La radiothérapie interne ou vectorisée consiste à injecter aux patients des radiopharmaceutiques afin de délivrer des doses de rayonnements aux tumeurs ou organes ciblés. La réalisation d’études dosimétriques est nécessaire pour chaque patient traité par radiothérapie vectorisée ainsi que pour les sujets contaminés par inhalation, blessure ou ingestion. Afin d’atteindre la précision requise dans de tels cas, nous avons développé une méthode dosimétrique, basée sur le code Monte-Carlo de transport des particules MCNPX. L’anatomie de chaque patient ou sujet contaminé est prise en compte sous forme d’une géométrie voxélisée créée à partir d’images tomodensitométriques (CT) ou de résonance magnétique (IRM). Cet outil baptisé ŒDIPE (acronyme d’outil d’évaluation de la dose interne personnalisée) permet de réaliser des études dosimétriques à l’échelle des organes et du voxel. La validation d’un tel outil est complexe car les sources de variations du calcul dosimétrique sont multiples : méthodes de calcul, définitions et représentativité de la géométrie. L’étude présentée ici a pour but de valider l’outil ŒDIPE par comparaison de ses résultats avec des mesures expérimentales obtenues à l’aide de fils thermoluminescents. La comparaison des doses moyennes calculées et mesurées est satisfaisante. Cependant, la mesure et le calcul des distributions spatiales de dose le long des fils thermoluminescents, bien qu’ayant des allures comparables, présentent des écarts significatifs. Cela est dû au fait qu’il est impossible de faire correspondre exactement une portion de fil à un voxel donné.

La responsabilité des références françaises pour la fluence et les grandeurs dosimétriques neutroniques est du ressort du laboratoire de métrologie et de dosimétrie des neutrons de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). C’est dans ce cadre, que l’institut développe et exploite, à Cadarache, des installations produisant des champs neutroniques de référence pour des utilisations diverses. Certaines (sources radioactives émettrice neutrons respectant la norme ISO 8529-1) sont utilisées pour effectuer des étalonnages de routine de dispositifs de mesure. D’autres installations produisent des champs neutroniques « réalistes » simulant les champs rencontrés sur les postes de travail en modérant les champs neutroniques générés à partir de sources radioactives ou d’accélérateurs. Enfin, l’installation AMANDE dont l’inauguration a eu lieu en mai 2005 produit des champs de neutrons monoénergétiques d’énergie comprise entre 2 keV et 20 MeV à partir de l’interaction de particules chargées accélérées jusqu’à 4 MeV sur différentes cibles. Avec l’arrivée de cette dernière installation, l’IRSN offre un plateau technique très complet pour la production de tous les types de champ neutronique recommandés par les normes internationales pour l’étalonnage des instruments de détection des neutrons.

Les cellules mobiles d’intervention radiologiques sont des équipes de sept sapeurs pompiers capables de prendre en charge un incident ou un accident à caractère radioactif. Un certain nombre d’unités de sapeurs pompiers ont été dotées par l’État de chaînes mobiles de décontamination. En 2004, la cellule mobile d’intervention radiologique des Yvelines a testé, trois fois, une chaîne à contamination réelle. Le technétium-99m a une période radioactive de six heures. Les victimes contaminées sont des mannequins. De nombreuses connaissances ont été acquises de ces expériences et, en corollaire, ont induites une révision des concepts et techniques opérationnels.

La division production nucléaire (DPN) d’EDF est une grande utilisatrice de contrôles radiographiques industriels : de l’ordre de 40 000 contrôles sont réalisés annuellement sur le parc nucléaire pour la réalisation d’examens non-destructifs (END). Les sources ponctuelles d’iridium-192 sont le plus souvent utilisées. L’activité de ces sources peut aller, dans des configurations usuelles, jusqu’à 4,4 TBq (120 Ci), induisant un débit d’équivalent de dose de l’ordre de 0,54 Sv h–1 à 1 mètre. À cette distance, la valeur de 20 mSv (limite annuelle pour les travailleurs) est atteinte en un peu plus de 2 minutes. Ce jour, aucun dépassement des limites réglementaires n’a été observé à la DPN EDF, mais dans le cadre de l’observation des évènements, pratiquée depuis de nombreuses années, des « signaux faibles », ainsi que des expositions non prévues inférieures aux limites réglementaires ont été notés. La direction de la DPN a donc décidé de mener des actions particulières dans le domaine.

Le traitement recommandé en cas de contamination accidentelle par un composé hybride d’oxydes de plutonium et d’uranium (MOX) est l’administration d’acide diethylène-triamine-pentaacétate (DTPA) afin d’accélérer l’excrétion du plutonium. L’uranium et le DTPA étant deux composés néphrotoxiques, l’administration de DTPA consécutif à une contamination par un composé contenant de l’uranium, est susceptible de potentialiser les effets néphrotoxiques de l’uranium. L’objectif de ce travail a été d’étudier in vitro sur une lignée de cellules tubulaires proximales de rein (LLC-PK1) la cytotoxicité induite par des concentrations croissantes d’uranium en présence ou en absence de 3 formes chimiques de DTPA. Les résultats ont montré que le DTPA, utilisé seul, n’induisait aucune toxicité à la concentration testée (420 µM). Cependant, l’administration de DTPA augmentait le taux de mortalité cellulaire induit par l’uranium. Cette augmentation était maximale pour les concentrations en uranium proches de la concentration létale pour 50 % des cellules et atteignait respectivement 37, 31 et 28 % pour le DTPA anhydre, le Na3CaDTPA et le Na3ZnDTPA. Ces résultats suggèrent que le DTPA est un composé susceptible de potentialiser la néphrotoxicité induite par l’uranium.

Une véritable révolution technologique a, au cours des 5 dernières années, profondément modifié le périmètre d’application et les perspectives de la médecine nucléaire, en particulier de la cancérologie nucléaire. Dans le cadre des applications diagnostiques, la tomographie par émission de positons (TEP) avec le 18F-fluoro déoxyglucose (FDG) a eu un impact déterminant sur la stratégie diagnostique des oncologues en ajoutant des informations fonctionnelles très précieuses aux informations morphologiques de l’imagerie conventionnelle. De nombreux autres traceurs fluorés, en cours d’évaluation clinique, sont destinés à étudier des fonctions tumorales diverses (prolifération tumorale, hypoxie, apoptose chimioinduite, etc.) pouvant avoir des répercussions thérapeutiques importantes. D’autres émetteurs de positons seront disponibles à terme, comme le 64Cu (période de 12 heures), le 124I (période de 4,1 jours) et le 86Y (période de 15 heures) dans des indications comme l’immuno-TEP ou la dosimétrie pré-thérapeutique qui ne peuvent être développées avec le 18F du fait de sa période trop courte. Dans le cadre des applications thérapeutiques, la radiothérapie interne, longtemps limitée au cancer thyroïdien différencié, s’est étendue à beaucoup d’autres types de cancers du fait de la disponibilité de nouveaux vecteurs de radionucléides comme les anticorps monoclonaux (radioimmunothérapie) ou des peptides (radiopeptide-thérapie), de nouvelles méthodes de ciblage tumoral et de nouveaux radionucléides, en particulier des émetteurs de particules alpha (alpha-thérapie). Toutes ces évolutions technologiques ont bien sûr une implication en radioprotection en ce qui concerne l’exposition du personnel de médecine nucléaire, de l’entourage familial proche et plus généralement de l’environnement. Actuellement l’essentiel des dispositions règlementaires s’applique au 99mTc pour les applications diagnostiques et au 131I en thérapie, elles ont été étendues en 2001 au 18F dans le cadre des contraintes de radioprotection liées à l’utilisation de FDG. Concernant l’exposition de l’entourage proche du malade, la règlementation est actuellement limitée au seuil d’activité de 740 MBq de 131I qui impose un confinement hospitalier du malade. Une indication indirecte de cette exposition peut être donnée par le débit d’exposition (en µSv/h) à 1 mètre pour une source de 1 MBq. Si on prend en compte la valeur du débit et la période physique, il apparaît, qu’à activité identique, le 52Fe, le 86Y et le 124I sont des radionucléides émetteurs de positons qui présentent un débit élevé à la sortie du service et pendant les heures qui suivent l’injection. Concernant l’exposition de l’environnement, la règlementation actuelle impose une concentration radioactive, à l’émissaire de l’établissement, de 1000 Bq/L pour le 99mTc et de 100 Bq/L pour le 131I. Pour les nouveaux radionucléides, d’autres hypothèses que celle d’une concentration permanente de 100 Bq/L doivent être retenues et des études d’impact, similaires à celles pratiquées dans le domaine du nucléaire devraient être effectuées.

La surveillance dosimétrique des travailleurs exposés au risque d’exposition externe répond à des exigences à la fois techniques, réglementaires et organisationnelles. Maillon essentiel du dispositif de radioprotection, cette surveillance individuelle doit être adaptée au poste de travail. Le choix des techniques à mettre en œuvre repose sur l’étude du poste de travail dont les résultats conditionnent à la fois le classement des travailleurs et le zonage radiologique des locaux. Des solutions satisfaisantes existent dans la grande majorité des cas. Des solutions rationnelles restent en revanche à trouver dans quelques situations spécifiques.

L’utilisation du tritium dans l’industrie horlogère pour amplifier la luminosité de la peinture luminescente peut être à l’origine de doses non négligeables au personnel de posage et conduit à la production de déchets radioactifs qui doivent être éliminés de façon correcte. Comme l’indiquent certaines enquêtes, bien des montres commercialisées n’ont pas la luminosité qu’est en droit d’attendre l’acheteur conformément à la norme concernant la radioluminescence pour les instruments horaires. Par ailleurs, il existe aujourd’hui des produits de substitution non radioactifs sur le marché. Enfin, la difficulté de maîtriser les héritages radiologiques provenant de l’industrie horlogère favorise inévitablement leur dissémination. L’ensemble de ces éléments est à la base du réexamen de la justification des peintures luminescentes radioactives. Les résultats exposés dans cet article confirment que la stratégie visant à renoncer naturellement à leur utilisation et à assister les entreprises dans le ramassage et l’élimination contrôlée des déchets est profitable à la radioprotection.

On présente un bref exposé des activités de métrologie de la dose du Laboratoire National Henri Becquerel (LNE-LNHB), laboratoire national de métrologie pour les rayonnements ionisants. Les résultats des principaux travaux effectués ces dernières années dans ce domaine sont exposés, en particulier les développements se rapportant aux calculs par simulation Monte Carlo, aux instruments étalons (calorimètres, chambres d’ionisation) et aux références dosimétriques pour la radiothérapie, le radiodiagnostic et la radioprotection.

J’avais conclu mon travail de responsable du club « histoire » de la SFRP par la publication d’un article : « Un peu d’histoire : la revue Radioprotection, 1966 à 1999 », dans le numéro 2 de 2005, pp. 151–171. Protégé par ces vingt pages, je me croyais à l’abri. Lourde était mon erreur : lors de la récente réunion du comité de rédaction, Henri Métivier, après m’avoir félicité pour avoir adhéré à l’association dès sa création, et pour avoir participé au premier comité de rédaction, a affirmé que cela me rendait totalement prioritaire pour rédiger un second article sur la revue, évidemment différent du premier, par exemple plus anecdotique (Fig. 1).

Il m’était difficile de résister. Je me suis donc retrouvé devant une page blanche, à noircir, comme les suivantes, et j’ai repris le chemin de l’historiographie chronologique…

L’évolution de la revue a été fortement marquée par la personnalité de chaque président de la Commission des publications, devenue plus récemment le Comité de rédaction. Leur nombre est de cinq ; je découperai donc mon propos en cinq parties. Le président est secondé par un exécutant, sorte de secrétaire de rédaction, dont dépend le déroulement harmonieux des opérations, jusqu’à la sortie de chaque numéro. Dans le titre de chaque morceau, son nom sera placé entre parenthèses, après celui du président.

The spectrometer of linear energy transfer (LET) based on the chemically etched polyallyldiglycolcarbonate (PADC) track-etch detector was developed several years ago in our institute. LET spectra are estimated through track parameters determination carried out by an automatic optical image analyzer LUCIA G. This LET spectrometer enables determining LET of particles approximately from 10 to 700 keV/µm. From the LET spectra, dose characteristics can be calculated. This contribution presents the use of this spectrometer in some applications – studies in 18 MV radiotherapy bremsstrahlung beam and investigation onboard a commercial aircraft during more than 6 months long exposure. The LET spectra obtained in both experiments represent mainly the contribution of secondary or tertiary particles created through the nuclear reactions of photons (bremsstrahlung beam) or neutrons and neutron-like reacting particles (onboard aircraft) in the detector itself or in the surroundings material. The dose due to the photoparticles represents about 3 × 10-4 of the photon dose; for the dose equivalent this value is about 2 × 10-3 Sv/Gy. Regarding the onboard aircraft exposure, the results obtained using LET spectrometer were compared with those achieved with other methods and a reasonable agreement were stated.