Dose externe

Illustration de la Crête de Tavernier, phénomène qu'il découvrit en 1948 et qui se caractérise par l'accroissement de la dose d'irradiation de certains rayonnements dans l'organisme avant sa décroissance exponentielle

La dose externe est engendrée par différents types d’exposition :

• exposition naturelle : elle est principalement causée par les rayonnements cosmique et tellurique ;
• exposition artificielle : elle est principalement médicale (radiographie, scanner, radiothérapie) ;
• exposition professionnelle : sources scellées, générateurs de rayon x et réacteurs ;
• exposition accidentelle.

La dose d'irradiation a essentiellement une décroissance exponentielle dans l'organisme en fonction de la profondeur après un passage par un maximum appelé Crête de Tavernier du nom du physicien belge Guy Tavernier qui découvrit le phénomène en 1948. Cette allure de courbe est semblable pour les faisceaux de photons et de neutrons et les rayons X et Gamma.

Dans le cas d’un accident, la dose peut être évaluée avec des codes de calcul qui prennent en compte l'activité de la source, la distance, les écrans et les réflecteurs. L’utilisation de la dosimétrie biologique est également efficace pour reconstituer la dose dans ce cas. Elle est effectuée par un prélèvement sanguin (lymphocyte) et le recensement d’anomalies chromosomiques.

Les travailleurs pouvant être soumis à des rayonnements ionisants lors de leur activité (industries nucléaires, médecins, radiologues…) portent un dosimètre (dosimètre électronique et/ou dosimètre à lecture différée) qui mesure la quantité de rayonnements auxquels ils ont été soumis. Ces dispositifs permettent de s’assurer que la personne n’a pas reçu une dose supérieure à la norme tolérée ou d’en mesurer l’importance.

En 2002, ce suivi dosimétrique réglementaire concernait 253 000 travailleurs exposés aux rayonnements ionisants, dont 111 000 personnes dans le secteur médical (le premier concerné, devant le secteur nucléaire)^[5].

Dose interne

La dose interne est engendrée par l'incorporation de radionucléides dans l'organisme.

Comme la dose externe elle peut être la conséquence de différentes exposition :

• exposition naturelle : principalement par inhalation de radon, ingestion de potassium 40 et carbone 14 ;
• exposition artificielle : exposition médicale lors d'injection de composés radiopharmaceutiques (scintigraphie ...) ;
• exposition professionnelle : source non scellées ;
• exposition accidentelle.

Si l'exposition n'est pas chronique, la concentration en radionucléides présents dans l'organisme va diminuer avec le temps. La dose n'est donc pas immédiate mais répartie sur plusieurs mois ou années. On parle alors de « dose engagée » : la dose intégrée sur la vie de l'individu (soit sur 50 ans pour un adulte et sur 70 ans pour un enfant).

Les radionucléides vont décroître selon deux phénomènes :

• la décroissance radioactive : phénomène physique correspondant à la désintégration des noyaux radioactifs et caractérisé par la période radioactive, T_r (temps nécessaire à la désintégration de la moitié des noyaux) ;
• la décroissance biologique, phénomène biologique correspondant à l'élimination des atomes ou molécules par l'organisme et caractérisé par la période biologique, T_b (temps nécessaire à l'élimination de la moitié de la radioactivité).

Pour prendre en compte la décroissance globale des radionucléides dans l'organisme, on utilise la notion de période effective :

${\displaystyle T_{e}={\dfrac {T_{b}*T_{r}}{T_{b}+T_{r}}}}$

L'élimination des radionucléides de l'organisme ne s'effectue pas de façon linéaire. Elle suit une fonction d'excrétion (ou de rétention si on considère l'évolution de l'activité encore présente dans l'organisme).

Ces fonctions mathématiques dépendent principalement des radionucléides (pour la décroissance radioactive) et de leur formes physico-chimique (pour la décroissance biologique). Le mode d'exposition (chronique ou aiguë) et la voie d'entrée (inhalation ou ingestion) peuvent venir également perturber cette élimination.

Distance

S’éloigner de la source de rayonnements.

En effet, dans le cas de rayonnement qui s'atténuent peu dans l'air, la dose reçue par une source ponctuelle diminue selon l'inverse du carré de la distance (cette relation est valable dans tous les milieux isotropes ainsi que dans le vide) :

${\displaystyle D_{d_{1}}={\frac {D_{d_{0}}}{({\tfrac {d_{1}}{d_{0}}})^{2}}}}$

Activité

Réduire l'activité de la source, par exemple :

• diminuer les quantités de matière radioactive engagées, dans le cadre d'une décontamination par exemple ;
• diluer les gaz radioactifs. Dans les mines d’uranium souterraines, la ventilation permet de maintenir une faible concentration de radon dans l’air que respirent les mineurs ;
• attendre la décroissance radioactive des éléments. Par exemple, les installations nucléaires ne sont pas démantelées aussitôt leur arrêt, de façon à permettre une diminution de l’activité des zones concernées.

Temps

Minimiser la durée de l’exposition aux rayonnements.

Écran

Dans le cas d'une exposition externe, il est possible d'utiliser des écrans de protection entre la source et les personnes. Ces écrans sont choisis en fonction des caractéristiques des rayonnements ionisants émis (par exemple : des murs de béton, des parois en plomb et des verres spéciaux chargés en plomb pour les rayonnements électromagnétiques : gamma et X)^[6].

Le rayonnement alpha peut être arrêté par une simple feuille de papier.

Le rayonnement bêta doit être arrêté par des écrans dont les atomes qui le constituent ont un faible numéro atomique afin de ne pas favoriser l'émission de rayonnement de freinage. Quelques millimètres d'aluminium permettent d'arrêter ce rayonnement, le laiton et le plexiglas permettent également d'arrêter ce rayonnement, quelques mètres d'air permettent également de l'arrêter.

Pour le rayonnement électromagnétique, il est atténué et non arrêté par les écrans. On utilise les notions d'« épaisseur demi » (ou couche de demi atténuation : CDA) et d'« épaisseur dixième ». Elles correspondent aux épaisseurs permettant de réduire la dose efficace, respectivement d'un facteur deux et d'un facteur dix. Ces valeurs sont étroitement liées au coefficient d'atténuation linéique (ou coefficient massique d'atténuation), µ (en cm^-1), lui-même dépendant du numéro atomique de l'élément utilisé comme écran.

On estime qu'à partir de 10 CDA (qui laissera donc passer un photon sur 1024), si la source n'est pas trop forte, le nombre de rayonnement restant est négligeable. Il faut donc plusieurs CDA afin d'arrêter un maximum de rayons incidents.

Le tablier avec son cache-thyroïde.

Le tablier de plomb existe selon plusieurs épaisseurs de plomb. En toute logique, un tablier de 0,5 mm de plomb arrêtera plus de rayons incidents qu'un tablier de 0,25 mm de plomb. Mais cela dépend évidemment de l'énergie des rayons incidents car un tablier de 0,25 mm de plomb suffira amplement à arrêter des rayons de basse énergie (tel que 40 keV) et cela est moins lourd sur les épaules. Toutefois, le tablier devient inefficace aux hautes énergies (> 100 keV) car il ne permet plus d'arrêter les rayonnements de manière significative. Il ne convient pas non plus pour le rayonnement de particules chargées (béta …) à cause du rayonnement de freinage qui peut être induit.

Il existe aussi des gants de protection aux radiations, dont l'efficacité varie avec le type de source manipulée^[7].

Pour la contamination interne, il n'y a pas d'écran à proprement parler mais des barrières permettant de l'éviter : masque filtrant, boite à gant ventilée, etc.

Organismes internationaux

• Depuis 1928, la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) rassemble des médecins, physiciens, biologistes… de tous pays. Cette société savante statutairement indépendante émet des avis précieux en matière de radioprotection, pour les réglementations propres à chaque État.
• Depuis 1955, le Comité scientifique des Nations Unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR), qui réunit des scientifiques représentant 21 États, a été créé au sein de l’ONU pour évaluer les niveaux et les effets de l’exposition aux rayonnements ionisants et leurs conséquences biologiques, sanitaires et environnementales. Les rapports de l'UNSCEAR, publiés tous les quatre à cinq ans, constituent des sommes exhaustives de milliers de références bibliographiques. Ils servent de bases aux travaux de la CIPR.

Au niveau européen

L’Union européenne, au travers d'Euratom, reprend les avis de l'UNSCEAR et les recommandations de la CIPR dans ses propres normes ou directives.

Les limites légales de radioprotection donnent^[8] :

Le législateur divise par 10 ou 20 les doses admissibles des travailleurs pour la population car il considère que celle-ci comporte des sujets de tous âges, de tous états de santé et qui ne sont pas si bien suivis médicalement…

Ces directives doivent être transcrites dans les législations de chacun des pays membres qui peuvent également fixer une limite annuelle pour les travailleurs.

La limite de 1 mSv/an pour le public ne concerne pas l'irradiation naturelle ni l'irradiation à des fins médicales. Cette limite porte donc spécifiquement sur l'irradiation (non-médicale) d'origine artificielle, d'où l'on peut déduire d'autres règles de protection : épaisseurs des écrans à placer autour d'installations émettant des rayonnements ionisants, règles de zonage des installations nucléaires, etc.

En France

En France, la radioprotection est définie par la loi comme « la protection contre les rayonnements ionisants, c'est-à-dire l'ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l'environnement »^[9]. Pour le Code de la santé publique, c'est l'« ensemble de mesures destinées à assurer la protection sanitaire de la population et des travailleurs au regard de l’exposition aux rayonnements ionisants. Elle satisfait les trois principes fondamentaux que sont la justification, la limitation et l'optimisation »^[10].
Elle relève de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) devenue depuis mai 2006 une autorité administrative indépendante, avec l'appui technique de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). Cette dernière entité est placée sous la tutelle conjointe de différents ministères.

Les établissements détenant une source de rayonnements ionisants sont astreints à l'application du code de la santé publique et du code du travail.

Les limites annuelles de dose efficace en vigueur, fixées par le décret du 31 mars 2003, transposent en droit français la directive Euratom 96/29, soit :

• pour le public : 1 mSv/12 mois glissants (cela ne concerne pas l'exposition médicale) ;
• pour les travailleurs : 20 mSv/12 mois glissants (cette limite est plus restrictive que la limite européenne à 100 mSv par périodes de 5 ans).

Par ailleurs, les femmes enceintes ne doivent pas dépasser 1 mSv au niveau de l'abdomen, le fœtus étant considéré comme protégé par les mêmes limites que le public. Ainsi, dès qu'une travailleuse a déclaré sa grossesse, elle est exclue des travaux nécessitant une catégorisation A. De même, la femme allaitante doit être exclue de tous les travaux à risque de contamination. Enfin les travailleurs mineurs ne doivent également pas dépasser 3/10 des limites et les personnes en contrat à durée déterminée ou en contrat intérimaire ne peuvent pas être soumis à un débit de dose supérieur à 2 mSv/h.

« SISERI » (Système d'information de la surveillance de l'exposition aux rayonnements ionisants) est l'outil national de gestion des données dosimétriques d'exposition des travailleurs à la radioactivité. Géré par l'IRSN il doit garantir une traçabilité et mémorisation des doses reçues par chaque travailleur durant sa vie professionnelle, et comprend une "carte de suivi médical" accessible au médecin du travail.

Plan de surveillance de l'alimentation

Ce plan (imposé par l’Europe pour quelques contaminants dont plomb, mercure, cadmium) est reconduit chaque année (mis en œuvre avec l'IRSN pour la partie concernant la recherche et le dosage de radionucléides). Le ministère de l’agriculture rappelle que « les résultats obtenus sont autant de données indispensables à l'évaluation de l'exposition du consommateur, qui doit se faire dans le cadre de l'analyse de risque menée dans une optique de révision des teneurs retenues dans le règlement européen post-accidentel (règlement (Euratom) n°3954/87) »^[15].

À titre d'exemple, en 2010, le plan de surveillance annuel n'a pas inclus d'analyses à grande échelle ni d’analyses d’échantillons en nombre statistiquement significatif^[15]. Seuls 683 échantillons ont été étudiés pour toute la France, dont une grande partie par des moyens dont les limites de quantification n’ont pas permis de mesure^[15]. Ces mesures ont toutefois confirmé que pour les échantillons alimentaires dont la radioactivité dépassait la limite de quantification, la bioaccumulation et teneur en radionucléides semble être la plus élevée dans le gibier (forestier probablement)^[15]. La radioactivité a en 2010 été mesurée dans quelques échantillons de viande d'animaux chassés (le ministère de l'Agriculture ne précise pas chez quelles espèces ni dans quels organes) ; Elle était en 2010 en moyenne de 12,43 Bq/kg pour le gibier, soit 113 fois plus que la moyenne pour la viande bovine cette même année (établie à 0,114 Bq/kg, radioactivité équivalente à celle trouvés dans le groupe crustacés/mollusques qui était de 0,133 Bq/kg).
Concernant les maxima : cette même année 2010, l’échantillon de gibier le plus contaminé (parmi ces mêmes quelques prélèvements aléatoires) présentait une radioactivité de 50 Bq/kg, soit 335 fois plus que les 0,149 Bq/kg mesurés pour l’échantillon bovin le plus contaminé)^[15].

Améliorer la qualité du travail analytique passe à la fois par l'amélioration du seuil de quantification et par celle du seuil de détection (d'autres critères sont la spécificité, la fidélité, l'exactitude, la linéarité et la stabilité du processus analytique).

Bibliographie

• Accès à tous les numéros de la revue "Radioprotection" (à partir de 1990)
• Radioprotection et ingénierie nucléaire Henri Métivier, Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires, Bruno Lauwers, Didier Paul, Isabelle Aubineau-lanièce ; EDP Sciences Éditions, 2006 (ISBN 2868837697), 9782868837691. (Signalisation Google)
• Radionucléides & Radioprotection : Guide pratique, Daniel Delacroix et Al, CEA et EDP Sciences, 2006;
• ICRP Publication 103: Recommendations of the ICRP, Annals of the ICRP Volume 37/2-3, 2007;
• [PDF]Encyclopédie de Sécurité et de Santé au travail, Robert N. Cherry, Jr., Les rayonnements ionisants, 3^e édition, chapitre 48, Organisation internationale du Travail, 2000, (ISBN 92-2-209203-1);
• [PDF]La radioprotection aujourd’hui et la voie du développement durable, Agence pour l'énergie nucléaire et Organisation de coopération et de développement économique, 2007, (ISBN 978-92-64-99014-2);
• [PDF]Évolution de radiobiologie et de radiopathologie : répercussions sur la radioprotection, Rapport du Groupe de travail sur la science et la technologie affectant la protection radiologique, Agence pour l'énergie nucléaire.
• [PDF]Avis de l'Académie Nationale de Médecine sur l'exposition aux faibles doses (22 juin 1999).
• Après l'accident atomique - Guide pratique d'une radio-protection efficace, par Vladimir Babenko, Éditions Tatamis 2012

Articles connexes

• Association Internationale de Radioprotection
• Contrôle des matières nucléaires