chapter 2
  • Chapter 3

• Anatomie Dentaire

  • Chapter 1
  • Chapter 2
  • Chapter 3

• Traitement d'image

  • Chapter 1
  • Chapter 2
  • Chapter 3

Radioprotection

• Cours:
  • Chapter 1
  • Chapter 2
  • Chapter 3
• Exercices:
  • TD 1
  • TD 2
  • QCM 1
• Corrigé
  • Correction TD1
  • Correction TD2
  • QCM 2: Énonce + Corrigé
• Exposé

RADIOPROTECTION

1.1 Principes de radioprotection

La radioprotection repose sur trois principes fondamentaux :

• Justification: Les avantages doivent dépasser les risques engendrés par l'exposition.

• Optimisation : L'exposition est à maintenir à un niveau aussi faible que possible, Dans le cadre de cette optimisation on applique le principe ALARA qui vise à maintenir l'exposition aux rayonnements au niveau le plus faible qu'il soit raisonnablement possible d'atteindre

• Limites de dose : Les limites de dose définies par le législateur ne doivent pas être dépassées.

  • Ceci inclut des limites de dose efficace aux organes pour éviter les effets déterministes
  • et des limites de dose équivalente au corps pour éviter les effets stochastiques

1.2 Principe ALARA : As Low As Reasonably Achievable

• Des mesures comme le contrôle de la contamination
• Une diminution de la durée d'exposition
• L'augmentation de la distance
• et l'utilisation de blindage pendant le travail avec des radio-isotopes

sont importantes pour respecter le principe ALARA, qui vise à maintenir les doses de rayonnement reçues par les personnes au niveau le plus faible qu'il soit raisonnablement possible d'atteindre compte tenu des facteurs économiques et sociaux

2 HISTORIQUE

• 1895: 1ère RADIOGRAPHIE
  • Temps de pose : 15 $mn$
  • Bertha Roentgen
• 1902: Premiere effets radio induits
• 1928: CIPR International de Protection Contre les Rayonnements

RADIOACTIVITE

2.1. RADIOACTIVITE NATUREL

2.1.1. Quelques valeurs moyennes relatives à la radioactivité naturelle

Rayonnement d’origine cosmique

L'exposition augmente avec l’altitude vols en avion

• Rayonnements cosmiques sont:
  • noyaux d'hydrogène: protons
  • hélium: particules $\alpha$
  • noyaux d'atomes plus lourds (fer, nickel)
  • les électrons
• Ce rayonnement interagit avec l'atmosphère et crée des particules secondaires (neutrons, ions, électrons) qui peuvent atteindre la surface de la terre

RADIOACTIVITE ARTIFICIELE

la période biologique ou demi-vie biologique d'un élément chimique est de temps au bout duquel la moitie d'une quantité ingérée ou inhalé telle une drogue ou un r (radioisotope) est éliminée de l'organisme, ou a perdu son activité biologique par des processes purement biologiques (,métabolisé excretion)

Pour les examens radiologiques, les données sont tirees de:

• Radiation Exposure in Computed Tomography, Éditeur H. D. NAGEL. COCIR. 2000 [17]
• Radiation Protection 118.

Referral Guidelines for Imaging.

European Commission, 2000 [18]

Pour les examens scintigraphiques, les activités administrées sont données à titre indicatif.

RADIOPROTECTION

Table des matières

• Principes de radioprotection
• Principe ALARA
• HISTORIQUE
• RADIOACTIVITE
  • RADIOACTIVITE NATUREL
  • RADIOACTIVITE ARTIFICIELLE

1. Principes de radioprotection

La radioprotection repose sur trois principes fondamentaux :

1.1 Principes de radioprotection

La radioprotection repose sur trois principes fondamentaux :

• Justification: Les avantages doivent dépasser les risques engendrés par l'exposition.

• Optimisation : L'exposition est à maintenir à un niveau aussi faible que possible, Dans le cadre de cette optimisation on applique le principe ALARA qui vise à maintenir l'exposition aux rayonnements au niveau le plus faible qu'il soit raisonnablement possible d'atteindre

• Limites de dose : Les limites de dose définies par le législateur ne doivent pas être dépassées.

  • Ceci inclut des limites de dose efficace aux organes pour éviter les effets déterministes
  • et des limites de dose équivalente au corps pour éviter les effets stochastiques

1.2 Principe ALARA : As Low As Reasonably Achievable

• Des mesures comme le contrôle de la contamination
• Une diminution de la durée d'exposition
• L'augmentation de la distance
• et l'utilisation de blindage pendant le travail avec des radio-isotopes

sont importantes pour respecter le principe ALARA, qui vise à maintenir les doses de rayonnement reçues par les personnes au niveau le plus faible qu'il soit raisonnablement possible d'atteindre compte tenu des facteurs économiques et sociaux

2 HISTORIQUE

• 1895: 1ère RADIOGRAPHIE
  • Temps de pose : 15 $mn$
  • Bertha Roentgen
• 1902: Premiere effets radio induits
• 1928: CIPR International de Protection Contre les Rayonnements

RADIOACTIVITE

2.1. RADIOACTIVITE NATUREL

2.1.1. Quelques valeurs moyennes relatives à la radioactivité naturelle

Rayonnement d’origine cosmique

L'exposition augmente avec l’altitude vols en avion

• Rayonnements cosmiques sont:
  • noyaux d'hydrogène: protons
  • hélium: particules $\alpha$
  • noyaux d'atomes plus lourds (fer, nickel)
  • les électrons
• Ce rayonnement interagit avec l'atmosphère et crée des particules secondaires (neutrons, ions, électrons) qui peuvent atteindre la surface de la terre

RADIOACTIVITE ARTIFICIELE

Pour les examens radiologiques, les données sont tirees de:

• Radiation Exposure in Computed Tomography, Éditeur H. D. NAGEL. COCIR. 2000 [17]
• Radiation Protection 118.

Referral Guidelines for Imaging.

European Commission, 2000 [18]

Pour les examens scintigraphiques, les activités administrées sont données à titre indicatif.

L'ETUDE DE LA RADIOPROTECTION CONSISTE:

• Dans un premier temps:
  • Schématiser la séquence des effets des radiations sur la matière vivante
  • discuter les paramètres d'influence.
• Différencier les effets déterministes et les effets stochastiques
• Évaluer les effets et les risques d'une irradiation dans une situation donnée.

Effets des radiations

Les effets des radiations sur la matière vivante et les paramètres d'influence

Les effets physique, chimique et biologique

• transfert d'énergie par ionisation ou par excitation sont instantanés de l'ordre de 10-15 secondes.

• l'activation ou à la modification de réactions chimiques.

Cette étape dure environ 10-6 secondes.

changements biochimiques:

Modifications sur les structures et sur les fonctions vitales qui s'étendent sur une période allant de la seconde à plusieurs années.

Dans certain cas, ces modifications peuvent être corrigées par des mécanismes moléculaires ou Cellulaires, pour récupération des fonctions normales.

L'effet des radiations peut aller: de la réparation d'une cellule Jusqu'à sa mort

A- Effets sur l'organisme

En fonction de la dose délivrée, les effets des radiations sur l'organisme peuvent être:

• effets déterministes: réactions tissulaires
• effets stochastiques: aléatoires

Effets déterministes:

On parle la dose absorbée (en $G_y$), Lorsque la dose absorbée est supérieure à $0,5G_y$,

• On observe une réduction transitoire
• voire permanente
• des cellules assurant le fonctionnement de l'organe.

Quelques exemples sont donnés dans le Tableau suivant.
La sévérité des réactions tissulaires augmente avec la dose

Effets stochastiques

• Les effets stochastiques (ou aléatoires) sont associes à une probabilité de manifestations de conséquences suite à l'irradiation.

• La quantification du risque des effets stochastiques n'est pas possible au niveau individuel, mais uniquement au niveau d'une population:

toutes les estimations de risque sur les impacts sanitaires des radiations ionisantes sont basées sur des études épidémiologiques.

Les effets stochastiques ont une manifestation tardive:

Ils peuvent apparaître plusieurs années ou décennies après l'irradiation des cellules somatiques
et même plusieurs générations plus tard en cas de mutations dans les cellules germinales.

La relation entre la dose et l'effet n'est moins bien établie que pour les fortes doses engendrant des réactions tissulaires.

Tous les effets stochastiques sont la conséquence de mutations. La sévérité de ces effets ne dépend pas de la dose reçue, mais uniquement du type de cellule et du gène muté.

2.1.

Types d'effets stochastiques

1. cancers chez l'individu irradié, si la mutation est induite dans certains gènes des cellules somatiques.

2. maladies génétiques dans la descendance, si la mutation est induite dans les cellules germinales

3. maladies cardiovasculaire.

L'estimation du risque sanitaire dû exclusivement aux radiations ionisantes, est difficile, car il est impossible d'isoler les symptômes provoqués par une irradiation de ceux induits par d'autres sources.

L'estimation du risque se base donc sur l'étude de l'augmentation de cancers et maladies dans des populations irradiées, comme celles de Hiroshima, Nagasaki et de Tchernobyl.

Autres effets somatiques

Mis-à-part le cancer, les rayonnements ionisants peuvent provoquer d'autres maladies:

• maladies cardiaques
• des attaques cérébrales,
• des affections digestives,
• respiratoires et hématopoiétiques et surtout la cataracte.

Exposition prénatale

Pendant l'embryogenèse la plupart des cellules sont en phase de réplication et de différenciation.

Elles ont donc une radiosensibilité élevée .

Des précautions particulières doivent être prises pendant le période prénatale afin de réduire l'irradiation in utero.

Les effets embryologiques dépendent du stade de développement:

• Avant la nidation 0-10 jours: l'œuf est soit éliminé soit il se développe normalement loi du tout ou rien.

• Pendant l'embryogenèse 10 jours à 9 semaines: le risque est maximal en raison de l'intense organogenèse.

Le seuil d'apparition des réactions tissulaires est estimé à 100 ~Gy}.

• Dès 3 semaines après la conception et jusqu'à la naissance: l'exposition aux radiations augmente le taux de cancers chez l'enfant.

Le risque est supérieur à celui de la population en général, mais similaire à celui qui existe après une exposition pendant la petite enfance (facteur 2 à 3 ).

• Pendant la phase fotale le risque de migration neuronale anormal persiste et peut aboutir à un retard mental.

Le seuil d'apparitions des réactions tissulaires après la roème semaine est estimé a 300 mGy.

dosimètre biologique

• La dosimètre biologique est l'application à l'échelle moléculaire et cellulaire des connaissances des effets biologiques.

• Elle permet, en absence d'information de dosimètre physique, d'estimer la dose reçue.

• La dosimètre biologique est essentielle en cas d'accident et d'exposition à de faibles doses

Risque radiologique

Notion de détriment

• Pour les besoins de la radioprotection, la CIPR a introduit la notion de détriment pour identifier et quantifier (lorsque cela est possible) les mauvais effets des radiations.

• la notion de détriment est limitée au préjudice sur la santé, excluant ainsi les autres formes de préjudice (social, économique, environnemental, etc).

• Le détriment est conçu comme une combinaison de la probabilité d'incidence de tous les effets nuisibles des radiations et de la gravité de ces effets.

En considération des niveaux de dose mis en cause en radioprotection

• Seuls les effets stochastiques sont pris en compte.

• Ceci comprend notamment:

  • la probabilité d'un cancer mortel attribuable aux rayonnements
    la probabilité pondérée d'un cancer non mortel attribuable aux rayonnements
  • la probabilité pondérée d'effets héréditaires grave et la durée de vie perdue, si le préjudice a lieu

Notion de dose effective ou efficace

Pour évaluer l'importance de l'impact biologique d'une exposition aux rayonnements ionisants et comparer les expositions entre elles, la radioprotection utilise la dose efficace :

La dose efficace: c'est une grandeur calculée, exprimée en millisieverts mv}

Elle prend en compte non seulement la quantité d'énergie absorbée par le corps, mesurée en grays $Gy$ (cède), mais aussi la nature des rayonnements émis et la sensibilité biologique aux rayonnements des tissus et organes exposés.

Dose équivalente $H_T$ : dose absorbée par le tissu ou l'organe $T$, pondérée suivant le type et la qualité du rayonnement R.

Elle est donnée par la formule :

$$H_{T,R}=W_R{D}_{T,R}$$ Où :

• $D_{T,R}$ est la moyenne pour l'organe ou le tissu $T$ de la dose absorbée du rayonnement $R$

• $W_R$ est le facteur de pondération radiologique.

Valeurs du facteur de pondération radiologique $W_R$

| Type de rayonnement | Energie | $W_R$ | |:-------------------------------|:------------------|:--------| | Photons | toutes énergies | 1 | | Electrons, muons | toutes énergies | 1 | | Neutrons | $E<10KeV$ | 5 | | | $10<E<100keV$ | 10 | | | $100KeV<E<2MeV$ | 20 | | | $2MeV<E<20MeV$ | 10 | | | $>20MeV$ | 5 | | Protons | $E>2MeV$ | 5 | | Particules* | | 20 |

Particules: alpha, fragments de fission, noyaux lourds

Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et d'énergies correspondant à des valeurs différentes de $W_R$, la dose équivalente totale $H_T$ est donnée par la formule : $$H_T=\sum W_R{D}_{T,R}$$ L'unité de dose équivalente est le sievert Sv.

Dose efficace E: somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux différents tissus et organes du corps mentionnés à l'annexe II par l'irradiation interne et externe.

Elle est définie par la formule:

$$E=\sum W_T{H}_T=\sum W_T\sum W_R{D}_{T,R}$$

Où :

• $D_{T,R}$ est la moyenne pour l'organe ou le tissu $T$ de la dose absorbée du rayonnement $R$;

• $W_R$ est le facteur de pondération radiologique

• $W_T$ est le facteur de pondération tissulaire valable pour le tissu ou l'organe $T$.

Valeurs du facteur de pondération tissulaires $W_T$

| Tissu ou organe | $W_T$ | |:----------------|:---------| | Gonades | $0.20$ | | Moelle rouge | $0.12$ | | Colon | $0.12$ | | Poumons | $0.12$ | | Estomac | $0.12$ | | Vessie | $0.05$ | | Seins | $0.05$ | | Foie | $0.05$ | | Esophage | $0.05$ | | Thyroïde | $0.05$ | | Peau | $0.01$ | | Surface des os | $0.01$ | | Autres | $0.05$ |

ANNEXE II

L'unité de dose efficace est le Sievert Sv.

Sievert Sv: nom de l'unité de dose équivalente ou de dose efficace.

Un Sievert équivaut à un joule par kilogramme,

Pour les photons et électrons de toutes énergies : $$1Sv=1\cdot k{g}^{-1}$$

Limites de dose:

• valeurs maximales fixées dans un règlement pour les doses résultant de l'exposition des personnes professionnellement exposées
• des apprenti(e)s et des étudiant(e)s
• ainsi que des autres personnes du public, aux rayonnements ionisants visés par le présent règlement
• et qui s'appliquent à la somme des doses concernées résultant de sources externes de rayonnement pendant la période spécifiée
• et des doses engagées sur cinquante années (jusqu'à l'âge de 70 ans pour les enfants) par suite des incorporations pendant la même période

| catégorie de personne | Limite dose efficace | |:--------------------------------------|:-----------------------------------------------------| | Personne professionnellement exposée | $20mSv$ | | Apprentis ou étudiants de 16 à 18 ans | $6mSv$ | | Public | $1mSv$ | | Femmes enceintes | - maximum $1mSv$ durant la grossesse | | | - interdiction de manipuler des sources non scellées |

En ce qui concerne les organes ou tissus pris individuellement, les limites sont les suivantes: |:-------------------------------------------------|:-----------------| | Peau | $500mSv$ | | Main, avant-bras, pieds, chevilles | $150mSv$ | | Cristallin | $100mSv$ | | Gonades | $167mSv$ | | Moelle rouge, colon, poumons, estomac | $400mSv$ | | Vessie, seins, foie, oesophage, thyroïde, autres | 4 |

Contrainte dedose:

Restriction imposée aux doses éventuelles qu'une source peut délivrer aux individus et utilisée à des fins d'optimisation, dans la phase de planification de la protection contre les rayonnements ionisants.

Pour les professionnels de la radioprotection, il est nécessaire de donner certaines définitions:

Source scellée :

Source constituée par des substances radioactives solidement incorporées dans des matières solides et effectivement inactives présentant une résistance suffisante pour éviter, dans des conditions normales d'emploi, toute dispersion de substances radioactives.

Source orpheline :

Une source scellée dont le niveau d'activité au moment de sa découverte est supérieur au niveau d'exemption et qui n'est pas sous contrôle réglementaire.

• soit parce qu'elle n'a jamais fait l'objet d'un tel contrôle.
• soit parce qu'elle a été abandonnée, perdue, égarée, volée ou transférée à un nouveau détenteur sans modification en bonne et due forme à l'autorité compétente ou sans que le destinataire en ait été informé.

Source scellée de haute activité, en abrégé SSHA : source scellée contenant un radionucléide dont l'activité au moment de la fabrication ou, si ce moment n'est pas connu, au moment de la première mise sur le marché ou au moment de l'acquisition par le détenteur est égale ou supérieure au niveau d'activité visé à l'annexe VI.

Conteneur de source : enceinte de confinement d'une source scellée de haute activité ne faisant pas partie intégrante de la source, mais destinée à permettre le transport, la manutention, le stockage etc.

Déchets radioactifs : toutes substances radioactives provenant d'une pratique autorisée ou d'une activité professionnelle, traitée en tout ou en partie, comme une pratique non exemptée en vertu de l'article 9.3, et pour laquelle aucun usage ultérieur n'est prévu au sein de l'établissement.

Elimination de déchets radioactifs : rejet de déchets radioactifs directement dans l'environnement ( $y$ compris sous forme d'incinération), avec dispersion ultérieure et absence d'intention de récupération, ou stockage de déchets radioactifs dans un dépôt définitif, y compris sous forme de mise en décharge, sans intention de récupération.

Intervention : activité humaine destinée à prévenir ou à réduire l'exposition des individus aux rayonnements ionisants à partir de sources qui ne font pas partie d'une pratique ou ne sont pas maîtrisées, en agissant sur les sources de rayonnement ionisant, les voies d'exposition et les individus eux-mêmes.

Personnes professionnellement exposées : personnes, travaillant à leur compte ou pour un employeur, soumises pendant leur travail à une exposition provenant de pratiques visées dans le présent règlement et susceptible d'entraîner des doses supérieures à l'une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public, ou soumises pendant leur travail à une exposition provenant d'activités professionnelles autorisées en application des dispositions du présent règlement.

Personnes professionnellement exposées de catégorie A : les personnes professionnellement exposées qui sont susceptibles de recevoir une dose efficace supérieure à 6 millisievert par 12 mois consécutifs glissants ou une dose équivalente supérieure aux trois dixièmes des limites de dose fixées à l'article $\mathrm{20.1.3}$ pour le cristallin, la peau et les extrémités.

Personnes professionnellement exposées de catégorie B : les personnes professionnellement exposées qui ne relèvent pas de la catégorie $A$

Personnes du public : individus de la population, à l'exception des personnes professionnellement exposées, des apprenti(e)s et des étudiant(e)s pendant leurs heures de travail.

Population dans son ensemble: toute la population comprenant les personnes professionnellement exposées, les apprenti(e)s, les étudiant(e)s et les personnes du public.

Enfantà naître : être humain, depuis la conception jusqu'à la naissance Zone contrôlée : zone soumise à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de confinement de la contamination radioactive, et dont l'accès est réglementé; dans les établissements autorisés en vertu des dispositions du présent règlement, toute zone dans laquelle les trois dixièmes des limites de dose annuelle fixées pour les personnes professionnellement exposées sont susceptibles d'être dépassés doit constituer une zone contrôlée

Zone surveillée : zone faisant l'objet d'une surveillance appropriée à des fins de protection contre les rayonnements ionisants; dans les établissements autorisés en vertu des dispositions du présent règlement, toute zone dans laquelle un individu pourrait être soumis à une exposition susceptible d'entraîner des doses supérieures à l'une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public et qui n'est pas considérée comme une zone contrôlée doit constituer une zone surveillée ou y être incluse.

Démantèlement : ensemble des opérations administratives et techniques et des travaux nécessaires ou conduisant à la cessation de l'exploitation d'une installation et à sa mise dans un état sûr pour les travailleurs, la population et l'environnement

Exploitant : toute personne physique ou morale qui assume la responsabilité de l'établissement ou de l'activité professionnelle devant faire l'objet d'une autorisation ou d'une déclaration au sens du chapitre II

Entreprise extérieure : toute personne physique ou morale, appelée à exécuter une opération de quelque nature que ce soit en zone contrôlée d'un établissement, à l'exception de l'exploitant de cet établissement et des membres de son personnel.

Travailleur extérieur : toute personne professionnellement exposée qui exécute une opération de quelque nature que ce soit en zone contrôlée, qu'elle soit employée à titre temporaire ou permanent par une entreprise extérieure, y compris les stagiaires, apprenti(e)s et étudiant(e)s ou qu'elle preste ses services en qualité de travailleur indépendant, y compris les médecins indépendants dans les hôpitaux; les travailleurs extérieurs doivent être considérés comme des travailleurs professionnellement exposés de catégorie A Protection efficace : dispositif de protection contre les rayonnements ionisants tel que la dose délivrée à toute personne soit aussi faible que raisonnablement possible et en tout cas n'excède pas les limites de dose fixées au chapitre III.

Service de dosimètre agréé : organisme responsable de l'étalonnage, de la lecture ou de l'interprétation des appareils de contrôle individuels, ou de la mesure de la radioactivité dans le corps humain ou dans des échantillons biologiques, ou de la détermination des doses, et dont la qualification pour cette tâche est reconnue par l'Agence.

Service agréé de médecine du travail : section ou département chargé de la surveillance médicale du service pour la prévention et la protection au travail de l'entreprise en question, visée aux arrêtés royaux du 27 mars 1998 relatifs aux services internes et externes pour la prévention et la protection au travail.

**Médecin agréé **: le conseiller en prévention -médecin du travail de la section ou du département chargé de la surveillance médicale du service pour la prévention et la protection au travail de l'entreprise en question, responsable du contrôle médical des personnes professionnellement exposées et agréé selon la procédure décrite à l'article75.

Expert qualifié en contrôle physique : personne ayant les connaissances et l'entraînement nécessaires, notamment pour effectuer des examens physiques, techniques ou radiochimiques permettant d'évaluer les doses et pour donner des conseils afin d'assurer une protection efficace des individus et un fonctionnement correct des moyens de protection, conformément aux dispositions de la loi

8) BASES DE LA RADIOPROTECTION [bases-de-la-radioprotection]

Le but de la radioprotection est d'empêcher ou réduire ces risques, lies aux rayonnements, afin d'éviter ou réduire la radioprotection s'appuie sur trois grands principes

• la justification des activités comportant un risque d'exposition à des rayonnements ionisants ;

• l'optimisation des expositions à ces rayonnements au niveau le plus faible possible ;

• la limitation des doses d'exposition individuelle à ces rayonnements.

Ces trois principes fondamentaux découlent du principe général de précaution: le principe ALARA : As Low As Reasonably Achievable» ou bas que raisonnablement possible

Principe de justification

Justification toute activité faisant intervenir un risque radiologique doit être justifiée c'est-à-dire le bénéfice positif Penser à des procédures alternatives qui doivent être analysées et retenues le cas échéant.

L'examen demandé peut-il être remplacé par un examen non irradiant?

• Performances égales ?
• Disponibilité ?
• Coût ?
• Risques et inconvénients respectifs?

IRM et ECHOGRAPHIE

• L'expression d'une question clinique

  • Clairement formulée
  • Dont la réponse contribue à la décision médicale

• Un examen dont on connaît le coût/efficacité

  • Les performances
  • La pénibilité
  • Les risques
  • Le coût financier

fin

Principe d'optimisation

La mise en évidence des effets stochastiques des radiations et l'hypothèse d'une absence de seuil pour de tels effets conduisent naturellement à l'exigence de l'optimisation.

Il s'agit ainsi de maintenir les doses aussi faibles que cela est raisonnablement possible (principe ALARA : As low As Reasonably Achievable).

Principe de limitation des doses

L'application des principes de justification et d'optimisation, est conduire à ce qu'un petit nombre d'individus reçoivent des doses trop élevées.

Pour cette raison, On doit définir :la limitation des doses.

Les principes de la radioprotection sont adaptés à trois catégories de population :On distingue

• Les professionnels:

  • Directement Affectées à des Travaux utilisant des Rayonnements ionisants (DATR) ou catégorie A. (par exemple les manipulateurs d'électroradiologie ou de médecine nucléaire).

  • Non Directement Affectées à des Travaux utilisant des Rayonnements ionisants (NDATR) ou catégorie B (par exemple les secrétaires médicales d'un service d'électroradiologie ou de médecine nucléaire).

• Les Patients: Le patient et les proches du patient en tant qu'aides dans les soins ainsi que les personnes exposées dans le cadre d'études biomédicales

• Le public: Rayonnements et environnement de santé, L'autorité de sûreté nucléaire doit contrôler la bonne application du système de radioprotection

Principes de base de radioprotection

Les principes élémentaires à mettre en place pour assurer une bonne protection face aux radiations ionisantes peuvent être résumés ainsi :

• soin, ordre
• temps
• distance
• et blindage

Temps d'exposition

Le temps pendant lequel une personne est exposée à une source radioactive doit être réduit au minimum nécessaire.

Pour ce faire, quelques règles simples peuvent être appliquées :

• avoir une bonne connaissance du mode opératoire
• ne sortir une source de son blindage que le temps nécessaire
• ne pass séjourner inutilement près d'une source de rayonnements ionisants

Dans certains cas particuliers, il convient d"effectuer une rotation du personnel afin d'éviter un dépassement des limites de doses.

Protection par la distance

Les rayonnements issus d'une source radioactive sont a priori émis dans toutes les directions.

Tous les endroits irradiés de la même manière se situent à la surface $d^{\prime }$ une sphère dont le centre est une source ponctuelle.

Par conséquent, la dose va suivre la loi de l'inverse du carré de la distance selon $$\frac{D_1}{D_2}=\frac{{\left(d_2\right)}^2}{{\left(d_1\right)}^2}$$ A titre d'exemple, le simple fait de prendre une source à l'aide d'une pince la distance passant de 1 à $10cm$, la dose diminue d'un facteur 100 au niveau des mains.

Protection par interposition de blindage

L'interposition de blindage entre la source et le personnel permet également une limitation des doses reçues.

En fonction des différents types de rayonnements et de leur énergie, il conviendra d'adapter le blindage mis en place.

De manière générale, on peut dire que $5$ à $6cm$ d'air suffisent pour arrêter les rayonnements $\alpha$.

Les rayonnements $\beta$ sont quant à eux relativement faciles à arrêter.

Les rayonnements émis par le phosphore 32 seront complètement arrêtés par $8mm$ d'eau.

Les rayonnements $\gamma$ et $X$ sont généralement très pénétrants; ils nécessitent donc des épaisseurs de blindage plus élevées.

Leurs énergies étant très variables (de quelques keV à plusieurs MeV), il est impossible d'établir une règle générale du type autant de cm de plomb suffisent.

Il faudra étudier le blindage de ces sources au cas par cas

Particularité des sources $\beta$ pures

il est conseillé de réaliser les blindages à l'aide de matériau dont le numéro atomique est faible. Car, un matériau dont le numéro atomique est lourd, tel que le plomb.

Un rayonnement de freinage (appelé Bremsstralhung)

principe physique utilisé dans les appareils de radiologie pour produire les rayons $X$.

Par exemple, dans le cas du $P^{32}$, le blindage sera généralement constitué de plaques de plexiglas d'un cm d'épaisseur. transparent: il est plus simple de travailler derrière ce type d'écran.

Selon G. Sitzlack il est possible de calculer le rayonnement de freinage produit à l'aide de la relation empirique suivante : $$\dot{H}=0,26\cdot \frac{Z\cdot A}{r^2}\cdot E^2$$ dans laquelle:

• $\dot{H}$: débit de dose en $mSv\cdot h^{-1}$;
• $Z$ : numéro atomique du matériau absorbant les électrons;
• $A$ : activité en $GBq$;
• $r$ : distance à la source en $cm$;
• $E$ : $E_{\max }\mathrm{des}\beta$ en $MeV$.

Attention, cette formule n'est valable que si tout le rayonnement $\beta$ est absorbé !

Modes d'expositions

Exposition externe

• On est à coté d'une source de rayonnement.
• Elle est due essentiellement au rayonnement gamma.
• L'exposition externe due au rayonnement alpha peut être négligé.

Exposition interne

Par inhalation de l'air contaminé ou ingèrer des aliments, contaminés,contamination interne de son organisme.

L'exposition interne concerne tous les types de rayonnements car il n'y a plus d'écran pour arrêter les alpha et les bêta.

Si la source est en contact direct avec la peau, on parle de contamination qui engendre une exposition externe et qui peut également engendrer une exposition interne si la substance radioactive pénètre dans le corps (par une blessure, une coupure ou les pores de la peau).

Comment éviter les risques dans les laboratoires

Les sources utilisées dans les laboratoires sont de 2 types :

• Les sources scellées (c'est-à-dire sources dont la structure empêche, en utilisation normale, toute dispersion de substances radioactives dans le milieu ambiant) servant essentiellement à la calibration d'appareils de mesure.

Avec ce type de sources, seule l'irradiation est à craindre. Les mesures de protection seront essentiellement axées sur le blindage lorsque la source n'est pas utilisée.

• Les sources non scellées : dans ce cas, à l'irradiation, viendra s'ajouter le risque de contamination interne et/ou externe.

Le schéma présenté ici permet de situer les différents points sur lesquels il y a moyen d'intervenir afin de diminuer le risque de contamination interne.

Ce qu'il faut faire ...

Afin de diminuer les risques le plus possible, voici quelques règles très simples à mettre en place :

• porter une blouse de laboratoire
• Porter des gants à usage unique
• Protéger le plan de travail (par ex: avec du papier type benchkote)
• Étiqueter chaque objet contaminé
• Effectuer régulièrement des mesures de contaminations
• Récupérer les déchets radioactifs dans les récipients ad hoc
• Porter son dosimètre et le remettre régulièrement pour lecture

Ce qu'il ne faut pas faire ...

• pipeter à la bouche
• boire, fumer, manger dans les laboratoires
• introduire des objets personnels
• mélanger activités de bureau et activités de laboratoire
• mélanger du matériel radioactif et non radioactif
• toucher des objets non contaminés avec des gants contaminés (téléphone, ...)

La dosimétrie est un aspect essentiel de la radioprotection

1er partie: Aspects théorique

• dosimétrie, c'est-à-dire la mesure de l'exposition aux radiations ionisantes, fait partie des outils le la radioprotection, Elle a pour objet de mesurer au mieux les rayonnements en un lieu ou sur une personne (on parle alors de dosimétrie individuelle), pour fournir une estimation de l'équivalent de lose et de dose efficace.
• grande variété des situations et des rayonnements a conduit à une grande diversité de ces létecteurs qui doivent en outre s'adapter régulièrement aux changements des limites réglementaires (c'est parfois même leurs améliorations qui permettent de définir de nouvelles imites)
• dosimétrie individuelle permet une surveillance radiologique (vérification que les doses reçues ont dans les limites réglementaires), mais elle doit aussi apporter le maximum d'informations en :as d'irradiations accidentelles et si possible servir d'alarme dans ces situations.

Enfin les dosimètres doivent pouvoir fonctionner dans des environnements très variés (température, humidité, orientation, etc.), ce qui affecte en général leur précision.

Dosimétrie

Badge poitrine

Toute personne professionnellement exposée doit porter un dosimètre à hauteur de poitrine sauf pour une exposition exclusive à des émetteurs $\beta$ dont l'énergie est inférieure à $200keV$.

En pratique, toute personne ne manipulant que du $H^3(18.6keV)$, du $C^{14}(156keV)$ ou du $S^{35}(167keV)$ ne doit pas porter de dosimètre.

Dans ces cas, il convient de mettre en place un système de monitoring adéquat (par exemple, contrôle des urines, ...)

Dosimètre supplémentaire

Si une irradiation non négligeable des tissus ou d'un organe est à craindre, la personne portera un ou plusieurs dosimètres supplémentaires permettant de mesurer la dose à ces endroits.

Dans le cas où l'irradiation est susceptible de provoquer une dose supérieure aux $3/10$ des limites pour le cristallin, les mains, les avant-bras, les pieds ou les chevilles, ces dosimètres supplémentaires seront toujours portés.

exemples

le personnel de radiologie devant maintenir le patient pendant la prise du cliché (et plus particulièrement les enfants et les nourrissons), toute personne travaillant en radiologie interventionnelle, lors de l'injection de substances radioactives aux patients, toutes ces personnes porteront un dosimetre(bague ou bracelet).

Dosimétrie opérationnelle

Toute personne susceptible de recevoir une dose supérieure à $500\mu Sv$ par semaine portera à hauteur de la poitrine un dosimètre à lecture directe

Dans les situations où le port d'un tablier plombé est indiqué, il y a lieu de porter 2 dosimètres, l'un au-dessus, l'autre en-dessous du tablier plombé.

Tout visiteur, travailleur extérieur, stagiaire, étudiant et personnel intérimaire doit porter le mêmes moyens de protection que les travailleurs régulièrement occupes dans la zone et parconséquent du même type de dosimètre que celui utilisẻ par le personnel régulier.

La thermoluminescence

la thermoluminescence:capacité d'un matériau d'émettre de la lumière lorsqu'il est chauffé, la quantité de lumière émise étant proportionnelle à la quantité de rayonnements ionisants reçus par ce matériau.

Les matériaux thermoluminescents sont essentiellement des cristaux isolants dans lesquels on a introduit des impuretés chimiques (ou activateurs) en quantités soigneusement contrôlées.

Lorsque ces matériaux sont irradiés par des rayonnements ionisants, une fraction minime de l'énergie du rayonnement absorbé est emmagasinée dans des états d'énergie métastables.

En dosimétrie par thermoluminescence, l'énergie absorbée et emmagasinée dans le matériau détecteur est libérée par échauffement, ce qui se traduit par une émission de lumière, dont l'intensité est liée à la dose de rayonnement.

L'information dosimétrique étant perdue au cours de la lecture, les détecteurs thermoluminescents ne peuvent habituellement être lus qu'une fois. Cependant, ils sont réutilisables.

Divers matériaux détecteurs sont actuellement disponibles dont le fluorure de lithium $LiF$, le borat de lithium $L{i}_2{B}_4{O}_7$, le fluorure de calcium $Ca{F}_2$, le sulfate de calcium $CaS{O}_4,\dots$ Leur réponse à différents types de rayonnements ionisants dépend de divers paramètres, tels qu leur composition isotopique, l'épaisseur du détecteur,...

Modèle de niveaux d'énergie

Ce schéma représente les bandes de valence et de conduction, ainsi que les niveaux d'énergie associés aux pièges à électrons et à trous introduits dans le cristal par les activateurs, c'est-à-dire les impuretés chimiques et les défauts réticulaires.

Si le cristal est irradié, l'énergie est transmise aux électrons de la bande de valence et les fait passer dans la bande de conduction, en laissant des trous dans la bande de valence (figure a).

Certains de ces électrons et trous se recombinent immédiatement, d'autres sont piégés dans les états métastables où ils peuvent subsister pendant très longtemps.

L'échauffement du cristal libère les électrons et les trous de leurs pièges et les amène à se recombiner, soit rapidement (figure b), soit après avoir erré à travers le cristal dans la bande de conduction (figure c) ou dans la bande de valence (figure d).

Dans tous les cas, il y a émission de lumière.

Dans la plupart des matériaux utilisés, il existe un certain nombre de pièges situés à des niveaux d'énergie différents, si bien que la courbe de thermoluminescence présente habituellement plusieurs pics.

La répartition des niveaux d'énergie des pièges, et donc le tracé de la courbe de thermoluminescence, dépend de plusieurs paramètres, dont le plus important est le passé thermique du matériau thermoluminescent considéré.

Bande de conduction Bande de valenceb Crecombinaison

courbe de thermoluminescence.

Dans la plupart des matériaux utilisés, il existe un certain nombre de pièges situés à des niveaux d'énergie différents, si bien que la courbe de thermoluminescence présente habituellement plusieurs pics.

La répartition des niveaux d'énergie des pièges, et donc le tracé de la courbe de thermoluminescence, dépend de plusieurs paramètres, dont le plus important est le passé thermique du matériau thermoluminescent considéré.

Courbe de thermoluminescence du $LiF$

La répartition spectrale de l'émission de thermoluminescence varie d'un matériau à l'autre et entre les divers pics de la même courbe de thermoluminescence.

Dans le cas du dosimètre (LiF:Mg, Ti) la luminescence principale se situe à $230^{\circ }C$ pour un maximum du spectre d'émission situé à $400nm$.

La réponse de la plupart des matériaux thermoluminescentsen fonction de la dose absorbée est linéaire sur une large gamme de dose.

Dans le cas du LiF, la réponse est linéaire jusqu'à une dose gamma d'au moins $5Gy$ (500 rad).

Leurs pièges respectifs est une fonction de la température.

Lorsque les pièges sont peu profonds, cette probabilité n'est pas négligeable à température ambiante.

Par conséquent, une partie de l'information peut être perdue au cours de la période de stockage du dosimètre entre l'irradiation et la lecture.

C'est ce qu'on appelle le fading.

Un traitement thermique adéquat lors de la lecture permet de minimiser ce phenomene.

$2^{\text{eme }}$ partie : Aspects pratiques

• Gestion: demande?
• la réception?
• la lecture etc..

$$\begin{gathered} \begin{array}{lll}\text{ Fonction : }& \square \text{ Etudiant }& \square \text{ Chercheur, doctorant }\\ & \square \text{ Meˊdecin }& \square \text{ Technicien }\\ & \square \text{ Infirmier(e) }& \square \text{ Autre (aˋ preˊciser) ......... }\end{array} \\ \text{Service : ...............................} \\ \text{Campus : ...............................} \\ \text{Matricule (chez employeur ou eˊtudiant)} \\ \begin{array}{lll}\text{ Employeur : }& \square U.L.B& \\ & \text{ Institut Bordet : }& \square \text{U.L.B}\\ & & \square \text{Institut Bordet}\\ & & \square \text{Centre des Tumeurs}\\ & \square \text{C.H.U. Saint Pierre}& \\ & \square \text{C.H.U. Brugmann}& \\ & \square \text{H.U.D.E.R.F.}& \\ & \square \text{Hoˆpital Erasme}& \\ & \square \text{C.P.A. S. B.}& \\ & \square \text{Socieˊteˊ d’inteˊrim: ..............................................}& \\ & \square \text{Dureˊe probable de l’inteˊrim:...............................}& \end{array} \end{gathered}$$

Quelques recommandations .....

• Portez votre dosimètre
• Remettez-le régulièrement afin que nous puissions le lire et vous transmettre les résultats
• Chaque dosimètre est nominatif, portez celui qui vous est attribué
• Ce dosimètre est réutilisable, NE LE JETEZ PAS APRES USAGE !
• La fenêtre noire est fragile, ne la percez pas.
• Ce dosimètre est sensible aux U.V. : ne l'exposez pas au soleil, ....
• N'essayez pas de l'ouvrir, vous le casseriez !
• Lorsque vous passez un examen isotopique ou radiologique en tant que patient, ne portez pas votre dosimètre
• Pour tout problème concernant votre dosimètre, n'hésitez pas, contactez le Service de Contrôle Physique.

Protection lors de l'utilisation des installations mettant en oeuvre des ravons $X$

Les conditions d'utilisation les plus courantes sont de l'ordre de $40kV$ et $30mA$.

Dans ces conditions, le pouvoir pénétrant du rayonnement est faible, mais par contre le débit de dose est énorme. De plus, le faisceau étant tellement étroit, le dosimètre a peu de chances d'être dans la trajectoire du faisceau lors d'un incident.

L'accent devra donc être mis sur la sécurité intrinsèque de l'appareil pour prévenir tout incident. 2 types d'installations

Appareils autoblindés

L'appareil autoblindés est se trouvant dans une enceinte blindée.

Les installations récentes sont complètement enfermées dans des enceintes blindées et ne posent pas de problèmes majeurs.

Néanmoins, une installation de ce type doit répondre aux obligations suivantes :

• un signal lumineux doit s'allumer lorsque la haute tension est appliquée (si ce signal est défectueux, la haute tension ne devrait pas pouvoir être appliquée);

• les sécurités placées sur les portes d'accès à la chambre d'irradiation doivent être opérationnelles.

Toute ouverture d'une porte d'accès doit couper automatiquement l'alimentation électrique et par conséquent le faisceau.

• le sigle radioactif doit être apposé sur l'appareil

Appareils non autoblindés

Il s'agit souvent de vieilles installations pour lesquelles peu (ou pas) de protections d'origine existent ; il a donc fallu bricoler ces protections.

Le risque majeur lors de l'utilisation de ces installations provient bien souvent d'un mauvais ajustage des écrans de protection.

Voici quelques règles à respecter :

• ces installations doivent être utilisées par du personnel expérimenté et conscient des risques;

• les écrans de protection doivent être placés correctement avant toute mise sous tension; il convient également de placer des barrières physiques afin d'éviter qu'une partie du corps ne se retrouve dans le faisceau direct;

• chaque nouveau montage doit être soigneusement vérifié avant la mise en route de l'irradiation :

  • un signal lumineux doit s'allumer lorsque la haute tension est appliquée (si ce signal est défectueux, la haute tension ne devrait pas pouvoir être appliquée), signal lumineux au niveau de l'appareil et du local ;

  • le nombre de personnes présentes dans le local doit être réduit au minimum ainsi que le temps de présence près de l'installation en fonctionnement;

  • le port du dosimètre et d'un tablier plombé est obligatoire pour l'opérateur et pour toute personne se trouvant à proximité de l'installation;

  • le sigle radioactif doit être apposé sur l'appareil et sur la porte du local ; il convient de tenir à jour un carnet d'utilisation de l'appareil reprenant au minimum les informations suivantes:

    • date
    • nom de l'utilisateur
    • tension d'utilisation, nombre de $mA$, temps d'irradiation
    • positionnement des blindages
    • remarque éventuelle, incident, ...

Exposés

• Les déchets radioactifs
• Radioprotection dans les cabinets d'imagerie
• Radioprotection dans les services de médecine nucléaire.
• Contamination et Décontaminations du lieu de travail
• Gestion des sources
• Transport des substances radioactives.

TD 1: de radioprotection

Correction de TD1

Exercice 1:

$$E_b=500KeV$$

1. $[Gy]$ ou $[j/k_g]$
2. $1rad=10^{-2}Gy$

$$E=D\times m\Rightarrow E=10^{-3}\times 10^{-3}$$ $$E=10^{-6}J$$

$$\begin{array}{c}\text{ Facteur de qualiteˊ FQ }=\{\begin{array}{l}\text{ pour les γ et β}\\ \text{ pour les α }\end{array}\end{array}$$

$$\begin{array}{c}\text{ Facteur de distribution FD }=\{\begin{array}{l}\text{ Distribution uniforme}\\ \text{ Distribution irreˊgulier}\end{array}\end{array}$$

$$ED(rems)=D(rad)\times FQ\times FD$$

$Sv=100rems$

$$D=10^{-3}Gy⟶D=10^{-1}rad$$ $$FQ=1$$ $$FD=5$$ $$ED=1\times 5\times 10^{-1}=5\times 10^{-1}rems$$ $$ED=0.5rems$$ donc $$ED=5\times 10^{-3}Sv⟶ED=5mSv$$

6. L'énergie absorbé par l'organe est:

$$E=\frac{1}{2}\times 10^3\times 1\times 10^6\times 1,6\times 10^{-19}\times \underset{Letemps10min}{\underbrace{10\times 60}}$$

$$E=4,8\times 10^{-8}J$$

$$D=\frac{E}{m}=\frac{4,8\times 10^{-8}}{1,2}=4\times 10^{-8}J/kg$$

$$D=4\times 10^{-8}Gy$$ $$D=4\times 10^{-6}radavecrad=10^{-2}Gy$$

Exercice 2

Écrans:

CDA: Couche demi atténuation $$\text{ CDA }=\frac{\ln 2}{\mu }$$

Avec $\mu$ : coef d'atténuation

$$\begin{array}{c}{}^{99m}{T}_c\text{ est utiliseˊ en}=\{\begin{array}{l}\text{scintigraphie}\\ \text{spectre}\end{array}\end{array}$$

$$D=D_0{e}^{-\mu x}avec\mu =\frac{\ln 2}{CDA}$$

$$D=D_0{e}^{-\ln 2\frac{x}{CDA}}$$

$$D=D_0{2}^{-\frac{x}{CDA}}$$ $$D=\frac{D_0}{2^{(x/CDA)}}$$

A.N: $$D=\frac{100}{2^{(5/0,35)}}=5\times 10^{-3}mSv/h$$

$$D=5\mu Sv/h$$

Distance:

1. ASP: Abdomen sans Préparation

$$D_1{d}_1^2=D_2{d}_2^2$$

$$D_2=D_1{\frac{d_1}{d_2}}^2$$

Pour $50cm$ :

$$\begin{array}{c}{D}_1=28\mu Sv\text{ aˋ }{d}_1=1m\\ D_{50}=28\times {\left(\frac{100}{50}\right)}^2=28\times 4\\ D_{50}=112\mu Sv\end{array}$$

Pour $3m$ :

$$D_3=28\times {\frac{1}{3}}^2=\frac{28}{9}=3,1\mu s\nu$$

$$D_3=3,1\mu SV$$

$$D_1{d}_1^2=D_2\times d_2^2$$ $$d_2^2=\frac{D_1}{D_2}{d}_1^2\Rightarrow d_2=\sqrt{\frac{D_1}{D_2}{d}_1^2}$$

$$d_2=d_1\sqrt{\frac{D_1}{D_2}}$$

A.N:

On a:

• $d_1=2m$
• $D_1=1mSv/h$
• $D_1=1000\mu sv/h$
• $D_2=2,5\mu sv/h$

Alors $$d_2=2\times \sqrt{\frac{1000}{2,5}}=2\times 20=40m$$ $$d_2=40m$$

$✓$ Avant l'écran :On divise par 100 la dose a $1m:$

$$\begin{gathered} D_1\times d_1^2=D_2\times d_2^2\Rightarrow D_2=D_1{\left(\frac{d_2}{d_2}\right)}^2 \\ {D}_2=D_1{\left(\frac{1}{10}\right)}^2=\frac{D_1}{100} \\ {D}_2=\frac{1mGy/h^{100}}{100}\Rightarrow D_2=10\mu Gy/h \end{gathered}$$

$✓$ Après l'écran: ($1CDA$) de la dose est:

$$D=\frac{D_2}{2}=5\mu G_y/h$$

• le facteur de pondération est 1 alors $$D=5\mu Sv/h$$

Calculs d'activités :

$$\begin{gathered} T=6h \\ A=A_0{e}^{-\frac{\ln 2}{T}t}avect=12h=2T \\ A=A_0{e}^{-\frac{2}{T}\times 2T} \\ A=4A \\ {A}_0=80mCie \end{gathered}$$

On a $$t=3h=\frac{T}{2},A_0=A{e}^{\frac{\ln 2}{\lambda }}\times \frac{T}{2}$$

$$\begin{gathered} A_0=A{2}^{1/2} \\ {A}_0=28,28\text{ mCie } \end{gathered}$$

Temps:

1. on a $t=30min=1800s$

$$2\times 1800mAs⟶5,2mSv$$ Et $$800000mAs⟶D$$ $$D=\frac{800000\times 5,2}{2\times 1800}=1160mSv/an$$

$\frac{200}{50}=4\Rightarrow D=\frac{100}{16}=6,25\mu Sv$

$$D=6,25\mu Sv$$

• 3.1. Pendant $1an$, le nombre des coupes est: $39000\times 6=234000$ coupes

  • Le débit moyen est: $$\frac{20\times 10^{-6}\times 234000}{6000}=780\mu Gr/h$$
  • 20 coupes et $20\mu Gy/scan$

$$D=20\times 20=400\mu Sv=0,4mSv$$

Exercice 3

$$I=I_0{e}^{-\mu x}\Rightarrow \frac{I}{I_0}=e^{-\mu x}$$

A.N: $$\frac{I}{I_0}=e^{-0,877\times 5}=0,25$$ donc $$\frac{I}{I_0}=25\%$$

2. On a CDA $=\frac{\ln 2}{\mu }$

A.N: $$CDA=\frac{\ln 2}{0,277}=2,5cm$$ donc $$CDA=2,5cm$$

Exercice 4:

$$D_1=\frac{D_0}{2^2}\Rightarrow D_1=0,05Sv/h$$

$$D_2=\frac{D_0}{10^2}\Rightarrow D_2=10^{-3}Sv/h=1mSv/h$$

$$d=\sqrt{\frac{D_1}{D_2}\times d_2^2}$$ A.N:

$d=\sqrt{4\times \frac{10^{-3}}{2,5\times 10^{-6}}}=40m$

Donc $$d=40m$$

TD2 Radioprotections

Exercice 1:

En fonction de la dose délivrée, les effets des radiations sur l'organisme peuvent être des effets déterministes ou stochastiques

1. donner la signification de chaque effet.

2. Donner la signification du principe d'ALARA

Exercice 2:

Pour réaliser une tomographie par émission de positons TEP, on injecte a un patient un radiopharmaceutique marqué au ${}^{18}fluor$, émetteur ${\beta }^{+}$.

Le personnel médical est expose au cours de cet examen a une irradiation a proximité du patient.

A 1 mètre de celui-ci, le débit de dose est de $30\mu Sv/h^{-1}$.

Le parcours des ${\beta }^{+}$ émis par ${}^{18}F$ dans les milieux biologiques est de $2,6mm$.

1. A quels rayonnements le personnel médical est-il exposé ?
2. Quelle dose reçoit-t-on pendant $10min$ à $1m$ du patient ?
3. A quelle distance du patient l'exposition est elle réduite a $6\mu S{v}^{-1}{h}^{-1}$ ?

Exercice 3:

Pour se protéger des rayons $\gamma$ produits par le technétium-99, une infirmière utilise un protège seringue en plomb.

Sachant que la couche de demi-atténuation du plomb pour les rayons $\gamma$ produits est de $0,4mm$, déterminer l'épaisseur de plomb du protège-seringue pour avoir une atténuation d'un facteur $100.$

Exercice 4:

On place un écran de nature inconnu et de $4,2cm$ d'épaisseur devant une source radioactive.

On constate alors une atténuation d'un facteur 8 du nombre de photons transmis.

• Quelle est la nature de l'écran ?

On donne :

Exercice 5:

Un technicien doit préparer une solution contenant de l'iode 123 pour une scintigraphie.

II se situe à 3 mètre de la solution radioactive non protégée durant la $1^{\text{ere }}$ étape de cette préparation, puis s'en approche à $30cm$ pour prélever l'activité nécessaire.

• Quand il se rapproche et prélève l'activité.

Cochez, en justifiant votre réponse, la (ou les) propositions exacte(s).

• Le débit de dose auquel il est exposé est multiplié par 2.

• Le débit de dose auquel il est exposé est multiplié par 10.

• Le débit de dose auquel il est exposé est multiplié par 100.

• • Un écran, disposé au moment du prélèvement, ayant un facteur d'atténuation de 100 , lui permettra de ne pas augmenter son exposition.

• Aucune des propositions ci-dessus.

Exercice

• 3. Quels sont les trois moyens pratiques permettant de réduire l'exposition externe d'un individu?
• 4. Quand peut-on considérer une source comme ponctuelle?
• 5. Citer quelques actions permettant de réduire le temps d'exposition d'un individu.
• 6. Comment évolue le debit de dose absorbée du rayonnement électromagnétique émis par une source ponctuelle?
• 7. A courte distance, pour un meme taux d'émission quel type de rayonnement, ${\beta }^{-}$ ou $\gamma$, deliver le debit de dose le plus élevé?
• 8. Une source ponctuelle $\gamma$ délivre un débit de dose absorbe de $460\mu Gy.h^{-1}$ à $1m$. Quel sera lé débit de dose absorbée à $50cm$ ? Même question pour une distance de $3m$ ?
• 9. Le debit de dose absorbe, du au rayonnement $\gamma$ émis par une source ponctuelle, mesuré à $30cm$ de la source a pour valeur $400\mu Gy{h}^{-1}$.
• 10. Le débit de dose absorbée à $2m$ d'une source ponctuelle émettant du rayonnement $\gamma$ de $125\mu Gy.h^{-1}$.

• Quelle est la valeur du débit de dose absorbée à $1,5cm$

• Même question à $3m$.

• A quelle distance le débit

• 11. Quel est le débit de dose absorbée à 1 mètre d'une source ponctuelle d'activité $370GBq$ émettant des photons de $1,5MeV$ avec une source ponctuelle d'émission de $100\%$ ?
• 12. Quel est le débit de dose absorbée à $10cm$ mètre d'une source ponctuelle d'activité $370GBq$ émettant des particule ${\beta }^{-1}$ de $1,7MeV$ avec une intensité d'émission de $80\%$
• 13. Y a-t-il un critère concernant la nature des matériaux à utiliser lorsqu'on veut mettre en place un écran de protection contre le rayonnement émis par une source se désintégrant uniquement par émission bêta moins?
• 14. Quelle épaisseur de plomb peut atténuer d'un facteur 1000 environ, le débit de dose absorbe, sachant que l'épaisseur moitié du plomb pour l'énergie du rayonnement considéré est de $2mm$.

• 15 Donner la relation qui lié l'épaisseur dixième a l'épaisseur moitié. En déduire l'épaisseur de la protection de plomb à mettre en oeuvre pour réduire à $25\mu Gy.h^{-1}$. Un débit de dose absorbe dû au rayonnement direct dont la valeur initial était de $2mGy.h^{-1}$.

On donne la valeur de l'épaisseur moitié du plomb vis-à-vis du rayonnement considéré : $4mm$.

• 16. On désire mettre en place une protection de plomb qui permettrait de réduire d'un facteur 20 la dose absorbée au poste de travail d'un opérateur. Sachant que pour le rayonnement gamma considéré, le coefficient d'atténuation linéique du plomb a pour valuer $\mu =0,9c{m}^{-1}$ et que la valeur du build up facteur facteur d'augmentation en dose est $B=1,75$,
  • calculer l'épaisseur de plomb nécessaire.

TD2 Correction

EVALUATION MODULE NATIONAL RADIODIAGNOSTIC ET IMAGERIE MEDICALE

1. Quelles sont les propositions exactes ? Les rayons $X$ résultent :

• De l'interaction des électrons avec les noyaux des atomes de l'anode
• De l'interaction des électrons avec les électrons des atomes de l'anode
• De la désexcitation des noyaux des atomes de l'anode
• De la décélération des protons
• De l'interaction d'un photon avec l'anode

2. Quelle est la proposition exacte ? Dans le corps du patient, les rayons $X$ interagissent principalement :

• Par effet photoélectrique
• Par diffusion Compton
• Par production de paires
• Par annihilation
• Par rayonnement de freinage

3. Quelles sont les propositions exactes? La dose absorbée :

• A pour unité le Gray (Gy)
• A pour unité le Sievert (Sv)
• Est utilisée pour les niveaux de référence diagnostiques
• Est accessible par la mesure
• Permet d'estimer les effets stochastiques

4. Quelles sont les propositions exactes ? La dose efficace :

• A pour unité le Gray (Gy)
• A pour unité le Sievert (Sv)
• Est utilisée pour les niveaux de référence diagnostiques
• Est accessible par la mesure
• Permet d'estimer les effets stochastiques

5. Quelles sont les propositions exactes ? Augmenter les kilovolts (kV) :

• Améliore le contraste naturel du corps humain
• Permet de diminuer du même coup les $mAs$ donc la dose
• Est sans impact sur la qualité image
• Doit entraîner une augmentation de la filtration
• Améliore le contraste par injection d'iode 6.

6. Quelles propositions vraies caractérisent les effets déterministes des rayonnements ionisants ?

• Ce sont des effets dits `obligatoires "
• Leur fréquence augmente avec la dose
• Leurs effets apparaissent au-delà d'un seuil
• Plus la cellule est différenciée, plus elle est radiosensible
• Toutes les réponses sont exactes

7. Concernant les effets déterministes, quelles propositions sont vraies ?

• On parle d'exposition car c'est l'effet biologique des rayonnements ionisants qui est recherché
• Le compartiment souche est très radiosensible car il présente de nombreuses mitoses
• Pendant la phase des symptômes, le compartiment souche a complètement disparu
• Plus la dose reçue est importante, plus la phase de latence est courte
• En phase de latence, il n'y a pas d'effet clinique observable

8. Parmi les propositions suivantes, laquelle caractérise l'effet déterministe des radiations ionisantes (une réponse exacte) :

• La fréquence d'apparition est indépendante de la dose
• L'induction de mutations génétiques a été observée cliniquement chez les descendants des sujets irradiés par la bombe atomique
• La modification induite par cet effet est létale pour la cellule
• Chez l'homme l'effet cancérigène à long terme constitue le risque principal

9. Concernant l'irradiation et l'exposition aiguë, quelles propositions sont vraies ?

• La dose létale 50 correspond à une dose de 5 à $10 ~Gy$
• Au-delà de $10 ~Gy$, c'est le syndrome neurologique qui prédomine
• Pour une dose comprise entre $1 ~Gy$ et $6 ~Gy$, le syndrome hématopoiétique prédomine avec disparition des lymphocytes
• Concernant l'exposition aiguë de la peau, on note un érythème pour une dose comprise entre 3 et $5 ~Gy$
• On n'observe pas de télangiectasie dans la radiodermite chronique 10.

10. Parmi les propositions concernant la cataracte radio-induite, laquelle est FAUSSE ?

• Le cristallin est avasculaire
• La cataracte radio-induite est postérieure, dans l'axe visuel
• C'est l'un des risques de la radiologie interventionnelle
• La valeur limite d'exposition des travailleurs pour la cataracte est passée à $100 mSv$ par an
• La cataracte radio-induite est différente de celle liée au tabac ou aux Ultra-Violets

11. Parmi les propositions suivantes, laquelle est vraie concernant une exposition in utero à un mois de grossesse par un scanner du pelvis ?

• La dose reçue par l'enfant à naître est calculée à partir du seul PDL (produit dose.
• Longueur)
• On ne peut garantir aux parents que l'enfant sera indemne de toute malformation
• Le risque de cancer entre 1 et 15 ans pour l'enfant à naître est doublé
• Le risque spontané d'affection maligne chez l'enfant de 1 à 15 ans est de $3 %$
• A cette période de la grossesse, la loi du tout ou rien est la seule applicable

12. Quelles propositions sont vraies concernant les phases de la grossesse ?

• La phase dite pré-implantatoire de $J 0$ à $J 9$ est régie par la règle des 10 jours
• Pendant la phase " pré-implantatoire`, les cellules sont totipotentes
• Pendant la phase d'organogénèse, le risque est la perte du capital cellulaire
• II existe des risques de dysmaturation pendant la phase fœale
• On ne fait pas d'angioscanner thoracique à la recherche d'une embolie pulmonaire chez la mère lors de la phase fœtale.

13. Parmi les propositions suivantes, une seule est FAUSSE, laquelle?

• Le problème d'une grossesse irradiée ne se pose que si le fœetus est dans le champ de rayonnement
• La mise en place d'un tablier plombé sur le pelvis pour la réalisation d'un scanner cérébral chez une femme enceinte diminue l'irradiation du fœetus
• Un scanner thoracique correctement réalisé délivre moins de $1mGy$ au fœetus
• La collimation permet de réduire la dose au fœtus
• En médecine nucléaire, la dose délivrée au fœtus varie selon l'âge de la grossesse

14. Concernant les personnels soignants présentant une grossesse, quelles propositions sont vraies ?

• Il y a obligation de retrait de poste pour la radiologie interventionnelle
• Il y a retrait de poste du scanner pendant la phase d'organogénèse
• La limite de dose d'exposition pour le fœtus est de $1mGy$
• La personne portera un dosimètre opérationnel

15. Concernant les cancers radio-induits, quelle est la réponse FAUSSE ?

• Les caractéristiques histologiques sont les mêmes que les cancers spontanés
• Le pronostic d'une leucémie commune n'est pas différent d'une leucémie radio-induite
• Les cancers thyroïdiens en surnombre des enfants exposés au voisinage de la centrale de Tchernobyl ont pu bénéficier de traitement par iode radioactif (IRA thérapie)
• La radiothérapie est contre-indiquée pour le traitement des cancers radio-induits
• Le traitement d'une leucémie radio-induite est le même qu'une leucémie " commune`

16. Concernant la projection du risque après exposition ponctuelle $d^{\prime} u n$ adulte à une dose de $240000 \mu Sv$, quelle est la surface sous la courbe [Risque de cancer $=f$ (âge)] la moins importante ?

• Risque spontané vie entière
• Modèle additif de risque
• Modèle multiplicatif de risque
• Modèle comportant un risque au retour spontané
• Les surfaces sont les mêmes car la dose est trop faible pour augmenter le risque

17. Concernant l'extrapolation aux faibles doses des observations aux fortes doses, quelles sont les propositions exactes?A.

• Cette extrapolation pallie les insuffisances de l'épidémiologie, compte tenu des effectifs qu'il conviendrait d'observer pour mettre en évidence une différence significative (exposés/non exposés)B.
• Pour une dose de $30 mSv$, le risque est inférieur dans le modèle quadratique, à celui du modèle linéaireC.
• Cette extrapolation permet de prédire de façon fiable l'excès attendu de cancer pour une dose de $0,0005 ~Sv$D.
• En radioprotection, elle a permis de déterminer les limites de doses pour les travailleurs exposés, afin de leur garantir un risque d'effet stochastique négligeableE.
• L'excès de risque du modèle hormésis est plus important à $10 mSv$ que celui du modèle quadratique

18. Concernant le débit de dose, quelles sont les propositions vraies?

A.

• L'effet cancérigène est diminué lorsque le débit de dose est bas, et que la dose est reçue sur une longue périodeB.
• Plus le débit de dose est élevé, moins les mécanismes de réparation sont efficacesC.
• Les études n'ont pas montré d'effet du débit de dose sur le risque des effets stochastiquesD.
• Le fractionnement dans le temps de dose pourrait diminuer l'effet cancérigène d'un facteur 2 à 10E.
• Des études ont montré qu'une pré-irradiation à faible dose d'une population cellulaire réduit les effets d'une irradiation ultérieure

19. Concernant les mécanismes de réparation cellulaire, quelles sont les propositions vraies?

A.

• Le système de réparation de l'ADN est actif, car chaque jour de nombreuses lésions surviennent dans une cellule, essentiellement du fait du métabolisme oxydatifB.
• L'apoptose est une mort cellulaire programmée qui peut être déclenchée lorsque le matériel génétique n'est pas correctement réparéC.
• II serait très difficile de justifier éthiquement un protocole d'étude visant à démontrer le phénomène d'hormésis chez l'homme (étude cas-témoin par exemple)D.
• La qui19.escence cellulaire favorise la réparation de l'ADN en stoppant momentanément le cycle cellulaireE. À faible dose d'irradiation, il existe de nombreuses morts cellulaires dans un tissu et la prolifération des cellules restantes est stimulée

20. Concernant les effets stochastiques, quelles sont les propositions vraies ?

• La probabilité d'occurrence de ces effets augmente proportionnellement à la dose selon une fonction linéaire
• Ces effets sont liés à mortalité des cellules induite par les rayonnements ionisants
• La relation linéaire sans seuil permet de calculer aisément le nombre de cancers en excès après exposition des patients aux examens d'imagerie médicale
• On n'a pas observé d'anomalies génétiques en excès chez les descendants des irradiés d'Hiroshima et de Nagasaki même pour de très fortes doses
• Des mutations génétiques transmises à la descendance ont été observées après exposition expérimentale de drosophiles aux rayonnements ionisants

21. Exposition moyenne de la population française aux radiations ionisantes : quelles sont les propositions exactes ? (Réponses multiples) :

• L'exposition aux radiations cosmiques représente $30 %$ de la dose totale (naturelle et non naturelle) reçue par individu
• L'exposition due à la pratique médicale est la première cause d'exposition non naturelle
• L'exposition d'origine tellurique est variable selon les régions géographiques
• Le radon est essentiellement apporté par l'alimentation
• L'exposition moyenne/habitant due à la pratique médicale est de l'ordre de 1,6 mSv/an

22. Le produit dose-surface se caractérise par les propositions suivantes (Réponses multiples) :

• II tient compte de la zone anatomique exposée
• Compte-tenu de son mode de calcul, il dépend de la distance entre le foyer radiogène et le patient
• II doit figurer dans le compte rendu du radiologue pour toutes les explorations intéressant la tête, le cou et le tronc
• II s'exprime en mGy.cm2, multiples ou sous multiples
• Son recueil en fin d'examen permet une estimation de la dose efficace délivrée par cet examen

23. Un examen tomodensitométrique du thorax chez un adulte de $70 ~kg$, comprenant une seule acquisition hélicoïdale, a permis de relever les paramètres suivants : IDSP (CTDIw) = 16 mGy, PDL = $420 mGy \cdot cm$.

• Quelles sont les propositions exactes (Réponses multiples) :
• La dose efficace peut être estimée à partir du PDL
• Un second passage avec les mêmes paramètres à la console va se traduire par un IDSP additionnel de 32 mGy pour cette seconde acquisition
• Un second passage avec les mêmes paramètres va se traduire par une dose efficace totale multipliée par 2
• Un second passage avec les mêmes paramètres ne va pas avoir d'influence sur le PDL total
• Les paramètres proposés ici : IDSP, PDL sont aberrantes car largement surestimés

24. Une seule réponse est exacte.

• La fonction de transfert de modulation (FTM) :
• Mesure la résolution en contraste à partir d'une mire
• Correspond au rapport du signal sur bruit
• Caractérise le pouvoir séparateur d'un détecteur
• Est défini par la variance du bruit dans l'image
• Caractérise la résolution en contraste et le bruit d'un système

25. Une seule réponse est exacte.

• La filtration du faisceau de rayons $X$ en sortie de tube :
• Est recommandée mais facultative
• Est habituellement assuré par une couche de 2,3 mm de $Pb$
• Permet d'éliminer les photons de haute énergie
• Le Cu peut être utilisé pour réaliser une filtration additionnelle
• N'influence pas le rapport signal sur bruit

26. Quelles sont les réponses exactes ? La diminution des KiloVolts à dose délivrée équivalente au patient :

• Augmente le contraste de l'image
• Augmente le diffusé
• Impose d'augmenter les mAs (milliampères-secondes)
• Est toujours la meilleure option en termes de radioprotection
• Est à recommander en imagerie thoracique

27. Quelles sont les réponses exactes ? La filtration en sortie de tube :

• Est obligatoire
• Est de 2,3 mm de plomb
• Peut être diminuée en pédiatrie
• A pour objet de diminuer le rayonnement de faible énergie E.
• Diminue la dose reçue par le patient

28. Quelles sont les réponses exactes ? Quelles mesures contribuent à diminuer la dose reçue en scopie?

• Utilisation de la scopie pulsée
• Diminution de la taille du champ avec un amplificateur de luminance
• Diaphragmer le plus possible sur la zone d'intérêt
• Augmenter la distance tube patient
• Augmenter la distance patient-détecteur

29. Quelles sont les réponses exactes concernant le CTDI (IDSV) au scanner ?

• II est calculé à partir de fantômes
• II est un bon reflet de l'irradiation reçue par un patient lors d'un examen
• Il tient compte de la radiosensibilité des différents organes
• II est affecté par les $k V$ et les $m A s$
• Les niveaux de références de dose tiennent compte de ce paramètre

30. Quelles sont les réponses exactes concernant la dose au scanner ?

• Une augmentation de $20 %$ des $k V$ entraîne une irradiation beaucoup plus importante qu'une augmentation de $20 %$ des $mAs$
• La modulation des $mAs$ en $XY$ (dans le plan transversal) se fait à partir du scout view (topogramme)
• La modulation des $mAs$ en $XY$ (dans le plan transversal) est surtout efficace au niveau du cou
• La modulation des $mAs$ en $Z$ (dans le plan longitudinal) est surtout efficace au niveau du thorax
• La modulation des $mAs$ en $XY$ ne peut pas être combinée à une modulation des $mAs$ en $Z$

31. Concernant les techniques de réduction de dose au scanner, quelles sont celles accessibles au radiologue à la console ?

• La modulation des $mAs$ en $XY$
• La modulation des $k V$ en $XY$
• La modulation des $kV$ en $Z$
• La filtration des rayons $X$ de faible énergie
• L'utilisation d'une technique de reconstruction itérative

32. Concernant le produit dose longueur (PDL), quelles sont les réponses vraies ?

• II double si l'on double la longueur de l'hélice
• II double si l'on double les $mAs$
• II double si l'on double les $KV$
• II double si l'on double le pitch
• II double si l'on répète une fois l'hélice

33. Concernant la dose efficace au scanner, quelles sont les réponses vraies ?

• Elle tient compte de la taille du patient
• Elle tient compte de la radiosensibilité des organes
• Elle peut être additionnée à la dose efficace d'un autre examen
• Elle doit figurer dans le compte rendu du radiologue
• Elle s'exprime en $mSv$ (milliSievert)

34. Concernant les niveaux de référence de dose au scanner, quelles sont les réponses vraies ?

• Ils ne doivent en aucun cas être dépassés
• Ils peuvent être modifiés en fonction des progrès techniques
• Ils concernent le CTDI et le produit dose longueur
• Ils sont de valeur égale dans tous les pays
• II faut vérifier une fois par semaine que l'on respecte ces niveaux

35. Quels artifices techniques contribuent de diminuer la dose lors d'un scanner du rachis Iombaire ?

• Utiliser un filtrage des rayons $X$ à la sortie du tube
• Utiliser des collimateurs de champs
• Utiliser des collimateurs de part et d'autre de la rangée de détecteurs
• Utiliser un protocole abdomen plutôt qu'un protocole rachis
• Utiliser une technique de modulation des $mAs$

36. II est possible d'additionner les produits dose longueur de (Choix multiples):

• Une hélice abdominale et une hélice cervicale
• Une hélice cérébrale et une hélice cervicale
• Une hélice abdominale et une hélice pelvienne
• Une hélice thoracique, une hélice abdominale et une hélice pelvienne
• Une hélice cérébrale sans injection et une hélice cérébrale avec injection

37. Concernant les paramètres d'exposition au scanner, quelles sont les réponses vraies

• Les $m$ As déterminent l'énergie des rayons $X$
• Les $kV$ déterminent l'énergie des rayons $X$
• La dose varie avec le carré des $mAs$
• La dose varie avec le carré des Kv
• Une dose trop élevée est signalée par une alarme

38. Un scanner abdominal est effectué chez un enfant de 2 ans.

• Le CTDIvol affiché à la console est de 4 mGy pour un fantôme Body 32.
• Parmi les affirmations suivantes, lesquelles sont vraies :
• C'est la dose recommandée à cet âge
• La dose moyenne absorbée réelle est environ 2 fois plus élevée
• La dose moyenne absorbée réelle est environ 4 fois plus faible
• II n'existe pas encore en France de Niveaux de Référence Diagnostique réglementaire en scanographie pédiatrique
• II existe des Recommandations de Bonne Pratique en scanographie pédiatrique incluant des niveaux de dose.

39. Parmi ces choix de valeurs de Haute Tension, lequel ou lesquels vous paraissent adaptés ?

• Scanographie du thorax à 1 an : $120 kV$
• Scanographie de l'abdomen à 14 ans : $140 kV$
• Scanographie du rocher à 10 ans : $80 kV$
• Scanographie de l'abdomen à 10 ans : $100 kV$
• Scanographie des sinus à 15 ans : $140 kV$

40. Les affirmations suivantes concernent les paramètres d'acquisition en scanner pédiatrique.

• Lesquelles sont vraies?
• Le réglage de la tension modifie peu la dose moyenne absorbée
• Une augmentation isolée du pitch réduit la dose moyenne absorbée
• L'adaptation du champ de vue (FOV) d'acquisition au diamètre d'un enfant ne modifie pas la dose moyenne absorbée
• Le réglage du pitch a un effet sur la résolution spatiale
• Le réglage du temps de rotation du tube a un effet direct et proportionnel sur la dose moyenne absorbée

41. Les affirmations suivantes concernent la préparation des enfants avant un scanner.

• Lesquelles sont vraies?
• Le sirop de saccharose a un effet antalgique chez le nourrisson
• Le gaz MEOPA (02-NO2) a un effet sédatif rapide
• Le gaz MEOPA (02-NO2) a un effet antalgique et peut être utilisé à partir de l'âge de 4 ans
• L'hydrate de chloral est habituellement employé comme sédatif chez le nourrisson de moins de 4 mois
• Le jeûne est inutile, sauf en cas de prémédication sédative

42. Les affirmations suivantes concernent la mise en place d'une voie d'abord veineuse chez un enfant de 1 an pour réaliser un scanner abdominal.

• Laquelle est vraie ?\A. À cet âge, l'emploi de patch d'Emla est inutile
• Le site de ponction préféré est le pli du coude
• La voie veineuse est placée sur table, entre les acquisitions sans et avec injection
• L'injecteur automatique est contre-indiqué
• Les réactions d'hypersensibilité aux PDC iodés sont exceptionnelles à cet âge.

43. Parmi les installations suivantes, quelles sont celles qui sont soumises à autorisation de l'ASN ?

• Mammographie
• Appareil de radiologie mobile
• Scanner
• TEP E.
• Appareil de radiologie interventionnelle

44. Parmi les principes suivants de la radioprotection, quel est celui qui n'est pas applicable aux patients ?

• Justification
• Optimisation
• Limitation des doses
• Responsabilité
• Substitution

45. Les guides à destination des professionnels de l'imagerie visent à : (choix multiple)

• Limiter la réalisation d'actes d'imagerie quels qu'ils soient
• Justifier la réalisation d'actes exposant aux rayonnements ionisants
• Optimiser les doses reçues par les patients
• Limiter les doses reçues par les travailleurs

46. Le guide du bon usage des examens d'imagerie est : (choix multiple)

• À destination du demandeur de l'examen
• À destination du réalisateur de l'examen
• Lié au principe de justification
• Lié au principe d'optimisation

47. Le guide des procédures radiologiques (choix simple) :

• Répond au principe d'optimisation
• Répond au principe de justification
• Doit être impérativement respecté quel que soit le poids du patient
• Contient les valeurs de dose à ne pas dépasser

48. Les valeurs de NRD en radiologie classique sont définies (choix simple):

• À partir de la moyenne des doses collectées en France pour un type d'examen,
• À partir du 75ème centile de la distribution des doses collectées en France pour un type d'examen,
• Pour un type d'examen quel que soit l'âge du patient,
• Pour un type d'examen et un type de détecteur

49. En radiologie interventionnelle, si la distance entre le faisceau de rayons $X$ et l'opérateur passe de 50 centimètres à 1 mètre, la dose reçue par l'opérateur est divisée par (choix simple) :

• 2
• 4
• 6
• 8
• 10

50. En radiologie interventionnelle, pour diminuer l'exposition de l'opérateur il faut (réponses multiples) :

• Placer le tube au-dessus de la table en incidence de face
• Placer le tube du côté de l'opérateur en incidence de profil\C. Être le plus éloigné possible du couple tube-détecteur
• Utiliser une filtration additionnelle
• Travailler avec une tension plus basse

Epreuve d'évaluation Nationale DES Radiodiagnostic et Imagerie Médicale

1. Quel est le nom de l'organisme international de radioprotection?

Créé par la société internationale de radiologie en 1928 pour faire face à l'épidémie de leucémies chez les radiologues qui utilisaient la radioscopie sans faire attention à leur propre protection

• ICRU
• CIPR
• UNSCEAR
• AIEA
• ALARA