Dose efficace (radioprotection)

En radioprotection, la dose efficace n'est pas une grandeur physique mais une grandeur de radioprotection mesurant l'impact sur les tissus biologiques d'une exposition à un rayonnement ionisant, notamment à une source de radioactivité. Il se définit comme la dose absorbée, à savoir l'énergie reçue par unité de masse, corrigée de facteurs sans dimension prenant en compte d'une part la dangerosité relative du rayonnement considéré et d'autre part la sensibilité du tissu irradié.

Relation entre dose absorbée, dose équivalente et dose efficace (CIPR)

L'unité de dose efficace est le sievert (Sv), en l'honneur du physicien Rolf Sievert, qui équivaut à un joule par kilogramme (J/kg).

L'ancienne unité, le rem, vaut 10 mSv (100 rem = 1 Sv).

Utilisation

La dose efficace est une grandeur utilisée en radioprotection pour prédire les risques stochastiques, c'est-à-dire les risques de développer à moyen ou long terme un cancer lié à une faible irradiation ou à une irradiation chronique. Cette notion n'est pas appropriée et ne doit surtout pas être utilisée pour quantifier les effets déterministes dans le cas d'une irradiation aiguë.

Dose efficace

Calcul général

À partir des doses absorbées D_R,T délivrée par différents rayonnements R sur différents tissus T la dose efficace est calculée selon :

E=\sum _{\mathrm {T} }\sum _{\mathrm {R} }w_{\mathrm {T} }w_{\mathrm {R} }D_{\mathrm {R,T} }\,

.

où les w_T sont les facteurs de pondération des tissus et les w_R les facteurs de pondération des rayonnements.

On peut aussi écrire E en fonction des doses équivalentes H_T délivrés sur les tissus T :

E=\sum _{\mathrm {T} }w_{\mathrm {T} }H_{\mathrm {T} }\,

.

Dans la pratique, la dose efficace est la somme de la dose externe mesurée directement par un dosimètre et de la dose interne estimée par le médecin à partir de l'activité incorporée dans l'organisme.

Facteur de pondération des tissus

tissu	w_T[1]	w_T[2]
gonades	0,20	0,08
moelle osseuse	0,12	0,12
côlon	0,12	0,12
poumon	0,12	0,12
estomac	0,12	0,12
vessie	0,05	0,04
sein	0,05	0,12
foie	0,05	0,04
œsophage	0,05	0,04
thyroïde	0,05	0,04
peau	0,01	0,01
surface des os	0,01	0,01
glande salivaire		0,01
cerveau		0,01
ensemble des autres tissus	0,05	0,12

Dose interne

La dose interne est déterminée à partir de la mesure de l’activité de l’organisme ou des excrétas.

La première étape consiste à déterminer l’activité incorporée grâce à des modèles biocinétiques. Cette activité incorporée associée à des tables de la CIPR permet d’évaluer la dose engagée.

Modèles d'entrée

Avant de déterminer le devenir de chaque radio isotope dans l’organisme, il faut savoir si la substance inhalée ou ingérée sera transférée dans le système sanguin.

Pour étudier cela, la CIPR a développé deux modèles d’entrée :

le modèle respiratoire : il est constitué de cinq régions, deux secteurs extra thoraciques (ET1 et ET2) et trois secteurs thoraciques (BB, bb et AI)[3]. Le risque d’incorporation par inhalation est le plus important chez les travailleurs, ce modèle est donc le plus utilisé. Il est étroitement lié à la granulométrie des particules ainsi qu'à la forme chimique du radio-isotope et la solubilité de la substance. Trois types de particules ont donc été définies[4] :

Types	Période biologique	Absorption de la matière déposée			Exemples
Types	Période biologique	ET2	BB et bb	AI	Exemples
F	100 % en 10 min	50 % absorbée 50 % ingérée	100 %	100 %	Tous les composés de Cs, I
M	10 % en 10 min 90 % en 140 jours	5 %	10 %	70 %	Tous les composés de Ra, Am
S	0,1 % en 10 min 99,9 % en 7000 jours	~	~	10 %	Composés insolubles de U et Pu

le modèle alimentaire[5] : Il a été récemment corrigé par la CIPR. les particules ingérées sont absorbées selon un facteur d’absorption gastro-intestinal. Ce facteur, comme dans le cas de particules inhalées, dépend de la forme physico-chimique des radionucléides ingérés ;

un modèle de transfert pour les blessures existe également.

Activité incorporée, fonction de rétention

L’estimation de l’activité incorporée(AI) est basée pour chaque individu sur la période physique et la période biologique de chaque isotope.

Elle peut être déterminée par le médecin du travail à partir :

soit de l’activité présente dans l’organisme grâce à une mesure directe, dite in vivo, de la radioactivité de l'individu : les rayons émis à travers le corps sont directement mesurés par anthroporadiamétrie ;
soit de l’échantillon biologique grâce à une mesure indirecte d’échantillons biologiques éliminés par l’organisme (urines).

AI={\tfrac {M}{m(t)}}

Si M est l'activité mesurée de l'organisme, m(t) est la valeur de la fonction de rétention R(t) pour un temps t
Si M est l'activité mesurée de l'échantillon biologique, m(t) est la valeur de la fonction d’excrétion E(t) pour un temps t (depuis l’incorporation).

Les fonctions de rétention dépendent de certains éléments tels que :

le type d’exposition : aiguë ou chronique ;
le ou les modes d’incorporation(s) ;
les radio-isotopes contaminants ainsi que leurs formes physico chimiques ;
la physiologie du sujet (âge, morphologie, rétention des radio-isotopes dans les organes…) ;
le mode de vie (carence en iode) ;
les traitements d’urgence (ex. : prise d’iode) et les médicaments.

Ces différentes variables, étudiées dans les modèles systémiques, sont généralement mal identifiées, surtout celles qui dépendent de la physiologie du sujet. La CIPR recommande néanmoins l’utilisation de valeurs de référence moyennes, décrites dans ses publications[3].

De plus, la date de l’exposition est nécessaire pour remonter à l’activité incorporée et à la dose. C'est une donnée souvent difficile à déterminer avec précision.

Dose efficace engagée

La composante interne de la dose efficace peut être déterminée à partir de l’activité incorporée (AI, en Bq ou Bq/jour), en utilisant la DPUI (dose efficace engagée par unité d’incorporation, en Sv.Bq-1). Ce coefficient prend en compte les deux facteurs de pondération (W_r et w_t) ainsi que les fonctions de rétention.

Ainsi, pour une exposition aiguë la dose efficace engagée sur 50 ans est : $E_{50}={\text{AI}}\times {\text{DPUI}}$

Et pour une exposition chronique, pendant I jours : $E_{50}={\text{AI}}\times I\times {\text{DPUI}}$

Les valeurs de référence des DPUI par ingestion et inhalation sont définies par la CIPR et proposées dans l’arrêté français du 1^er septembre 2003[6].

Notes et références

Recommandation de la CIPR 60, 1990
Recommandation de la CIPR 103 (version 2007), Annals of the ICRP, Volume 37, pp. 1-332, 2007
Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) ; 1998 ; Individual monitoring for internal exposure of workers ; Publication 78 ; Pergamon Press ; Oxford ; 164 p.
Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Bureau International du Travail ; 2004 ; Guide de sûreté N° RS-G-1.2 : Évaluation de l’exposition professionnelle due à l’incorporation de radionucléides ; Collection normes de sûreté ; AIEA ; Vienne ; 95 p.
METIVIER H. ; 2003 ; A new model for the human alimentary tract : the work of a committee 2 task group ; Radiation Protection Dosimetry ; 105 ; 43-48.
- 21 Arrêté du 1^er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants ; J.O n^o 262 du 13 novembre 2003 ; p. 19326.

Voir aussi

Bibliographie

Robert N. Cherry, Jr., Les rayonnements ionisants, Encyclopédie de Sécurité et de Santé au travail, 3^e édition, chapitre 48, (ISBN 92-2-209203-1)

Articles connexes

rayonnement ionisant
- radioactivité
- mesure de son impact
  - dose radiative ~ gray ~ rad
  - équivalent de dose ~ sievert ~ rem
- syndrome d'irradiation aiguë

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[1] Recommandation de la CIPR 60, 1990

[2] Recommandation de la CIPR 103 (version 2007), Annals of the ICRP, Volume 37, pp. 1-332, 2007

[ReferenceA-3] Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) ; 1998 ; Individual monitoring for internal exposure of workers ; Publication 78 ; Pergamon Press ; Oxford ; 164 p.

[4] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Bureau International du Travail ; 2004 ; Guide de sûreté N° RS-G-1.2 : Évaluation de l’exposition professionnelle due à l’incorporation de radionucléides ; Collection normes de sûreté ; AIEA ; Vienne ; 95 p.

[5] METIVIER H. ; 2003 ; A new model for the human alimentary tract : the work of a committee 2 task group ; Radiation Protection Dosimetry ; 105 ; 43-48.

[6] 21 Arrêté du 1^er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants ; J.O n^o 262 du 13 novembre 2003 ; p. 19326.

[7] 21 Arrêté du 1^er septembre 2003 définissant les modalités de calcul des doses efficaces et des doses équivalentes résultant de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants ; J.O n^o 262 du 13 novembre 2003 ; p. 19326.