II. Les grandeurs et les unités utilisées en radioprotection
         1. La dose absorbée: D
         2. Le débit de dose absorbée: D°
           3. Débit de dose absorbée: cas particuliers
                    a. Photons X ou g à 1 mètre des tissus humains
                    b. Particules b^- à 10 cm des tissus humains
                    c. Particules b⁺
          4.. L'équivalent de dose absorbée (H) et le facteur de pondération (W) ou de qualité (Q)
          5. Le débit d'équivalent de dose absorbée: H°

III. La protection contre l'exposition externe
          1. Minimisation du temps d'exposition
          2. Minimisation du débit de dose absorbée: la distance avec la source
           3. Minimisation du débit de dose absorbée: l'atténuation par les écrans
                      a. Les rayonnements X et g
                               a. Loi d'atténuation d'un faisceau parallèle et monoénergétique
                               b. Epaisseur moitié et épaisseur dixième
                               g. Le facteur d'accumulation en dose
                     b. Cas des particules b
                     c. Cas des neutrons
                     d. Tableau résumé

IV. La contamination radioactive
          1. Définition légale
          2. La contamination atmosphérique
          3. La contamination surfacique
          4. La contamination corporelle externe

V. La contamination corporelle interne ou exposition interne
          1. Les modes de pénétration
          2. Les moyens d'intervention
          3. Période biologique et période effective
          4. Groupes de radiotoxicité
 

I. Les différents types d'exposition humaine

On entend par radioexposition humaine, l'exposition de l'homme aux rayonnements ionisants.
Le terme d'irradiation est réservé à l'utilisation intentionnelle des rayonnements à des fins déterminées.
L'exposition de l'homme aux rayonnements ionisants peut être:
 

EXPOSITION TOTALE
INTERNE rayonnements émis par une source à l'intérieur de l'organisme			EXTERNE rayonnements émis par une source extérieure à l'organisme
GLOBALE corps entier	PARTIELLE 1 ou plusieurs organes ou tissus	GLOBALE corps entier	PARTIELLE 1 ou plusieurs organes ou tissus
Exemples d'exposition INTENTIONNELLES
Pénétration de radionucléides qui diffusent	Thyroïde qui fixe l'iode radioactif	Préparation à une greffe	Radiodiagnostic
Expositions accidentelles

II. Les grandeurs et les unités utilisées en radioprotection

1. La dose absorbée : D

La grandeur physique qui permet de quantifier l'interaction d'un rayonnement avec la matière est la dose absorbée.
Si l'on considère un rayonnement d'énergie incidente EI qui pénètre dans un élément de volume de masse dm et qui en ressort avec une énergie EF, la dose absorbée est le rapport:

                              (EI - EF)
                    D = ---------------
                                 dm

L'unité internationale de dose absorbée est le Gray ou Gy. 1 Gy correspond à la dose absorbée par une masse de 1 kg à laquelle les rayonnements communiquent une énergie de 1 J, soit: 1 Gy = 1J . kg^-1. La dose absorbée se mesure avec un dosimètre.

Remarque : Le Gray a été choisi en hommage à Harold GRAY, physicien Anglais. Une unité historique est encore utilisée: le rad avec 1 Gy = 100 rad.

Les doses absorbées sont trés variables selon les applications considérées:
 

Exemples d'application	D
radiographie dentaire	0,2 mGy
1 séance de radiothérapie	2 Gy
ionisation des denrées alimentaires	10 kGy

2. Le débit de dose absorbée : D°

Le débit de dose absorbée est la variation de la dose absorbée (dD) par unité de temps (dt) :

                                 dD
                    D° =   -------
                                  dt
L'unité internationale du débit de dose absorbée est le Gray par seconde ou Gy.s^-1. Les débits de dose se mesurent avec un débitmètre.

Compte-tenu des activités couramment manipulées, on emploie souvent des sous-multiples comme le mGy.s^-1.
Si le débit de dose absorbée est constant dans le temps, on a la relation :

                    D = D°. t

Exemple : Un manipulateur séjourne 2 heures à un poste de travail où le débit de dose absorbée est de 0,3 mGy.h^-1. La dose aborbée par son organisme est donc de 0,6 mGy.

3. Débit de dose absorbée: cas particuliers
a. Photons X ou g à 1 mètre des tissus humains

Le débit de dose absorbée en un point est proportionnel au nombre de photons X ou g qui arrive en ce point et à leur énergie.
Une formule empirique a été établie pour les tissus humains à une distance de 1 m (la notion de "distance" est abordée dans la suite de dce cours).
Si une source a une activité A (Bq) et émet des X ou g d'énergie E (MeV) avec une intensité I (%), cette relation est :

                    D° = 1,3 10^-10 . A . E . I / 100

Les notions d'activité et d'intensité ont été abordées dans le cadre du 1er cours "Rayonnements ionisants et radioactivité".
 

Domaine d'énergie des X ou g	300 keV < E < 1,5 MeV	65 keV < E < 300 keV 1,5 MeV < E < 2 MeV
Erreur relative avec cette relation	erreur < 10 %	10 % < erreur < 30 %

Exercice : Calculer le débit de dose absorbée à 1 m d'une source de cobalt 60 ayant les caractéristiques suivantes :

⁶⁰₂₇Co :           A = 37 GBq
                         E_g1 = 1,17 MeV ; Ig1 = 100 %
                         E_g2 = 1,33 MeV ; Ig1 = 100 %

Soit :                D°_g1 = 1,3 10^-10 x 37 10⁹ x 1,17 x (100 / 100) = 5,62 mGy.h^-1
                        D°_g2 = 1,3 10^-10 x 37 10⁹ x 1,33 x (100 / 100) = 6,39 mGy.h^-1

Donc :             D°_{1 m} = 5,62 + 6,39 = 12 mGy.h^-1

b. Particules b^- à 10 cm des tissus humains

Pour l'évaluation des risques d'exposition externe, on ne tient compte que des particules b^- dont l'énergie est supérieure à 100 keV, seules capables de franchir la couche cornée de la peau et d'atteindre l'épiderme.
Par ailleurs, on a remarqué qu'à une distance des tissus de 10 cm et pour une énergie supérieure à 300 keV, le débit de dose absorbée est indépendant de l'énergie et a pour valeur 33 mGy.h^-1.
De ce fait, une relation empirique a été établi pour calculer le débit de dose absorbée à 10 cm de ce type de rayonnement :

                    D° = 9 10^-7 . A . I / 100

Exercice : Calculer le débit de dose absorbée à 10 cm d'une source de césium 137 ayant les caractéristiques suivantes :

¹³⁷₅₅Cs :           A = 37 GBq
                          E_b1 = 1,17 MeV ; Ib1= 7 %
                          E_b2 = 0,51 MeV ; Ib2 = 93 %

Soit :                 D°_b1 = 9 10^-7 x 37 10⁹ x (7 / 100) = 2331 mGy.h^-1
                         D°_b2 = 9 10^-7 x 37 10⁹ x (93 / 100) = 30969 mGy.h^-1

Donc :               D°_{10 cm} = 2331 + 30969 = 33300 mGy.h^-1

On remarque que pour une activité et un pourcentage d'émission identiques, le débit de dose absorbée à 10 cm d'une source de particules b^- est considérablement plus grand que celui induit par un rayonnement électromagnétique (33300 mGy.h^-1 vs. 12 mGy.h^-1).

En conséquence, l'exposition des mains doit donc être tout particulièrement surveillée lorsque l'on manipule une source de particules b^-.

Exemple : une contamination de la peau (voire d'un gant) de 37 kBq.cm², ce qui ne correspond qu'à une masse de 3 10-12 g de ³²P par exemple, induit un débit de dose absorbée au niveau de la couche basale de l'épiderme de 70 mGy.h^-1 !

c. Particules b⁺

Comme il a été vu dans le cours "Interaction rayonnements ionisant - matière", toute source émettrice de rayonnement b⁺ est considérée comme source de rayons X de 511 keV, dont l'intensité d'émission est double de celui des b⁺ (du fait de l'annihilation).
Pour l'évaluation des risques d'exposition externe, on en revient à l'émission d'un rayonnement électromagnétique X à 1 m des tissus.

Exercice : Le débit de dose absorbée à 1 m d'une source de sodium 22 ayant les caractéristiques suivantes :

²²₁₁Na :            A = 37 GBq
                          E_b+ = 0,54 MeV ; Ib⁺= 90 %
                          I_{capture éléctonique} = 10 %

L'intensité dont il faut tenir compte est celle du rayonnement X issu de l'annihilation des b⁺ :

Soit :                 I X_511keV = 2 I_b+= 2 x 90 % = 180 %

Donc :              D°1 m = 1,3 10^-10 x 37 10⁹ x 0,51 x (180 / 100) = 4,42 mGy.h^-1

4.. L'équivalent de dose absorbée (H) et le facteur de pondération (W) ou de qualité (Q)

La dose absorbée ne traduit pas à elle seule la nocivité des rayonnements sur la matière vivante. A dose absorbée égale, la nuisance est fonction :

• de la nature des rayonnements
• de l'énergie des rayonnements
• du débit de dose absorbée

En radioprotection, la Commission Internationale de Protection Radiologique (C.I.P.R.) a recommandé d'appliquer à la dose absorbée un facteur de pondération lié à la qualité du rayonnements, W_R.
La dose absorbée D_T,R, ainsi pondérée, est appelée l'équivalent de dose absorbée, H_T,R (H en référence à l'étre humain).

                          H_T,R = W_R . D_T,R

En d'autres termes, H_T,R est la dose équivalente reçue par le tissu T qui a subi une exposition à un rayonnement R qui a délivré à ce tissu une dose D_T,R.
L'unité internationale de l'équivalent de dose absorbée est le Sievert ou Sv. L'équivalent de dose absorbée est une grandeur qui ne se mesure pas. Il est calculé. 1 Sv correspond à l'équivalent de dose absorbée par une masse de 1 kg à laquelle les rayonnements communiquent une énergie de 1 J, soit: 1 Sv = 1J . kg^-1 (idem le Gy).

Remarque: Le Sievert a été choisi en hommage à Rolf SIEVERT, radiobiologiste Suédois. Une unité historique est encore utilisée : le rem avec 1 Sv = 100 rem.

W_R correspond au facteur de qualité Q de la réglementation française, qui est fonction du T.L.E. dans l'eau.
Les valeur du facteur de pondération ou de qualité sont résumées dans le tableau suivant:
 

Rayonnement	Energie	WR	Q	Équivalent de dose pour une dose absorbée de 1 Gy
électrons (e-, e+)	toutes	1	1	40K: 1 Sv
photons X et g	toutes	1	1
particules a	< 10 keV	20	20	232Th: 20 Sv
neutrons	< 10 keV	5	2 à 10
	100 keV - 2 MeV	20
	> 20 MeV	5

On a attribué une valeur arbitraire de 1 au rayonnement électronique. De ce fait, les rayonnements électromagnétiques X et g ont un facteur de 1 également, puisque ce sont des électrons qu'ils mettent en mouvement.
On constate qu'à dose absorbée égale, un rayonnement de particules a induit 20 fois plus de nuisances biologiques qu'un rayonnement électronique.

Ceci est lié au fait que dans les tissus, le T.L.E. d'une particule a est plusieurs centaines de fois supérieur à celui d'un électron (Cf. cours "Interaction rayonnements ionisants - matière").

5. Le débit d'équivalent de dose absorbée: H°

Le débit d'équivalent de dose absorbée est la variation de l'équivalent de dose absorbée (dH) par unité de temps (dt) :

                                 dH
                    H° =   -------
                                  dt
L'unité internationale du débit d'équivalent de dose absorbée est le Sievert par seconde ou Sv.s^-1.
 

III. La protection contre l'exposition externe

Les effets sur un organisme d'une radioexposition dépendent de la nature du rayonnement comme l'indique le tableau suivant :
 

Rayonnement	particules a b énergie < 70 keV	b énergie > 70 keV	X et g b énergie élevée neutrons
Pénétration dans les tissus	environ 10 µm : ne franchissent pas la couche cornée	traverse l'épiderme touche éventuellement le derme	trés pénétrants
Effet	Aucun danger en exposition externe	ne provoquent "que" des lésions cutanées	tissus ou organes atteints

On a vu que la dose absorbée reçue par une personne est le produit du temps d'exposition par le débit de dose absorbée.
La protection contre l'exposition externe consiste à minimiser ces 2 paramètres.

1. Minimisation du temps d'exposition

Les mesures à mettre en oeuvre pour le minimiser relèvent du bon sens :

• bien planifier son intervention ou son expérience
• simuler au préalable son intervention
• si possible, partager le temps d'exposition ("chacun sa dose !")
• tenir compte de l'enseignement du passé

2. Minimisation du débit de dose absorbée: la distance avec la source

Le débit de dose absorbée est proportionnel au nombre de particules ou de rayons qui pénètrent dans un élément de masse donné par unité de temps. Pour réduire ce nombre, un moyen est d'augmenter la distance entre l'opérateur et la source de rayonnements.

Dans le cas où la source peut être considérée comme ponctuelle, le débit de dose absorbée obéit à la loi de l'inverse du carré de la distance :

On dit qu'une source d'émission est ponctuelle si toute l'activité est concentrée en son centre.
Mais une source d'émission peut être de grande dimension: par exemple, une solution radioactive étalée sur une surface). Dans ce cas on considèrera cette source comme étant ponctuelle si la distance source-opérateur est au moins égale à 5 fois la plus grande dimension de la source.

Exercice : Reprenons l'exemple de la source de cobalt 60 avec les mêmes caractéristiques

⁶⁰₂₇Co:           A = 37 GBq
                         E_g1 = 1,17 MeV ; Ig1 = 100 %
                         E_g2 = 1,33 MeV ; Ig1 = 100 %

Nous avons calculé que le débit de dose absorbée à 1 m est: D°_{1 m} = 12 mGy.h^-1

Calculons maintenant le débit de dose absorbée à 2 m de cette source avec la relation qui précède :

                                        D°_{1 m} . (d₁)²                   12 . (1)²
                    D°_{2 m}   =   -------------------     =    -------------------    =    3 mGy.h^-1
                                             ( d₂)²                               (2)²

En conséquence, pour une distance double entre la source et l'opérateur, le débit de dose absorbée est diminuée d'un facteur 4. C'est ce qui a conduit à l'utilisation de pinces à longs bras ou de télécommandes pour la manipulation des sources radioactives.
A contrario, il ne faut jamais saisir une source avec les mains (voir la conclusion du paragraphe sur le calcul du débit de dose absorbée à 10 cm d'une source de particules b^-).

3. Minimisation du débit de dose absorbée: l'atténuation par les écrans

a. Les rayonnements X et g

a. Loi d'atténuation d'un faisceau parallèle et monoénergétique

Considérons un faisceau parallèle et monoénergétique d'un rayonnement électromagnétique traversant normalement un écran d'épaisseur x.
D°₀ est le débit de dose absorbée à l'entré et D° est le débit de dose absorbée en sortie qui correspond aux rayons ayant la direction et l'énergie initiales (c'est-à-dire les rayons qui n'ont pas interagit).

Ces deux débits de dose absorbée sont liés par la relation :

µ est la coefficient d'atténuation dont la valeur dépend de la nature du matériau de l'écran et de l'énergie du rayonnement. On utilise des matériaux de numéro atomique élevé, essentiellement pour diminuer l'encombrement des écrans.
Le tableau suivant donne quelques valeurs de µ en cm^-1 :
 

E (MeV)	Eau (d = 1)	Fer (d = 7,9)	Plomb ( d = 10,8)
0,1	0,167	2,700	57,100
1	0,071	0,466	0,739
3	0,040	0,283	0,455

Exercice 1 : On utilise un écran en fer de 2 cm d'épaisseur pour atténuer un rayonnement électromagnétique d'énergie 1 MeV. Sachant que D°₀ = 0,2 mGy.h^-1, calculons la valeur du débit de dose absorbée derrière l'écran.

           D° = D°0 . e-µx = 0,2 . e-(0,466 x 2) = 0,078 mGy.h^-1 = 78 µGy.h^-1

Exercice 1 : Calculons l'épaisseur de plomb nécessaire pour atténuer d'un facteur 40 le débit de dose absorbée d'un rayonnement électromagnétique d'énergie 1 MeV.

           D°                                        Ln (D° / D°₀)          Ln (1/40)
           ---  =  e^-µx  ===>  x  =  -  --------------------  =  ---------------  =  5 cm
           D°₀                                             µ                            0,739

b. Epaisseur moitié et épaisseur dixième

L'efficacité d'atténuation d'un matériaux donné est mesurée par l'épaisseur de ce matériau qui diminue le flux incident :

• de moitié : épaisseur moitié ou couche de demi-atténuation (CDA) ou x_1/2
• d'un facteur 10 : épaisseur dixième ou couche de déci-transmission ou x_1/10

Et on a les relations suivantes :
 

Ln 2 x1/2 = ----------                  µ

Ln 10 x1/10 = ----------                   µ

x1/2 = 3,33 x1/10

après traversée de n épaisseurs moitié, l'atténuation est d'un facteur 2n

Exercice : Reprenons l'exemple d'une épaisseur de plomb de 5 cm nécessaire pour atténuer le faisceau d'un facteur 40. Pour ce matériau et cette énergie, on détermine :

                           Ln 2 
           x_1/2  =  ---------  =  0,94 cm  ===>  x_1/10  =  3,33 x_1/2  =  3,11 cm
                          0,739

On remarque que : 5 cm = (2 x 0,94) + (1 x 3,11). L'atténuation désirée est donc obtenue avec la superposition de 3 écrans : 2 épaisseurs moitié et 1 épaisseur dixième.

g. Le facteur d'accumulation en dose

Seuls les rayons ayant interagit avec l'écran par effet photoélectrique sont arrétés.
L'écran est source de rayonnements secondaires émis dans diverses directions : photons Compton, de fluorescence, d'annihilation. Une partie de ces rayonnements diffusés contribue à augmenter le débit de dose absorbée en un point quelconque de l'écran.
C'est la raison pour laquelle la formule de l'atténuation doit être corrigée par un facteur appelé facteur d'accumulation en dose (ou "build-up factor"), noté B_D qui dépend :

• de l'énergie du rayonnement
• de la nature du matériau et des dimensions de l'écran
• de la situation du point de mesure
• de l'environnement

donc le calcul de B_D dans chaque situation est infaisable.

On lui substitue une valeur majorée, BD_µ, obtenue dans le cas d'un milieu semi-infini, ce qui permet de s'affranchir des paramètres géométriques. La loi d'atténuation s'écrit alors :

          D° = D°₀ . B_Dµ . e^-µx

Comme B_Dµ n'est fonction que du produit µ_x, il est sans dimension. Le tableau suivant donne quelques valeurs de B_Dµ pour le plomb :
 

	µx
E (MeV)	1	3	4	7
0,5	1,25	1,60	1,70	2,00
1	1,40	2,00	2,25	3,05
2	1,45	2,15	2,55	3,70

Exercice : Reprenons l'exercice concernant le calcul de l'épaisseur de plomb nécessaire pour atténuer d'un facteur 40 le débit de dose absorbée D° d'un rayonnement électromagnétique d'énergie 1 MeV.

On avait déterminé pour le plomb et pour E = 1 MeV :
                      µ = 0,739 cm^-1
                      x = 5 cm

Donc :           µx = 0,739 . 5 = 3,7

Sur le tableau qui précède, on lit  pour E = 1 MeV :
                      µ_x = 3 ==> B_Dµ = 2,00
                      µ_x = 4 ==> B_Dµ = 2,25

Donc :           µx = 3,7 ==> B_Dµ@ 2,18

Et :                  D°
                    -------  =  B_Dµ . e^-µx  =  2,18 . e^-3,7  @  0,053
                      D°₀

L'atténuation du débit de dose absorbée avec un écran de plomb de 5 cm n'est donc réellement que d'environ: 1/ 0,053 @ 19 fois.

b. Cas des particules b

1ère remarque : On a vu dans le cours "Interactions rayonnements ionisants - matière" que les particules b peuvent être totalement absorbées dans les écrans.
Cependant, quand elles passent au voisinage d'un noyau, elles subissent un changement de direction et un freinage, à l'origine du rayonnement de freinage.
Or, l'énergie de ce rayonnement de freinage croit proportionnellement avec le numéro atomique Z du matériau de l'écran et avec l'énergie des particules b.

En conséquence, les matériaux les plus utilisés comme écrans contre les particules b sont de faible numéro atomique: le plexiglass (1 cm de plexiglass arrète toutes les particules b d'énergie inférieure à 2 MeV); le verre; l'aluminium.

2ème remarque : Il existe peu d'émetteurs b purs: ¹⁴₆C - ³²₁₅P - ³⁵₁₆S (les radionucléides les plus utilisés en recherche biologique) et ⁹⁰₃₈Sr - ⁹⁰₃₉Y .
Quoi qu'il en soit, la plupart des radionucléides sont émetteurs b^-g et c'est essentiellement la protection contre les rayonnements g que l'on recherchera.

3ème remarque : On constate que, quelle que soit l'énergie, le débit de dose absorbée à 1 m est inférieur à celui que l'on peut calculer à partir de la valeur à 10 cm. L'air sert donc d'écran, d'autant plus efficace que l'énergie maximale du rayonnement b^- est faible.

c. Cas des neutrons

Il existe peu de moyen pour absorber des neutrons de forte énergie. Il faut d'abord les ralentir jusqu'aux énergies thermiques (25 keV) par chocs successifs sur les noyaux de la substance traversée. Ce ralentissement est d'autant plus efficace que les noyaux sont légers. Il s'agit donc de matériaux qui contiennent beaucoup d'hydrogène: eau, paraffine, certains bétons.
Les neutrons ralentis peuvent être absorbés par des écrans (bore et cadmium).

Cette absorption émet en général un rayonnement g dont il faut se prémunir. L'absorption des neutrons suit également une loi d'atténuation et on peut donc définir des épaisseurs moitié et dixième.

d. Tableau résumé
 

Rayonnement	Principe de protection	Particularités	Matériau écran
a	T.L.E. élevé		mince : mica, Al, Cu
b	absorption totale	rayonnement de freinage	Z faible: plexiglass, verre
X et g	loi d'atténuation	épaisseur 1/2, 1/10 facteur accumulation dose	Z élevé : Pb, Fe
neutrons	ralentissement loi d'Atténuation	épaisseur 1/2, 1/10	ralentissement : eau, paraffine atténuation : bore, cadmium

IV. La contamination radioactive

1. Définition légale : Décret 66-450 (20/6/66) modifié 88-521 (18/4/88)

"La contamination radioactive est la présence indésirable à un niveau significatif pour l'hygiène de substances radioactives à la surface ou à l'intérieur d'un milieu quelconque".

Une contamination est nécessairement le résultat d'une dissémination d'une substance radioactive, donc d'un incident ou d'un accident.
 

Echelle internationale des évènements nucléaires
Niveau & Définition	Exemple	Particularité
7: accident majeur	- Tchernobyl (URSS) 26/4/86 - Goiâna (Brésil) 87	- 75 PBq (2 MCi) 137Cs et 2 EBq (50 MCi) 131I dans l'atmosphère !! - 51 TBq (1,3 kCi) 137Cs extrème solubilité du césium
6: accident grave	"Three Mile Island" (USA) 28/3/79	630 GBq (17 Ci) 131I et 518 PBq (14 MCi) 133Xe dans l'enceinte de confinement de la centrale
5: accident entraînant un risque hors du site	Tokaïmura (Japon) 1999 (?)	Accident de criticité (réaction de fission en chaîne non contrôlée)
4: accident n'entraînant pas de risque important hors du site	Saint Laurent des Eaux (France) 1980	accident le plus grave en France (réacteur de la centrale)
3: incident grave	Diverses origines: accélérateurs de particules,
2: incident	chute de sources lors de chargement ou de transport,
1: anomalie	abandon puis démentèlement sauvage de sources,
0: anomalie sans impor-tance pour la sûreté	radioexposition médicale aigüe

Remarque : PBq = petaBq = 10¹⁵ Bq - EBq = exaBq = 10¹⁸ Bq

La dissémination peut entrainer une contamination atmosphérique (en Bq.cm³) ou surfacique (en Bq.cm²).
La contamination des individus ou contamination corporelle peut être externe (dépôt sur la peau, les cheveux) ou interne (ingestion, inhalation, migration transcutanée).

2. La contamination atmosphérique

Elle résulte de la dispersion dans l'atmosphère de gaz (xénon, krypton ...), de produits volatils (tritium, iode ...) ou d'aérosols. Les gaz et les aérosols sont dispersés et dilués dans l'air. A l'inverse, les particules lourdes retombent aux environs du point d'émission.
La contamination atmosphérique est à l'origine d'une contamination des sols et des eaux. Outre une contamination directe des humains, celà entraine un risque de contamination de la chaîne alimentaire (eau et air puis végétaux ou poissons puis animaux donc humains).

3. La contamination surfacique

Fixée : elle ne peut pas se disséminer, mais elle est difficile à éliminer et nécessite la destruction de la surface contaminée. L'exposition externe est le fateur dont il faut tenir compte.
Non fixée : elle est aisément transférable, donc plus facilement éliminable mais elle peut entrainer une contamination atmosphérique si elle est mise en suspension dans l'air.
Il est trivial de préciser que dans les 2 cas, il est impératif d'éliminer la contamination le plus rapidement possible et la loi est très explicite sur ce point (Décret 86-1103).

4. La contamination corporelle externe

Elle engendre une exposition des tissus vivants, hormis dans le cas d'émetteurs de particules a. Contrairement à l'exposition à distance, elle est permanente jusqu'à sa découverte et son élimination.
Ceci souligne :

• l'importance de contrôles fréquents avec des détecteurs adaptés
• la mise en place de moyens de protection tels que les boîtes à gants, les hottes ou les appareils respiratoires
• l'emploi de blouses, surbottes et gants à usage unique
   

V. La contamination corporelle interne ou exposition interne

1. Les modes de pénétration

L'inhalation : dans le cas des aérosols, 25% environ de l'activité inhalée est immédiatement exhalée. Le reste se répartit en fonction de la granulométrie des particules entre :

• les voies respiratoires supérieures puis l'activité est chassée vers le pharynx et enfin dans le tube digestif
• les poumons puis l'activité est chassée dans le sang
• l'ingestion : soit directe, soit indirecte (comme vu ci-dessus)
• la pénétration transcutanée ou directement par blessure : l'activité se retrouve dans le sang et la lymphe

2. Les moyens d'intervention

La contamination interne engendre une exposition permanente des tissus jusqu'à son élimination et les moyens d'intervention sont très limités :

• dans le cas de radionucléides transférables, c'est-à-dire qui atteignent rapidement l'organe cible: accélérer le transit
• dans le cas de radionucléides non transférables, c'est-à-dire qui franchissent faiblement les barrières biologiques
• saturer l'organisme cible (iode stable)
• bloquer le passage vers le sang (le bleu de Prusse fait précipiter le césium qui est alors éliminé)

3. Période biologique et période effective

Un radionucléide ayant pénétré dans l'organisme peut soit :

• se répartir de façon homogène dans tout l'organisme (tritium, ²⁴Na, ³⁶Cl)
• soit se concentrer dans un ou plusieurs organes cibles (¹³¹I dans la thyroïde)

Dans le second cas, l'élimination de l'activité incorporée s'effectue par la combinaison de la décroissance radioactive du radionucléide et de l'élimination biologique propre à l'organe cible.
En première approximation, on peut considérer que l'élimination biologique obéit à une loi exponentielle de période biologique T_b, qui est le temps nécessaire pour que la moitié de la quantité d'une substance introduite dans un organe en soit éliminée.

La loi globale peut alors s'écrire :

                                          Ln 2        Ln 2
                                   - ( --------  + -------- ) . t
          A = A₀ . exp            T            T_b

Et l'on définit une période effective, T_e:

                          1              1         1
                        -----  =    -----  + -----
                         T_e            T        T_b

Exercice : Calculons T_e pour ⁵⁵Fe sachant que T = 2,7 ans et T_b = 550 jours.

                          1                     1                   1
                        -----  =    ----------------  +  -------  ===> T_e @ 353 jours
                         T_e            (2,7 . 365)          550

Le tableau suivant illustre cette notion de période effective :
 

Radionucléide	Organe cible	T	Tb	Te
31H	organisme entier	12 ans	10 jours	10 jours
13153I	thyroïde	8 jours	140 jours	7,6 jours
23994Pu	os	24400 ans	200 ans	200 ans

4. Groupes de radiotoxicité

Le tableau suivant résume les effets propres à chaque type de rayonnement selon qu'il s'agit d'une exposition externe ou interne :
 

Rayonnement	Exposition externe	Exposition interne
a	inoffensif	Le plus nocif (T.L.E. élevé)
b	peau	organe cible
g	organisme entier	organisme entier

Par ailleurs, de multiples paramètres varient d'un radionucléide à un autre :

• la forme sous laquelle ils se présentent (solide, gaz, solution), donc leur mode d'incorporation
• leur période radioactive et leur période biologique
• les organes cibles et la connaissance que l'on a du mode d'élimination à partir de modèles métaboliques

Cet ensemble de variables indique que les effets nocifs des radionucléides ne sont ni les mêmes ni aussi intenses. C'est ce qui a conduit à l'établissement d'une classification des radionucléides en 4 groupes de radiotoxicité (Décret du 2/10/1986) :
 

Groupe	radiotoxicité	Exemple	Rayonnement
1	trés forte	23994Pu	3 rayonnements a : E > 5 MeV chacun
2	forte	13153I	3 rayonnements b : E > 250 keV 3 rayonnements g : E > 280 keV
3	modérée	3215P	1 rayonnement b : E > 1,7 MeV
4	faible	31H	1 rayonnements b : E @ 1 MeV 2 rayons X : E = 511 keV