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Radiocontamination externe et interne
Docteur Michel DISERBO, MD, PhD Ancien administrateur du Département des Effets Biologiques des Rayonnements de l’IRBA
Président honoraire de la Société Internationale de Radiobiologie de Langue Française
2
LES MODES D’EXPOSITION
3
IRRADIATION EXTERNE
• GENERATEURS X
• SOURCES SCELLEES
• REACTEURS NUCLEAIRES
PREVENTION :
• TEMPS
• DISTANCE
• ECRANS
URGENCE RADIOLOGIQUE :
SOUSTRACTION AU CHAMP D'IRRADIATION
• Coupure du courant • Mise en sécurité de la source
• Mise à l'abri
L’individu est soumis à un champ d’irradiation dont la source est externe à l’individu
(pas de radioactivité transportée par l’individu)
Exemple :
Rayonnements : +++, X +++, n +++, +, X
4
Présence indésirable de substances radioactives à la surface ou à l ’intérieur d ’un milieu quelconque, y compris le corps humain.
DISSÉMINATION
SOURCE NON SCELLÉE
CONTAMINATION
5
Contamination atmosphérique (Bq.m-3)
Contamination surfacique (Bq.m-2)
6
CONTAMINATION EXTERNE
Rayonnements : ++, +++, (sauf si contamination interne secondaire)X
7
CONTAMINATION EXTERNE
• SOURCES RADIOACTIVES
NON SCELLEES • RETOMBEES
• AEROSOLS
• POUSSIERES
• CONFINEMENT • VETEMENTS DE PROTECTION
• PROPRETE DES SURFACES
DECONTAMINATION EXTERNE RAISONNABLE
(Déshabillage, lavages non agressifs)
• RISQUE de BRULURES RADIOLOGIQUES
• DANGER DE CONTAMINATION INTERNE
PAR REMISE EN SUSPENSION
La contamination est externe, superficielle et transportée par l’individu
Sources :
PREVENTION :
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CONTAMINATION INTERNE
Rayonnements : ++, X ++, ++, +++
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CONTAMINATION INTERNE
INHALATION, INGESTION, BLESSURE
POUSSIERES, LIQUIDES, AEROSOLS, VAPEURS
PROTECTION VESTIMENTAIRE
ET RESPIRATOIRE
HYGIENE EN ZONE REGLEMENTEE
TRAITEMENT DE LA CONTAMINATION EXTERNE
TRAITEMENT MEDICAL SPECIFIQUE DE LA
CONTAMINATION INTERNE
La contamination est interne, profonde et transportée par l’individu
Modes de contamination :
PREVENTION :
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TABLEAU RECAPITULATIF DES DANGERS RELATIFS
EN FONCTION DU RAYONNEMENT ET DU MODE D'IRRADIATION
X, n
Exposition externe 0 0 (+)* ++ ++
Contamination externe 0** +++ ++
Contamination interne +++ ++ ++
* : (+) pour tenir compte des électrons accélérés (accidents d'accélérateur)
** : Sans tenir compte du risque de contamination interne secondaire par remise en suspension.
n, e-
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LES VOIES de CONTAMINATION INTERNE
12
PREVENTION de la CONTAMINATION
INTERNE
13
La biocinétique étudie : - l’absorption - la distribution (biodistribution) - la rétention - l'excrétion des radionucléides dans un organisme vivant. Les radionucléides peuvent être d’origine :
- naturelle (carbone 14, potassium 40, uranium…) - ou produits par les activités humaines
(iodes radioactifs, césium 137, strontium, carbone 14, tritium…)
Biocinétique des substances radioactives
14
ELEMENTS NON TRANSFERABLES
Sans homologues chimiques
dans l'organisme
Forme chimique
ELEMENTS TRANSFERABLES
Isotopes d'éléments stables
(Iode, eau tritiée, …)
Homologues chimiques
(Cs/K, Sr/Ca, Ra/Ca, …)
Transférables Transférables modérés
(sels …)
Non transférables
insolubles
(métaux, oxydes…)
Capacité d'un élément ou d'un composé de franchir les membranes biologiques
Notion de TRANSFERABILITE
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FORMES "F"
(Fast)
FORMES "M"
(Moderate)
FORMES "S"
(Slow)
CLASSIFICATION
En fait
Equilibre chimique dynamique
entre formes transférables et non transférables
Pas de transférabilité ou non transférabilité absolues
Transférabilité ± rapide
± partielle
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Membranes
biologiques
Organes
de rétention
• Os (surface)
• Os (volume)
• Thyroïde
• Foie
• Organisme
entier
Elimination
de la fraction
transférée
Organe
d'échange
sang
TRANSFERE NON TRANSFERE
Elimination
de la fraction
non transférée
Portes
d'entrée
• Peau,
• Blessure,
• Respiratoire
• Digestive
Ganglions
Devenir des substances radioactives
17
Devenir des substances radioactives
18
Voies d’entrée
Les radionucléides présents dans le milieu ambiant peuvent pénétrer dans l’organisme par diverses voies :
- Voie respiratoire (inhalation)
Les aérosols et les gaz (par exemple le radon) pénètrent dans les poumons à l’inspiration. Une partie est exhalée. L’autre partie peut rester dans le poumon (formes insolubles) ou passer dans la circulation sanguine, en fonction de leur degré de solubilité. Ils suivent alors le même devenir biologique que le radionucléide passé dans la circulation sanguine à partir du tube digestif ou de la peau ;
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Transférables vers un organe cible gaz rares : exposition externe
DEVENIR TRANSFERABLES NON TRANSFERABLES
Exhalés 25 % 25 %
Introduit rapidement
dans l'organisme 25 % 0 %
Déposé dans les voies
respiratoires puis
rapidement dégluti 50 % 62,5 %
Déposé pour longtemps
dans les poumons 0 % 12,5 %
20
- Voie digestive (ingestion) Les radionucléides ingérés sous forme soluble traversent la barrière intestinale et passent dans le sang. A partir du sang, ils se répartissent dans un ou plusieurs organes ou tissus (organes de rétention) en fonction de leurs propriétés chimiques.
Ceux sous forme insoluble restent dans le tube digestif et sont éliminés par les fèces. Pendant le temps de transit digestif, ils entraînent une exposition du système digestif aux rayonnements ionisants ; Par ingestion, seule une fraction f1 de l’activité ingérée peut franchir la barrière digestive. Le reste est éliminé par voie digestive. Ce facteur de transfert varie d’un radionucléide à l’autre. Pour les radionucléides solubles, le transfert est total, il est égal à 1 (iode, tritium). Pour le plutonium, un des radionucléides les plus insolubles, f1 = 10-4.
21
- Voie cutanée :
* Voie directe par blessure ou piqure En cas de blessure les formes « insolubles » qui ont été déposées migrent progressivement vers les ganglions lymphatiques drainant le tissu contaminé alors que le radionucléide solubilisé gagne rapidement le sang. En fait, selon les propriétés physico-chimiques du radiocontaminant, par défaut, les composés ont un comportement de type F, M ou S, tout comme après inhalation.
* Voie transcutanée La pénétration du radionucléide dépend de sa nature et de l’état de la peau. La peau ne constitue pas une barrière absolue, elle peut laisser pénétrer certains radionucléides solubles ou des radionucléides associés à des molécules lipophiles. On considère alors une fraction absorbée assimilable au f1 attribué après ingestion.
22
Devenir des radionucléides
après passage dans le sang
Une fois dans l’organisme, la cinétique des radionucléides dépend de leurs propriétés chimiques (spéciation) et donc de la place qu’ils occupent en tant qu'élément chimique dans le tableau périodique des éléments. Ils sont regroupés en grandes classes : - halogènes (iodes, …) - alcalins (potassium, césium, …) - alcalino-terreux (strontium, radium, …) - terres rares, lanthanides (lanthane, europium, …) - actinides (plutonium, uranium, ...) Au sein d'une même classe il existe cependant des variations de comportement d'un radionucléide à l'autre. Le radionucléide suit le devenir biologique de l’élément ou analogue stable correspondant.
23
Distribution - Rétention
Un élément ayant pénétré dans l’organisme, c’est-à-dire dans le compartiment systémique, peut : soit se répartir de façon homogène dans l’ensemble de
l’organisme (ex 22Na, 40K, 134Cs, 137Cs, Cl, HTO, …) soit se concentrer dans un ou plusieurs organes, appelés alors
organes de rétention ou organes cibles. Il s’agit le plus souvent de l’organe dans lequel le radionucléide s’accumule avec la plus haute concentration (ex : la thyroïde pour l’iode). Plus de 99% des alcalino-terreux se trouvent au niveau du tissu osseux et des dents. Les actinides sont eux principalement fixés au niveau du foie et du squelette.
Le radionucléide transporté dans le sang est sous forme ionique, libre ou lié, soit à d’autres ions (carbonates,…), soit à des protéines transporteuses (transferrine, albumine,…). Il peut également être fixé sur la membrane de globules rouges.
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22Na, 40K, 134Cs, 137Cs, Cl, HTO
Iodes
Alcalino-terreux (Ca, Sr, Ba, Ra)
Actinides (Pu, U)
Répartition homogène
Dépôt dans des organes cibles
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Il existe des échanges continus entre les sites de rétention et les liquides biologiques. La modélisation des données biocinétiques a permis de définir la valeur des échanges entre différents compartiments. 2 types de modélisations :
Modèles dit « non recyclant » : sans recyclage (cas Na, K, P, Cl, métaux de transition)
Modèles dit « recyclant » : échanges organe <-> sang et entre organes ou tissus (cas des iodes, alcalino-terreux, plomb, actinides). Ils se révèlent particulièrement adaptés pour estimer a priori la concentration des éléments dans différents compartiments de l’organisme en fonction du temps suivant la contamination (modèles descendants) mais aussi a posteriori, pour évaluer les niveaux d’exposition à partir de la mesure de rétention et d’excrétion urinaire et fécale (modèles ascendants).
26
27
28
Excrétion
L’excrétion fécale prédomine pour les composés peu biotransférables qui ne sont donc pas absorbés au niveau du tube digestif. A l’inverse, l’élimination rénale prédomine pour les composés hydrosolubles. L’élimination par la sueur ou par les phanères est minoritaire.
29
Durée de l’exposition
Le temps de séjour du radionucléide dans l’organisme dépend de 2 mécanismes indépendants :
- la décroissance radioactive, constante physique, caractéristique du radionucléide (période physique)
- l’élimination biologique, liée au taux de
renouvellement de l’élément (période biologique). Elle varie avec l’âge et un traitement approprié peut l’accélérer.
Sa disparition effective résulte d’une combinaison de ces 2 modes mécanismes. L’élimination d’un radionucléide est donc progressive.
30
Intégrale Activité*temps
responsable d’une dose engagée
Temps
Activité
dans
l'organisme 100%
50%
Tr
Décroissance
radioactive r
Elimination
biologique
Tb
b
Disparition
effective eff
Teff
(phénomène physique non influençable)
(phénomène biologique influençable)
eff = r + b
1/Teff = 1/Tr + 1/Tb
Décroissance de l’activité
31
Radionucléide Compartiment Tr Tb Te
H3
1 organisme entier 12 ans 10 jours 10 jours
C14
6 organisme entier 5730 ans 10 jours 10 jours
P32
15 foie 14 jours 18 jours 14 jours
Co60
26 organisme entier 5,27 ans 9,5 jours 9,5 jours
I131
53 thyroïde 8 jours 140 jours 7,6 jours
Cs137
55 muscles 30 ans 140 jours 138 jours
Pu239
94 os 24 100 ans 200 ans 198 ans
1 / Te = 1 / Tr + 1 / Tb
Périodes radiologiques, biologiques, effectives
32
Modèle respiratoire (CIPR 66, 1994)
Le modèle de transfert des radionucléides vers le sang après inhalation est complexe. Il prend notamment en compte : la taille des particules inhalées, le mode d’épuration des particules par transport et par
dissolution la physiologie des individus en fonction de l’âge, du sexe
et de leur activité physique. Les aérosols et les gaz pénètrent dans les poumons à l’inspiration. Une fraction est rejetée à l’expiration, une autre peut, selon l’état physico-chimique du radionucléide, soit traverser la muqueuse alvéolaire et passer dans la circulation sanguine, soit se déposer sur la muqueuse broncho-alvéolaire avant d’être éliminée par voie digestive ou passer dans l’organisme par voie sanguine ou lymphatique
33
Deux facteurs sont essentiels pour comprendre le devenir de particules inhalées :
La taille des aérosols qui module la fraction déposée dans les différentes régions du tractus respiratoire. Plus le diamètre est petit, plus les particules pénètrent profondément dans l’arbre respiratoire. Cette taille est décrite par le diamètre aérodynamique médian en activité (DAMA) et par le diamètre thermodynamique médian en activité (DTMA).
La solubilité : les particules déposées sur les parois des bronches, bronchioles,… en fonction de leur diamètre passeront d’autant plus facilement dans le sang qu’elles sont solubles. Les particules insolubles restent dans le poumon avant, soit de remonter vers le carrefour aéro-digestif, soit de migrer lentement vers les ganglions lymphatiques.
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La CIPR 66 (1994) considère différents compartiments et décrit le modèle permettant d’évaluer le dépôt et l’épuration des aérosols selon leurs propriétés physiques et les caractéristiques physiologiques de l’individu (âge, débit respiratoire, type d’activité…).
L’inhalation conduit au dépôt de particules dans les principales régions du tractus respiratoire qui sont schématisées dans la figure suivante.
Dépôt dans le tractus respiratoire
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Représentation anatomique des principales régions du
tractus respiratoire [CIPR 66, 1994]
36
De même que pour toutes les poussières de l’air, la répartition des particules d’un aérosol radioactif au niveau des différents étages de l’arbre respiratoire est fonction de leur diamètre, et seules les plus petites peuvent atteindre le poumon profond :
par exemple, pour un diamètre de 0,1 µm, 29% des particules se déposent au sein des alvéoles,
alors que pour un diamètre de 5 µm (diamètre moyen de référence pour la radioprotection des travailleurs), seulement 5% y parviennent.
µm
Les grosses particules (plus de 10 µm de diamètre) sont déposées dans la partie haute de l’arbre respiratoire et sont transportées vers le tube digestif, puis éliminées via les fèces.
37
38
L’épuration du tractus respiratoire (clairance) implique à la fois le transport et la dissolution des particules après inhalation. Le transport des particules déposées se fait :
soit vers le tractus gastro-intestinal via les différentes régions de l’arbre respiratoire,
soit vers les ganglions lymphatiques drainant ces différentes régions.
Epuration du tractus respiratoire
39
La CIPR 66 considère différentes sous-régions selon le site de dépôt :
ET1, ET2, BB1, bb1 au sein de la couche de mucus (film de mucus qui recouvre les cellules des bronches et bronchioles)
BB2 et bb2 entre le film muqueux et le pôle apical des cellules
ETseq, BBseq et bbseq pour les particules ayant traversé l’épithélium
Al1, Al2, Al3, compartiments de l’interstitium alvéolaire
40
Selon la CIPR 66 :
Les particules déposées dans ETseq, BBseq, et bbseq sont transportées exclusivement par voie lymphatique jusqu’aux ganglions lymphatiques régionaux.
Les particules déposées dans les autres régions (bronches et bronchioles) sont transportées vers le tractus digestif par remontée muco-cilliaire avec une vitesse rapide (BB1, bb1) ou lente (BB2, bb2).
La région Al est divisée en 3 sous-régions Al1, Al2, Al3 dont l’épuration mécanique par transport vers les voies supérieures est plus lente.
Seul Al3 présente un mode d’épuration mixte, à la fois vers le tractus digestif et les ganglions lymphatiques.
41
Epuration pulmonaire des particules par
transport [CIPR 66, 1994]
42
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Simultanément au transport, les particules retenues dans les différentes sous-régions (excepté dans ET1) se dissolvent, les formes solubles étant alors transférées vers le sang. Plus le composé est soluble, plus le transfert vers le sang est important et rapide. A l’inverse, plus le composé est insoluble, plus son temps de séjour dans le tractus respiratoire sera important notamment dans les régions où l’épuration mécanique est particulièrement lente.
Dissolution des particules :
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f : fraction s :taux de dissolution (j-1) Les fractions de dissolution sont représentées par les indices r, s, b qui signifient respectivement « rapid », « slow », « bound ». • Une fraction (fr) se dissout rapidement à un taux (sr) • La fraction restante (1-fr) se dissout plus lentement à un taux (ss) • Une fraction (fb) liée est absorbée par le sang à un taux (sb), la fraction
restante (1 – fb) est absorbée instantanément
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Modèle digestif (CIPR 30, 1979)
Le passage de la barrière digestive dépend avant tout de la solubilité du radiocontaminant. Après ingestion, une fraction (f1) de l’activité ingérée franchit la barrière digestive pour gagner le sang. Le reste est éliminé via les fèces. La valeur maximale de f1 est égale à 1 (ex : iode, eau tritiée, chlore) pour les radionucléides de très grande solubilité. Les valeurs minimales sont inférieures à 10-4 (ex : PuO2) pour les radiocontaminants les moins solubles.
48
Après transfert dans le sang, les cibles biologiques sont dépendantes du comportement biologique et de l’affinité de l’élément pour certains tissus (foie, squelette,…).
Les radionucléides ingérés sous forme soluble traversent rapidement la muqueuse digestive, passent massivement dans le sang, à partir duquel ils sont distribués dans l’organisme. Le radionucléide n’effectue qu’un court temps de séjour dans la lumière digestive et l’élimination directe par les fèces est faible. Leur radiotoxicité est donc essentiellement due à la fraction qui passe dans le sang.
Les radionucléides ingérés sous forme insoluble ne traversent pratiquement pas la barrière digestive et peuvent entraîner une irradiation préférentielle de l’appareil digestif, au cours du transit du bol alimentaire, en fonction de l’énergie des rayonnements émis et du débit de dose. Un élément peu absorbable est éliminé essentiellement via les fèces (ex : Pu).
49
Pour certains radiocontaminants, la valeur du f1 peut varier de manière significative en fonction de la masse ingérée, de la forme physico-chimique et de la durée de l’administration. La valeur du f1 tient compte de la variabilité de l’absorption gastro-intestinale selon la physiologie de l’individu adulte (ingestion à jeun ou non à jeun). Chez le nouveau-né, le f1 peut être beaucoup plus élevé que chez l’adulte pour certains radionucléides, en particulier les radionucléides ayant un f1 très faible chez l’adulte. Dans ce cas, l’âge des individus exposés est pris en compte (ex : actinides…).
50
51
52
53
incorporation par injection
incorporation par transfert cutané – Blessure
– Transfert percutané
Modèle cutané (CIPR 59, 1991)
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Rappel anatomique
Peau – Épiderme
– Derme
– Tissu cellulaire sous-cutané
Épiderme – couche cornée
– couche pluristratifiée
– couche basale (cellules souches)
55
Transfert cutané sans blessure
Atteinte de la couche basale par diffusion
Risque de brûlures radiologiques (surtout avec émetteurs ) Radiodermites (érythème au bout de 2 semaines nécrose)
Evaluation dosimétrique :
– identifier le ou les contaminants s’il s’agit d’un mélange,
– mesurer la quantité déposée et l’étendue de la surface contaminée
Tenir compte de la localisation anatomique et de l’hétérogénéité du dépôt
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Contamination par plaie
Modèle : trois composantes indépendantes les unes des autres – Q1 : métaboliquement inerte, reste sur place
– Q2 : passage rapide au niveau de la brèche vers les capillaires
– Q3 diffusion lente à travers les tissus mous, passe dans le circuit systémique,
• soit directement via le tissu conjonctif et les muscles,
• soit indirectement via les ganglions lymphatiques où une fraction peut rester fixée indéfiniment
Différents cas en pratique – contaminant très transférable
• eau tritiée, iode et césium
– contaminant peu ou pas transférable • Actinides (plutonium)
– contaminant moyennement transférable
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Excrétion urinaire du Pu
Contaminant peu ou pas transférable
Blessure contaminée par du plutonium, émetteur alpha, période biologique de 50 ans
Action thérapeutique urgente afin de limiter au plus tôt les dégâts radiologiques – au niveau local : soins chirurgicaux,
– au niveau systémique : injection de DTPA force l’excrétion urinaire du plutonium passé dans le sang.
58
Evaluation dosimétrique
L’évaluation de la dose engagée par un transfert cutané s’avère délicate :
– Q1 : dose locale à la peau ou aux tissus touchés par la plaie ;
mesures locales
– Q2 : dose engagée aux organes sensibles spécifiques de chaque radionucléide ; mesures de rétention et d’excrétion des 10 premiers jours
– Q3 : dose locale à la peau et aux tissus adjacents à la plaie dose locale aux tissus mous et aux ganglions dose engagée aux organes sensibles.
59
Conséquences biologiques
des contaminations internes
L’exposition qui résulte de l’incorporation de radionucléides dépend donc de l’activité ingérée ou inhalée (activité incorporée), de la nature et du délai d’élimination du radionucléide, par l’effet combiné de l’élimination biologique et de la décroissance radioactive. Contrairement à l’exposition externe pour laquelle les effets des rayonnements X, gamma ou des neutrons sont prépondérants, après exposition interne, tous les types de rayonnements peuvent contribuer à l’irradiation interne, notamment les particules , qui présentent un faible parcours dans les tissus. Les effets des toxiques nucléaires sur la santé peuvent être de deux natures différentes : radiologique ou chimique. Dans chacune de ces catégories, on distingue d’une part des effets à seuil (effets déterministes), d’autre part des effets considérés sans seuil (effets aléatoires ou stochastiques).
60
Notions d’activités incorporées
Dans le cas de l’inhalation, l’activité incorporée AI (Bq) se déduit de l’activité volumique Av de l’air inspiré (Bq.m-3) et du débit respiratoire moyen de l’individu exposé Q (m3.h-1) et du temps passé dans cet environnement contaminé T (h).
Dans le cas de l’ingestion, il s’agit d’estimer les activités massiques (Bq.kg-1) et les quantités moyennes des aliments consommés (kg.j-1 ou kg.an-1). Ces activités incorporées AI (Bq) à un temps 0 vont induire des débits de dose D aux organes, fonction de la nature des rayonnements, de leurs énergies, et de la biodistribution du radionucléides.
AI (Bq) = Av (Bq.m-3) x Q (m3.h-1) x T (h)
61
Dose engagée (D)
de l'instant 0 à t
Temps
Débit de
dose (D) .
. D
t 0
D = D . dt
.
t
0
Notion de dose engagée
Disparition
effective eff
62
Intégrale sur le temps ( ) du débit de dose équivalente au tissu ou à l’organe T qui sera
reçue par un individu à la suite de l’incorporation de matière radioactive.
Pour une incorporation d’activité à un moment donnée t0, elle est définie par la formule : 0
0
t
t
T
o
T dt).t(H)(H
où :
)(HT
o
est le débit de dose équivalente à l’organe ou au tissu T au moment t
, la période sur laquelle l’intégration est effectuée.
Dans )(HT , est indiquée en années. Si la valeur de n’est pas donnée, elle est
implicitement, pour les adultes, de 50 ans et, pour les enfants, du nombre d’années
restant jusqu’à l’âge de 70 ans.
L’unité de dose équivalente engagée est le sievert (Sv)
Notion de dose équivalente engagée
63
Somme des doses équivalentes engagées dans les divers tissus et organes )(HT par
suite de l’incorporation de matière radioactive, multipliées chacune par le facteur de
pondération tissulaire wT approprié. Elle est donnée par la formule :
)(H.w)(E T
T
T
où :
wT est le facteur de pondération tissulaire valable pour le tissu ou l’organe T.
Les valeurs appropriées de wT sont fixées par la législation.
Notion de dose efficace engagée
L’unité de dose efficace engagée reste le sievert (Sv)
64
La dose efficace totale E reçue par un individu est déterminée par la formule suivante :
E = E externe + E interne E externe est la dose efficace résultant de l'exposition externe. E interne est la dose efficace engagée résultant de l'exposition interne.
E interne = ∑j h(g)j, ingéré . Aj ,ingéré + ∑j h(g)j, inhalé . Aj ,inhalé Pour un travailleur exposé ou un membre de la population appartenant au groupe d'âge g : h(g)j, ingéré et h(g)j, inhalé sont les Doses efficaces engagées Par Unité d‘Incorporation (DPUI) du radionucléide j (en Sv.Bq-1) ingéré ou inhalé Aj ,ingéré et Aj ,inhalé sont respectivement les activités incorporées par ingestion ou par inhalation du radionucléide j (en Bq).
65
Arrêté du 1er sept 2003 : valeurs des DPUI selon la voie d’incorporation, la catégorie du personnel, l’âge, la transférabilité
66
67
68
Limites de l’évaluation des risques
Problèmes de l’hétérogénéité des dépôts de radionucléides : - aux niveaux des portes d’entrée (particules insolubles) - aux niveaux de certains organes ou tissus (macrophages, …) Majeure en cas d’émetteurs (forte densité d’ionisations) Peu pris en compte par la CIPR (dose moyennée à l’organe, sauf recommandations de la CIPR 89 pour des cas particuliers) Problème du changement de la spéciation par le métabolisme qui modifie la radiotoxicité, mais aussi la toxicité chimique. Influence de la toxicité chimique sur la biocinétique (exemple atteintes rénales à partir de 3 µg/g d’Uranium) Problèmes des mélanges de radionucléides Problèmes des contaminations chroniques à faible niveau
69
70
Calcul de la dose efficace engagée
71
72
73
74
75
76
Exemples de Radiocontaminations Internes
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
Guide national « Intervention médicale
en cas d’événement nucléaire ou
radiologique » 2008 – v 3.6
voir sites internet : www.irsn.org www.asn.fr
Traitement de la contamination interne
87
Traitement initial d’une contamination interne
En toutes circonstances, le traitement de l’urgence médico-chirurgicale passe avant l’évaluation et le traitement d’une contamination. Le traitement devra être institué PRECOCEMENT devant toute suspicion de contamination, avant même d’avoir la preuve formelle de cette contamination. Cette attitude se justifie par l’absence de contre indication habituelle de ce traitement de part : - la nature des médicaments; - la posologie en administration unique; - l'absence d'interférence avec d'autres traitements. Le traitement d'urgence pourra aisément être instauré si l'accident se produit dans un site nucléaire, le service médical disposant des différents produits spécifiques indiqués. Hors site, ce traitement devra être différé pour être conduit à l'hôpital. Cela implique de renseigner très rapidement le service d'accueil hospitalier afin qu'il puisse se procurer en urgence les produits adéquats. La poursuite du traitement sera adaptée selon l’évaluation de son efficacité (dosages radiotoxicologiques)
88
Décontamination corporelle externe
Urgence de la décontamination externe
89
La finalité du traitement est de réduire autant que faire se peut la quantité de radionucléide incorporée
et/ou ensuite d’accélérer son élimination en réduisant sa période biologique et/ou de réduire sa fixation sur les organes de dépôt.
Principes
du traitement
de la
contamination
interne
Urgence du traitement de la décontamination
interne (à l’aveugle)
90
• Interdire l'incorporation (prévention)
• Eliminer mécaniquement
Temps
Débit de
dose (D)
0
.
Débit de dose sans
traitement
Accélérer l'élimination biologique
Traitement
Débit de dose avec
traitement
Dose évitée L'URGENCE
MEDICO CHIRURGICALE
PRIME
Premier geste à
l'aveugle
URGENCE
91
92
Principaux radionucléides
• Tritium et ses composés
• Iode et ses isotopes radioactifs
• Césium et métaux alcalins
• Strontium et métaux alcalino-terreux
• Uranium, plutonium et actinides
93
Contamination interne par le TRITIUM
94
95
96
97
98
99
100
- Groupe de toxicité faible (groupe 4 selon décret 88-521 du 18/04/88)
- toxicité faible globalement 1,8.10-11 Sv/Bq pour l’ingestion
impact faible sur la population (sauf si développement des réacteurs à fusion)
- 90 % de la dose provient de HTO, uniformément répartie sur le corps entier
- T organique n’est pas uniformément répartie : accumulation dans les lipides du SNC
- Incorporation dans l’ADN : 80 % dans les tissus à renouvellement rapide chez
adulte
provient surtout de HTO
25 % de l’hydrogène de l’ADN est échangeable
ingestion de T organique : 2 % sous forme de thymidine tritiée dans le sang
0,2 % est incorporé à l’ADN
ingestion de thymidine tritiée : 30-50 % est incorporé à l’ADN
- Effets déterministes : 2 cas de décès 6 TBq 10 Sv
- Effets stochastiques : pas de données épidémiologiques
- Effets tératogènes et sur le fœtus :
rapport T fœtal / T maternel = 1,6 quelque soit la forme (CIPR 88)
- Effets héréditaires : risque de mutations létales
pour HTO : 7,9.10-6 mGy-1
pour T organique : le double de HTO
101
102
Contamination interne par IODES radioactifs
103
Iodes
Métalloïde (halogène)
13 isotopes radioactifs (périodes : 13 h à 60 j, sauf 129I)
Inhalation – absorption complète sous forme de vapeur
– classe F du modèle pulmonaire de la CIPR
Ingestion – eau, lait et aliments contaminés
– absorption digestive complète (f1 = 0,95)
Absorption cutanée – L’ion iodure est le plus transférable après le tritium
104
Métabolisme des Iodes
Organe cible : thyroïde Fixation par transport actif
– Captation selon un rapport de 25 à 1 contre gradient électrochimique
– Fixation variable (âge, apport alimentaire...) : 20 à 70% – Un excès d’iode inhibe les mécanismes de transport de l’iode
Synthèse de thyroglobuline
formation de monoiodotyrosine et de diiodotyrosine hormones thyroïdiennes T3 et T4
Système de rétro-contrôle adaptatif Excès d ’iode inhibe les mécanismes de transport de l ’iode
105
Modèle à 3 compartiments
un compartiment sanguin ou de transfert (TC) où l’iode absorbé est retenu avec une période biologique de 0,25 j ;
un compartiment thyroïdien (TH) où 30 % de l’iode absorbé est transporté et retenu avec une période biologique de 120 j.
un compartiment correspondant au reste de l’organisme où l’iode organique (ORG) est métabolisé avec une période biologique de 12 j.
Exemple de l ’iode 131
Activité cumulée de l’iode 131 sur 50 ans dans les trois compartiments
Compartiment Bq.j/Bq dans le sang
TH 3,39
ORG 0,172
TC 0,354
106
Toxicité des iodes
Effets déterministes Hypothyroïdie 2 à 20 ans après exposition (quelques Gy à plusieurs centaines de Gy)
Effets stochastiques Cancers de la thyroïde (risque maximal chez l’enfant)
Traitement le plus précoce possible : administration orale de KI priorités: femmes enceintes et enfants
Efficacité thérapeutique
Délai avant traitement Réduction de l’incorporation
< 60 min 90 %
5 h 50 %
107
108
Seuils d’intervention : cas contamination iodes
Les niveaux d’intervention associés à la mise en oeuvre des actions de protection de la population en situation d’urgence radiologique, mentionnés à l’article R. 1333-80 du code de la santé publique, sont : une dose efficace de 10 mSv pour la mise à l’abri ;
une dose efficace de 50 mSv pour l’évacuation ;
une dose équivalente à la thyroïde de 50 mSv pour l’administration d’iode stable.
Arrêté du 20 novembre 2009
109
Contamination interne par le CESIUM
110
Césium et métaux alcalins
Métaux alcalins
Valence 1
Isotopes radioactifs : 134 et 137
Cs homologue du K
111
Césium et métaux alcalins
Absorption : – Ingestion (végétaux, viande, lait) ; f1 = 1 (CIPR) – f1 très variable ( 1) selon la forme physico-chimique et la
composition de la ration alimentaire – Inhalation : classe F – Absorption percutanée possible
IsotopePériode
radioactiveÉmissions
principales
Énergie
maximaleRadiotoxicité
658 KeV134Cs 2 ans
800 KeVForte (Gr 2)
137Cs 30 ans 1,17 MeV
137mBa , X 660 KeVModérée (Gr 3)
112
Métabolisme du césium
Métabolisme proche de celui du potassium – distribution dans toutes les cellules (muscles…)
Rétention – période biologique variable (10 à 80 j) selon âge, sexe...
Excrétion – urines 80%, selles 20%
– cycle de sécrétion-réabsorption dans l’intestin
113
Toxicité du césium
Effets déterministes (chez le chien) – Syndrome d’irradiation aiguë (10 à 14 Gy)
– Raccourcissement de la durée de vie (dégénérescence hépatique)
Effets stochastiques – Cancers divers pour de fortes doses
– Absence de données pour les faibles doses
Absence de données sur les effets génétiques et effets sur le fœtus
Traitement : bleu de Prusse (RadiogardaseTM) pour bloquer la réabsorption intestinale
114
115
Contamination interne par du STRONTIUM
116
Strontium et métaux alcalino-terreux
Alcalino-terreux: Valence 2 comme 45Ca ( , ), 133Ba, 226Ra ( , )
Le 90Sr est un des produits de fission les plus importants
Emetteur pur
Absorption du strontium – Ingestion (95% des apports)
– Inhalation mineure
Isotope Période
radioactive Émissions
principales
Énergie
maximale Radiotoxicité
90Sr 29 ans - 540 keV
90Y 64 h - 2,27 MeV Forte (Gr 2)
89Sr 50 j - 1,49 MeV Modérée (Gr 3)
85Sr 65 j - 510 keV Modérée (Gr 3)
117
Métabolisme du strontium
Métabolisme voisin de celui du calcium
Distribution
Tissu osseux : os compact: surface corticales (CORT)
os trabéculaire (cellules radiosensibles) ostéotrope de volume
Réservoir à long terme = le squelette avec près de 98 % de la charge corporelle
Rétention diffusion de l’os vers le sang renouvellement osseux lent
Excrétion urinaire majoritaire fécale faible lactée 0,3 à 4% de l ’activité totale selon les espèces
118
Toxicité du strontium
Effets déterministes – données animales
diminution de la production de cellules sanguines par la moelle osseuse
– absence de données chez l’homme
Effets stochastiques – chez l’animal
tumeurs osseuses (contamination aiguë), leucémies (contamination chronique)
– chez l’homme absence d’effet pathologique connu
Traitement – alginates (voie orale) : réduit l’absorption intestinale
– gluconate de calcium en perfusion : augmente l’excrétion
– lactate de strontium (stable) en perfusion : favorise la dilution
119
120
Contamination interne par l’URANIUM
121
Uranium
14 isotopes émetteurs ; 235U, 233U fissiles
L’uranium naturel - 99,3 % de 238U (période physique de 4,47 x 109 ans)
- 0,006 % de 234U (période de 2,5 x 105 ans)
- 0,72 % de 235U (période 7,1 x 108 ans)
des émetteurs d’énergie
entre 4 et 5 MeV
Comptage in vivo
Raie de 185 keV
122
Uranium
L’uranium enrichi à 3,25 %
L’uranium appauvri : un résidu de l’enrichissement variable en 235U
Une activité spécifique de 0,016 Bq.µg-1 correspond à une teneur en 235U abaissée à 0,3 %
L’uranium de retraitement : composition isotopique modifiée par séjour en réacteur
U 232 = émetteur et U 236 = émetteur
123
Uranium
L’uranium 238 se désintègre en un grand nombre de descendants radioactifs jusqu’au plomb
Uranium 238 Radium 226
Radon 222
Polonium
124
Uranium
Plusieurs états de valence – III, IV, V insolubles – VI solubles – le plus important: uranyle UO2
++ soluble
Absorption
– Inhalation • composés insolubles : classe S • composés solubles : classe F
– Ingestion (0,5 à 2% des apports) – Passage cutané
• peau saine : transfert incomplet mais rapide des composés solubles • plaie : diffusion rapide de faibles doses (5 min) puis plus lente
(plusieurs jours)
125
Métabolisme de l’uranium
Distribution : OSTEOTROPE – fixation de l’ion uranyle sur les surfaces actives osseuses
(La pénétration dans le volume minéral est moins le fait d’une diffusion de l’ion
mais beaucoup plus d’un recouvrement par de nouvelles couches de tissu calcifié)
– protéines plasmatiques (transferrine 50%, citrate 30%)
– dépôt dans le tissu rénal sous forme insoluble
Rétention – rétention rénale variable avec le pH urinaire (quelques jours)
– rétention osseuse plus longue (plusieurs mois)
Excrétion urinaire – très rapide les premières heures
– réduite ensuite, en raison de la rétention dans les tissus
126
Toxicité de l’uranium
La toxicité de l’uranium est essentiellement chimique Lorsque la charge de l’organe est importante, l’ion uranyle agit en tant qu’ion
métallique lourd et développe une toxicité chimique
– toxicité aiguë : insuffisance rénale mortelle – toxicité subaiguë : troubles rénaux réversibles – toxicité chronique : accumulation dans différents tissus
Toxicité radiologique – Avec les isotopes de forte activité spécifique (232U et 233U). Pas de toxicité radiologique avec l’uranium naturel – Effets déterministes
• atrophie des reins • fibrose pulmonaire
– Effets stochastiques • cancers osseux • cancers pulmonaires
Traitement : bicarbonate de sodium pour augmenter l’excrétion par alcalinisation des urines
127
128
Contamination interne par du PLUTONIUM
129
Plutonium
15 isotopes : le 239 est le plus étudié
États de valences III à VI solubles, VII insoluble
Absorption – Inhalation
• f1 = 10-5 à 5.10-4
– Ingestion • Formes solubles : f1 = 10-4 ; formes insolubles : f1 = 10-5 à 10-6
– Absorption cutanée par blessure
Isotope Période
radioactive Émissions principales
Énergie maximale
238Pu 86 ans 5,5 MeV
239Pu 24400 ans 5,15 MeV
130
Métabolisme du plutonium
Distribution – Os : 45% de la fraction transférée
– foie : 45% de la fraction transférée
Rétention – Demi-vie de l’oxyde dans le poumon : 500 à 1000 jours
– Foie : 20 ans
– Os : 50 ans
Excrétion – Urine et selles
Détection in vivo difficile
131
Toxicité du plutonium
Effets déterministes – Pneumonie et fibrose pulmonaire chez l’animal
– Très improbable chez l’homme (quantité excessive)
Effets stochastiques – Cancers du poumon, des os et du foie chez l’animal
– Peu de données chez l’homme
– Absence d’effets héréditaires
Traitement – Inhalation ou injection de DTPA pour piéger le Pu dans le sang et
empêcher la fixation osseuse. Le Pu citrate et le Pu DTPA sont des complexes hydrosolubles, stables aux pH biologiques pouvant être éliminés par voie urinaire. (Le DTPA est l’acide diéthylènetriaminepentaacétique utilisé en thérapeutique)
– Lavage pulmonaire
132
133
Mélange de
produits de fission
134
Autres radiocontaminants
135
136
Protection collective
Hotte Ventilée
Confinement dynamique
Vs = 0,5 m/s
pour l ’iode et le tritium
Vs = 1,2 m/s
filtration
Contamination atmosphérique
h max
40 cm
Moyens de protection contre la contamination
137
Protection collective
Boîte à gants
Confinement statique
+ confinement dynamique
dépression min : 2 mm CE
renouvellement de l ’air
3 à 10 par heure
Contamination atmosphérique
138
OBLIGATOIRE
Source dispersable
Protections individuelles
Contamination atmosphérique
Protection individuelle
appareil filtrant appareil isolant
cartouche adaptée
139
Tenue Tyvek
avec Heaume ventilé
(photo INSTN La Hague)
Tenue Emmanuelle
(photo COGEMA )
tenue active (photo COGEMA)
Les vêtements non ventilés
140
Tenue MAR 95
(photo INSTN HAGUE) Tenue MURUROA
(Photo DELTA PROTECTION)
Les vêtements ventilés
141
Contrôles de la contamination surfacique : Contamination fixée ou non fixée ? Mesures directes ou indirectes (frottis)
Rendement du frottis ?
Mise en évidence de la contamination
Contamination fixée ? Contamination non fixée ?
Contamination surfacique
142
1
SPR 100 c/s
Contrôles de la contamination corporelle externe en sortie de zone
143
Contrôles périodiques ou en continu avec des appareils de prélèvement gaz et aérosols exemple
Surveillance atmosphérique
144
Dissémination de produits radioactifs = risque de contamination Surfacique atmosphérique
risque de contamination corporelle externe et/ou interne
inhalation ingestion cutanée blessure Substances transférables ou non transférables organe cible élimination PÉRIODE EFFECTIVE DOSE ENGAGÉE Moyens de protection : collectifs et individuels
Pour résumer
145
IMPORTANCE DE LA MISE EN EVIDENCE DE LA CONTAMINATION Contamination corporelle externe : appareils de détection Contamination interne : analyses radiotoxicologiques anthropogammamétrie Urgence de la décontamination corporelle externe
EAU et SAVON NE PAS LÉSER LA PEAU
Urgence du traitement de la contamination interne
Pour résumer
146
Merci de votre attention