Sureté et Radioprotection en Milieu Hospitalier

Master 2 – ITDD spécialité Sûreté Nucléaire UE ‘Culture du Nucléaire’

Sûreté nucléaire et radioprotection en milieu hospitalier

Année universitaire 2009/2010.

GOURDON Paul

RUILLERE Quentin

UE Culture du Nucléaire – Sûreté nucléaire et Radioprotection en milieu hospitalier.

Sommaire 0 – Glossaire 1 – Introduction 1 – 1 – Rappel du contexte 1 – 2 – Avant-propos 2 – Analyse de l’environnement hospitalier 2 – 1 – Principe de l'étude d'un poste nucléarisé 2 – 2 – Présentation d’un poste de radiographie 2 – 3 – Évolutions et solutions envisageables 3 – La matière radioactive dans l’hôpital 3 – 1 – Approvisionnement et politique de stockage 3 – 2 – Procédures de manipulation et d’utilisation 3 – 3 – Gestion des déchets et des rejets 3 – 4 – Le rôle contrôle/conseil de l’ASN 4 – Irradiation des patients 4 – 1 – Rappel normatif et législatif 4 – 2 – Les diagnostics 4 – 3 – Les thérapies 4 – 4 – Exemple d’accident 5 – Irradiation du personnel 5 – 1 – Cas critiques pour l'irradiation 5 – 2 – Suivi dosimétrique 5 – 3 – Précautions et imprudences 6 – Conclusion 7 – Bibliographie et références

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Résumé du dossier Avec ce dossier, nous avons voulus nous intéresser à une utilisation de la radioactivité qui nous est moins familière que la production d’électricité : l’usage médical. Nous avons pour cela exploré 4 axes : l’environnement hospitalier et l’impact sur celui-ci de l’introduction de la radioactivité, la gestion de la matière radioactive dans l’hôpital, et enfin l’irradiation des patients et du personnel.

Le droit français impose une analyse des environnements de travail nucléarisés afin de pouvoir limiter les sources de risques d’irradiation. Cette étape est prévue dans la loi au travers des études de poste qui sont obligatoire dans les hôpitaux depuis 2003. Ces études de poste doivent aboutir à un zonage radiologique à l’échelle afin de pouvoir effectuer un prévisionnel de dose annuel pour chaque travailleur. Au vue des disparités des moyens de radioprotection toutefois, une évolution envisageable dans cette prévention serait la mise en place d’études cout bénéfice permettant de rationnaliser les budgets RP. Concernant le MAR, les sources de rayonnements sont produites pour 75% d’entre elles dans des réacteurs. Dans le monde 5 réacteurs produisent l’immense majorité de ces sources or ils arrivent aujourd’hui en fin de vie et connaissent un nombre croissant d’arrêts suite à des accidents ou à des besoins de maintenance. Les sources sont ensuite amenées jusqu’aux hôpitaux dans un délai aussi bref que possible, puis manipulées et stockées dans des enceintes blindées et ventilées par des opérateurs habilités (les MER). Une fois les sources utilisées les déchets radioactifs vont être classés en deux types : irradiants (sources scellées, gérées par l’ANDRA), et nucléaire (éléments qui ont été contaminés par les différentes sources, gérées sur place en décroissance).

A noter : l’ASN a, au sein des services de médecine nucléaire, une double casquette.

En effet, elle est en charge du contrôle mais reste cependant à disposition des PCR et PSRPM pour les conseiller dans leurs pratiques et leur apporter un soutient technique.

L’irradiation des patients a été fixée dans la loi en 2003 par la transposition de la directive Euratom 97/43, elle introduit les concepts de justification et d’optimisation de dose et élargie les prérogatives du PSRPM. Il existe deux applications des rayonnements en milieux hospitalier : les diagnostics et les thérapies. Dans les deux cas les doses reçues le sont volontairement et la radioprotection va donc avoir pour but de faire correspondre au mieux les demande du médecin demandeur de l’acte avec les applications les moins pénalisantes en termes de dose. Cependant malgré des règles strictes des accidents continuent à se produire, nous rappelant les dangers des rayonnements ionisants.

La deuxième catégorie de personne concernée par la radioprotection en milieu hospitalier est le personnel médical. Certain postes sont cependant plus pénalisant, ils font donc l’objet d’un suivi dosimétrique régulier, suivi réalisé par l’ASN, au travers de dosimètre passif. Cependant au quotidien et pour des raisons pratiques le personnel catégorisé est équipé de dosimètre actif. Au sein de l’hôpital deux personnes sont responsable de la radioprotection, il s’agit du PSRPM et PCR, le premier aura en charge la radioprotection des patients, quant aux second, il s’occupera du suivi dosimétrique du personnel.

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0 – Glossaire : •

SdF : Sûreté de Fonctionnement, c’est l’ensemble des mesures et des propriétés d’un système qui permet aux utilisateurs de placer une confiance justifiée en ce système ;

•

Principe FMDS : « Fiabilité, Maintenabilité, Disponibilité, Sécurité », ce sont les propriétés du système qui réalisent la SdF. • Fiabilité : fait que l’équipement réalise la fonction pour laquelle il est conçu.

• Maintenabilité : capacité du système à être maintenu ou remis en état.

• Disponibilité : pourcentage (à maximiser) de fonctionnement d’un composant sur un intervalle de temps.

• Sécurité : aptitude du système à avoir un niveau faible de risque d’accident.

•

PCR : c’est la Personne Compétence en Radioprotection, elle supervise l’activité liée aux rayonnements ionisants dans l’établissement, notamment en faisant le lien avec les organismes de contrôle (obligatoire depuis l’article 231-106 du 31/03/2003) ;

•

SFRP : C’est la Société Française de Radioprotection, elle a pour objectifs le rassemblement des professionnels de la radio protection, de promouvoir la culture de la radioprotection, et de renforcer la collaboration internationale ;

•

ALARA : As Low As Reasonnably Achievable, aussi bas que raisonnablement possible, c’est l’ensemble des mesures prises pour réduire la dose en tenant compte des facteurs économiques et sociaux ;

•

CNPE : Centrale Nucléaire pour la Production d’Electricité ;

•

PDS : C’est le Produit Dose Surface, qui mesure l'irradiation subie par un patient à l'occasion d'un examen radiologique ;

•

Scintigraphie : C’est une méthode d’imagerie basée sur l’injection d’un produit radioactif afin de produire une image médicale par la détection des rayonnements émis par ces radioéléments après captation par les organes à examiner ;

•

CT-scan : C’est utilisé pour les examens de tomodensitométrie, qui consiste en une reconstruction 3D des tissus de l’organe étudié à partir de l’analyse d’un faisceau de rayon X qui traverse le patient ;

•

PET-scan : C’est basé sur une méthode d’imagerie médicale qui permet de mesurer l’activité d’un organe en détectant les émissions de positons issus de la désintégration d’un radioélément préalablement injectés dans le patient ;

•

Gamma-caméra : Est basée sur le principe de la scintigraphie, en utilisant des radioéléments générant des photons (et pas les positons, contrairement au PET-scan) ;

•

MER : Manipulateurs en Electro – Radiologie, c’est le manipulateur qui prépare les injections de radioéléments, qui prépare l’appareillage émetteur de rayonnements, et qui est responsable de la manipulation des produits radioactifs en général ;

•

MAR : Material At Risk, c’est l’ensemble de la matière radioactive concernée par une situation donnée.

•

PSRPM : C’est la Personne Spécialisée en Radio-Physique Médicale, chargée de la surveillance de l’irradiation des patients ;

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1 – Introduction : 1 – 1 – Rappel du contexte : En entreprise, la mise en place de la sûreté de fonctionnement (ou SdF) passe par un ensemble de procédures, de règles et de contraintes qui permettent d'assurer le bon fonctionnement d'une installation, dans des conditions de sûreté optimales.

Par « conditions de sûreté optimales », on entend en général l'application du principe FMDS : « Faisabilité, Maintenabilité, Disponibilité, Sécurité ». Le fonctionnement de l'installation doit donc ce dérouler dans des conditions de sécurité (pour le personnel et le matériel), de fiabilité et de disponibilité optimales (des procédures, des barrières et des équipements de secours devant être prévus pour garantir la maintenabilité du système et éviter ainsi l'effondrement de la productivité).

Pour atteindre et maintenir le niveau de FMDS requis dans une installation, de nombreux indicateurs sont utilisés : les études de dangers et de risques, les études de radioprotection et l'application du principe ALARA (As Low As Reasonnably Achievable), la dosimétrie...

L'objet de ce dossier est d'étudier l'application des principes de la SdF et de la FMDS dans le milieu hospitalier. En effet, en dehors du nucléaire pour la production d’électricité, le personnel du milieu médical représente la majorité (70%) des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants.

Pour développer notre problématique nous allons tout d'abord apporter un certain nombre de précisions, notamment en ce qui concerne l'aspect de Maintenabilité du service (pas forcement à appliquer à l'hôpital, surtout au détriment de la sécurité), et la déclinaison plus complexe de la Sécurité (aux problèmes du personnel et de l'équipement s'ajoute celui de la sécurité des patients).

1 – 2 – Avant-propos : Pour analyser la sûreté et la radioprotection en milieu hospitalier, nous nous focaliserons sur quatre axes d'étude : -

l'environnement de travail;

-

le cycle de la matière radioactive dans l'hôpital ;

-

l'irradiation des patients ;

-

l'irradiation du personnel ;

Le premier axe nous permettra de dégager les risques (classiques comme nucléaires) associés aux différents postes de travail concernés par les rayonnements ionisants, et, en y appliquant les principes de la SdF, d'en vérifier sommairement l'optimisation.

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En développant le deuxième axe de notre problématique, nous décrirons le cycle de la matière radioactive dans l'hôpital, de l'approvisionnement au rejet, en passant par le conditionnement, la manipulation, l'utilisation et le traitement. Cette analyse prendra en compte les dangers associés à chaque étape (chimio toxiques comme radioactifs).

Ensuite, nous étudierons le problème de l'irradiation des patients, problème qui ne se retrouve pas dans le cas d'une INB ou ICPE classique (pas d'accueil de publique non habilité).

Enfin, pour le dernier axe d'étude de notre dossier, nous étudierons le problème de l'irradiation du personnel, sensiblement différents dans le cas d'un hôpital de l'irradiation du personnel de CNPE (habilitation B seulement, personnel peu ou mal averti, et peu ou pas formé).

Notre but lors de la rédaction de ce dossier est de mieux appréhender le nucléaire hors des centrales et autres INB, ce qui présente le double avantage d'élargir notre conception des dangers et des bénéfices associés aux rayonnements ionisants, et de nous familiariser avec une perception différente du nucléaire, qui constitue tout de même la principale source d’irradiation artificielle du public, loin des théories énergétiques qui nous sont familières.

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2 – Analyse de l’environnement hospitalier.

2 – 1 – Principe de l'étude d'un poste nucléarisé : La rédaction d’études de poste est obligatoire en hôpital (comme en tout lieu ou des travailleurs sont potentiellement exposés au risques liés aux rayonnements ionisants) depuis la mise en application du décret « travailleurs » (décret 2003 – 296 du 31/03/2003, codifié dans le Code du travail).

En plus des chapitres d’une étude standard liée au Document Unique (créé par l’arrêté 2001 – 1016 du 05/11/2001, codifié dans le Code du travail et obligatoire pour toutes les entreprises de plus de 1 salarié) qui sont l’identification des risques, de leurs causes et de leurs conséquences, et la mise en place de moyens de prévention et de protection adaptés, les objectifs principaux d’une étude de poste sont la délimitation des zones règlementées, la classement des travailleurs concernés, la détermination des moyens de radioprotection et de sureté adaptés ainsi que la mise en place d’un suivi dosimétrique du personnel.

Plusieurs étapes sont nécessaires à la bonne réalisation de ces objectifs. Tout d’abord, l’installation devra être décrite en détail : la caractérisation du générateur électrique, des détecteurs et, le cas échéant, du tube à rayons X ; la détermination du type de dispositif médical en jeu (CT-scan, PET-scan…) ; l’identification du type d’exposition (rayonnement direct si celui-ci vient d’un scanner, ou rayonnement diffusé s’il vient du patient après injection d’un radioélément)… Cette étape descriptive doit déboucher entre autres sur un schéma à l’échelle de l’implantation radiologique indiquant les zones rayonnantes.

L’évaluation des taches doit ensuite être réalisée. Elle va consister en l’identification du personnel concerné par la radioactivité de l’installation (infirmiers, médecins, manipulateurs, techniciens…), l’évaluation du temps de travail de ce personnel, et la caractérisation des procédures radiologiques réalisées (type d’acquisition, fréquence et paramètres de réalisation, positionnement des opérateurs…).

Cette étape d’évaluation débouchera, après sélection des opérations les plus représentatives (c'est-à-dire des plus fréquentes et des plus irradiantes), à une extrapolation des activités sur un an (un prévisionnel des activités). Cette extrapolation permettra, couplée au calcul de dose ou au REX dosimétrique de l’installation et d’installations comparables, d’établir un prévisionnel de dose annuel.

Le REX adapté s’obtient en réalisant une série de mesures dosimétriques (en différents points de l’installation et pour différentes procédures) permettant d’évaluer la dose reçue en tout point de l’installation par les opérateurs. Ce prévisionnel de dose peut également se calculer, en partant de la configuration du la salle et des caractéristiques de l’émission radioactive.

A partir de ces séries de mesures ou de calculs et de l’extrapolation des activités, une cartographie radiologique peut être ajoutée au schéma de l’installation : en chaque point de ce schéma sera associé une dose annuelle ou un débit de dose.

Cette cartographie est ensuite utilisée pour définir le zonage radiologique : suivant le débit de dose (ou la dose annuelle), chaque point sera classé en zone non-surveillée, verte, jaune, orange ou rouge, et l’installation sera ensuite découpée en un zonage global cohérent.

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Une fois ce zonage réalisé, le classement du personnel peut en être déduit, en fonction des zones que celui-ci aura à traverser ou à fréquenter, et à la dose qu’il recevra par le fait.

Théoriquement (article 88 du décret 2003-296), chaque travailleur exposé à une dose nonnulle doit être classé en catégorie B, et ce jusqu’à la dose annuelle de 6 mSv/an, après laquelle il sera classé en catégorie A (et il restera alors limité à une dose de 20 mSv/an).

Toutefois, plusieurs problèmes pratiques sont soulevés ici, comme celui du seuil de détection des dosimètres passifs (0,2 mSv pour la plupart), et celui des travailleurs dont la présence en zone est exceptionnelle (urgentistes, femmes de ménages…). Ces problèmes seront discutés plus en détail dans la partie consacrée à l’irradiation du personnel.

Enfin, il convient d’appliquer l’étude de poste, en déduisant du zonage et de la configuration de l’installation les moyens de radioprotection adaptés. Ceux-ci peuvent être de deux natures : il peut s’agir de moyens de radioprotection directs (écrans plombés, EPI…) ou d’outils de suivi dosimétriques, qui permettront d’affiner le suivi du personnel et, le cas échéant, de modifier le zonage.

Nous allons maintenant présenter « l’environnement de travail type » d’un service de radiographie, résumer les grandes lignes d’une étude de poste, et lister les mesures les plus généralement utilisées pour réduire l’irradiation inutile (des patients et du personnel).

2 – 2 – Présentation d’un poste de radiologie.

Le but d’un examen de radiographie est d’utiliser les rayons X pour réaliser des clichés des structures internes du patient. L’opacité plus ou moins marquée des clichés traduit la présence et la nature des tissus. La radiographie peut être axée sur les tissus (bone-subtracted) ou sur les os (tissuessubtracted).

Lors d’un examen de radiographie, le patient entre se préparer dans la salle de radiographie (comme l’appareil de radiographie ne contient aucun radioélément, il n’émet pas de radiation hors des temps d’examen, le patient peut donc se préparer directement dans la salle d’examen). Le but de la préparation est la mise en tenue du patient (blouse blanche) et la suppression de ses objets métalliques (piercing, chaines, bijoux…).

Le patient se met ensuite en place sur la table de radiographie et un MER réalise les clichés prescrits. Si nécessaire, le MER peut également injecter un produit de contraste (en général un produit iodé) qui, en interagissant avec les rayons X, augmente la netteté du cliché.

Ces produits étant non-radioactifs, leur impact sur la dose reçue par le patient est nul.

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Pour notre étude de poste, nous allons tout d’abord caractériser l’émetteur présent lors de la séance de radiographie. La seule source de rayonnement lors d’un examen radiographique est le tube à rayon X, alimenté par un générateur électrique. Son intensité peut généralement varier entre 50 et 80 kV, et son ampérage entre 10 et 800 mA, la dose engendrée sur le patient peut donc largement varier suivant le réglage initial de l’examen.

L’unique source de radiations étant le tube à RX, la dose reçue par les personnes présentes dans la pièce va simplement décroitre en 1/d² autour de la table de radiographie. Le zonage, dans ce cas précis, va donc directement dépendre de la distance et va pouvoir être réalisé rapidement.

L’IRSN fournit, pour différents réglages du générateur, des données concernant les débits de dose à 50cm de la sortie du tube à RX (50cm étant la distance moyenne entre le patient et la sortie du tube). Pour notre étude de poste, nous allons considérer le réglage le plus pénalisant : à 66 kV (valeur moyenne) pour un ampérage de 600 mA. A partir des valeurs à 50cm, en appliquant une loi de décroissance en 1/d², nous pouvons extrapoler et trouver les valeurs à différentes distances : Config.

Dose, en µSv/h (en fonction de la distance) kV mA 0,5m 1m 1,5m 2m 2,5m 3m 3,5m 4m 5m 6m 7m 8m 9m 10m 66 600 25 6,25 2,78 1,56 1 0,7 0,5 0,4 0,25 0,17 0,13 0,1 0,08 0,06 Rappel : limites légales d’exposition des différentes zones Zone Contrôlée Zone Contrôlée Zone Contrôlée Verte Jaune Orange Intervalle de dose (en µSv/h)

7,5 < D < 25

25 < D < 2.103

2.103 < D < 100.103

Dans notre cas, la limite de la zone jaune se trouve donc à 50cm de la sortie du tube à rayons X, et la limite de la zone contrôlée verte se situe un peu avant le premier mètre (à une distance exacte de 91,3 cm, nous utiliserons la valeur enveloppe de 1m). A partir de ces données, nous pouvons schématiser le zonage en radiographie :

Zone surveillée Zone contrôlée « Verte » Zone contrôlée « Jaune » 1m Table d’examen Sortie du tube RX

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Il apparaît sur le schéma que, bien que l’accès à la salle doive être contrôlé, il est clair que l’équipement de radiographie n’aura pas d’impact sur le zonage des salles mitoyennes (avec une distance au mur de 2 à 3 mètre et un mur de 5 à 15 cm d’épaisseur, le rayonnement au contact du mur dans les autres salles n’excèdera pas 0,2 à 0,3 µSv/h). Toutefois, la salle contenant une zone jaune, elle doit faire l’objet d’une surveillance particulière : restrictions d’accès (seulement au personnel autorisé, catégorie A ou B), et suivi dosimétrique.

Remarque : On constate qu’avec cette source de rayons X, à une distance de moins de 5,6 cm, le débit de dose est de 2 mSv/h, ce qui impose un zonage orange. Toutefois, la configuration de la sortie du tube RX interdit la présence fortuite de la main de l’opérateur pendant le fonctionnement de l’appareil (sortie sur un tube-guide de quelques centimètres).

Remarque 2 : l’environnement-type présenté ici est le moins pénalisant, en termes de radioprotection. En effet, les débits de dose des équipements de TEP-scan, CT-scan et gamma caméra sont plus importants, ce qui sous-entend, en plus de la restriction d’accès, des mesures de radioprotection tangibles comme des écrans protecteurs, des sas sécurisés…

2 – 3 – Évolutions et solutions envisageables : Un des changements envisageable pour améliorer la mise en place des moyens de radioprotection en milieu hospitalier est l’introduction du principe ALARA. En effet, si les INB réalisent des études coût-bénéfice (basées sur le coût de l’homme milli sievert), l’hôpital raisonne en termes de « budget nécessaire » défini par le conseil d’administration, sans définir de seuil à atteindre ou de méthode de quantification des moyens à mettre en œuvre.

Ce changement pourrait éviter, d’un hôpital à l’autre, des disparités trop importantes de moyens de radioprotection. En effet, ces disparités (associées à des réglages fluctuants des appareils d’examen et de traitement) entrainent à l’heure actuelle un écart de l’ordre de 1 à 7 dans la dose reçue par le patient.

En effet, vu la grande diversité des moyens de radioprotection, leurs différents niveaux de complexité et de faisabilité, et la formation quasi-inexistante des décideurs en la matière (administrateurs et médecins ne sont pas formés en radioprotection appliquée), le développement d’une méthodologie simple, encadrée, et efficace dès la conception (ou l’aménagement) des locaux serait une réelle amélioration.

Parmi les moyens de radioprotection que nous avons rencontré, certains peuvent être mis en place alors que l’installation est déjà en fonctionnement, sans trop de difficultés (en vert), d’autres nécessitent une interruption du service mais restent installables (en orange), mais les plus efficace doivent être prévus et installés à la conception (en rouge) : -

la restriction d’accès aux zones surveillées et contrôlées ; le suivi dosimétrique (cf. « irradiation du personnel ») ; les écrans protecteurs (en verre plombé, en plexiglas…) ; couche de brique ou de Placoplatre plombé sur les murs, le plafond, ou le sol ; sas dépressurisé (ou salle entière en dépression) ; compartimentation (i.e. boxes individuels pour l’injection du produit de contraste…) ;

Cela illustre bien la nécessité d’un choix rationnel, qui pourrait être guidé et facilité avec la mise en place d’études de coût formelles en radioprotection.

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3 – La matière radioactive dans l’hôpital : 3 – 1 – Production des radioéléments : Dans l’hôpital il existe différentes types de sources radioactives, chacune ayant une utilité bien définie. On trouve deux grands types de sources : les sources scellées, et les sources non scellées.

La première catégorie, les sources scellées, englobe l’ensemble des sources qui sont conditionnées de manière à empêcher toute dispersion. Elles sont utilisées en médecine nucléaire à des fins de traitement, elles serviront à effectuer une irradiation externe du patient.

Elles sont sélectionnées en fonction du type de rayonnements qu’elles émettent et de sont énergie.

On trouve ensuite la deuxième catégorie, les sources non scellées. Comme leur nom l’indique il n’est pas question ici d’empêcher la dispersion puisqu’il s’agit de les combiner à des molécules actives afin de les injecter au patient. De part leurs nature elles présentent un risque d’accident plus important. Elles sont majoritairement utilisées pour les diagnostics.

La production des radioéléments à but médical peut s’effectuer de deux manières. La principale, consiste à créer les radioéléments souhaités en irradiants des éléments « naturels » dans un réacteur nucléaire. On pourra alors en quelque sorte fabriquée l’élément souhaité en favorisant la capture neutronique la fission ou tout autre réactions nucléaire.

Cette technique est actuellement très majoritaire mais commence à poser des problèmes. En effet, on a vu depuis quelques années se multiplier les pénuries de radioisotopes et ceux pour plusieurs raisons.

La principale vient de la vétusté des installations qui sont censés fournir ces isotopes.

En effet la plupart des réacteurs qui fabrique ces sources on depuis plusieurs années déjà dépasser leurs durée de vie et les autorités de sûreté nationale ne veulent pas courir le risque d’un accident et encourage les différents pays à construire de nouveaux réacteur plutôt que de prolonger la vie de anciens. L’ASN indique notamment que « Le risque de pénurie de radioéléments à usage médical ne doit pas conduire à faire l'impasse sur la sûreté des réacteurs qui les produisent ».

Une autre raison vient de la centralisation de la production des sources. Dans le monde 95% de radioéléments produits pour la médecine le sont par seulement cinq réacteurs. Les réacteurs canadiens et hollandais à eux seul totalisent 70% de la demande. Or le premier est à l’arrêt jusqu'à la fin de l’année suite à une fuite d’eau lourde, et le second en train d’effectuer un réexamen de sûreté suite à une succession de panne, il ne devrait pas reprendre ses activités avant le printemps 2010.

Le dernier problème vient quant à lui de l’augmentation de la demande, en effet, la demande en diagnostic et en traitement devrait dans les années qui viennent continuer à augmenter du fait du vieillissement de la population, alors que pendant ce temps l’offre diminue. La pénurie devrait donc avoir d’importante répercussion sur les habitudes de diagnostic.

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La seconde manière de produire des radioéléments n’est valables que pour les émetteurs Beta +, ils représentent tout de même 25% des diagnostics et sont produits en cyclotron.

3 – 2 – Approvisionnement et politique de stockage : L’approvisionnement de ces matières radioactives est une problématique importante de la médecine nucléaire. En effet comme on peut le constater dans le tableau ? La durée de vie des principaux radioéléments utilisés dans le cadre des diagnostics peut aller de quelque heures pour le Tc 99m à seulement quelques jours dans le meilleur des cas pour l’Iode 131.

Indications des traceurs en radiodiagnostics Table de radio-isotopes utilisés en diagnostic pour l'imagerie à l'aide d'une gammacaméra

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Le problème et d’autant plus important que la plupart de ces radioéléments sont fabriqués loin du site ou ils seront utilisés et doivent subir un pré traitement en vu d’être utilisable en médecine ce qui raccourci d’autant plus leurs période « utilisable ».

Le transport est donc un des éléments clé du système, il doit être effectué le plus rapidement possible sans toutefois faire l’impasse sur les règles de sûreté imposées par les différentes autorités de sûreté. Pour y parvenir les fournisseurs conditionne les sources dans des colis ayant était validés par l’ASN et transporte ensuite ces colis dans des véhicules banalisés.

La livraison des colis contenant les sources s’effectue deux à trois fois par semaine.

Durant cette phase le fournisseur livre les nouvelles sources et reprend celles qui ne servent plus. Cependant cette fréquence d’approvisionnement reste insuffisante pour certain radioéléments dont la durée de vie n’est que de quelque heure. Par conséquent pour ces éléments là on utilise des générateurs. Il s’agit dans ce cas de fournir à l’hôpital non pas directement l’élément souhaité, mais la manière de le produire. C’est le cas par exemple du Tc 99m qui à une durée de vie trop courte pour être livré directement à l’hôpital, on fournit alors un appareil contenant du Mo 99 qui par désexcitation va produire le Tc 99m.

Une fois la livraison effectuait il s’agit désormais de stocker les différentes sources en attendant leurs utilisations. Pour ce faire les hôpitaux disposant d’un service de médecine nucléaire doivent impérativement disposer de salle blindée. C’est dans ces salles que devront être stockées les sources en attendant leurs utilisations.

Ensuite les sources sont préparées dans la radio pharmacie en vue de leurs injections, en effet en fonction de l’utilisation que l’ont veux en faire il va falloir les combinés avec différentes molécules.

A noter cependant que dans le cas des radioéléments utilisés en thérapie la période et plus longue puisqu’on peut aller jusqu’à une durée de demi vie de trente ans dans le cas du Cs 137. Par conséquent ils sont livrés plus rarement, en fonction des besoins, et sont placés directement dans l’appareil de radiothérapie correspondant, sans subir de modification à l’hôpital. Dans ce cas c’est l’aspect déchets qui va poser des problèmes.

3 – 3 – Gestion des déchets et rejets : La gestion des déchets en milieux hospitalier est complexe, et cela pour plusieurs raison. La principale étant qu’en milieu hospitalier il y a une grande variété de déchets, sources scellées, générateur de radioéléments, sans compter le matériel spécifique au monde hospitalier qui n’est utilisable qu’une fois.

Une autre raison de la spécificité du traitement des déchets dans les hôpitaux vient de l’environnement. En effet un hôpital est un lieu susceptible d’accueillir du publique, par conséquent il faut prévoir des endroits réservés uniquement au personnel, prévoir des procédures pour les patients qui suive des radiothérapies et dont on doit récupérer les sels.

De manière générale on peut ranger les déchets hospitaliers en deux catégories.

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Tout d’abord les déchets irradiants. Dans cette catégorie on va retrouver tout les éléments radioactifs, sources scellées, générateur, etc. En ce qui concerne c’est déchets la loi stipule que l’hôpital doit s’occuper du conditionnement et de l’expédition des déchets à l’ANDRA. Dans la pratique en ce qui concerne les sources scellées l’ANDRA à un contrat avec les hôpitaux et c’est elle qui s’occupe à la fois du conditionnement et du transport. En ce qui concerne les générateurs de radioéléments comme pour le Tc99, c’est la société qui les fournit qui s’occupe de les récupérer généralement la société fournit un nouveau générateur et récupère l’ancien.

Ensuite on a les déchets nucléaires. Il s’agit cette fois de tout les autres déchets qui ont d’une manière ou d’un autre était irradiés et qui ne peuvent donc pas être envoyé dans le cycle classique. Ces déchets sont de deux types, les déchets liquides, et les déchets solides.

Les premiers, les effluents sont principalement constitués de sels des patients en radiothérapie, qui sont récupérer et analyser avant d’être stocker dans des cuves de décroissance qui seront régulièrement tester, et lorsque l’activité aura suffisamment décrus ils seront rejetés dans le réseau d’eaux usées de l’hôpital.

Les seconds, les déchets solides, concernent tout le matériel médical utilisé par exemple pour les injections des radios pharmaceutiques. Ces déchets sont récupérer dans des poubelles spéciales qui sont stockés dans des salles blindées en attente de décroissance et comme pour les effluents liquides une fois que l’activité mesurée sera inférieur au seuil de détection ils seront remis dans le circuit classique de traitement des déchets.

On constate donc que la gestion des déchets qu’ils soient radioactif ou irradiant, dans les hôpitaux ne répond pas aux mêmes normes que dans l’industrie. Une des raisons principal de ce manque de cohérence entre l’industrie et le secteur hospitalier tiens au fait que dans les hôpitaux la quantité de matière radioactif et quand même beaucoup plus faible, de l’ordre de quelque tonnes par ans pour l’ensemble des hôpitaux français et que par conséquent il manque une réelle culture nucléaire dans la gestion des déchets.

3 – 4 – Le rôle contrôle / conseil de l’ASN Le rôle de l’ASN est double. En effet, d’un côté, l’ASN se charge des contrôles de sureté / radioprotection des hôpitaux, et de l’autre elle reste présente auprès des PCR et des PSRPM en tant qu’appui technique.

Les contrôles de l’ASN ont lieu en différentes occasions. On peut distinguer les contrôles initiaux, qui ont lieu lors de la création de l’hôpital ou du service utilisant des radioéléments, des contrôles de modifications (lorsqu’un service est modifié, par un changement de source ou d’équipement par exemple), et des contrôles de routine (qui ont normalement lieu régulièrement, pour contrôler la gestion de la radioactivité et de l’irradiation dans l’hôpital).

On peut noter que, parmi les contrôles de routine, une partie sont effectués directement par l’ASN, mais la plus grande partie est faite par des organismes indépendants (type Veritas) et ne sont communiqués à l’ASN que pour vérification. Ce partage des tâches est plus présent en Provence, ou l’ASN doit gérer en priorité les CNPE, qu’en région Parisienne (à cause de l’absence de CNPE et du grand nombre de cabinets radiologiques).

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Mais l’ASN joue aussi un rôle d’information, de conseil, et de support technique. En effet, les personnes se voyant prescrire un examen ou un traitement radiologique peuvent demander des explications théoriques à l’ASN, et celle-ci peut également être sollicitée par les PCR, concernant l’irradiation du personnel, ou par le PSRPM, pour un support technique sur l’examen à choisir en fonction de la dose en jeu (ce support technique peut également être effectué par l’IRSN).

4 – Irradiation des patients : 4 – 1 – Rappel normatif : C’est la transposition en droit français de la directive européenne 97/43 Euratom en mars 2003 qui définit pour la première fois un cadre législatif et réglementaire pour l’irradiation à des fins médical. Avant cette date, le médecin réalisateur de l’acte était le seul à traiter le sujet de la radioprotection du patient.

La radioprotection des patients repose sur deux grands principes, la justification des actes et l’optimisation des expositions. Le premier principe, la justification, repose essentiellement sur le lien entre le médecin qui demande un acte entrainent une irradiation et celui qui le réalise.

Depuis 2003 ce lien doit obligatoirement être formalisé aux travers d’un échange écrit d’information. De plus chaque exposition peut être comparée à d’autre à l’aide d’un guide des bonnes pratiques qui permet aux médecins de s’appuyer un « REX » pour justifier la nécessité de l’acte. Ce guide des bonnes pratiques est tenu à jour régulièrement et si, au vu des avancées techniques, un examen est considéré comme obsolète il peut être interdit.

Le second principe, l’optimisation varie selon qu’ils s’agissent de radiothérapie ou de diagnostic. Dans le premier cas il s’agit de délivrer la dose avec le plus de précision possible.

C'est-à-dire d’une part respecter avec le plus de précision possible la dose prévu, et d’autre part focaliser le plus possible le faisceau sur la tumeur à détruire en affectant le moins possible les tissus sains.

Dans le cas d’un diagnostic la problématique va consister à administrer la dose la plus faible possible tout en assurant une qualité de l’image suffisante pour que le médecin qui doit l’analyser puisse le faire dans de bonne condition. Comme pour la justification il existe des guides de procédure standardisés qui fixent des doses standards (NRD) en fonction du types d’examen et de l’image que l’on veut obtenir afin d’aider les professionnels de santé.

En plus des deux personnes clé que sont le praticien demandeur de l’acte et le praticien réalisateur de l’acte, la transposition de la directive 97/43 Euratom oblige à recourir à une troisième personne, la personne spécialisée en radio physique médicale (PSRPM). En faite la présence d’une PSRPM était déjà obligatoire en radiothérapie et en médecine nucléaire mais elle est désormais aussi obligatoire dans le cadre de la radiologie.

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La qualification d’une PSRPM est garantie par l’obtention d’un diplôme en physique médical suivi d’une spécialisation. Elle est chargée de s’assurer que les équipements, les données et procédés de calcul utilisés pour déterminer et délivrer les doses et activités administrées au patient dans toute procédure d’exposition aux rayonnements sont appropriés.

Ce nouveau cadre réglementaire attribue l’ASN la charge de la radioprotection des patients. C’est donc elle qui sera chargé de contrôler l’application des principes de radioprotection des patients tels qu’ils ont été défini. C’est également l’ASN qui avec la contribution de l’IRSN et des professionnels de santé rédige et édite les guides et recommandations.

4 – 2 – Les diagnostics : L’utilisation des rayonnements à des fins de diagnostic est très ancienne puisque l’inventeur des rayons X, Röntgen, penser déjà dans le dernier quart du XIX° siècle à les utiliser pour scruter l’intérieur du corps. L’idée à bien sûr par la suite était développer notamment par marie Curie qui à permis son développement. Par la suite et jusqu’à nos jours les techniques et les appareillages n’ont cessé de se diversifié en utilisant d’autre rayonnement que les rayons X et on inventant des appareils capables de faire des reconstitutions 3-D de l’intérieur du corps.

Dans le milieu médical, de nombreux secteur utilisent des sources radioactives pour des usages qui peuvent être soit du domaine du diagnostic, soit du domaine de la thérapie.

L’ensemble de ces activités sont regroupées dans le service de médecine nucléaire. Nous allons dans un premier temps nous occuper des différentes techniques de diagnostic.

Il existe plusieurs types d’examen radiologique. Le premier d’entre eux est la tomodensitométrie. Elle consiste à émettre un rayonnement X, c'est-à-dire issu de la désexcitation du cortège électronique, et à positionner le patient sur le chemin de ce faisceau.

En fonction du type de tissu traversé le rayonnement sera plus ou moins absorbé et l’image récupérée sera alors plus ou moins sombre. Cette technique permet d’obtenir des images des éléments dense d’un patient essentiellement les os.

La radiographie peut se faire de deux manières, soit on peut faire une radiographie plane c'est-à-dire qu’on va obtenir un cliché en 2-D du patient, c’est l’application la plus courant et la moins pénalisante en terme de dose. On peut aussi effectuer un CT-scan qui repose sur le même principe mais qui va permettre d’obtenir une image en 3-D en effectuant une série de radio de tranche du patient qui seront ensuite reconstituer numériquement pour données une image clair.

Le deuxième type d’examen, la scintigraphie, va permettre par l’injection à un patient d’un produit radio pharmaceutique, d’obtenir une image de l’un des organes du patient et va permettre d’identifier les tumeurs.

La technique est relativement simple, on va combinés un élément radioactifs qui va donc émettre un rayonnement avec un produit pharmaceutique qui lui va se être choisi pour se fixer sur un organe en particulier. On va donc pouvoir injecter ce produit radio pharmaceutique au patient qui aura la capacité de se fixer sur un organe précis et qui émettra un rayonnement.

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On va alors positionner le patient devant un détecteur à même de capter ce type de rayonnement ce qui nous permettra d’observer une densité de rayonnement et par un traitement informatique de remonter à une modélisation de l’organe.

Dans le cas de la scintigraphie, il existe en réalité deux types d’outils qui diffèrent par le type de rayonnement qu’ils détectent. On a d’une part la Tomographie par Emission de Positon, ou TEP. Qui utilise des émetteur béta+ comme source radioactifs. Lorsque l’on injecté au patient ce traceur il va se désintégrer en émettant des positons qui ont un libre parcours moyen très faible et vont s’associer à un électron pour émettre deux rayons de direction opposées. Avec un détecteur circulaire on va être à même d‘identifier ces paires de rayons et en recoupant les données de plusieurs paires de rayon de retrouver la source d’émission.

On a d’autre part la gammagraphie, qui comme sont noms l’indique va permettre de visualiser l’intérieur du patient en utilisant un rayonnement gamma. Il n’est alors plus nécessaire de disposer d’un détecteur circulaire une gamma caméra suffit pour localiser le radio pharmaceutique.

Il existe également des techniques d’imagerie plus complexe qui combine TEP et radiographie 3-D. En effet le premier permet une meilleure visualisation de la tumeur et le second permet de mieux voir l’environnement de celle-ci. Cependant ce genre d’application est encore rare du fait de l’énorme investissement que nécessite l’appareil de visualisation et de l’importance de la dose reçu.

Pour résumer on peut dire que dans le cadre des diagnostics utilisant les rayonnements il est important de bien identifiés les besoins du médecin demandeur de l’acte afin de choisir au mieux le type d’examen à effectuer. En effet il existe de forte disparité dans la quantité de dose puisque celle-ci peuvent aller de quelque dixième de mSv dans le cas d’une radiographie d’une partie du corps, à quelque dizaine de mSv pour une scintigraphie du muscle cardiaque.

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4 – 3 – Les thérapies : L’utilisation des rayonnements à des fins thérapeutique est très ancienne, en effet, dans les années qui ont suivies la découverte de la radioactivité par Becquerel certains ont eu l’idée de s’en servir pour soigner leurs patients.

Le premier à le faire fut le docteur Danlos qui utilisa dès 1901 des sources de radium pour traiter des patients qui étaient atteint de maladie de peau. Depuis les techniques n’ont cessé d’évoluer pour en arriver aujourd’hui à une palette de traitements, utilisant les différents types de rayonnements, gamma ou X, et les différentes particules, e- alpha proton.

Les rayonnements en radiothérapie sont de plusieurs natures, X gamma proton alpha électron. Ils ont une énergie pouvant aller de 6 à 20 MeV. Ce qui va nous intéresser sera d’utiliser les effets déterministes de ces rayonnements, et donc leurs capacités à créer des lésions dans l’ADN et à détruire les cellules.

La radiothérapie sera donc utilisée pour traiter cellules malades, autrement dit pour détruire des tumeurs. Le problème de la radiothérapie est que les rayonnements ne font pas la différence entre les tissus sains et les tissus malades. La problématique de la radiothérapie est dons le suivante, comment détruire la totalité des tissus malades tout en épargnant le plus possible les tissus sains.

La dose reçu en radiothérapie est donc une dose reçu volontairement et la radioprotection sera donc gérer différemment que dans le milieu industriel, il s’agira ici de choisir le traitement et le moins pénalisant en terme de dose mais le plus adapter à la destruction total de la tumeur en jouant sur les différentes possibilités offerte.

Pour cela il existe deux types de radiothérapie, la radiothérapie interne et la radiothérapie externe. La radiothérapie interne est elle-même composé de plusieurs techniques différentes. Il y a d’abord la curiethérapie qui est un procédés assez simple dans lequel on va utilisés une aiguille dont le bout est enchâsser d’un élément radioactifs généralement émetteur alpha, et on va planter cette aiguille dans la tumeur. De cette manière on va irradier la tumeur en limitant l’irradiation des autres organes étant données le faible libre parcours moyen des particules alpha.

Une autre technique consiste à procédés comme pour les scintigraphies, c'est-à-dire d’injectés un radio pharmaceutique au patients à la différence qu’ici on ne veut pas une image mais on veut détruire la tumeur par conséquent la dose sera beaucoup plus importante.

Enfin il existe une technique plus complexe qui consiste à injectées un élément stable mais qui à une probabilité de fission par capture neutronique importante, on bombarde ensuite le patient avec un faisceau de neutron qui à l’avantage de moins interagir avec le reste de l’organisme que les autre type de rayonnement.

Un bon exemple de ce procédé est le bore 10 qui par capture neutronique émets une particule alpha et une particule de lithium 7. Ces deux particules ont un fort pouvoir ionisant et un très faible parcours moyen, elles vont donc irradiés la tumeur en affectant très peu les tissus sains.

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Aujourd’hui la télé radiothérapie associée à une chimiothérapie ou à de la chirurgie est privilégiés dans les 2/3 des schémas thérapeutique. Elle consiste à irradier la tumeur avec une source de rayonnement externe en essayant de focaliser au maximum le faisceau afin de détruire celle-ci. Le protocole thérapeutique est complexe car les paramètres sont nombreux.

Il va d’abord falloir choisir le type de rayonnement. En effet comme cela a été expliqué précédemment les types de rayonnements peuvent être multiples.

On à d’abord les rayons gamma ou X, qui ne diffère que par leur origine puisqu’il s’agit dans les deux cas de photon. Ceux-ci présentent l’avantage d’être facile à produire que ce soit par désexcitation nucléaire ou électronique, cependant leur pouvoir d’arrêt est loin d’être idéal puisque comme on peut le voir sur le graphique, ils risquent d’endommager de manière trop importante les tissus sains situés derrière la tumeur, cependant ils restent intéressant du fait de la profondeur qu’il peuvent atteindre.

On a ensuite les particules alpha qui ont l’avantage d’avoir un pouvoir d’arrêt qui présente un pic de Bragg dont la profondeur dépend de l’énergie, cependant il suffit d’une feuille de papier pour les arrêter donc elles ne pourront pas traverser la peau et déposeront toute leurs énergie avant d’atteindre la tumeur. Reste alors les protons qui comme les alphas ont un pic de Bragg dont la profondeur dépend de l’énergie et qui en plus sont capable de parcourir plusieurs centimètres dans les tissus.

Ensuite il faut choisir l’énergie, dans le cadre du traitement avec des protons celle-ci décidera de la profondeur du pic et de sa largeur cependant il faut une énergie très importante pour atteindre des profondeurs de quelque centimètres ont privilégiera donc la proton-thérapie pour des tumeurs peu profonde alors qu’on préférera utiliser des photons lorsque la tumeur est plus profonde puisqu’avec une énergie plus faible on pourra irradier plus profondément.

L’énergie dépend donc de la profondeur de la tumeur mais également de sa nature car n’oublions pas que le but est d’administrer une dose suffisante à la tumeur pour la détruire.

On va donc en fonction de la nature et de la taille faire varier l’énergie pour atteindre l’effet souhaité.

Le dernier paramètre concerne le fractionnement de la dose. C'est-à-dire la manière dont celle-ci va être délivré, dose par irradiation, nombre d’irradiation par semaine. L’intérêt de fractionnement réside dans la différence de vitesse de régénération des différents tissus.

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En effet une tumeur se régénère moins rapidement qu’un tissu sain par conséquent si on laisse s’écouler entre deux irradiations un laps de temps suffisant long pour permettre la régénération des tissus sain mais trop court pour permettre à la tumeur de se régénérer on limitera l’impact sur l’organisme.

4 – 4 – Exemple d’accident : Malgré des origines anciennes et des méthodes depuis longtemps éprouver, l’utilisation des rayonnements que ce soit pour des diagnostics ou à des fins thérapeutiques possède par nature des risques important. De part les doses misent en jeu la radiothérapie et bien sur l’activité qui va présenter le plus de risque.

En radiothérapie un accident est défini comme un écart substantiel à la prescription.

Cet écart peut être de nature diverse, il s’agit soit d’une erreur sur le patient, soit d’une erreur sur la partie du corps irradiés, ou encore d’un écart entre la dose prescrite et celle réellement administrer, ou enfin un mauvais fractionnement. Cet écart peut être dans les deux sens à savoir qu’il peut s’agir d’un surdosage comme d’un sous dosage. En pratique on parle d’accident lorsque l’écart par rapport à la dose prescrite est supérieur à 5%.

La Commission Internationale de Protection Radiologique classe ces accidents en 2 types : - A : surdosage plus de 25% pouvant entrainer des complications létales ; - B : sous-dosage, ou surdosage de 5 à 25 % augmentant la probabilité d’une conséquence inacceptable du traitement sans menace vitale (si l’erreur est découverte et corrigée avant la fin du traitement, sinon l'accident est de type A) ; Selon la publication 86 de la CIPR, les expositions accidentelles majeures qui ont été rapportées ont concerné environ 2 000 patients dans le monde et ont provoqué la mort d’environ 100 personnes.

Ils existent plusieurs raisons qui peuvent être à l’origine des accidents en radiothérapie. Tout d’abord l’utilisation de très fortes doses pouvant aller jusqu’à 80 Gy, ensuite l’utilisation de faisceau de rayonnement focalisé pour lequel toute erreur significative sur le positionnement peut entrainer de grave répercussion, une troisième raison vient du nombre d’étapes entre le moment ou le médecin décide de l’actes et ou celui-ci est réaliser, enfin la dernière raison moins évidente vient du fait que les technologies sophistiquées sont utilisées en parallèle d’activité manuelle.

Le REX sur les accidents survenu en radiothérapie met en évidence certains types de défaillances expliquées dans le tableau qui suit : Radiothérapie externe Curiethérapie Problème d’équipements (logiciels)

Problème d’équipements (logiciels)

Maintenance

Commande, livraison, et réception des sources

Etalonnage du faisceau

Planification du traitement

Systèmes de planification des traitements (TPS)

Préparation des sources

Paramétrage et délivrance du traitement

Délivrance du traitement

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étalonnage

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Voici un exemple d’accidents survenu en Pologne en 2001 dans le cadre d’une radiothérapie externe : Un accélérateur linéaire a été utilisé, suite à une coupure de courant ayant entraîné un dysfonctionnement de l'appareil, sans que soient vérifiées les doses délivrées au redémarrage de l’installation. Cinq patientes traitées pour cancer du sein ont reçu des doses 10 à 20 fois plus élevées que celles prévues pour leur traitement. Ce surdosage a entraîné l’apparition de nécroses gravissimes, dont les plus sérieuses ont été traitées en France à l’Institut Curie.

Voici maintenant d’un exemple d’accident survenu en 1992 au cours d’une curiethérapie dans l’Indiana aux Etats Unis : Un patient doit être traité avec une curiethérapie à fort débit de dose. Lors de la première fraction, le radiothérapeute rencontre des difficultés dans le positionnement de la source dans le cathéter et décide de la retirer, mais la source s’est détachée du mécanisme d’entraînement alors qu’elle se trouvait encore dans le patient. Le personnel ne tient pas compte d’une alarme émise par un détecteur. Le patient repart avec la source avant qu’elle ne tombe 4 jours après. Le patient a reçu une dose de 20 Gy à 1 cm de la source et meurt peu de temps après la chute de la source.

La France n’est bien sûr pas exempte d’accidents, comme celui de Grenoble en 2003 où un problème de transmission des données entre le logiciel de planification de traitement (TPS) et l’accélérateur linéaire s’est produit. Dès lors, des filtres « en coin » n’ont pas été mis en place contrairement à ce qu’il aurait fallu conduisant à la surexposition d’un patient.

L’accident n’a été mis en évidence que fin 2004.

On peut également citer l’accident d’Epinal où, entre mai 2004 et mai 2005, 24 patients pris en charge pour un cancer de la prostate ont été traités dans des conditions d'irradiation différentes de celles utilisées pour la planification du traitement. Ceci a conduit à une surexposition de l'ordre de 20% par rapport à la dose prescrite. Cinq décès ont été recensés, dont certains ne sont pas en lien direct avec l'accident.

5 – Irradiation du personnel : 5 – 1 – Cas critiques pour l'irradiation : Les principaux métiers concernés par la radioactivité dans l’hôpital sont, dans l’ordre d’exposition, les manipulateurs (de produits radioactifs et d’équipement à risque), les infirmier(e)s affectés à ces mêmes opérations (qui sont chargés de préparer et d’accompagner le patient), les médecins nucléaires (en charge de l’analyse et de l’interprétation des résultats), et enfin les secrétaires du service de médecine nucléaire (qui n’effectuent aucune opération à risque mais qui sont présents en permanence à proximité des matières irradiantes).

Parmi les taches dévolues aux manipulateurs, deux sont particulièrement critiques du point de vue dosimétrique. La première tache concerne l’utilisation thérapeutique des matières radioactives : il s’agit de la préparation et de l’injection des produits radio-pharmaceutiques.

La deuxième concerne l’imagerie nucléaire : il s’agit notamment des examens de tomographie par émission de positions (PET-scan) et des examens de scintigraphie (gamma caméra).

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Les manipulateurs de produits radio pharmaceutiques (pour le traitement par irradiation) sont chargées d’un double rôle : celui d’accompagner le patient et de réaliser les injections, et celui, plus technique, de gérer les protocoles de radioprotection du service de radiothérapie associé. En régime de travail standard (quelques injections par jour), elles se voient exposés à une dose de 18 µSv par jour, soit une dose globale de 2,4 mSv chaque année.

Lorsqu’ils sont assignés au service d’examen radiologique, les manipulateurs accompliront des taches de réglage et de surveillance de l’appareillage d’imagerie (gamma caméra, CT et PET scans). Ils peuvent alors être exposés à une dose maximale de 19 µSv par jour (en cas de travail exclusivement sur PET-scan), soit à une dose de 2,94 mSv par an.

Le deuxième métier le plus exposé est celui des infirmier(e)s des services de scanner et de radiothérapie. En effet, l’infirmier accompagnera le patient tout au long de l’examen, en restant si nécessaire à ses côtés. S’il est plus éloigné des substances radioactives que le manipulateur, il est toutefois particulièrement exposé aux radiations.

Les infirmier(e)s les plus exposés sont ceux affectés aux scintigraphies. Le principe d’un examen de scintigraphie est toujours sensiblement le même : l’infirmier(e) va injecter au patient un produit radioactif, et l’évolution de ce produit dans le corps du patient va être suivi par un TEP-scan (s’il émet des positons) ou une gamma-caméra (s’il émet des photons).

L’injection peut s’effectuer par voie intraveineuse ou par voie respiratoire (cas de certaines scintigraphies pulmonaires).

La plus pénalisante des opérations scintigraphiques est la scintigraphie myocardiques, car elle est en général réalisée par paire : à une scintigraphie d’effort est associée une scintigraphie de repos. La dose reçue par le patient et l’infirmier présent est donc doublée par rapport à une scintigraphie ‘standard’. Lorsqu’ils sont régulièrement affectés aux examens de scintigraphie myocardique, les infirmier(e)s peuvent recevoir une dose de 1,13 mSv par an.

Le poste de médecin nucléaire est également concerné : son rôle est d’analyser des résultats de l’examen, cette analyse est effectuée à partir d’un lieu attenant à l’équipement, soit dans la même salle, soit dans une salle mitoyenne. L’exposition du médecin, bien que considérable, reste souvent inférieure à celle des manipulateurs et des infirmier(e)s.

En effet, de part son éloignement des sources radioactives et la partie considérable de son temps de travail hors zone (temps consacré au dialogue avec le patient, au diagnostic…), la dose moyenne reçue par le médecin nucléaire est souvent faible, de l’ordre de 0.43 mSv/an.

Enfin, les secrétaires sont encore plus éloignés des zones irradiantes que les médecins, mais leur temps de présence à leur poste de travail est très important (30 à 40 heures de présence par semaine sans changement de poste), ce qui engendre une dose non négligeable.

Les secrétaires des services d’examens radiologiques ou des services de radiothérapie, de par leur temps de présence à proximité des matières radioactives, reçoivent une dose pouvant aller jusqu’à 0.07 mSv/an. Cette dose, bien que difficilement mesurable par des dosimètres classiques, a été calculée par la Commission 13 de l’Académie de Médecine Française, en se basant sur une configuration « standard » de leur lieu de travail.

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Concernant tout les autres postes potentiellement concernés (urgentistes, infirmiers d’autres services, brancardiers…), l’importance des doses est sujette à caution et est souvent non-mesurable (à cause des seuils des dosimètres, des temps de passages faibles et de l’éloignement important par rapport au matériel radioactif). Des mesures sont néanmoins prescrites par la loi (en effet, l’article 103 du décret 2003-296 spécifie les modalités d’accès en zone des personnes non autorisées pour les hôpitaux).

5 – 2 – Suivi dosimétrique : Nous allons maintenant étudier l’exposition individuelle du personnel. Les personnes amenées à être exposées étant classées en catégorie A ou B, un suivi dosimétrique est mis en place afin de surveiller le respect de leur limite d’exposition. Ce suivi dosimétrique est réalisé par un ensemble de dosimètres et est dirigé par le PCR du service ou de l’hôpital, qui a à sa charge le suivi dosimétrique et les relations avec l’IRSN lors des contrôles.

Les dosimètres individuels peuvent être passifs (lecture différée : les dosimètres subissent une modification durable lors de leur exposition aux rayonnements ionisants, celleci sera mesurée dans un deuxième temps) ou actifs (lecture directe : ces dosimètres émettent, lors de leur exposition aux rayonnements, un signal électrique permettant un affichage direct de la dose ou du débit de dose reçue).

Parmi les dosimètres passifs, deux types en particulier sont utilisés en hôpital : le film dosimètre et le dosimètre thermo luminescent. Le film dosimètre est utilisé pour le personnel de catégorie A (par prescription légale en France). Son fonctionnement est simple : les rayonnements ionisants vont entraîner un noircissement du film proportionnel à la dose reçue.

Le dosimètre thermo luminescent est constitué d’un matériau (généralement LiF) dont les charges positives et négatives se déplacent sous l’effet des rayonnements ionisants. Le chauffage de ce matériau entraînera une émission de lumière proportionnelle à la dose reçue.

Si la législation impose une dosimétrie « corps entier », il est pertinent, dans le milieu hospitalier, d’ajouter à cette mesure un suivi dosimétrique « extrémité » (surveillance particulière de la dose reçue aux mains ou à la tête par exemple), à cause de la localisation critique des sources qui, contrairement aux centrales ou l’exposition est le plus souvent diffuse, est concentrée sur les mains à cause des opérations fréquentes de manipulation.

Pour réaliser cette mesure « complémentaire », le dosimètre de type thermo luminescent est préférable dans le fait que sa composition permet une forte réduction de sa taille : il peut être adapté sous forme de bague – dosimètre, ou de collier – dosimètre, pour mesurer au plus près les expositions localisées.

Concernant les dosimètres actifs, trois catégories différant par leur type de détecteur peuvent être séparées : les dosimètres à chambre d’ionisation, ceux à compteur GM, et ceux à semi-conducteur. Le principe général reste le même : sous l’effet des rayonnements ionisants, le détecteur du dosimètre va émettre un signal électrique qui va permettre au dosimètre d’afficher en temps réel la dose équivalente et/ou son débit.

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Les détecteurs actifs à chambre d’ionisation sont souvent présentés sous la forme d’un stylo – dosimètre : il s’agit d’une chambre d’ionisation reliée à un condensateur, la décharge de ce condensateur sous l’effet des radiations entraîne le déplacement du fil d’un électromètre, la position de ce fil sur une échelle renseigne l’utilisateur sur la dose reçue.

Les détecteurs utilisant les compteurs GM et les semi-conducteurs sont regroupés sous le terme « dosimètre électroniques », différant également du stylo – dosimètre par leur complexité (circuits imprimés et microprocesseurs pour les plus récents).

L’avantage principal des dosimètres actifs est de pouvoir leur associer des fonctions complémentaires telles que des alarmes sonores ou visuelles pré – réglables en dose ou en débit de dose. Leur capacité de mémorisation permet également un suivi de l’évolution des doses journalières, hebdomadaires, mensuelles… ou même horaires, ce qui améliore grandement la traçabilité de la dosimétrie opérationnelle.

Cette traçabilité est notamment utilisée par l’IRSN, lors de ses contrôles de radioprotection (il a accès aux données dosimétriques du personnel).

5 – 3 – Précautions et imprudences : La culture de l’entreprenariat en France, qui place dans deux mondes complètement différents les méthodes de l’entreprise privée et celles de l’entreprise ou du service public, ralentit de façon considérable la mise en place d’une pratique de radioprotection raisonnée dans l’hôpital.

En effet, la mise en place de l’ISO 9001 dans le secteur du privé a bien ancré la notion de procédures et de suivi qualité, facilitant l’acceptation du principe ALARA, alors que les habitudes des services non commerciaux et l’absence de culture du résultat en hôpital rend ces mêmes procédures inusitées.

Ainsi, si un certain nombre de précautions sont prises en milieu hospitalier pour protéger le personnel (parmi elles, nous avons vu qu’à la dosimétrie « corps entier » s’ajoute la dosimétrie « extrémités » et la dosimétrie opérationnelle en général), il n’en reste pas moins que les études comportementales menées en service de médecine nucléaire et en radiologie (cf. Bibliographie) montrent la nécessité d’un rappel constant des bonnes pratiques de radioprotection et le besoin de relais systématique entre la personne compétente et les services concernés.

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6 – Conclusion Comme nous l’avons vu tout au long de ce dossier, les applications des rayonnements ionisants à des fins médicales sont nombreuses. Et comme dans toutes activités de ce genre, elle comporte des risques contre lesquels il est important de se prémunir.

Dans l’ensemble, le cadre législatif entourant l’utilisation des rayonnements ionisants en milieu hospitalier est contraignant, mais relativement bien respecté, voir même anticipé sur certains points, ce qui permet d’avoir un bon compromis entre l’effet bénéfique d’un examen ou d’une thérapie et l’irradiation minimale.

Toutefois, il nous a semblé important de dégager les principaux points faibles et améliorations envisageables que nous avons décelées, en tant que valeur ajoutée de notre dossier qui se voulait être non seulement un résultat d’étude, mais également un support pour mieux comprendre les problème actuels que peut rencontrer la radiologie médicale.

Ce dossier s’appuie sur un certain nombre d’études et de comptes-rendus, notamment de l’IRSN, mais également de la Société Française de Radioprotection, de l’Académie Française de Médecine, et des services internes de différents hôpitaux (CHU de Rouen et service de Médecine nucléaire de Valence), qui sont à prendre en justifications lorsque les chiffres et cas d’études avancés ne sont pas justifiés immédiatement.

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7 - Bibliographie et références : -

« Rencontre des Personnes Compétentes en Radioprotection » (2008), Amélie NIGUET, Société Française de Radioprotection (SFRP) ;

-

« Etat des lieux de l’activité de préparation des médicaments radio pharmaceutiques » (2009), DDASS de Champagne-Ardenne et de la Marne ;

-

Articles L. 4351-1 et suivants, articles R. 4351-1 et suivants, Consolidation de Février et Juin 2009, Code de la Santé Publique ;

-

« Irradiation médicale, déchets, désinformation : un avis de l’Académie de Médecine Française » (04/12/2001), Commission 13 (Santé Publique, Epidémiologie, Environnement) ;

-

« Dosimétrie du personnel en milieu hospitalier », 14 mars 1997, B. AUBERT, D. PAUL, R. SABATTIER EDP Sciences ;

− Décret 2003 – 296 (notamment l'article 231) ; − Arrêté du 30/12/2004 relatif à la dosimétrie individuelle et arrêté du 15/05/2006 relatif au zonage radiologique ; − Règles d'aménagement des locaux de travail (R 231) ; − Décret « Travailleurs » n° 2003-296 (31/03/2003), Codifié dans le Code du travail ; − Décret 2001-1016 relatif notamment au Document Unique (05/11/2001), Codifié dans le Code du travail ; − « Rapport sur la mise en place d’une unité TEP-scan au CHU de Caen » (2005) J. MOUCHEL ; -

Sites internet de l’IRSN et de l’ASN;

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Site internet « LegiFrance » et de « laradioactivite.com » ;

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Site internet de la Société Française de Radio-Protection ;

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Site internet de l’Académie Française de Médecine ;

GOURDON Paul

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RUILLERE Quentin