Les notions de base en radioprotection, les unités de radioprotection

Pour ceux qui sont novice en radioprotection, veulent savoir ce que représente un becquerel, un sievert ou un gray.
Vous retrouverez aussi ici des ordres de grandeurs pour ces unités.

Ces informations sont extraite des fiches ASN d'information du public (que je ne retrouve plus sur leur site)

L’activité d’une source radioactive se caractérise par le nombre de transformations (anciennement appelées désintégrations) de noyaux atomiques instables qui s’y produisent par seconde. Son unité de mesure, appelée becquerel (Bq) correspond à une transformation nucléaire par seconde.

La connaissance de cette grandeur constitue un bon indicateur de l’importance d’une émission de rayonnements ionisants, puisque chaque transformation nucléaire est accompagnée de l’émission d’un ou de plusieurs types de rayonnements ionisants, particules et ondes électromagnétiques.

Cependant, elle est insuffisante pour en évaluer le risque.
Deux sources radioactives de même activité, mais de composition, de forme ou de taille différentes, pouvant émettre des rayonnements de natures différentes et ne pas rayonner la même quantité d’énergie, n’exposent pas, en effet, nécessairement au même risque.

Quelques ordres de grandeurs de l'activité de sources radioactives naturelles
Eau de pluie : 0,5 Bq/l
Eau de mer : 14 Bq/l
Lait : 70 Bq/l
Poisson : 100 Bq/kg
Corps humain : 120 Bq/kg
Pommes de terre : 150 Bq/kg
Terre sédimentaire : 400 Bq/kg
Engrais phosphatés : 3 000 Bq/kg
Terre granitique : 8 000 Bq/kg

Pour se protéger des effets des rayonnements ionisants, il est plus important de connaître la quantité d’énergie susceptible d’être absorbée par l’organisme que celle qui a été émise : on parle alors de dose absorbée.

La dose absorbée correspond à la quantité d’énergie absorbée par unité de masse exposée. Sa mesure s’exprime en gray (Gy) et correspondant à 1 joule par kilogramme (J/kg).

Cette unité est souvent utilisée pour caractériser les expositions provoquant une destruction des cellules irradiées, induisant des effets biologiques dits déterministes (des brûlures par exemple). Ces expositions peuvent être accidentelles ou volontaires, notamment en radiothérapie lorsqu’il s’agit de détruire un tissu cancéreux par exemple.
Cependant, des expositions conduisant à une même valeur de dose absorbée ne présentent pas nécessairement les mêmes risques, qui sont également liés à la nature des rayonnements, aux conditions de l’exposition et à la sensibilité des organes et tissus irradiés. La connaissance de la dose absorbée n’est donc pas suffisante pour quantifier l’impact

Exemple d'ordre de grandeur :
0,001 Gy :Dose moyenne annuelle due au rayonnement gamma ambiant dans l’environnement en France
0,01 Gy :Niveau de référence de la dose pour une radiographie classique de l’abdomen
0,25 Gy :Seuil des effets biologiques déterministes dans le cas d’une exposition du corps entier
15 Gy :Dose mortelle dans le cas d’une exposition du corps entier
60Gy :Dose radiothérapeutique délivrée à une tumeur pour la détruire (fractionnée sur plusieurs semaines)

L’impact biologique d’un rayonnement ionisant ne dépend pas seulement de l’énergie absorbée par les cellules vivantes, mais aussi de la nature du rayonnement qui détermine la manière dont cette énergie est déposée tout au long de son parcours. A énergie absorbée égale, des rayonnements ionisants n’ayant pas les mêmes caractéristiques physiques n’ont pas le même impact biologique.
Pour apprécier l’impact biologique des rayonnements sur un organe ou un tissu lors d’une exposition uniforme, on calcule une dose dite équivalente, qui est le produit de la dose absorbée par un facteur de pondération radiologique sans dimension caractéristique du rayonnement. Cette dose est alors exprimée en sievert (Sv)

La dose équivalente ne permet pas pour autant de comparer les risques pour la santé d’expositions différentes en termes de localisation et de cumul.

Le sievert ne s'utilise que pour quantifier le risque lié aux faibles doses.

Et le sievert ne s'utilise que pour quantifier le risque lié aux faibles doses.
KLOUG

Les notions de dose absorbée (exprimée en Gy) et de dose équivalente (exprimée en Sv) ne permettent pas de comparer les risques à long terme dus à des expositions localisées :
tous les organes et les tissus biologiques n’ont en effet pas la même sensibilité biologique aux rayonnements ionisants.
Aussi, lorsque l’exposition n’est pas reçue de façon uniforme, pour pouvoir comparer les risques potentiels, notamment en termes d’effets aléatoires (en particulier des cancers) résultant de transformations génétiques des
cellules vivantes exposées, on calcule une dose qui se rapporte “au corps entier”. Cette dose, dite efficace, est également exprimée en sievert.
Elle est la somme des doses équivalentes reçues par les régions du corps exposées aux rayonnements multipliées par un facteur de pondération tissulaire variant de 0,01 à 0,2 selon la sensibilité des tissus et des organes
irradiés. Les doses efficaces résultant d’expositions différentes peuvent s’additionner.

L’intérêt de la dose efficace est donc, non seulement de “traduire” toute irradiation, quelles que soient sa nature et sa localisation, par une seule et même grandeur, mais aussi, par addition, d’exprimer par un seul chiffre les risques cumulatifs dus à des expositions successives.


Exemples de doses efficaces exprimées en millisiverts
0,002 mSv:Ordre de grandeurde la dose moyenne annuelle des expositions occasionnées par les rejets d'une centrale nucléaire en France
0,004 mSv:Ordre de grandeurpour un cliché de radiographie dentaire rétro alvéolaire
0,02 mSv:Ordre de grandeur pour un cliché de radiographie pulmonaire de face
1 mSv:Limite réglementaire pour la population de la dose annuelle admissible d'expositions d'origine artificielle (sauf celles reçues comme patient à des fins médicales)
2,4 mSv:Dose moyenne annuelle d'exposition aux rayonnements ionisants d'origine naturelle en France
10 mSv:Ordre de grandeurpour un examen scanner abdominopelvien
20 mSv: Limite réglementaire pour les travailleurs de la dose annuelle admissible des expositions susceptibles d'être reçues du fait de parleur activité professionnelle
100 mSv:Niveau de dose le plus faible détecté à ce jour pour un effet cancérigène avéré

Bonjour,

Ca va peut etre paraitre bête comme question mais je me la pose depuis début de la crise nucléaire de Fukushima I.
Plus précisément depuis que les premiers chiffres annoncés en en microSv/h ("monitoring car" dans les communiqués de la NISA)

Est ce que ces chiffres correspondent :
- à des mesures d'exposition externe, et représenterait donc un débit d'équivalent de dose induit par la contamination atmosphérique,
- ou correspondent à autre chose ?

Dans le premier cas, si le DED annoncé est relativement élévé (10 mSv/h par exemple) l'activité volumique en différents radionucléides doit etre assez élevé.
En se tenant 1 heure dans cette atmosphère on pourrait dire que l'on "prend" 10 mSv en exposition externe. Si en plus on respire cette contamination (exposition interne) cela va en plus générer une dose engagé, donc au final une dose efficace supérieure à 10 mSv.

Non il n'y a pas de question bête !

Les chiffres annoncés correspondent pour la plus grande partie à des mesures d'exposition externe.
Cette exposition provient de deux éléments : la perte des protections biologiques notamment sur les réacteurs 2, 3 et 4 puisque le confinement a été détérioré.
C'est donc de l'exposition externe pure avec même une composante neutron ! Apparemment les mesures donnant 400 mSv/h entre les batiments 3 et 4 faisait qu'on avait un quart de neutrons dans l'exposition.
Et puis une deuxième source moins importante provenant de la disémination de produits radioactifs dans l'atmosphère.

L'activité volumique en différents radionucléides doit de toute façon être assez élevée.
Je n'ai eu aucune mesure à ce niveau là.

KLOUG

Ok, merci KLOUG :)

Autre chose, plus en relation avec les unités.
Les ricains utilisent encore le rem ?!?
(voir ce communiqué http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1107/ML110740628.pdf )

KLOUG a écrit:

Les chiffres annoncés correspondent pour la plus grande partie à des mesures d'exposition externe.
Cette exposition provient de deux éléments : la perte des protections biologiques notamment sur les réacteurs 2, 3 et 4 puisque le confinement a été détérioré.
C'est donc de l'exposition externe pure avec même une composante neutron ! Apparemment les mesures donnant 400 mSv/h entre les batiments 3 et 4 faisait qu'on avait un quart de neutrons dans l'exposition.
KLOUG

bonsoir,
je viens d'entendre au 20h qu'il n' y aurait plus d'eau dans la piscine de refroidissement dans le R4, est-ce que l'eau de cette piscine est la seule protection radiologique ? si oui les DD en direct doivent être hallucinant voir même par effet de ciel. De plus la présence de Mox doit augmenter la dose neutrons de façon colossale, qu'en pensez vous ?

Oh les américains ont beaucoup de mal avec le système international !
Les médicaux en France aussi ou les vieux... (qui parlent en curie, je ne vis personne !)
Pour mémoire 1 Sv = 100 rem

Et pour en finir avec ma réponse précédente au niveau du réacteur 4 il faut aussi se souvenir qu'il n'y a presque plus d'eau dans la piscine de stockage, donc plus de protection biologique.

KLOUG

Bonsoir cher mai à pseudos multiples

H*(10) a écrit:

bonsoir,
je viens d'entendre au 20h qu'il n' y aurait plus d'eau dans la piscine de refroidissement dans le R4, est-ce que l'eau de cette piscine est la seule protection radiologique ? si oui les DD en direct doivent être hallucinant voir même par effet de ciel. De plus la présence de Mox doit augmenter la dose neutrons de façon colossale, qu'en pensez vous ?

Oui pour la première question avec un peu de béton mais au-dessus ça explique le chiffre supérieur à une zone rouge.
400 mSv/h me semble assez hallucinant entre les bâtiments non ?
Apparemment le réacteur n°4 ne contenait pas de mox (pour ce que l'on en sait et les infos que nous avons eues).
Mais le 3 oui ! Du coup est-ce que les neutrons viennent de l'un ou l'autre, je n'en sais rien. Je n'irai pas faire la mesure et ne demanderai à personne de la faire.
A bientôt
KLOUG

Bonjour,

Et merci à tous pour votre formidable disponibilité..
J'ai quelques questions purement physique concernant la composante neutrons:

-As t'on une idée de l'énergie max des neutrons rencontrée dans ce type de cas?
-On sait que le transfert d'énergie linéique est différent entre des neutrons et des photons (rapport de 20 il me semble) le débit de dose en Sv prend il en compte cette différence de toxicité?
-Quels sont le ou les types de détecteurs utilisés pour évaluer ces débits?
(Y atil cumul de la dose gamma et neutrons par ex?)

CybeRX qui vous remercie encore vivement!

Si je ne me trompe pas...à confirmer par les klowns...
On ne parle pas de toxicité mais de nocivité, dans l'optique d'un discours à propos de calculs de dose équivalente.
Dans ce cas là, ton Wr "neutron" varie en fonction de l'énergie initiale des neutrons incidents.
Pour les neutrons, le Wr n'est pas proportionnel à l'énergie:
Wr=5 pour En < 10keV
...
Wr=20 pour 100 keV < En < 2 MeV
...
Wr=5 pour 20 MeV <En

Concernant ta question sur les appareillages, je laisse le soin à des pros du terrain de te renseigner, sachant qu'il faut thermaliser le neutron (En < 2.5eV) grâce à des matériaux hydrogénés (et les sondes sont super lourdes à bout de bras de fillette) avant de pouvoir en quantifier le flux.

J'ose espérer que les débits de dose neutrons et gamma sont additionnés, mais franchement, je doute...sur le vif, ils ont d'abord certainement mesuré le gamma... à voir

Hello,
je suis pas un pro en neutronique, mais si mes souvenirs sont exacts, l'énergie des neutrons créés par fission est de l'ordre de 2 MeV. (à confirmer)
Pour le facteur de pondération radiologique, il est compris entre 5 et 20, la valeur numérique étant fonction de l'énergie du neutron
Neutrons, énergie < 10 keV : 5 -
10 keV à 100 keV : 10
> 100 keV à 2 MeV : 20
>2MeV à 20 MeV : 10
>20 MeV : 5
Pour les mesures, c'est toujours de même problème d'annoncer des valeurs sans préciser l'appareil utilisé et/ou les composantes (gamma/neutrons)
Fred devancé par Antimoine

Kidou a écrit:

100 mSv:Niveau de dose le plus faible détecté à ce jour pour un effet cancérigène avéré

j'ai juste un doute sur la terminologie :"effet cancérigène avéré"
Je croyais (peut-être à tort) que pour des doses de 100mSv on avait plutôt un risque cancérigène accru, ce qui à mon sens est sensiblement différent

tu a raison boudi, il a été montré que au delà de 100 mSv, le risque cancériqène était accru, et donc que 100 mSv avait bien un effet concérigène (qui n'est pas systématique mais qui est avéré) C'est comme la cigarette, l'effet cancérigène est avéré, ou le risque cancérigène est accru, mais ce n'est pas pour cela que tout les fumeurs auront un cancer.

Enfin tout ça pour dire que moi j'ai du mal à voir la différence.

Selon moi et sans mauvais jeu de mots :
Au dessus de 100 mSv, c'est l'accroissement du risque qui est avéré.
En dessous, on ne fait qu'extrapoler ce qu'on connaît à >100 mSv, c'est le principe de précaution.

Rappelons quand même :
- qu'il y a un gros débat chez les radiobiologistes sur cette extrapolation, appelée linéaire sans seuil.
- que la limite d'accroissement serait désormais plutôt à 80 mSv,
- que nous parlons ici de dose efficace,
- qu'aux faibles doses, le débit d'exposition joue un rôle important dans l'apparition des effets.

baldaquin a écrit:

Rappelons quand même :
- qu'il y a un gros débat chez les radiobiologistes sur cette extrapolation, appelée linéaire sans seuil.
- que la limite d'accroissement serait désormais plutôt à 80 mSv,
- que nous parlons ici de dose efficace,
- qu'aux faibles doses, le débit d'exposition joue un rôle important dans l'apparition des effets.

Je plussoie à mort !
KLOUG