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Définition des quantités utilisées en radioprotection
Principes et normes de radioprotection
B3904 v1 Archive

Définition des quantités utilisées en radioprotection
Principes et normes de radioprotection

Auteur(s) : Henri METIVIER

Date de publication : 10 mai 1996

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1 - Origine des règles de la radioprotection

  • 1.1 - Radioactivité et exposition
  • 1.2 - La Commission internationale de protection radiologique (CIPR)

2 - Enoncés des principes

  • 2.1 - Nature des effets
  • 2.2 - Cadre conceptuel de la protection radiologique

3 - Définition des quantités utilisées en radioprotection

  • 3.1 - Dose absorbée
  • 3.2 - Dose équivalente à l’organe
  • 3.3 - Dose efficace
  • 3.4 - Doses engagées
  • 3.5 - Limites secondaires
  • 3.6 - Doses collectives

4 - Nouvelles recommandations

  • 4.1 - Nouvelles bases scientifiques
  • 4.2 - Nouvelles normes

5 - Conclusion

Sommaire

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Auteur(s)

  • Henri METIVIER : Docteur ès sciences - Directeur de recherche au Commissariat à l’énergie atomique - Assistant du directeur de l’Institut de protection et de sûreté nucléaire - Membre de la Commission internationale de protection radiologique

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INTRODUCTION

Il y a un siècle, fin 1895, Konrad Rœntgen découvrait les rayons X ; quelques mois plus tard, en mars 1896, Henry Becquerel décrivit pour la première fois la radioactivité. On mesure depuis les découvertes de ces deux hommes leurs conséquences pour l’histoire de l’humanité : la radiographie médicale a fait rapidement progresser la médecine, l’énergie nucléaire est aujourd’hui la source principale d’électricité de notre pays.

Rapidement, on a su que les rayonnements avaient des effets sur l’homme. Ainsi, trois mois après la découverte des rayons X, on décrivait leur effet irritant pour l’œil. Peu de temps après a sa découverte, Becquerel s’aperçut qu’un tube de matière radioactive gardé dans la poche de sa veste lui avait provoqué un érythème de la peau, comparable à un coup de soleil. Vinrent ensuite les effets néfastes observés chez les radiologues et, dès lors, il apparut le besoin de réglementer l’utilisation des rayonnements ionisants. Dès 1913 en Allemagne et 1915 en Grande‐Bretagne, on parla de réglementation pour protéger les patients et le corps médical, mais ce n’est qu’en 1925 (Londres) et 1928 (Stockholm) que l’on créa, lors des congrès internationaux de radiologie, deux commissions internationales chargées :

  • l’une, la Commission internationale pour les unités de rayonnements et leur mesure (CIUR), de définir les unités concernant la radioactivité et leur effets avec la matière ;

  • l’autre, la Commission internationale de protection radiologique (CIPR), de définir des règles de radioprotection.

Aujourd’hui, ces deux commissions existent toujours ; la CIPR a régulièrement émis des recommandations généralement reprises dans les réglementations nationales. Depuis l’origine, les réglementations sont devenues de plus en plus contraignantes, pour que l’utilisation des rayonnements ait le moins de conséquences possible sur l’homme et son environnement.

Au niveau de leur application, les réglementations s’appuient sur des concepts qui nous permettent d’évaluer les risques que courent les hommes au contact de ces rayonnements et, connaissant ces risques, d’établir des normes tant pour les travailleurs que pour le public. Nous allons expliquer dans le présent article les principes et normes de la radioprotection tels qu’ils sont définis dans la Publication 60 de la CIPR, repris aujourd’hui par la Directive européenne concernant la protection des travailleurs et du public, adoptée en 1996 par l’Union européenne.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-b3904

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3. Définition des quantités utilisées en radioprotection

Ce paragraphe définit les principales grandeurs permettant la mesure de l’effet du rayonnement sur la matière vivante et les individus. Nous vivons la transition entre un système que nous appellerons Publication 26 et qui régit encore la législation française en 1996 et le système proposé par les nouvelles recommandations de la CIPR, que nous qualifierons maintenant Publication 60 et qui sera repris pour l’essentiel dans la future réglementation. Compte tenu du fait que, dans de nombreux pays, les nouvelles définitions des unités sont adoptées bien que parfois non encore réglementaires, ce sont donc celles de la Publication 60 qui sont décrites ci‐après, et résumées dans le tableau 1. Il sera également rappelé, lorsqu’il nous le semblera utile, la définition ou les valeurs numériques se rapportant au système précédent (Publication 26).

3.1 Dose absorbée

La dose absorbée D est l’énergie cédée à la matière (aux tissus) par unité de masse ; elle s’exprime dans le système international d’unités en gray (Gy), qui vaut 1 J/Kg. L’ancienne unité encore utilisée est le rad qui vaut 10–2 Gy. La dose absorbée est définie par les physiciens (ICRU) en un point de la matière. Par souci de simplification, on la considère en radioprotection comme une moyenne dans un tissu ou un organe. Pour éviter la confusion entre les deux définitions, a été introduit récemment le terme de dose absorbée à l’organe DTR (moyenne de la dose absorbée en chaque point de l’organe).

Cette simplification s’accompagne d’une réserve pour les effets déterministes, liés aux doses élevées, où cette notion de moyenne peut se révéler inexacte. C’est le cas par exemple de l’irradiation superficielle de la peau par un rayonnement bêta. Dans ce cas, une définition différente de la dose (en mSv/cm2) est employée et doit être spécifiée 4.2...

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