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# Sources de radioactivité naturelle et artificielle Ce chapitre explore les diverses origines de la radioactivité auxquelles le public est exposé, en distinguant les sources naturelles des sources artificielles. ### 1.1 Les sources de radioactivité naturelle La radioactivité naturelle provient de plusieurs composantes et constitue une exposition permanente pour l'homme [3](#page=3). #### 1.1.1 Les rayonnements cosmiques Les rayonnements cosmiques sont une composante de l'exposition naturelle. Ils se divisent en deux catégories [3](#page=3): * Une première composante issue d'ions très énergétiques provenant des galaxies [4](#page=4). * Une seconde composante émanant du soleil, principalement sous forme de protons constituant le "vent solaire" [4](#page=4). L'intensité du rayonnement cosmique est directement proportionnelle à l'altitude, doublant approximativement tous les 1500 mètres [4](#page=4). #### 1.1.2 Les rayonnements telluriques Les rayonnements telluriques sont émis par des éléments radioactifs naturellement présents dans l'écorce terrestre, tels que l'uranium et le thorium. Leur intensité varie significativement en fonction de la composition du sol [6](#page=6). * Ils sont environ 20 fois plus élevés dans les massifs granitiques [6](#page=6). * Cette source représente environ 14 % de l'exposition moyenne d'un habitant en métropole [6](#page=6). * La dose efficace moyenne associée à cette source est de 0,62 mSv/an, avec 95 % de la population recevant entre 0,36 mSv et 1,1 mSv par an [6](#page=6). Des radionucléides, présents sur Terre depuis sa formation en raison de leur très longue période radioactive, sont à l'origine de ces rayonnements. Parmi eux, les émetteurs gamma contribuent significativement au rayonnement tellurique [7](#page=7). #### 1.1.3 Radioactivité de l'air La radioactivité de l'air est principalement influencée par l'émanation du radon, particulièrement dans les régions granitiques. Le radon est un gaz radioactif produit par la désintégration du radium [7](#page=7) [9](#page=9). * Son infiltration dans les habitations se fait par les ouvertures, les fissures, et également via l'eau du robinet [9](#page=9). * Les caves, les rez-de-chaussée et les locaux peu aérés sont des environnements propices à la concentration du radon [9](#page=9). #### 1.1.4 Radioactivité de l'eau La radioactivité de l'eau dépend de plusieurs facteurs : * La nature géologique des terrains que l'eau traverse [10](#page=10). * Le caractère chimique de l'eau et la solubilité des radionucléides qu'elle contient [10](#page=10). * Les eaux minérales peuvent présenter une radioactivité plus élevée [10](#page=10). #### 1.1.5 Radioactivité naturelle du corps humain Le corps humain contient naturellement environ 120 Bq/kg de radionucléides. Cette radioactivité interne est due à l'ingestion d'aliments contenant des éléments radioactifs, qui se fixent ensuite dans les tissus et les os [11](#page=11). ### 1.2 Les sources de radioactivité artificielle La radioactivité artificielle résulte de trois origines principales [14](#page=14). #### 1.2.1 Rejets des installations nucléaires Les rejets réglementés proviennent des Installations Nucléaires de Base (INB) et des services utilisant des sources de rayonnement dans le domaine médical ou industriel (MN) [14](#page=14). #### 1.2.2 Retombées d'essais nucléaires et d'accidents Ces retombées sont dues aux essais nucléaires menés entre 1945 et 1980, ainsi qu'à l'accident de Tchernobyl en 1986. La rémanence de ces événements contribue au "bruit de fond" de la radioactivité artificielle en France [14](#page=14). * Les retombées de Tchernobyl (mai 1986) et des essais nucléaires ont introduit la présence de radionucléides comme le 137Césium et le 90Strontium dans l'environnement [15](#page=15). * L'exposition externe est principalement due au 137Césium [15](#page=15). * L'exposition interne peut résulter de l'ingestion de denrées contaminées, telles que des champignons ou du gibier, liées aux essais nucléaires et au 90Strontium [15](#page=15). #### 1.2.3 Influence des installations nucléaires Les installations nucléaires, par leurs rejets contrôlés et l'historique des accidents et essais, maintiennent un certain niveau de radioactivité artificielle dans l'environnement [14](#page=14) [17](#page=17). --- # Grandeurs, unités et indicateurs de dose en radioprotection Cette section détaille les grandeurs physiques et biologiques utilisées pour quantifier l'exposition aux rayonnements ionisants et évaluer leurs impacts potentiels. ### 2.1 Grandeurs et unités fondamentales Les unités du Système international (SI) et d'anciennes unités sont utilisées pour exprimer différentes mesures liées aux rayonnements ionisants. #### 2.1.1 Unités de dose * **Le Sievert (Sv)**: C'est l'unité dérivée du SI principalement utilisée pour mesurer la dose équivalente, la dose efficace ou le débit de dose radioactive. Elle quantifie l'impact biologique d'une exposition humaine aux rayonnements ionisants [31](#page=31). * **Le Gray (Gy)**: Cette unité représente l'énergie d'un rayonnement ionisant apportant un joule à un milieu homogène d'une masse d'un kilogramme. Elle est particulièrement pertinente pour évaluer les effets déterministes des fortes irradiations sur l'homme. 1 Gray est égal à 1 Joule par kilogramme [31](#page=31) [36](#page=36). * **Exemple**: Pour un patient de 80 kg recevant 5 Gray corps entier, l'énergie déposée correspond à $5 \text{ Gy} \times 80 \text{ kg} = 400 \text{ Joules}$ [36](#page=36). #### 2.1.2 Unités d'activité * **Le Becquerel (Bq)**: Il s'agit de l'unité dérivée du SI mesurant l'activité d'une quantité de matière radioactive, c'est-à-dire le nombre de désintégrations par seconde [33](#page=33). * **Le Curie (Ci)**: Ancienne unité utilisée pour quantifier l'activité d'une source radioactive [33](#page=33). * La relation entre ces deux unités est: 1 Ci = $3,7 \times 10^{10}$ Bq [33](#page=33). #### 2.1.3 Autres grandeurs * **Période (T)**: Temps nécessaire pour que la moitié des noyaux d'un isotope se désintègrent naturellement. Elle s'exprime en secondes, heures ou jours [33](#page=33). ### 2.2 Les différentes doses en radioprotection Plusieurs types de doses sont définis pour évaluer différents aspects de l'exposition aux rayonnements ionisants. #### 2.2.1 Dose absorbée (D) La dose absorbée, notée $D$, est l'énergie déposée par unité de masse par un rayonnement ionisant. Son unité est le Gray (Gy) ou J/Gy [32](#page=32) [36](#page=36). #### 2.2.2 Dose équivalente (H) La dose équivalente ($H$) prend en compte la nocivité relative des différents types de rayonnements et elle est exprimée en Sievert (Sv). Elle est calculée par la formule [32](#page=32) [37](#page=37): $$H = \omega_r \times D$$ [37](#page=37). Où $\omega_r$ est le facteur de pondération radiologique, qui dépend du type de rayonnement. La dose équivalente est mesurée par des détecteurs adaptés, par exemple, en enregistrant le débit de dose équivalente en $\mu$Sv/h. L'effet biologique d'une même dose absorbée peut varier en fonction du dépôt microscopique de l'énergie dans les tissus, ce qui est lié au Transfert Linéique d'Énergie (TLE) [37](#page=37) [38](#page=38). #### 2.2.3 Dose efficace (E) La dose efficace ($E$) prend en compte la radiosensibilité des différents organes et tissus irradiés et est également exprimée en Sievert (Sv). Elle permet d'estimer plus précisément l'exposition d'un travailleur ou d'un patient. Elle est calculée par la formule [32](#page=32) [39](#page=39): $$E = \omega_t \times H_t$$ [39](#page=39). Où $\omega_t$ est le facteur de pondération tissulaire, qui reflète la sensibilité de l'organe ou du tissu irradié [39](#page=39). Dans le cas d'une irradiation hétérogène, la dose efficace est la somme pondérée des doses équivalentes reçues par chaque organe, afin de représenter la dose corps entier qui produirait le même effet biologique [40](#page=40). $$E = H_{\text{thyroïde}} \cdot w_{\text{thyroïde}} + H_{\text{poumon}} \cdot w_{\text{poumon}} + \dots$$ [40](#page=40). * **$w_T$** représente le facteur de pondération tissulaire [40](#page=40). La dose efficace ($E$) est le meilleur reflet du détriment potentiel car elle intègre : * La radiotoxicité du rayonnement [40](#page=40). * La radiosensibilité des tissus irradiés [40](#page=40). Cependant, la dose efficace est souvent la dose la plus difficile à évaluer précisément [40](#page=40). ### 2.3 Débit de dose Le débit de dose mesure la quantité de dose reçue par unité de temps [42](#page=42). * Le débit de dose absorbée s'exprime en Gy/s [42](#page=42). * Le débit de dose équivalente s'exprime en Sv/h [42](#page=42). Le débit de dose est inversement proportionnel au carré de la distance à la source : $$\frac{DD_1}{d_1^2} = \frac{DD_2}{d_2^2}$$ [42](#page=42). Où $DD$ représente le débit de dose et $d$ la distance. > **Tip** : Il est crucial de bien distinguer la dose (quantité totale d'énergie déposée) du débit de dose (vitesse à laquelle cette dose est reçue), car un même effet biologique peut être obtenu avec une dose élevée reçue rapidement ou une dose équivalente reçue sur une longue période, avec des conséquences potentiellement différentes, notamment en termes de mécanismes de réparation cellulaire. --- # Détermination et utilisation des doses en imagerie médicale Ce chapitre aborde les méthodes de mesure et de calcul des doses de rayonnements ionisants délivrées aux patients lors des examens d'imagerie médicale, en se concentrant sur des grandeurs clés comme le Produit Dose Surface (PDS) et la Dose Entrée (De), ainsi que sur les indicateurs spécifiques à la tomodensitométrie (CTDI, PDL). ### 3.1 Le Produit Dose Surface (PDS) Le Produit Dose Surface (PDS) est une grandeur dosimétrique fondamentale en radiologie conventionnelle et interventionnelle [43](#page=43). #### 3.1.1 Définition et unités du PDS Le PDS est défini comme le produit de la dose dans l'air mesurée à un point de référence par la surface du champ de rayonnement à ce même point. Ses unités peuvent varier, mais les plus courantes sont le Gy.cm² [43](#page=43). Il est important de connaître les équivalences : * $1 \text{ Gy.cm}^2 = 100 \text{ cGy.cm}^2$ [43](#page=43). * $1 \text{ Gy.cm}^2 = 1000 \text{ mGy.cm}^2$ [43](#page=43). * $1 \text{ Gy.cm}^2 = 100 \text{ µGy.m}^2$ [43](#page=43). * $1 \text{ µGy.m}^2 = 10 \text{ mGy.cm}^2$ [43](#page=43). #### 3.1.2 Détermination du PDS Le PDS est déterminé directement au pupitre de l'installation radiologique par deux méthodes principales [44](#page=44): * **Par mesure**: Utilisation d'une chambre d'ionisation placée en sortie de tube. Il est crucial de prévoir le contrôle régulier de l'étalonnage de cette chambre par des mesures indépendantes [44](#page=44) [45](#page=45). * **Par calcul**: Un logiciel intégré calcule le PDS à partir des paramètres d'exposition tels que la tension (kV), la charge (mAs), le débit de dose sur l'axe, et les dimensions du champ. Il est également nécessaire de contrôler régulièrement l'exactitude de cet affichage par des mesures indépendantes [44](#page=44) [46](#page=46). Les nouvelles installations sont équipées de ces dispositifs depuis le décret du 15 juin 2004, et leur bon fonctionnement doit être contrôlé régulièrement [44](#page=44). #### 3.1.3 Utilité et utilisation du PDS La valeur du PDS est indépendante de la distance entre la source et le patient, ce qui en fait une indication dosimétrique utile "à la peau du patient". Ses principales utilisations sont [47](#page=47): 1. **Estimation de la dose efficace (E)**: Le PDS permet d'obtenir une valeur approchée de la dose efficace exprimée en mSv, qui est un indicateur de risque et peut être utilisée pour la communication avec le patient. Cette estimation se fait soit par des logiciels de calcul complexes utilisant des fantômes anthropomorphes, soit par une méthode simplifiée [47](#page=47) [48](#page=48): $E (\text{mSv}) = k \times \text{PDS} (\text{Gy.cm}^2)$ [48](#page=48). Le coefficient de conversion $k$ (en mSv/Gy.cm²) est obtenu à partir de tables, comme celles du NRPB, qui varient selon la région explorée et la tension (kV) [48](#page=48) [49](#page=49). | Région explorée | KV | Coefficient $k$ (mSv/Gy.cm²) | | :------------------ | :- | :-------------------------- | | Thorax F | 130 | 0.33 | | Thorax P | 130 | 0.15 | | Abdomen | 70 | 0.17 | | Abdomen | 90 | 0.22 | | Bassin | 70 | 0.20 | | Tête F | 80 | 0.04 | | Rachis cervical F | 70 | 0.21 | | Rachis cervical P | 70 | 0.03 | | Rachis thoracique F | 70 | 0.27 | | Rachis thoracique P | 80 | 0.10 | | Rachis lombaire F | 80 | 0.21 | | Rachis lombaire P | 90 | 0.13 | 2. **Calcul de la Dose Entrée (De)**: Le PDS permet de calculer plus simplement la Dose Entrée (De) exprimée en mGy. Ceci est utile pour comparer les doses délivrées avec les Valeurs de Référence de Radioprotection (VRN) spécifiées dans l'arrêté du 12 février 2004 [47](#page=47). ### 3.2 La Dose Entrée (De) La Dose Entrée (De) représente la dose absorbée dans l'air au niveau de la peau du patient [50](#page=50) [51](#page=51). #### 3.2.1 Détermination de la Dose Entrée (De) Il existe deux méthodes principales pour déterminer la De [51](#page=51): 1. **Mesure directe à la peau du patient**: Nécessite un matériel approprié et étalonné tel qu'une chambre d'ionisation ou des dosimètres thermoluminescents (TLD). La mise en œuvre est souvent assurée par le Physicien Médical (PSPRM) [51](#page=51). 2. **Calculs (valeurs approchées)** : * À partir du PDS [51](#page=51). * À partir des paramètres d'exposition [51](#page=51). #### 3.2.2 Calcul de De à partir du PDS La relation fondamentale est: PDS = $D_{\text{air}} \times S_e$, où $D_{\text{air}}$ est la dose dans l'air à la peau du patient et $S_e$ est la surface du champ à la peau du patient. La Dose Entrée est $D_e = D_{\text{air}} \times \text{FRD}$, où FRD est un facteur de conversion dépendant de la tension [52](#page=52). En combinant ces relations, on obtient : $D_e = \frac{\text{PDS}}{S_e} \times \text{FRD}$ [52](#page=52). * $S_e$ est la surface mesurée directement sur le champ lumineux à la peau du patient [52](#page=52). * Le facteur FRD est généralement de 1,35 pour des tensions de 60-80 kV et de 1,5 pour les radiographies pulmonaires (120-140 kV) [52](#page=52). **Exemple de calcul de De à partir du PDS pour un ASP (Abdomen Sans Préparation)** [53](#page=53) [54](#page=54) [55](#page=55) [56](#page=56): * PDS lu = 4,5 Gy.cm² * Longueur et largeur de peau = 30 cm (ASP) * $S_e = 30 \text{ cm} \times 30 \text{ cm} = 900 \text{ cm}^2$ * Pour un ASP avec une tension entre 70 et 80 kV, FRD = 1,35 [53](#page=53). * $D_e = \left(\frac{4,5 \times 1000 \text{ mGy.cm}^2}{900 \text{ cm}^2}\right) \times 1,35 = \frac{4500}{900} \times 1,35 = 5 \times 1,35 = 6,75 \text{ mGy}$ **Exemple 2** [57](#page=57) [58](#page=58) [60](#page=60) [61](#page=61): * PDS lu = 3 Gy.cm² * Longueur = 30 cm, Largeur = 20 cm * $S_e = 30 \text{ cm} \times 20 \text{ cm} = 600 \text{ cm}^2$ * En supposant un FRD de 1,35 : * $D_e = \left(\frac{3 \times 1000 \text{ mGy.cm}^2}{600 \text{ cm}^2}\right) \times 1,35 = \frac{3000}{600} \times 1,35 = 5 \times 1,35 = 6,75 \text{ mGy}$ On constate ici que des PDS différents et des surfaces différentes peuvent mener à des De identiques. **Exemple 3** [62](#page=62) [63](#page=63): * PDS lu = 3 Gy.cm² * Longueur = 30 cm, Largeur = 30 cm * $S_e = 30 \text{ cm} \times 30 \text{ cm} = 900 \text{ cm}^2$ * En supposant un FRD de 1,35 : * $D_e = \left(\frac{3 \times 1000 \text{ mGy.cm}^2}{900 \text{ cm}^2}\right) \times 1,35 = \frac{3000}{900} \times 1,35 \approx 3,33 \times 1,35 = 4,5 \text{ mGy}$ Ici, un PDS identique mais des surfaces différentes conduisent à des De différentes. L'utilisation des diaphragmes permet de réduire la dose à l'entrée [65](#page=65). #### 3.2.3 Calcul de De à partir des paramètres d'exposition La Dose Entrée (De) dépend de plusieurs facteurs [66](#page=66): * La tension ($U$) en kV [66](#page=66). * La charge ($Q$) en mAs [66](#page=66). * La distance Foyer-Peau ($DFP$) en mètres [66](#page=66). * Un coefficient $K_0$ (en mGy/mAs à 1 mètre), caractéristique de l'installation, représentant le débit de dose dans l'air [66](#page=66). * Le facteur FRD, dépendant de $U$ et compris entre 1,2 et 1,5 [66](#page=66). En théorie, la formule est : $D_e = K_0 \times \text{FRD} \times \left(\frac{U}{100}\right)^2 \times Q \times \left(\frac{1}{DFP}\right)^2$ [67](#page=67). Les paramètres $K_0$ et FRD devraient idéalement être déterminés au cas par cas, en tenant compte de la qualité des rayons X, des dimensions du champ et de l'épaisseur du patient [67](#page=67). En première approximation pratique, on peut considérer : $K_0 \times \text{FRD} \approx 0,15 \text{ mGy/mAs}$, à 1 mètre pour une tension de 100 kV avec une filtration standard de 3 mm Al [67](#page=67). La formule devient alors : $D_e = 0,15 \times \left(\frac{U}{100}\right)^2 \times Q \times \left(\frac{1}{DFP}\right)^2$ [67](#page=67). où $U$ est en kV, $Q$ en mAs, et $DFP$ en mètres [67](#page=67). **Exemple de calcul de De pour un ASP** [68](#page=68): * $U = 75 \text{ kV}$, $Q = 66 \text{ mAs}$, $DFP = 0,75 \text{ m}$ * $D_e = 0,15 \times \left(\frac{75}{100}\right)^2 \times 66 \times \left(\frac{1}{0,75}\right)^2$ * $D_e = 0,15 \times (0,75)^2 \times 66 \times (1,333)^2$ * $D_e = 0,15 \times 0,5625 \times 66 \times 1,777 \approx 10 \text{ mGy}$ #### 3.2.4 Utilisation de la Dose Entrée (De) L'intérêt principal de la De réside dans sa comparaison avec les Valeurs de Référence de Radioprotection (VRN) publiées dans l'arrêté du 12 février 2004. Les valeurs de référence pour la radiologie conventionnelle adulte sont indiquées dans le tableau suivant [69](#page=69): | Examen | De en mGy (pour une exposition) | | :------------------------------- | :------------------------------ | | Thorax de face (postéro-antérieur) | 0,3 | | Thorax de profil | 1,5 | | Rachis lombaire de face | 10 | | Rachis lombaire de profil | 30 | | Abdomen sans préparation | 10 | | Bassin de face (antéro-postérieur) | 10 | | Mammographie | 10 | | Crâne face | 5 | | Crâne profil | 3 | ### 3.3 Indicateurs de dose en Tomodensitométrie (CTDI et PDL) En tomodensitométrie (scanner), des indicateurs spécifiques sont utilisés pour quantifier la dose délivrée. #### 3.3.1 CTDI (Computed Tomography Dose Index) Le CTDI est un indice de dose qui vise à mesurer la dose délivrée par le scanner. Il existe différentes versions du CTDI [71](#page=71): * **CTDI (index de dose de scanographie)**: Mesure de la dose au niveau de la coupe centrale, souvent exprimée pour une série de rotations adjacentes [70](#page=70) [71](#page=71). * **CTDI Pondéré (CTDIW)** : Représente une moyenne pondérée de la dose dans l'air, mesurée à l'aide d'une chambre "crayon" et de son électronique. Il est défini comme : $\text{CTDI}_W = \frac{1}{3} \text{CTDI}_C + \frac{2}{3} \text{CTDI}_P$ [72](#page=72). où $\text{CTDI}_C$ est la dose mesurée au centre de la chambre "crayon" et $\text{CTDI}_P$ est la dose mesurée en périphérie. * **CTDI Volumique (CTDIvol)** : Utilisé en mode hélicoïdal, il représente la dose moyenne absorbée dans le volume exposé. Il est calculé à partir du CTDIW et du pitch : $\text{CTDI}_{\text{vol}} = \text{CTDI}_W \times \frac{1}{\text{pitch}}$ [73](#page=73). L'intérêt du $\text{CTDI}_{\text{vol}}$ est de mieux rendre compte de la dose moyenne dans le volume exposé. La Commission Électrotechnique Internationale (CEI) impose aux constructeurs d'afficher cette valeur en milligrays pour chaque procédure réalisée. Le CTDIvol est une grandeur mesurable, contrôlable et un bon indicateur de la relation entre dose et paramètres d'examen [73](#page=73) [74](#page=74). #### 3.3.2 Charge / mAs "effectifs" Pour les scanners équipés de systèmes de réduction de dose adaptatifs (morphologie, tissus), la valeur de mAs "effectifs" et donc du CTDIvol prend en compte la valeur moyenne des mA au cours de la séquence [75](#page=75). #### 3.3.3 PDL (Produit Dose Longueur) Le Produit Dose Longueur (PDL) est une grandeur d'usage clinique développée pour le mode hélicoïdal, représentant le produit de la dose par la longueur explorée. Son unité est le mGy x cm [76](#page=76) [77](#page=77). * **Définition pratique** : $\text{PDL} = \text{CTDI}_{\text{vol}} \times \text{Longueur explorée}$ [77](#page=77). * **Définition plus détaillée** : $\text{PDL} = n \times \text{CTDI}_W \times A \times t \times T$ (formule historique ou simplifiée) [77](#page=77). où : * $n \times \text{CTDI}_W$ : CTDIW normalisé (mGy/mAs) * $A$ : Intensité (mA) * $t$ : Temps par rotation (s) * $n$ : Nombre de rotations * $T$ : Largeur de collimation (cm) (largeur d'une coupe x nombre de coupes/rotation) **Influence des paramètres sur le PDL (Protocole standard Thorax)** [78](#page=78) [79](#page=79) [80](#page=80): * **Influence des mAs** : * Scanner 16 coupes, 120 kV, collimation 5 mm, pas = 1, longueur 30 cm. * 200 mAs : CTDIvol = 7 mGy, PDL = 210 mGy.cm * 300 mAs : CTDIvol = 10,5 mGy, PDL = 315 mGy.cm * **Influence du pas (pitch)** : * 200 mAs, pas = 1 : CTDIvol = 7 mGy, PDL = 210 mGy.cm * 200 mAs, pas = 2 : CTDIvol = 3,5 mGy, PDL = 105 mGy.cm * **Influence de la longueur explorée** : * Longueur 30 cm : CTDIvol = 7 mGy, PDL = 210 mGy.cm * Longueur 15 cm : CTDIvol = 7 mGy, PDL = 105 mGy.cm Il existe des méthodes pour convertir le PDL en dose efficace (E) [81](#page=81). --- # Principes et applications des Niveaux de Référence Diagnostiques (NRD) Cette section aborde le concept des Niveaux de Référence Diagnostiques (NRD), leur cadre réglementaire en France et en Europe, leur utilité pour l'optimisation des pratiques radiologiques et nucléaires, ainsi que leurs limites. ### 4.1 Introduction au concept des NRD Le concept des Niveaux de Référence Diagnostiques (NRD) a été introduit pour la première fois en 1996 par la CIPR dans sa publication 73, intitulée « Protection et sûreté radiologique en médecine ». Ce concept a ensuite été repris par la directive 97/43 Euratom, qui demande aux États membres de favoriser l'élaboration et l'utilisation des NRD [84](#page=84). ### 4.2 Cadre réglementaire des NRD #### 4.2.1 Réglementation française Les NRD ont été intégrés dans la réglementation française par l'article R.1333-68 du Code de Santé Publique (CSP), section 6, suite au décret n°2002-460 du 4 avril 2002. Leur mise en œuvre pratique est détaillée par l'arrêté du 12 février 2004 du Ministre de la Santé [85](#page=85). L'article R.1333-68 du CSP stipule que des niveaux de référence diagnostiques de dose sont fixés par arrêté du ministre chargé de la santé pour des examens types, des groupes de patients types ou des matériaux simulant le corps humain. Le médecin ou le chirurgien-dentiste réalisant un acte exposant aux rayonnements ionisants à des fins de diagnostic doit prendre les mesures nécessaires pour ne pas dépasser ces niveaux [86](#page=86). D'autres articles du CSP précisent le rôle des guides : * L'article R.1333-70 indique que le ministre chargé de la santé établit et diffuse un guide de prescription qui contient notamment les NRD [87](#page=87). * L'article R.1333-71 précise que des guides de procédures de réalisation des actes contiennent également les NRD [87](#page=87). L'arrêté du 12 février 2004 clarifie la notion de NRD à son article 1, les définissant comme des "niveaux indicateurs servant de guide pour la mise en œuvre du principe d'optimisation". Si ces valeurs sont dépassées sans justification technique ou médicale, des actions correctrices doivent être prises. Cet arrêté détaille les modalités pour le radiodiagnostic (article 2) et la médecine nucléaire (article 3) [88](#page=88). Concernant la radiologie médicale, l'arrêté stipule que le radiologue doit procéder, au moins une fois par an, à une évaluation dosimétrique pour au moins deux examens couramment réalisés dans l'installation, en utilisant des groupes de patients types ou des fantômes types. Si la valeur moyenne de cette évaluation dépasse le niveau de référence sans justification, des actions correctrices doivent être entreprises pour réduire l'exposition [89](#page=89). Les articles 4 et 6 de l'arrêté définissent le rôle de la DGSNR, qui doit avoir à disposition les résultats des évaluations dosimétriques pour les agents chargés du contrôle. L'article 5 attribue à l'IRSN le rôle de recueillir les données nécessaires à la mise à jour des NRD et de recevoir les résultats des évaluations [90](#page=90). Les annexes de l'arrêté du 12 février 2004 fournissent des informations spécifiques : 1. **Radiologie médicale:** liste des examens concernés, grandeurs dosimétriques de référence, et valeurs numériques [91](#page=91). 2. **Médecine nucléaire:** liste des examens concernés par les NRD [91](#page=91). #### 4.2.2 Réglementation européenne La directive 97/43 Euratom, dans son article 4, demande que les États membres favorisent l'élaboration et l'utilisation des NRD. L'article 2 de cette directive définit les NRD comme des niveaux de doses pour des examens types, des groupes de patients types ou des fantômes types, pour des catégories larges d'installations. Ces niveaux ne devraient pas être dépassés lors de procédures courantes si de bonnes pratiques sont appliquées [84](#page=84) [98](#page=98). ### 4.3 Comprendre la réglementation et l'utilité des NRD #### 4.3.1 Objectifs des NRD Les NRD ont été introduits dans le but de : * Homogénéiser les pratiques radiologiques et de médecine nucléaire [97](#page=97). * Limiter la dispersion des doses délivrées aux patients [97](#page=97). * Supprimer les doses considérées comme "inutiles" [97](#page=97). En résumé, les NRD constituent un "outil" pour l'optimisation des pratiques radiologiques et de médecine nucléaire [97](#page=97). #### 4.3.2 Définition et champ d'application L'arrêté du 12 février 2004 précise que les NRD sont des niveaux indicateurs servant de guide pour la mise en œuvre du principe d'optimisation. Leur respect ne dispense pas de poursuivre la démarche d'optimisation. Ces niveaux ne doivent pas être dépassés sans justification technique ou médicale lors d'une procédure courante [99](#page=99). Par conséquent, les NRD s'appliquent à : * Les examens les plus courants et/ou les plus irradiants [100](#page=100). * Des patients types et/ou des fantômes de référence [100](#page=100). * Des procédures de routine [100](#page=100). > **Tip:** Il est crucial de comprendre que les NRD ne visent pas à s'appliquer à des situations individuelles particulières ou à des procédures exceptionnelles. #### 4.3.3 Ce que les NRD ne sont pas Il est essentiel de distinguer les NRD de ce qu'ils ne représentent pas : * Ils ne sont pas des limites ou des contraintes de dose . * Ils ne représentent pas des valeurs optimales absolues . * Ils ne sont pas dissociables de la notion de qualité d'image . * Ils ne sont pas applicables aux expositions individuelles . * Ils ne sont pas des indicateurs directs de risque radiologique . * Ils ne constituent pas une ligne de démarcation nette entre une bonne et une mauvaise pratique diagnostique . #### 4.3.4 Utilité des NRD Les NRD permettent : * D'évaluer la qualité des équipements et des procédures du point de vue des doses délivrées aux patients . * D'engager, en cas de dépassement injustifié, des actions de contrôle et de correction . > **Example:** Si une série d'évaluations dosimétriques pour des scanners thoraciques montre systématiquement une dose moyenne supérieure au NRD établi pour cet examen, cela déclenche une investigation pour identifier la cause (par exemple, réglages de l'appareil, protocole inadéquat) et mettre en place des actions correctrices afin de réduire l'exposition des patients sans compromettre la qualité diagnostique. ### 4.4 Applications des NRD #### 4.4.1 Radiodiagnostic Les NRD en radiologie médicale concernent des examens spécifiques, avec des grandeurs dosimétriques de référence et des valeurs numériques établies. La mise en œuvre implique des évaluations régulières par le radiologue [89](#page=89) [91](#page=91). #### 4.4.2 Médecine nucléaire Les NRD en médecine nucléaire sont basés sur les activités préconisées par les Autorisations de Mise sur le Marché (AMM) des radiopharmaceutiques. L'arrêté du 12 février 2004 liste plusieurs examens concernés, tels que la scintigraphie du squelette, la scintigraphie pulmonaire de perfusion, la tomoscintigraphie myocardique, ou encore la tomographie par émission de positons au 18F-fluorodesoxyglucose [95](#page=95). ### 4.5 Limites des NRD Les NRD ne sont pas des limites strictes et leur dépassement peut être justifié techniquement ou médicalement. Ils ne s'appliquent pas aux cas individuels, mais à des moyennes sur des groupes de patients ou des fantômes. De plus, ils ne sont pas une mesure directe du risque radiologique. Leur interprétation doit toujours se faire en conjonction avec l'évaluation de la qualité d'image [100](#page=100) [99](#page=99). --- # Historique de la radioactivité et des rayonnements ionisants This section traces the pivotal discoveries and early observations in the field of radioactivity and ionizing radiation, from the discovery of X-rays to significant historical events. ### 5.1 Découvertes des rayons X #### 5.1.1 La découverte par Wilhelm Röntgen En 1895, le physicien allemand Wilhelm Röntgen découvre les rayons X. Ses travaux lui valurent le prix Nobel de physique en 1901 [19](#page=19). > **Example:** La première observation significative fut le "Röntgenogram" de la main de son épouse. Röntgen remarqua que l'image révélait l'ombre des os, tandis que l'alliance restait visible. La chair, plus perméable aux rayons, apparaissait comme une pénombre entourant les os [19](#page=19). N'en connaissant pas la nature exacte, il nomma ces nouvelles émissions de rayons "Rayons X" [19](#page=19). ### 5.2 Découverte de la radioactivité #### 5.2.1 La découverte fortuite par Henri Becquerel En 1896, Henri Becquerel découvrit la radioactivité par hasard. En examinant une plaque photographique qui avait été en contact avec un sel d'uranium, il constata que la plaque était impressionnée même sans exposition à la lumière du soleil. Cela indiquait que le matériau émettait son propre rayonnement sans nécessité d'une excitation lumineuse. Ce rayonnement fut initialement baptisé hyperphosphorescence. Henri Becquerel partagea le prix Nobel de physique en 1903 pour cette découverte [20](#page=20). ### 5.3 Les travaux des époux Curie #### 5.3.1 Identification du radium et reconnaissance En 1898, Pierre et Marie Curie découvrirent le radium. Les époux Curie furent conjointement récompensés par le prix Nobel de physique en 1903, aux côtés de Henri Becquerel. Marie Curie reçut également le prix Nobel de chimie en 1911 pour ses travaux [20](#page=20) [21](#page=21). ### 5.4 Premières observations des effets biologiques et événements marquants #### 5.4.1 Effets cutanés et mutagènes Les premières observations sur les effets biologiques des rayonnements ionisants firent rapidement leur apparition. En 1902, le premier cancer de la peau radio-induit fut documenté. Pierre et Marie Curie eux-mêmes présentèrent plus tard des brûlures dues à leur exposition aux rayonnements. L'utilisation massive de la radiologie pendant la Première Guerre mondiale entraîna un nombre élevé de lésions radio-induites. L'action mutagène des rayonnements ionisants fut suggérée dès 1927 [23](#page=23). #### 5.4.2 Événements historiques majeurs Divers événements historiques ont marqué l'histoire de la radioactivité et de ses applications, notamment : * Les bombardements atomiques d'Hiroshima et Nagasaki les 6 et 9 août 1945 [23](#page=23). * La catastrophe nucléaire de Tchernobyl en 1986 [23](#page=23). * L'accident nucléaire de Fukushima en 2011 [23](#page=23). > **Tip:** Il est crucial de distinguer la découverte des rayons X, qui nécessitent une source d'excitation, de la radioactivité, qui est une émission spontanée de rayonnements par des noyaux atomiques instables. Les travaux de Röntgen et de Becquerel, bien que concernant des phénomènes de rayonnement, sont distincts dans leur origine. --- ## Erreurs courantes à éviter - Révisez tous les sujets en profondeur avant les examens - Portez attention aux formules et définitions clés - Pratiquez avec les exemples fournis dans chaque section - Ne mémorisez pas sans comprendre les concepts sous-jacents

| Term | Definition | |------|------------| | Radioactivité naturelle | Phénomène d'émission spontanée de rayonnements par des éléments présents naturellement dans l'environnement, tels que le potassium-40, l'uranium et le thorium. | | Radioactivité artificielle | Radioactivité résultant d'activités humaines, comme les rejets d'installations nucléaires, les retombées d'essais d'armes nucléaires ou d'accidents industriels. | | Rayonnement cosmique | Flux de particules chargées de haute énergie provenant de l'espace intersidéral et du soleil, qui interagissent avec l'atmosphère terrestre et peuvent atteindre la surface. | | Rayonnement tellurique | Rayonnements émis par les radionucléides naturels présents dans la croûte terrestre, principalement l'uranium et le thorium et leurs descendants. | | Radon | Gaz radioactif inodore, incolore et insipide, issu de la désintégration du radium, qui peut s'accumuler dans les habitations et contribuer significativement à l'exposition aux rayonnements naturels. | | Exposition externe | Exposition aux rayonnements ionisants provenant d'une source située à l'extérieur du corps. | | Exposition interne | Exposition aux rayonnements ionisants provoquée par l'inhalation, l'ingestion ou l'absorption cutanée de radionucléides. | | Scanner (CTDI) | Computed Tomography Dose Index, mesure standardisée de la dose délivrée par un scanner, calculée pour un "slice" de référence, permettant d'évaluer la dose dans le volume exposé. | | Dose absorbée (D) | Quantité d'énergie déposée par unité de masse par un rayonnement ionisant dans un matériau. Son unité est le Gray (Gy). | | Dose équivalente (H) | Dose absorbée pondérée par un facteur de pondération radiologique (wr) qui tient compte de la nocivité relative des différents types de rayonnements. Son unité est le Sievert (Sv). | | Dose efficace (E) | Dose calculée en pondérant les doses équivalentes reçues par les différents organes et tissus par des facteurs de pondération tissulaire (wt), reflétant la radiosensibilité de chaque tissu. Son unité est le Sievert (Sv). | | Débit de dose | Dose de rayonnement reçue par unité de temps, généralement exprimée en Gy/h ou Sv/h. Il est inversement proportionnel au carré de la distance à la source. | | Produit Dose Surface (PDS) | Mesure combinant la dose absorbée dans l'air au niveau de la peau du patient et la surface du champ d'irradiation, indépendante de la distance. Son unité peut être Gy.cm². | | Dose Entrée (De) | Dose absorbée à la surface d'entrée du corps du patient, estimée à partir du PDS ou des paramètres d'exposition. Son unité est le mGy. | | Niveaux de Référence Diagnostiques (NRD) | Valeurs indicatives de doses pour des examens types, visant à optimiser les pratiques radiologiques en identifiant les expositions potentiellement excessives qui nécessitent une investigation. | | Période radioactive | Temps nécessaire pour que la moitié des noyaux radioactifs d'un échantillon donné se désintègrent naturellement. | | Période biologique | Temps nécessaire pour que l'organisme élimine naturellement la moitié d'une substance absorbée. | | Période effective | Temps nécessaire pour que l'activité d'une substance dans un organe donné soit réduite de moitié, résultant de la combinaison de la période radioactive et de la période biologique. Elle est calculée par la formule $1/T_e = 1/T_p + 1/T_b$. | | Décroissance radioactive | Diminution de l'activité d'une substance radioactive au fil du temps, suivant une loi exponentielle décrite par la formule $A(t) = A_0 \times e^{-\lambda t}$, où $\lambda$ est la constante radioactive. |