VOIES DE PENETRATION DANS L'ORGANISME

Lors des travaux de maintenance, des particules radioactives peuvent être mises en suspension dans l'air (dépôts actifs ou usinage de pièces métalliques activées, produits de fission se trouvant dans les circuits). Ces particules sont susceptibles de se déposer sur la peau et les vêtements ou d'être inhalées. La contamination atmosphérique est alors localisée. Cependant, elle peut être généralisée dans le cas de l'émission de gaz ou de produits volatils (ouverture ou fuites du circuit).

La voie respiratoire (principale voie d'exposition interne professionnelle)

Les particules inhalées se déposent à l'intérieur des voies respiratoires. Les plus grosses le font au niveau des voies aériennes extrathoraciques (nez, gorge). Les plus fines peuvent se déposer profondément dans les poumons (alvéoles) ou être exhalées.
Si les radioéléments contenus dans les particules déposées sont solubles, la majeure partie pénétrera dans le sang (iode - césium...).
Si les radioéléments sont peu solubles (cobalt, argent, plutonium), la majeure partie de l'activité déposée dans les voies aériennes sera éliminée mécaniquement (1) vers la gorge, puis après déglutition, se retrouvera dans le tube digestif en quelques heures à quelques jours. Seules les particules qui ont atteint les alvéoles pourront persister dans les poumons pendant plusieurs années.

La voie digestive

Les radioéléments peuvent être ingérés directement. C'est une voie importante de pénétration des radioéléments naturels mais elle est rare en milieu professionnel. Ils peuvent être ingérés, de façon indirecte, par déglutition des grosses particules déposées au niveau des voies aériennes extrathoraciques ou après épuration mécanique(1) des particules déposées plus profondément (trachée, bronches, bronchioles).
Les radioéléments solubles ingérés traversent la paroi digestive et passent dans le sang, alors que les radioéléments peu solubles sont peu absorbés. La radiotoxicité de ces derniers sera essentiellement due à l'exposition de l'organisme et de la paroi digestive, au cours du transit intestinal.

(1) Les poussières qui se sont déposées, lors de l'inhalation, dans les voies respiratoires sont naturellement éliminées par un tapis muqueux, mobile, qui les fait remonter vers les voies aériennes supérieures.

La voie directe par blessure

La peau intacte constitue une barrière efficace contre la pénétration des radioéléments dans l'organisme (la seule vraie exception est le tritium). Il n'en est pas de même lorsque la peau est lésée (brûlure, plaie). Le passage dans le sang des radioéléments est alors d'autant plus important que les radioéléments sont plus solubles.

LE DEVENIR DES RADIOÉLÉMENTS DANS L'ORGANISME

L'organisme ne fait pas de différence entre un isotope stable et un isotope radioactif. Ils participent tous deux au même cycle métabolique qui est conditionné par la nature de l'élément chimique.
Après pénétration dans le sang, certains éléments se répartissent uniformément dans l'organisme (césium, tritium). D'autres se fixent préférentiellement au niveau d'un ou plusieurs organes (l'iode au niveau de la thyroïde, le cobalt au niveau du foie, le plutonium au niveau des os et du foie). Dans tous les cas, une partie de l'activité contenue dans le sang, variable selon l'élément, est éliminée directement dans les urines.
La fixation n'est pas définitive, elle est plus ou moins longue suivant les organes et surtout suivant l'élément (de quelques jours à plusieurs années). En fin de compte, l'élément sera éliminé progressivement de l'organisme via les urines et les selles.
A ces phénomènes métaboliques se surajoute la décroissance radioactive des radioéléments qui accélère l'élimination de l'activité présente dans l'organisme.

L'EXPOSITION DE L'ORGANISME (dose engagée, dose efficace)

La présence d'activité, au niveau de l'organe d'entrée (poumon, tube digestif, peau) ou de tout autre organe, produit une exposition de cet organe (essentiellement du fait des rayonnements peu pénétrants : a, b) mais aussi des organes voisins (du fait des rayonnements gama émis par l'organe source).
Ces expositions se prolongent dans le temps, avec un débit de dose progressivement décroissant, jusqu'à l'élimination complète du radioélément. Dans le domaine de l'exposition interne, est donc définie la notion de dose équivalente engagée à un organe. C'est la dose équivalente totale qui sera délivrée à cet organe, au cours du temps, à la suite de l'incorporation d'un radioélément. Pour les radioéléments qui persistent longtemps dans l'organisme, la dose équivalente totale est celle qui sera délivrée pendant 50 ans.
Dans le cas d'une exposition non uniforme de l'organisme, (c'est généralement le cas de l'exposition interne), la CIPR a proposé la notion de dose efficace. La dose efficace est la dose équivalente virtuelle qui, délivrée instantanément et de façon homogène au corps entier, entraînerait le même risque que l'exposition des différents organes. La dose efficace se calcule. Elle est numériquement égale à la somme des doses équivalentes engagées aux différents organes (HT), chaque dose engagée étant pondérée par un facteur (wT) qui tient compte de la radiosensibilité relative de cet organe (E = ST (wT*HT)). Par prudence, la CIPR n'a pas pris en compte l'effet de la diminution du risque lorsque le débit de dose décroît.
Dans le cas de l'incorporation simultanée de différents radioéléments, les doses équivalentes engagées pour les différents radioéléments s'additionnent au niveau d'un même organe. Les doses efficaces s'additionnent donc également.
L'introduction de la notion de dose efficace est commode dans le domaine de la radioprotection car elle permet de comparer directement les doses collectives en exposition interne et en exposition externe, et pour un même individu d'additionner des doses d'origine différente. Elle intervient d'autre part dans la définition des Limites Annuelles d'Incorporation (LAI), par inhalation, des différents radionucléides, donc dans le calcul des limites opérationnelles que sont les LDCA (Limite Dérivée de Concentration dans l'Air).

Pour chaque radionucléide, la LAI par inhalation (soit la limite à ne pas dépasser), est l'activité minimale qui, inhalée dans l'année, correspondrait à une dose efficace de 50 mSv ou à une dose équivalente engagée de 500 mSv à l'organe le plus exposé. En effet, suivant le métabolisme du radioélément, le facteur limitant l'inhalation peut être la dose efficace délivrée au corps entier ou la dose délivrée à l'organe dans lequel le radioélément se fixe préférentiellement.
Le métabolisme d'un élément peut être influencé par la forme chimique, plus ou moins soluble, sous laquelle il se trouve.
Plusieurs LAI par inhalation, peuvent donc être définies pour un même radionucléide.
En centrale nucléaire, les radioéléments sont le plus souvent sous une forme chimique insoluble (Co, Ag...). De plus, la réglementation précise la valeur des LAI par ingestion, surtout destinées à la surveillance de la population.

LA DÉTECTION

La LDCA pour un radionucléide donné est l'activité volumique (Bq/m3) dans l'air qui, inhalée pendant 2 000 h (avec un débit ventilatoire de 1,2 m3/h, correspondant à un travail léger) entraîne une incorporation égale à la LAI : LDCA = LAI/(1,2 x 2 000).

Son objectif est de prévenir et de détecter toute incorporation (aussi faible soit-elle), de quantifier les expositions susceptibles d'être significatives et d'appliquer, si c'est utile, une thérapeutique.

Elle est effectuée par les anthropogammamètres (chaise ou corps entier) des sites électronucléaires. Ces appareils de mesure sont munis d'un logiciel de l'OPRI (ex- SCPRI) qui, après déduction de la radioactivité naturelle, fournit une première interprétation de la mesure en classant les activités détectées par rapport à des niveaux de référence :
- Les activités inférieures au niveau le plus bas sont extrêmement faibles et en général négligeables.
- Les activités supérieures ou égales à ce premier niveau doivent être interprétées en fonction des circonstances de leur détection, en particulier de la date ou de la période présumée ou possible de l'incorporation et de la vitesse d'élimination de l'organisme des radionucléides détectés.
- Les activités supérieures ou égales au deuxième niveau nécessitent d'effectuer d'autres mesures de contrôle, car elles peuvent correspondre à des incorporations faibles mais non négligeables si l'inhalation n'est pas récente.
- Un troisième niveau correspond aux activités à partir desquelles l'OPRI veut être informé. Ces activités sont celles qui seraient mesurées quelques heures après une activité inhalée d'une LAI/100.

Des mesures de contrôle doivent être effectuées afin de quantifier en termes dosimétriques les activités détectées.

Enfin, pour des activités détectées deux fois plus élevées que celles du 3e niveau, l'OPRI veut être rapidement prévenu (4e niveau) et des examens anthropogammamétriques peuvent être effectués au Vésinet.

Ces niveaux ont été établis avec une marge de sécurité importante pour tenir compte des incertitudes liées à une seule mesure.

L'activité peut être détectée:

lors d'un examen de contrôle effectué pour vérifier qu'une incorporation n'est pas passée inaperçue. Dans ce but, des examens anthropogammamétriques sont réalisés deux fois par an pour les agents EDF des sites et sont effectués à l'arrivée et avant le départ de la centrale pour les travailleurs des entreprises intervenantes et les agents EDF hors site (soit plus de 2 par an).
Ces examens peuvent être associés à :
- un prélèvement urinaire, effectué par roulement lors des arrêts de tranches, pour les agents EDF (recherche de radioéléments à vie courte) ;
- un prélèvement par mouchage pour les chantiers où il existe un risque d'incorporation d'émetteurs a. Ces mouchages sont, par la suite, analysés.
- après détection (par les portiques de sortie de zone) d'une activité déposée sur la peau. Cette dernière est retirée au service médical afin de limiter l'exposition de la peau et d'éviter la dispersion ou l'incorporation d'une partie de cette activité. Elle est un indicateur fréquent de l'incorporation simultanée de radioéléments.

LES EXAMENS COMPLÉMENTAIRES

Une seule mesure d'activité ne permet d'estimer l'activité incorporée qu'avec une incertitude très grande. Ceci est lié principalement :
- à l'appareillage qui ne mesure qu'une partie de l'organisme et qui est sensible à la répartition de l'activité à l'intérieur de la partie de l'organisme détectée. Cette répartition varie rapidement en fonction du temps lorsque l'incorporation est récente. Ainsi, l'iode 131 inhalé est dans un premier temps localisé au niveau des poumons, puis il diffuse dans l'organisme pour se fixer progressivement dans la thyroïde (Figure 12) ;
- à l'incertitude concernant la chronologie de l'incorporation par rapport à la mesure ;
- à la variabilité de la taille et de la solubilité des particules inhalées qui conditionne le devenir de l'activité incorporée.

Toutes ces sources d'incertitude peuvent être réduites en effectuant d'autres mesures et en comparant, entre eux, les résultats de ces différentes mesures. Des examens complémentaires sont donc prescrits pour des activités mesurées faibles afin d'éviter de passer à côté d'une exposition qui pourrait être significative et d'être en mesure de la quantifier :
- d'autres mesures anthropogammamétriques sont effectuées ultérieurement pour suivre l'évolution de l'activité retenue dans l'organisme (l'activité mesurée est quantifiée) ;
- des mesures des urines permettent d'estimer la fraction de l'activité incorporée qui a pénétré dans le sang ;
- des mesures des selles permettent de contrôler, de plus, que des émetteurs a n'ont pas été incorporés (les activités mesurées sont le reflet de l'épuration mécanique de l'activité déposée dans les voies respiratoires).

Lorsqu'une thérapeutique a été administrée, ces examens permettent de déterminer son efficacité.

LA THÉRAPEUTIQUE

Les thérapeutiques utilisées dans les services médicaux des sites électronucléaires (iode stable, inhalation d'Acide Diéthylène Triamine Penta Acétique ou DTPA, laxatif) ont pour but de réduire les doses engagées aux organes.
Dans les conditions de leur administration (posologie faible, administration unique en milieu médicalisé), elles sont sans danger. De plus, elles sont d'autant plus efficaces qu'elles sont administrées plus rapidement après l'incorporation de radioéléments (au maximum quelques heures après). Ces deux points ont pour conséquence qu'elles doivent être données immédiatement après la première mesure et même pour des activités mesurées faibles.
Il existe d'autres possibilités thérapeutiques mais elles ne pourraient être envisagées que pour des activités détectées beaucoup plus élevées.

L'ENREGISTREMENT DES DOSES

Les anthropogammamètres utilisés sont très sensibles et les activités mesurées ne nécessitent que rarement d'administrer une thérapeutique ou de pratiquer des examens complémentaires.
Ces examens complémentaires, lorsqu'ils sont effectués, durent plusieurs jours (en général trois) afin de pouvoir appréhender la cinétique des radioéléments dans l'organisme.
Ce n'est qu'à l'issue de ce bilan que la dose efficace pourra être estimée avec une précision suffisante.
Si la dose efficace est supérieure ou égale à 0,5 mSv (50 mrem), la dose est enregistrée dans le fichier national nominatif et est comptabilisée au plan de la dosimétrie collective (tableau 13).
Si la dose efficace est inférieure à 0,5 mSv, elle est considérée comme négligeable. C'est le cas le plus fréquent.
Quelle que soit la dose, tous les résultats des examens complémentaires sont conservés dans le dossier médical spécial.

BILAN DES EXPOSITIONS INTERNES

La dosimétrie collective de l'exposition interne (exprimée en dose efficace) pour les agents EDF et les salariés des entreprises intervenantes est très faible (tableau 13). Les critères de définition d'une "centrale propre" associés à ceux du port des protections individuelles et aux règles générales d'exploitation, limitant la source en préconisant de ne pas accepter de fonctionner avec un défaut de gainage important, semblent donc satisfaisants pour garantir un niveau très bas d'exposition collective.
Cependant, quels que soient ces critères, aussi rigoureux soient-ils, ils ne peuvent empêcher la survenue de quelques cas par an d'exposition individuelle significative.

Tableau 13 : Dosimétrie collective en exposition interne de 1983 à 1995 (Centrales Nucléaires)

ANNÉE	NOMBRE D'AGENTS CLASSÉ PAR TRANCHE DE DOSE EFFICACE (HE) (EDF° + ENTREPRISES INTERVENANTES)			DOSE COLLECTIVE
	0,5HE5 mSv	5HE50 mSv	HE50 mSv	H - mSv(2)
1983	1 (131 I)	1° (a)		11 (10°)
1984	1 (131 I)	1 (60 Co) 1 (144 Ce + a)		72
1985	2 (60 Co + a)			3
1986	1 (60 Co)			3
1987	2 (3H) 1 (a)			6
1988	1 (110 m Ag) 1° (a)	1 (a) 1 (a)		28 (1,5°)
1989	2 (a)			1
1990	4° (60 Co + a) 1 (60 Co + a) 4° (60 Co) 1 (60 Co) 1 (a)	2° (60 Co +a) 1° (a)		39 (35°)
1991	1 (95 Zr - 95 Nb) 2 (60 Co)			2
1992	3 (60 Co)			4
1993	1° (a) 1 (a) 1° (58 Co - 60 Co - 110 mAg)	1 (a)		11 (3,5°)
1994	1 (60 Co) 5° (a) 2 (a) 2° (a)			10,5 (7,5°)
1995	4 (a) 3° (a) 1 (60 Co)			16 (5°)
TOTAL	53	9	0	208,5 (62,5°)

Légende :
(°) Agents EDF
(2) seules sont enregistrées les doses efficaces supérieures à 0,5 mSv
(a) = transuraniens

Sommaire     Section : Expositions naturelles et artificielles.