RADIOPROTECTION CABINET DU PARC BERTIN

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					 RADIOPROTECTION CABINET DU PARC BERTIN
        VERSION 1 SEPTEMBRE 2007

                       SOMMAIRE

Préface

          1   . Organisation de la Radioprotection

1.1 Les organismes internationaux
1.2 Grands principes de la radioprotection
1.3 Les organismes nationaux
1.3.1 L’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN)
1.3.2Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire
     (IRSN)
1.4 Elaboration de la législation nationale
1.4.1 Préparer et accompagner les contrôles
réglementaires (fiche action)

                2    . Grandeurs et unités

2.1     Les grandeurs dosimétriques mesurables
2.1.1   La dose absorbée
2.1.2   Le débit de dose
2.2     Les grandeurs de protection calculées
2.2.1   La dose équivalente
2.2.2   La dose efficace
         3.   La radioprotection des travailleurs

3.1   L’exposition à la radioactivité naturelle
3.1.1   Les rayons cosmiques
3.1.2   Les rayonnements telluriques
3.1.3   Les radios nucléïdes du corps humain
3.1.4   Bilan de l’exposition naturelle
3.2   Exposition d’origine médicale
3.3    Effectuer un zonage radiologique dans son service.
       Arrêté du 15 mai 2006- Fiche Action
3.3.1 Evaluer les risques en réalisant une étude de poste
      en radioprotection- Fiche Action
3.3.2 Les débits autorisés
3.3.3 Formtion à la Radioprotection
3.4   La surveillance Médicale
3.4.1 Mettre en place une fiche d’exposition aux
      rayonnements ionisants par salarié- Fiche Action
3.4.2 Modèle de fiche d’exposition aux rayonnements
      Ionisants
3.4.3 Le dossier médical
3.5   Les acteurs et leur rôle dans la radioprotection
3.5.1 Le chef d’établissement
3.5.2 Le médecin du travail
3.5.3 La Personne Compétente en Radioprotection
3.5.4 Le CHSCT (Comité d’Hygiène Sécurité et des
      Conditions de Travail)
3.5.5 Mettre en place une cellule de radioprotection
      Fiche Action
3.5.6 Suivre en routine des indicateurs de radio
      Exposition- Fiche Action
         4.     La radioprotection des patients

4.1   Les niveaux de dose de référence
4.1.1 Les niveaux de référence de la dose d’entrée (De)
      chez l’adulte
4.1.2 Les niveaux de référence de la dose entrée en
      pédiatrie
4.1.3 Les niveaux de référence de la dose entrée en
      scanographie chez l’adulte
4.1.4 Les niveaux de la dose efficace pour la radiologie
      diagnostique ou interventionnelle
4.2   Définition de Produit Dose Surface
4.3   Calcul de la Dose à l’entrée- De
4.4   Classer les salles par l’utilisation du Produit Dose
      Surface – Fiche Action
4.5   Réduire les doses reçues par le spatients à partir
      des NRD – Fiche Action
 1   ORGANISATION DE LA RADIOPROTECTION

     1.1 LES ORGANISMES INTERNATIONAUX

         Depuis 1955, l’United Nations Scientific Committee on
the Effects of Atomic Radiations (UNSCEAR) reunite des
scientifiques représentant 21 états. Il a été crée au sein de l’ONU
pour évaluer les niveaux et les effets de l’exposition aux
rayonnements ionisants et leurs consequences biologiques,
sanitaires et environnementales.Son rôle est d’évaluer les
études scientifiques publiées sur la protection des rayonnements
ionisants. Les rapports de l’UNSCEAR, publiés tous les quatre à
cinq ans, constituent la somme exhaustive de milliers de
références bibliographiques. Ils servent de base aux travaux de
la Commission Internationale de Protection Radiologique
(CIPR).




                      UNSCEAR
                                    CIPR
                               Publication n° 60

        AIEA                                              EURATOM
FAO,ILO,OCDE,WHO,PAHO                              Directive96/29/Euratom
       BSS 15*

Etats membres de l’AIEA                           Etats membres de l’UE
*Basic safety standard (norme fondamentale de sûreté)

Standards internationaux de radioprotection
Position de la directive 96/29/EURATOM


La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), créée en 1928
regroupe des experts de plusieurs pays. Elle édite des recommandations en matière de
radioprotection (incitatives mais non obligatoires) dont la Commmunauté européenne
s’est directement inspirée pour rédiger notamment la directive européenne 97/43,
relative à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les
rayonnements ionisants.

La commission compétente en matière de radioprotection de la Communauté
Européenne a pour base juridique le traité EURATOM dont un objectif est d’établir des
normes de base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs
contre les dangers résultants des rayonnements ionisants. Depuis 1965, la communauté
européenne a la possibilié de prendre des décisions sous 3 formes :

           1 . Le règlement dont l’application est obligatoire est immédiate.
    2 La directive 1, plus souple, qui permet à chaque pays de choisir les moyens de
             transposition dans le cadre d’une loi ou de décrets nationaux/
            3. Les recommandtions et avis établis par un groupe d’expert.




              1.2 GRANDS PRINCIPES DE LA RADIOPROTECTION
La CIPR fait reposer son système de radioprotection sur 3 principes (2) non
hierarchis és qui s’appliquent simultanément.

 1- Justification
    Les avantages individuels ou collectifs doivent être supérieurs aux risques
    présentés par leurs utilisations.
 2- Optimisation
    Les expositions doivent être réduites au niveau le plus bas raisonnablement
    possible (facteurs économiques, sociaux).
 3- Limitation
    Les doses reçues par les travailleurs ou le public sont limitées par voie
    réglementaire.


                         1.3 LES ORGANISMES NATIONAUX

                       1.3.1   L’autorité de Sûreté Nucléaire (ASN)

   L’ASN assure , au nom de l’état, le contrôle de la sureté nucléaire et de la
radioprotection en France pour protéger les travailleurs, le public et l’environnement
des risques liés à l’utilisation du nucléaire. Elle contribue également à l’information des
citoyens (www.asn.fr)

 Ses actions sont :
   - l’inspection
   - la détection par des contrôles ciblés (sondage)
       -mesure les écarts ponctuels à la réglementation
       - identification d’éventuelles dérives révélatrices d’une dégradation de la
       radioprotection
   - le suivi des actions engagées par les professionnels
   - le relevé des incidents
   - l’examen des actions correctives :
       - mesures prises immédiatement (retour à la normale)
       - mesures prévues pour éviter son renouvellement
   - le partage et la diffusion du retour d’expérience.

   NUMERO D’URGENCE ASN : 0 800 804 135




1.3.2 Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) – www.irsn.org

     LIRSN est l’expert public crée par la loi du 9 mai 2001 et placé sous la tutelle
conjointe des ministères chargés de l’environnement,de la santé, de l’industrie, de la
recherche et de la défense. Ses domaines d’activités couvrent l’environnement ,
l’expertise nucléaire de défense, la radioprotection de l’homme, la prévention des
accidents majeurs, la sûreté des réacteurs, des usines, des laboratoires, des transporrts
et des déchets. Sa mission consiste notamment à assurer la surveillance des travailleurs.

                        1.4 Elaboration de la législation nationale

   Nos textes de loi et nos recommandations ont été élaborés suivant le schemin suivant.

   Etudes scientifiques
   Evaluation des études scientifiques-UNSCEAR
   Système de protection-CIPR
   Elaboration de recommandations
   Discussions6ICRU-AIEA-OCDE-AEN-WHO-IRPA-Etc…
   Standards internationaux AIEA-AEN-WHO-FAO
   Standars régionaux-Directives européennes
   Législation nationale

   C’est à partir des standards internationaux et régionaux que l’Ordonnace du 28
   mars 2001 a transposé les directives européennes en modifiant le Code de la Santé
   publique (3) et le code du travail (4) . Désormais , le code de la santé publique prend
   en compte la totalité des activités qui comprtent un risque qu’il s’agisse
   d’applications m »dicales, industrielles ou de recherche. Cette modification précise et
   rend donc obligatoire la formation sur la radioprotection des patients à l’exposition
   naturelle.

   La modification dans le code du travail a été rendue nécessaire pour l’application de
   la directive 90942 relative au droit du travailleur non salarié qui impose une limite
   d’exposition proportionnelle à la durée du travail.

1.4.1 PREPARER ET ACCOMPAGNER LES CONTROLES REGLEMENTAIRES –
      Fiche Action

   Compte tenu de la multiplicité des contrôles réglementaires existants et à venir, il
convient d’aider les équipes à mieux les préparer et les accompagner.




                      2.GRANDEURS ET UNITES
                      2.1 Les grandeurs dosimétriques mesurables
2.1.1 La dose absorbée

La dose absorbée correspond à la quantité d’énergie cédée par unité de masse de
matière exposée aux rayonnements. L’unité internationale est le gray Gy

2.1.1 Le débit de dose

C’est la dose absorbée par unité de temps. L’unité est le Gy/h

                         2.2 Les grandeurs de protection calculées

2.2.1 La dose équivalente

La probabilité d’avoir des effets stochastiques dépend de la nature du rayonnement. La
dose équivalente prend en compte le risque d’effets biologiques en associant un facteur
de pondérationWr en fonctiondu rayonnement. L’unité internationale est le Sievert (Sv).
Le calcul de la dose équivalente « H » se calcule ainsi :
H=D*Wr

Où
H est la dose équivalente
D est la dose absorbée
Wr est un facteur de pondération (photons 1, neutrons de 5 à 20, alpha 20)

2.2.2 La dose efficace

La dose efficace est la dose équivalente pondérée en fonction de la radiosensibilité de
l’organe exposé. Ainsi chaque organe a un facteur de pondération Wt qui prend en
compte le risque d’effets stochastiques radio-induits. L’unité internationale est le Sievert
(Sv).
Dans les cas d’une exposition partielle de plusieurs organes, la dose efficace E s’exprime
alors de la façon suivante :
E=Wt1*HO1+Wt2*HO2……+Wtn*Hon

Où
E est la dose équivalente
D est la dose obsorbée
Wt est un facteur de pondération.
(tableau 1)




    3. LA RADIOPROTECTION DES TRAVAILLEURS
Conformément aux principes de radioprotection (justification,optimisation et
limitation), au code de la santé publique et au code du travail, il convient de protéger les
travailleurs des rayonnements ionisants en évaluant leurs risques d’exposition (étude de
poste et mesure de la dose reçue de façon régulière) et en effectuant un zonage
radiologique.

Avant de découvrir les fiches actions éprouvées par les professionnels , dont le format
rassemble l’objectif, les acteurs concernés, leur rôle, la démarche à mettre en œuvre, les
indicateursà suivre et les facteurs de réussite, identifions les différentes origines des
rayonnements ionisants afin de mieux nous en prémunir.

                       3.1 L’exposition à la radioactivité naturelle

3.1.1 Les rayons cosmiques

Les rayonnements sont multipliés par deux quand l’altitude croit de 1500 mètres :
A Paris : 0,3 mSv/an
A 1500 m : 0,6 mSv/an
A 3000m : 1,2 mSv/an
A 18000 m : 10 mSv/h
En cas d’éruption solaire : 0,1 à 1 mSv/heure

3.1.2 Les rayonnements telluriques

A Paris : 0,4 mSv/an
En bretagne : de 1,8 à 3,5 mSv/an
Massif central : 70 mSv/an
Au brésil : de 5 à 10 mSv/an

3.1.3 Les radio nucléides du corps humain

Activité naturelle de quelques substances (tableau 2)

3.1.4 Bilan de l’exposition naturelle (tableau 3)




3.2 Exposition d’origine médicale (tableau 4)

Les individus sont classés en fonction de leur risque d’exposition suivant qu’ils
appartiennent au domaine du public ou qu’ils sont travailleurs. Nous distinguons au sein
des travailleurs deux catégories :
-Catégorie A : dose >6mSv/an
-Catégorie B : dose <6mSv/an

Les différents types d’individus sont :
-les adultes de plus de 18 ans
-les apprentis de 16 à 18 ans
-le personnel féminin
-les femmes enétat de procréer
-les femmes non en état de procréer
-lesfemmes enceintes avec grossesse déclarée
-les femmes qui allaitent

Ainsi, pour chacun des types d’individus est associé une limite annuelle d’exposition en
fonctiondes tissus ou organes exposés, ce qui détermine la classe à laquelle il est associé.
Seuls les pprentis de 16 à 18 anssont exclusivement réservés aux catégories B de
travailleurs. Les utres types d’individus peuvent appartenir à l’une ou l’autre des deux
catégories A ou B. (tableau 5)


En cas de grossesse(6), les dispositions sont prises pour que l’exposition de la femme
enceinte dans son emploi ne dépasse pas 1 mSv.

 3.3 EFFECTUER UN ZONAGE RADIOLOGIQUE DANS SON SERVICE- Arrété du
                       15 mai 2006- Fiche Action

Le but du zonage est de réaliser un balisage réaliste, visible, compréhensible, et réévalué
régulièrement. C’est une mesure de sécurité pour les travailleurs dans le respect des
limites réglementaires qui est de la responsabilité du chef d’établissement.
Le zonage permet aux opérateurs d’identifier clairement les zones à risques et d’utiliser
les dispositifs de radioprotection adéquats. (tableau 6)


La délimitation et la signalisation des zones concernent :
   - les sources scéllées ou non et les appareils les contenant
   - les générateurs électriques de rayonnements ionisants
   - les accélérateurs de particules
   - les déchets radioactifs émettant des rayonnements ionisants
   - les matières nucléaires dans les installations nucléaires de base.




3.3.1 Evaluer les risques en réalisant une étude poste e radioprotection – Fiche Action

Pour évaluer les risques, il est nécessaire au préalable de réaliser une étude de poste et
effectuer les mesures d’ambiance. L’analyse doit se réaliser dans les conditions cliniques
et une situation de travail normale enprenant en compte les équipements de
radioprotection collectifs.

3.3.2 Les débits autorisés

Les débits autorisés en établissement sont :

ZS : Zone Surveillée
ZC : Zone Contrôlée

3.3.3 Formation à la radioprotection

Une formation à la sécurité doit être réalisée tous les 3 ans au maximum pour
sensibiliser le personnel aux risques et aux précautions à prendre dans l’établissement.
C’est de la responsabilité du chef d’établissement d’en informer le personnel et d’en
définir les modalités. Nous vous invitons à cette occasion à diffuser largement auprès du
personnel les coordonnées de la PCR et du médecin du travail. D’autre part, vous
trouverez la liste des professionnels agréés susceptibles de dis^penser des formations en
radioprotection pour les PCR sur les ite internet www.cefri.fr (tableau 7)

                               3.4 La surveillance médicale

 La surveillance médicale des professionnels doit être effectuée dès la visite d’embauche
et effectuée préalablement à toute affectation à un nouveau poste(10). Il sera nécessaire
de rechercher toute exposition antérieure ou antécédents néoplasiques, hématologiques,
ophtalmologiques, respiratoires et de réaliser des visites périodiques au moins une fois
par an.

   -   pour les femmes enceintes, il n’y a pas de retrait systématique du poste ;
       l’exposition doit être en dessous de 1 mSv par an pendant la durée de la grossesse
       jusqu’à l’accouchement.
   -   Pour les femmes allaitantes, le retrait des postes comportant un risque
       d’exposition interne est à réaliser.




3.4.1 Mettre en place une fiche d’exposition par salarié – Fiche action

A partir des études de postes et de l’affectationde l’agent, une fiche d’exposition doit
être réalisée par la PCR. Elle est adressée au médecin du travail.
Elle comprend :
-la description de l’activité
-la nature du travail
-les caractéristiques des sources
La nature des rayonnements ionisants
-les périodes d’exposition
Les autres risques

3.4.2 Modèle de fiche d’exposition(11) aux RI

3.4.3 Le dossier médical

Le dossier médical est à constituer pour tous travailleurs sujet à l’exposition à des
substances cancérigènes, mutagènes ou toxiques pour la radioprotection. Ce dossier
médical (12) comprend :
 -les dates et les résultats des examens médicaux complémentaires pratiqués
 -le double de la fiche individuelle d’exposition établie par l’employeur et transmise au
médecin du travail

                    3.5 Les acteurs et leur rôle dans la réglementation

3.5.1 Le chef d’établissement

Le chef d’établissement est responsable de l’application du code du travail, en
particulier en matière d’hygiène et de sécurité. Pour l’aider à remplir cette mission, il
délègue largement à La PCR . Les obligations du chef d’établissement sont de plusieurs
ordres :

-il effectue la demande d’autorisation pour les équipements lourds
-il fait la déclaration des générateurs de radiations ionisantes
- il réalise les inventaires des sources
-il désigne la PCR
-il effectue le classement des travailleurs
-il délimite les zones contrôlées et surveillées
-il réalise la signalisation des sources
-il aide à la protection des travailleurs
-il met en place des études de poste pour évaluer les risques
-il surveille l’exposition individuelle
-il effectue les contrôles techniques de radioprotection
-il met enplace la surveillance médicale du personnel exposé
-il peut contester la décisiond’aptitude
-il peut avoir connaissance des réultats de dosimétrie passive
-il finance les examens médicaux
-il est en relation avec le médecin du travail

3.5.2 Le médecin du travail

-il assure la surveillance médicale du personnel exposé
-il remet une attestation médicale d’aptitude et il tient à jour le dossier médical spécial
-il assure le contrôle des postes de travail
-il collabore avec la PCR
-il participe à la formation et information des travailleurs

3.5.3 La PCR

-elle est investie par une décision du directeur
-elle doit avoir réussi la formation de PCR auprès d’un organisme agréé
-elle est pourvue d’une autorité nécessaire à l’éxécution des réglementations

Le rôle de la PCR :
-elle délimté les zones radiologiques
-elle veille à l’application du règlement intérieur
-elle suit et organise des actions de formzation
-elle met en place des études de poste pour évaluer les risques
-elle veille à la pertinence des relevés dosimétriques
-elle réalise un suivi de la dosimétrie active
-elle gère les situations d’urgences

3.5.4 Le CHSCT

Il contribue à la protection de la sante et de la sécurité des personnels et à l’amélioration
des conditions de travail. En matière de radioprotection, le CHSCT execre sa mission en
articulation avec la PCR et le médecin du travail.

3.5.5 Mettre en place une cellule de radioprotection – Fiche Action

Afin d’assurer les missions réglementaires de radioprotection,il est nécessaire de
disposer d’une cellule de radioprotection connue de tous.

3.5.6 Suivre en routine des indicateurs de radio exposition –Fiche Action

La mesure permet de dépasser la subjectivité qui peut exister quand on « ressent » des
phénomènes sans les mesurer. La mise en place d’une mesure en routine d’indicateurs,
qui ont du sens pour les professionnels (suivi du Produit Dose/Surface/patient,par
exemple) ,permet de mieux comprendre l’activité d’un service, d’identifier les
dysfonctionnements, de les communiquer aux équipes et de se fixer des objectifs
d’amélioration.




        4 LA RADIOPROTECTION DES PATIENTS
L’arrêté du 22 septembre 2006 prévoit que les informations dosimétriques doivent
figurer dans un compte rendu d’acte utilisant les rayonnements ionisants. Pour la
radiologie diagnostique ou interventionnelle, les régions concernées sont :

La tête
Le COU
Le THORAX
L’ABDOMEN
Le PELVIS

En radiographie ou radioscopie, le moyen de mesure est le PDS : produit dose surface

Sans le PDS, les informations dosimétriques (la tension en kV(14), la DFP, la durée de
scopie avec l’ampérage associé en mA, le nombre d’expositions faites en graphie) sont à
noter pour les enfants < 16 ans, chez la femme en âge de procréer pour les examens
pelviens et chez la femme enceinte pour les examens abdominaux pelviens.

Pour la mammographie, on notera la dose moyenne glandulaire (DMG) disponible sur le
marqueur d’identification.

Pour le TDM, il est nécessaire de noter le Produit Dose Longueur (PDL) en dissociant les
  régions tête et cou des autres régions. En cas d’expositions multiples sur une même
                            région, on additionnera les PDL.

                           4.1 Les niveaux de dose de référence

Les niveaux de Références Diagnostiques (NRD) de dose sont fixés par arrêté du
ministre chargé de la santé. Le médecin ou le chirurgien dentiste qui réalise un acte
soumis aux rayonnements ionisants à des fins de diagnostic doit prendre les mesures
nécessaires pour ne pas dépasser les niveaux de références diagnostiques.

La spécificité de l’exposition médicale (le bénéfice direct) est incompatible avec la notion
de limite réglementaire de dose. Le principe d’optimisation, indissociable de la qualité
de l’image, doit donc s’appliquer avec d’autant plus de rigueur. Or on constate une
grande variabilité des doses délivrées pour un même objectif diagnostique. Ceci impose
de disposer de « références » comme outils d’optimisation qui permettent d’évaluer, du
point de vue des doses délivrées aux patients, la qualité des équipements et des
procédures et d’engager, en cas de dépassement injustifié, des cations de contrôle et de
correction. Ces niveaux de doses de référenecs (15) concernent les examens les plus
courants et ou les plus irradiants, pour des patients types et ou des fantômes de
référence en respectant des procédures standardisées.




4.1.1 Les niveaux de référence de la dose entrée (De) chez l’adulte (tableau 8)

4.1.2 Les niveaux de référence de la dose entrée en pédiatrie (tableau 9)
4.1.3 Les niveaux de référence de la dose entrée en scanographie chez l’adulte (tableau
10)

4.1.4 Les niveaux de la dose efficace pour la radiologie diagnostique ou intervenionnelle
     (tableau 11)

                           4.2 Définition de Produit Dose Surface

  Le Produit Dose Surface est un dispositif obligatoire pour toute nouvelle installation
de radiologie depuis le décret n°2004-547 du 15 juin 2004. Il peut se mesurer ou se
calculer. Il suffit donc de relever la valeur affichée en faisant attention aux unités
(cGy,cm²,Gy,m²…). Cependant, pou remonter à la Dose à l’entrée (De), il est nécessaire
de mesurer la surface du champ, Se, à la peau du patient.

                             4.3 Calcul de la Dose à l’entrée- De

 En première approximation, De peut se calculer selon la formule suivante :

         De = 0,15 * (U/100)² * Q * (100/DFP)

 Où
  -       U est la haute tension en kV
  -       Q la charge en mAs
  -       DFP la distance Foyer-peau en centimètre

Vous pouvez aussi calculer De à partir de PDS :

         De = (PDS/Se) * FRD

Où
     -    Se est la surface en cm² du champ à la peau du patient
     -    PDS est le PDS qui s’exprime en Gy/cm²
     -    FRD est le facteur de rétro diffusion
              1,35 dans le cas général (60-80kV)
              1,5 pour les radios pulmonaires (120-140kV)

     Vous pouvez trouver sur le site de l’IRSN (www.irsn.org) un outil de calcul appelé
     MICADO qui permet d’obtenir De que ce soit à partir des paramètres techniques ou
     à partir du PDS. Cet outil offre des résultats plus précis que les formules proposées
     ci-dessus.




                 4.4 Classer les salles par l’utilisation du PDS – Fiche Action

         4.5 Réduire les doses reçues par les patients à partir des NRD – Fiche action
  Vous pourrez réduire les doses reçues par le spatients en rédigeant et en faisant
appliquer des protocoles pour chaque examen associant les critères de prescription et les
niveaux de référence pour chaque type d’examens, en s’assurant du contrôle qualité des
matériels, en équipant les installations de PDS, en comparant les différentes salles entre
elles, et enfin en utilisant les procédures de la SFR (guide des procédures pour les
examens radiographiques).

				
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