Rapports de surveillance ACRO de Cycéron

1er trimestre 2ième trimestre 3ième trimestre 4ième trimestre
2003
Première étude
2004 pas de
surveillance
2005
Rapport

Rapport

Rapport

Rapport
2006
Rapport

Rapport

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Rapport
2007
Rapport

Rapport

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Rapport
2008
Rapport

Rapport

Rapport

Rapport
2009
Rapport

Rapport

Rapport

Rapport
2010
Rapport

Rapport

Rapport

Rapport
2011 Rapport Rapport Rapport Rapport
2012 Rapport Rapport Rapport Rapport
2013

Pas de surveillance

Rapport
2014 Rapport S1 Rapport S2

 

Les irradiations médicales ne sont pas inoffensives

Communiqué ACRO du 02/07/13

L’ACRO pratique régulièrement une veille scientifique concernant les risques liés aux radiations ionisantes. Aujourd’hui, l’association souhaite attirer l’attention des médias et de l’opinion sur une nouvelle étude scientifique qui concerne les irradiations médicales et leurs conséquences potentielles. Cette étude met en évidence une augmentation de 24% de l’incidence des cancers chez les enfants qui ont subi un ou plusieurs scanners. Elle met aussi en évidence l’apparition de ces effets à partir d’une dose voisine de 4,5 millisieverts (4,5 mSv), ce qui est dix fois plus faible que ce qui est communément admis.

 Une équipe de recherche australienne de l’Université de Melbourne vient de publier[1], dans le prestigieux British Medical Journal, une étude cherchant à évaluer le risque de cancer chez les jeunes enfants et les adolescents ayant subit des examens diagnostiques par scanner. Cette étude porte sur les expositions de scanographies reçues par des jeunes âgés de 0 à 19 ans durant la période allant de 1985 à 2005 et suivis jusqu’en décembre 2007.

Les auteurs observent une augmentation de +24% de l’incidence des cancers apparus au sein de la cohorte « exposée », composée de 680 221 individus, par rapport à une cohorte témoin de jeunes n’ayant pas subi de scanners. Cette sur-incidence de cancers est tout à fait significative sur le plan statistique et elle augmente parmi les classes d’âge plus jeune (+35% parmi la classe d’âge de 1 à 4 ans). L’étude met aussi en évidence que le risque de cancers augmente avec la dose. Cela constitue également un argument de poids lorsque l’on cherche à établir une telle relation de causalité.

Les cancers pris en compte correspondent à ceux enregistrés sur la période de suivi qui est de 9,5 ans en moyenne pour l’ensemble de la cohorte. Les chercheurs ne peuvent donc, à ce stade, déterminer les conséquences sur la vie entière des individus ayant fait l’objet de ces examens de scanographie. Compte-tenu de ce que l’on connaît des délais d’apparition des cancers radio-induits, il est raisonnable de penser que cet excès devrait s’amplifier.

Cette étude survient moins d’un an après la publication[2], dans The Lancet, d’une étude anglaise qui a fait couler beaucoup d’encre dans la presse spécialisée.

Mark S Pierce et al ont mené cette étude rétrospective sur une cohorte de 178 604 patients (issus de 81 services hospitaliers de Grande Bretagne), sur la période 1985-2002, ayant globalement subit 283 919 scanners. Les chercheurs ont étudié précisément les expositions (doses à la moelle osseuse et au cerveau) dues aux examens scanographes et reçues avant l’âge de 22 ans. Ils ont, bien-entendu, aussi pris en compte une période de latence.

Les auteurs mettaient en évidence que plus la dose de scanographie estimée était élevée, plus le risque de développer un cancer du cerveau ou une leucémie était élevé.

En outre, en répartissant la cohorte des jeunes exposés en deux groupes de niveaux de dose, ils démontraient un risque relatif 3 fois plus élevé des leucémies, d’une part, et des cancers du cerveau, d’autre part, dans le groupe des individus ayant reçu les doses plus élevées.

Ces études se distinguent des études précédentes qui cherchaient à estimer, de façon pronostique, le risque de cancer lié à des examens radiologiques sur la base de modèles de risque. Il s’agit bien ici de cancers effectifs diagnostiqués et non de cancers « théoriques ».

Les modèles de risque actuellement utilisés reposent encore largement sur le suivi des survivants de Hiroshima et Nagasaki pour lesquels la relation dose / risque de cancer est établie à partir de 50 mSv et plus.

Dans l’étude australienne la dose moyenne liée à un examen scanographique est de 4,5 mSv. C’est donc 10 fois moins que le niveau de dose pour lequel un risque accru de cancer est établi. Dans l’étude anglaise, les doses sont établies plus précisément et sont du même ordre de grandeur. Il faut souligner l’importance numérique de la cohorte des personnes exposées de l’étude australienne.

Ces données scientifiques nouvelles constituent une réponse à tous ceux qui, en lien avec les accidents de Tchernobyl et de Fukushima, tentent de présenter la valeur de 100 mSv comme un seuil d’innocuité ou, tout du moins, comme une valeur en-dessous de laquelle aucun effet des radiations ionisantes ne serait observable. Ellesnous confortent dans la bataille que l’ACRO mène de longue date pour un nouvel abaissement des limites réglementaires, tant pour les travailleurs exposés que pour le public.

Par ailleurs, sur le plan médical, sans remettre en cause l’intérêt que représentent les outils diagnostiques mettant en œuvre des rayonnements ionisants, il est essentiel que les actes prescrits soient pleinement justifiés et que tout soit mis en œuvre pour réduire les doses délivrées, tout particulièrement en radiologie pédiatrique.

L’ACRO est régulièrement sollicitée par des patients inquiets devant subir des examens mettant en œuvre des rayonnements ionisants. En réponse à ces questionnements, nous avons publié dans la revue l’ACROnique du nucléaire (n°101 de Juin 2013) un article dans lequel nous faisons le point sur cette question des expositions médicales et des risques associés et au terme duquel nous développons en 8 points précis notre point de vue.

 

Liens vers les études :

http://www.bmj.com/content/346/bmj.f2360

http://www.thelancet.com/journals/lancet/article/PIIS0140-6736%2812%2960815-0/abstract

 


[1] John D Mathews et al. Cancer risk in 680 000 people exposed to computed tomography scans in childhood or adolescence: data linkage study of 11 million Australians. British Medical Journal, published online may 22, 2013.

[2] Mark S Pearce et al.Radiation exposure from CT scans in childhood and subsequent risk of leukaemia and brain tumours : a retrospective cohort study.The Lancet,published online june 7, 2012.

Bilan radiologique autour de CYCERON

ACROnique du nucléaire n°68, mars 2005


Le centre de recherchebiomédicale CYCERON, situé à Caen dans le Calvados, utilisant la technologie de Tomographie par Emission de Positons (TEP), a commandé à l’ACRO une étude d’impact précédent des travaux d’agrandissement. Nous publions ici les principaux résultats de cette étude.


Les recherches et les investigations biomédicales réalisés au sein de l’établissement  CYCERON nécessitent au préalable la production d’éléments radioactifs (15O, 11C ou 18F). Cette opération est assurée en interne à l’aide d’un cyclotron, un dispositif qui permet d’accélérer les particules (ions). Dotées d’une énergie (ou vitesse) suffisante, les particules frappent ensuite une cible. Par suite d’interaction des particules avec les éléments constitutifs de la cible, ces derniers initialement stables deviennent instables, donc radioactifs. Ce mode de production est très courant, particulièrement dans les secteurs de la recherche et conduit à la production de radionucléides appelés produits d’activation.
Après quoi, ces produits d’activation  sont transférés vers le laboratoire de chimie dont la vocation est d’assurer la synthèse des molécules radioactives nécessaires à l’exploration in vivo et de préparer les injections qui seront faites ultérieurement aux patients

Dans le cadre du fonctionnement normal de l’installation, des rejets d’effluents radioactifs gazeux sont régulièrement effectués, principalement par le biais de deux cheminées. Ces rejets font l’objet d’un contrôle interne et sont réglementés.

Si les radionucléides fabriqués ont une période physique inférieure à 2 heures, d’autres produits d’activation mais de période physique beaucoup plus longue sont également formés, leur création est involontaire. Dans les rejets d’effluents radioactifs gazeux, ces radionucléides « parasites »  peuvent coexister avec les premiers et entraîner un marquage durable de l’environnement, variable selon les compartiments étudiés (eau, terre, végétaux, etc.).

C’est dans ce contexte que l’ACRO a réalisé fin 2003 un bilan radiologique pour le compte de CYCERON autour de ses installations caennaises.

A cet effet, trois démarches complémentaires ont été retenues.
•    inventorier les radionucléides émetteurs gamma présents dans différents compartiments de l’environnement
•    vérifier, à l’extérieur des bâtiments, le niveau d’exposition dû au rayonnement gamma.
•    vérifier, à l’extérieur des bâtiments, le niveau d’exposition dû aux neutrons émis lors d’une session de production de radionucléides à l’aide du cyclotron.

LES RADIONUCLEIDES EMETTEURS GAMMA

La première approche a consisté à inventorier les radionucléides émetteurs gamma présents dans différents compartiments de l’environnement jugés comme intéressant par rapport aux dépôts atmosphériques (secs et humides), voie privilégiée de contamination. Deux types de compartiments ont alors été échantillonnés pour analyse :
➢    Ceux qui constituent un vecteur potentiel d’atteinte à l’homme parce qu’ils participent au processus de contamination de la chaîne alimentaire ou d’irradiation externe. La nature des compartiments sélectionnés dépend alors des processus d’échanges des radionucléides dans le milieu terrestre et des potentialités qu’offre le site (présence ou non de cultures par exemple).
➢    Ceux connus de longue date pour leur aptitude à révéler la présence de radionucléides à l’état de traces dans l’atmosphère. Par définition, ils ne permettent pas d’évaluer les transferts à l’homme mais sont d’excellents outils dans le cadre d’une approche qualitative visant à cibler les éventuels polluants radioactifs devant faire l’objet d’une attention particulière. Ils se dénomment bioindicateurs et les plus connus sont les lichens. Le choix d’échantillonner un bioindicateur plutôt qu’un autre repose alors principalement sur les potentialités qu’offre le site (comme l’abondance par exemple) mais aussi sur la facilité d’identification.

Considérant les potentialités environnementales offertes par le site, l’accessibilité par le public et l’intensité estimée des dépôts, les investigations ont portée sur trois zones :
•    En premier sur les 3 hectares du campus Jules HOROWITZ où est implanté CYCERON en raison de l’accessibilité du lieu par le public et de l’existence (théorique) de dépôts plus importants qu’ailleurs.
•    La zone agricole située au nord a également fait l’objet de contrôle en raison de son utilisation à des fins de production de denrées alimentaires.
•    Enfin sur une zone située sous les vents dominants à l’extérieur des limites cadastrales de CYCERON en raison de la possibilité d’y prélever un bio indicateur atmosphérique.

S’intéressant aux actuelles répercussions du fonctionnement passé de l’installation, l’analyse était donc centrée sur les produits d’activation d’une période physique suffisamment longue pour avoir induit un marquage durable de l’environnement. Tenant compte des contraintes métrologiques, il ne pouvait s’agir que de radionucléides ayant une période physique au moins égale à 8 jours.
Par ailleurs, aucune analyse spécifique de radionucléides émetteurs bêta pur n’a été faite en l’absence d’informations précises sur le terme source. De même, aucune mesure de la grandeur bêta total n’a été retenue en raison de la variabilité des concentrations dans le temps et l’espace, laquelle rend l’interprétation de ces grandeurs délicates lorsque les mesures sont ponctuelles comme cela était le cas.

Les prélèvements

Les prélèvements effectués pour cette évaluation se répartissent en trois étendues distinctes

➢    La première étendue concerne les 3 hectares du campus Jules HOROWITZ où est implanté CYCERON en raison de l’accessibilité du lieu par le public et de l’existence (théorique) de dépôts plus importants qu’ailleurs. Bien qu’il existe des restrictions d’usage, ce campus est accessible au public tous les jours ouvrés de la semaine entre 8h et 18h. En conséquence, tout un chacun peut accéder librement à un moment de la journée à proximité des bâtiments constituant l’installation.

Pour cette étendue, l’échantillonnage concerne cinq endroits distincts répartis en deux zones :

1.    le bassin d’orage (zone 1)
Ce bassin d’orage, situé au nord, est le point de collecte et d’infiltration dans le sol par percolation des eaux météoriques précipitées à la fois sur la totalité du site de CYCERON et sur une partie du GANIL (Grand Accélérateur National d’Ions Lourds, laboratoire de physique nucléaire). Il va donc recueillir les radionucléides rejetés dans l’atmosphère et piégés par les eaux de pluie. Dès lors, les eaux infiltrées constituent un vecteur de contamination du sous-sol mais également des terres agricoles situées non loin.

Les prélèvements réalisés le 18/11/03 ont concerné :
•    les eaux
•    des végétaux aquatiques, lentilles d’eau, en l’absence de sédiments et comme bioindicateurs de la qualité des eaux du bassin d’orage.

2.    l’environnement immédiat des bâtiments de CYCERON dans la limite de 100 mètres autour des émissaires de rejets gazeux (zone 2)
Considérant la rose des vents mais également l’absence de trajectoires résiduelles d’écoulements d’air, 4 endroits distincts ont été retenus et sont distribués à partir de la direction des vents dominants (NE) avec un pas d’environ 90° par rapport à ce même axe. Tenu compte des contraintes d’urbanisation, il n’a pas été possible de prélever à une même distance des émissaires de rejets (cheminées). Aussi, les lieux de prélèvements se situent-ils à environ 75±15 m des cheminées.

Les prélèvements réalisés entre le 18/11/03 et le 05/12/03 ont concerné :
•    le couvert végétal (herbe), sur une superficie de 2 m²
•    les sols, sur une profondeur comprise entre 0 et 10 cm.

➢    La seconde étendue concerne la zone agricole située au nord des émissaires de rejets gazeux en raison de son utilisation à des fins de production de denrées alimentaires.
Le plateau sur lequel est implanté CYCERON était anciennement utilisé pour des activités agricoles. Avec l’urbanisation grandissante de ces dernières décennies, il ne subsiste plus que des terres agricoles au Nord de l’installation.
S’il n’y a apparemment plus d’élevage, les observations in situ confirment en revanche l’exploitation de terrains (proches de l’installation) à des fins de culture, notamment celle du maïs. En conséquence, il existe des potentialités d’atteinte à l’homme par la contamination de denrées entrant dans la chaîne alimentaire.

Pour cette étendue, l’échantillonnage concerne une seule zone :

1.    la parcelle exploitée située la plus proche de CYCERON, en l’occurrence à environ 300 mètres au NNE de l’installation (unique zone).

Les prélèvements réalisés le 13/10/03 et le 05/12/03 ont concerné :
•    le maïs, prélevé de manière à obtenir un échantillon représentatif de la parcelle cultivée
•    les sols, sur une profondeur comprise entre 0 et 10 cm, en un seul point.

➢    La troisième étendue concerne une zone située sous les vents dominants à l’extérieur des limites cadastrales de CYCERON en raison de la possibilité d’y prélever un bioindicateur atmosphérique.
Les observations faites sur le terrain ont montré qu’il n’existe pas de bioindicateurs atmosphériques sous les vents dominants dans les limites cadastrales. C’est pourquoi, les investigations ont été étendues dans cette direction. Néanmoins, il n’a pas été possible d’inventorier de mousses terrestres et de lichens faute de biodisponibilité. Dans ce contexte, les aiguilles de pins ont été choisies.

1.    la zone sélectionnée se situe en contrebas du talus NE, à la limite extérieure de  CYCERON et à la croisée avec le parking de l’entreprise SIEMENS. Elle est orientée NE par rapport aux émissaires de rejets et se situe à environ 100 mètres de ces derniers.

Les prélèvements réalisés le 18/11/03 ont concerné un bioindicateur atmosphérique : des aiguilles de pins.

 cyceron1

Commentaire des résultats

Seules les analyses faites sur les sols mettent en évidence la présence, à des niveaux significatifs, d’une radioactivité d’origine artificielle. Dans le cas présent, celle-ci est constituée exclusivement de 137Cs (césium-137), un produit de fission de période physique de 30 ans.

La présence de césium 137 n’est pas due aux activités de CYCERON, le cyclotron ne pouvant être à l’origine de la création de produits de fission.

En fait, la présence de 137Cs dans des environnements non influencés par les activités industrielles liées au cycle du combustible résulte de certaines actions passées de l’homme, principalement des essais atmosphériques de l’arme atomique et de l’accident survenu à la centrale ukrainienne de Tchernobyl en avril 1986. Tous ces évènements ont été à l’origine d’une dissémination très importante de radionucléides sous la forme d’aérosols, lesquels ont contaminé de grandes étendues.
Bien que la majorité des radionucléides mis en jeu au cours de ces émissions aient aujourd’hui disparu, certains, comme le 137Cs (un émetteur β-γ), subsistent encore de nos jours en raison de leur longue demi-vie qui limite leur élimination par décroissance physique. De plus, dans le cas du  césium-137, sa forte affinité avec les constituants du sol limite les transferts aux eaux de ruissellement et par là-même la décontamination des sols.

Il est donc courant d’observer du 137Cs. Dans les sols et les sédiments de surface, les niveaux varient généralement dans l’ouest de la France, de quelques becquerels à une dizaine de becquerels par kilogramme de matière sèche.
Dans le cas présent, les niveaux observés sont conformes sauf pour les sols des stations 1.2.A et 1.2.C. où ils sont inférieurs à 0,6 Bq/kg sec. Ces faibles valeurs pourraient s’expliquer par le fait qu’il s’agit là de terres de remblais qui ont pu provenir de couches plus profondes (donc moins contaminées) obtenues lors des opérations d’excavation nécessaires à la création du bassin d’orage.

Concernant la radioactivité d’origine naturelle, les résultats obtenus n’appellent pas à formuler de commentaires particuliers en ce sens qu’ils sont conformes à ceux attendus : les résultats sont semblables à ceux observés pour des matrices identiques prélevées en d’autres endroits de la région.

En conclusion, les mesures faites par spectrométrie gamma suggèrent que les activités passées de CYCERON n’ont pas été à l’origine d’un marquage, à des niveaux significatifs et par des radionucléides émetteurs gamma, durable de l’environnement (décelable sur une période égale ou supérieure à 8 jours).

Rayonnement gamma ambiant

La seconde approche consiste à vérifier, à l’extérieur des bâtiments, le niveau d’exposition dû au rayonnement gamma. On cherche ainsi à mettre en évidence toute augmentation du rayonnement ambiant, laquelle pourrait avoir comme origine possible :
➢    une accumulation localisée de radionucléides, déposés ou en suspension dans l’air, à la suite de rejets avec les effluents gazeux ;
➢    l’existence d’une source d’irradiation à l’intérieur des bâtiments.

En relation avec la première des origines, l’étendue concernée par les investigations a été définie de manière à intégrer la totalité des 3 hectares du campus Jules HOROWITZ où est implanté CYCERON car il s’agit de la zone la plus sensible aux dépôts atmosphériques .

A cet effet, il a été procédé à un balayage du site à l’aide d’un appareil portatif adapté à la mesure des rayonnements gamma : un scintillateur plastique du type DG5.

Commentaire des résultats

Indépendamment du fonctionnement de l’installation, on observe une augmentation du rayonnement gamma ambiant uniquement à proximité du local à déchets radioactifs. Elle résulte a priori de l’entreposage, à cet endroit, d’éléments de l’ancien cyclotron.
L’augmentation induite est modérée puisqu’à 5 mètres au plus dans l’axe le plus concerné par l’irradiation, les valeurs enregistrées n’excèdent pas le bruit de fond.

En relation avec le fonctionnement de l’installation, une augmentation du rayonnement gamma ambiant peut être observée – et ceci de façon fluctuante – en plusieurs endroits des 3 ha où est implanté CYCERON. Deux causes distinctes sont à considérer :

➢    le relâchement de radionucléides dans l’atmosphère avec les effluents gazeux ;

Dans ce premier cas, l’augmentation induite est géographiquement disséminée autour des bâtiments (effet « taches ») dans des proportions qui peuvent être très variables d’un endroit à l’autre mais qui semblent s’atténuer avec l’éloignement par rapport à l’installation.
Du fait de la très courte période des radionucléides rejetés et de l’importance jouée par les conditions météorologiques sur la distribution spatiale des radionucléides émis, une situation radiologique observée ne se répète pas d’un jour sur l’autre. Il existe une grande variabilité des niveaux dans le temps, que les mesures faites dans le cadre de ce travail ne permettent pas de cerner.
Durant la semaine d’investigations, la plus forte valeur mesurée en relation avec cette origine a excédé d’environ 11 fois le bruit de fond. C’est à seulement quelques mètres des bâtiments qu’a été obtenu ce résultat comme tous ceux qui sont significativement élevés. Aux limites cadastrales, rares sont les anomalies qui ont pu être notées durant la même période.

➢    le rayonnement de source(s) radioactive(s) située(s) à l’intérieur des bâtiments.

Dans ce second cas, l’augmentation induite dépend vraisemblablement de manipulations particulières opérées à l’intérieur des bâtiments ; lesquelles ne sont pas effectuées tous les jours et en tout instant d’une journée donnée. Par définition, l’anomalie n’existe que le temps des manipulations.

Après arrêt de l’installation (48h au minimum), on n’observe aucune augmentation du rayonnement gamma ambiant sur les 3 ha où est implanté CYCERON, hormis à proximité du local à déchets radioactifs (voir le premier paragraphe).
Le relâchement de radionucléides avec les effluents gazeux ne conduit donc pas à un marquage durable de l’environnement qui aurait pour conséquence d’entraîner une surexposition.

Mesures neutrons

La troisième approche consiste à vérifier, à l’extérieur des bâtiments, le niveau d’exposition dû aux neutrons émis lors d’une session de production de radionucléides à l’aide du cyclotron, l’évaluation a été réalisé à l’aide d’un appareil portatif spécifique.

cyceron2

Deux campagnes de mesures ont été réalisées :

➢    le 20/11, autour de la casemate et à hauteur d’homme ;
➢    le 21/11, sur le toit de la casemate.

Commentaire des résultats

Les mesures faites durant une séquence de fonctionnement du cyclotron (production de 18FDG (= 18F-fluoro-désoxy-glucose.) mettent en évidence :
➢    l’absence de surexposition significative autour de la casemate à hauteur d’homme ;
➢    une augmentation très nette du rayonnement neutron ambiant (d’environ 20 fois le bruit de fond) exclusivement sur le toit de la casemate.

Ancien lien

La Tomographie par Emission de Positons : la TEP

ACROnique du nucléaire n°68, mars 2005


Cette technique récente d’imagerie médicale, aussi connue sous l’abréviation anglaise PET Scan, est utilisée par le centre de recherche CYCERON, situé à Caen dans le Calvados. Ce laboratoire de recherche et d’investigation biomédicales a commandé à l’ACRO une étude d’impact précédent des travaux d’agrandissement. Nous profitons de cette étude pour faire le point sur cette technologie.


La tomographie par émission de positons  est un examen d’imagerie médicale qui permet de visualiser les activités du métabolisme, plus précisément des tissus, chez les humains. Elle diffère des technologies conventionnelles aux rayons-X  et par résonance magnétique qui se limitent aux images de l’anatomie. Les changements physiologiques précèdent les changements anatomiques et, par conséquent, la tomographie par émission de positons permet de déceler à une phase plus précoce les dommages métaboliques et ainsi à aider à contrer leur progression.  Les images sont obtenues par injection dans l’organisme d’une molécule radioactive marquée par des isotopes du carbone, du fluor ou de l’oxygène (émetteurs de positons).Cette technique permet de localiser, en chaque point d’un organe, une substance marquée par un radioélément administré à un sujet vivant, et de suivre dans le temps l’évolution de cette substance. Elle fournit ainsi une image quantitative du fonctionnement de l’organe étudié.

Protocole

C’est une scintigraphie faite après l’injection par intraveineuse d’un produit radioactif (traceur) : le 18F-fluoro-désoxy-glucose ( 18F-FDG). L’activité injectée est fonction du poids du patient, elle varie  de 180 à 300 MBq. Pour un individu adulte à qui l’on injecte 300 MBq de 18F-FDG, la dose efficace reçue sera de : 5,7 mSv. [elle sera de 3,42 mSv pour une injection de 180 MBq…]. Cette dose efficace reçue varie avec l’âge de l’individu :
– Pour un enfant de 10 ans, la dose sera de 10,8 mSv pour 300 MBq injectés (ou de 6,48 mSv pour 180 MBq.)
– Pour un enfant de 5 ans, la dose sera de 9 mSv pour 180 MBq injectés (on présume qu’on n’injectera pas 300 MBq pour un petit poids corporel…)
Ces doses sont à comparer avec la limite d’exposition annuelle pour le public qui est de 1 mSv par an, limite réglementaire fixée pour la quantité d’irradiation qu’un individu peut recevoir à partir de sources artificielles, en excluant, bien évidemment, les sources médicales et naturelles. Les limites autorisées pour les travailleurs du nucléaire sont plus élevées (6 ou 20 mSv/an selon la catégorie). L’irradiation naturelle est en moyenne, en France, de l’ordre de 2,4 mSv/an.

Ce traceur (18F-FDG) est semblable au glucose (sucre) il est absorbé dans les parties du corps où son métabolisme est le plus actif, (le cœur , le cerveau, le foie etc, ainsi que les tissus cancéreux). La caméra TEP détecte les rayonnements qui proviennent des organes du patient et est équipée d’un système informatique capable de donner des images précises, en 3 dimensions, de la répartition du traceur ; on peut ainsi visualiser le fonctionnement des organes, des tissus, des cellules et leurs activités.

Développée au départ pour les recherches scientifiques sur le cerveau et le cœur, (elle permet de déceler et de localiser les lésions cérébrales qui causent l’épilepsie ou les malformations dans les muscles du cœur) ; la TEP  est aujourd’hui fréquemment utilisée en cancérologie car elle permet de déceler les tumeurs cancéreuses à une étape plus précoce que  les autres formes d’imagerie et de déterminer avec précision si une tumeur est de nature bénigne ou maligne.

Production d’isotopes

La très courte durée des radionucléides utilisés en TEP nécessite leur production par un  cyclotron sur le site même de l’utilisation. Les radionucléides (oxygène (15O), azote(13N), carbone (11C) et fluor (18F)) sont produits par réaction nucléaire, en bombardant par un faisceau de particules accélérées, des cibles constituées par des éléments naturels appropriés. A cette fin, il peut délivrer deux types de faisceaux, chacun ayant une énergie fixe prédéterminée.
·  Faisceau de protons (noyaux de l’atome d’hydrogène)
·  Faisceau de deutons (noyaux formés par l’association d’un proton et d’un neutron)

Synthèse des molécules marquées

Le laboratoire de Chimie réalise le marquage et la synthèse des molécules d’intérêt biomédical destinées à véhiculer ces radioéléments vers l’organe étudié, par injection intravasculaire. Tous ces radionucléides se caractérisent par une demi-vie très brève : 50% du radionucléide produit a disparu par émission d’un positon au bout de 2 minutes pour 150, au bout de 2 heures pour 18F. Le marquage doit donc être effectué très rapidement. De plus, les rendements de synthèse sont faibles, ce qui impose un travail à un niveau de radioactivité élevé.

Caméra à Positon

La caméra à positon enregistre les désintégrations de l’isotope injecté au patient et permet ainsi  l’acquisition des images. Cet appareil a l’aspect d’un scanner ou d’une IRM même si le principe de fonctionnement est différent. Lors de l’examen, le patient est allongé sur un lit qui se déplace à l’intérieur d’un anneau détecteur, l’examen dure de 20 à 40 minutes. Depuis 1997, à Cycéron, avec la mise en pleine exploitation de la nouvelle caméra ce sont 450 examens TEP qui sont réalisés et analysés chaque année, à la demande de médecins en vue d’affiner un diagnostic ou de suivre l’efficacité d’un traitement.

Effets secondaires pour le patient et son entourage

En raison de l’activité des radionucléides injectés (même si ils ont une durée de vie courte), cet examen est contre indiqué aux femmes enceintes, aux mères allaitant, (la radioactivité se retrouvant dans le lait, il faut suspendre provisoirement l’allaitement) et les contacts avec les jeunes enfants et les femmes enceintes sont à éviter  la journée suivant l’examen. Des précautions sont donc à prendre vis à vis du milieu familial, professionnel ou hospitalier  pendant environ 12 heures, temps moyen pour que la plus grande partie de la radioactivité ait disparu.

La justification et l’optimisation des doses

Les pratiques médicales qu’elles soient à visées diagnostiques ou thérapeutiques constituent en France la principale source d’exposition aux rayonnements ionisants d’origine artificielle (avec, bien évidemment, une disparité importante selon les personnes). Le développement de la médecine nucléaire contribue également  à disséminer des éléments radioactifs dans l’environnement (par les patients et par les installations.)

L’exposition aux rayonnements ionisants doit apporter un avantage supérieur au  préjudice qu’ils peuvent provoquer. Ce principe fondamental de justification doit être respecté, le principe d’optimisation, qui impose d’obtenir le meilleur résultat pour la moindre dose, doit également être une priorité de santé publique. Les effets pathogènes des rayonnements ionisants exigent un encadrement et une maîtrise et, surtout, une prise de conscience qui restent à construire.


Glossaire :

Becquerel (Bq) : unité standard internationale de mesure de la radioactivité équivalant à une désintégration par seconde. MBq : million de Becquerels

CYCERON : Abréviation pour : cyclotronchimiepositon. CYCERON associe une équipe technique ayant la charge des équipements lourds (cyclotron, radiochimie, caméras) et de l’infrastructure ainsi que des équipes de recherche relevant du CEA, du CNRS, de L’INSERM, de l’université de Caen et du CHU de Caen

Dose efficace : L’unité est le sievert (Sv). Pour les besoins de la radioprotection on a défini une grandeur appelée dose efficace qui essaie de tenir compte, chez l’homme, des dommages radiologiques occasionnés. Une même dose de rayonnement ne provoque pas les mêmes dommages suivant qu’il s’agit d’irradiation ou de contamination, suivant le type de rayonnement et enfin suivant la nature des tissus touchés. (mSv = milli sievert).

Positon ou positron : antiparticule associée à l’électron, de charge positive et de mêmes caractéristiques que l’électron.

Ancien lien

Pour un contrôle renforcé du « petit nucléaire »

Par Pierre Barbey, Contrôle N°143, 15 novembre 2001


En juillet dernier, la publication d’un article dans Ouest France [1], au sujet des rejets radioactifs des hôpitaux a donné lieu à une mini polémique traditionnellement plus propre à l’industrie nucléaire. La dimension qu’a prise cette affaire (reprise par de nombreux média y compris sur le plan national..) [2] nous a, il faut bien le dire, surpris. De fait, les commentaires et questions qui nous sont parvenus nous ont permis de constater que pour nombre de nos concitoyens (et même d’observateurs) les rejets radioactifs étaient spécifiques de la seule industrie nucléaire.

Certes, il convient d’emblée de relativiser et d’indiquer clairement que les niveaux de rejets ne sont pas du même ordre de grandeur et surtout qu’ils sont très différents sur un plan qualitatif : Ce qui est une longue période en milieu hospitalier (i.e. l’iode 131 ; 8 jours) est une très courte période pour l’industrie nucléaire plus habituée à des radioéléments ayant des périodes de quelques dizaines d’années (produits de fission) à des dizaines de milliers d’années (transuraniens et certains produits d’activation).

Il n’en demeure pas moins que le contrôle du nucléaire diffus doit s’exercer avec une vigilance toute particulière. Si, pris à l’échelle individuelle, chaque installation présente en général un niveau de risque potentiel modeste (toujours par comparaison avec l’industrie), son caractère justement « diffus » en rend le contrôle plus souvent occasionnel quand il n’est pas absent. Pour illustration, rappelons que la C.I.R.E.A. [3] compte plusieurs milliers de titulaires d’une autorisation de détention de radioéléments sur le territoire national (tableau 1) :

 

Tableau n°1
1996
2000
titulaires en secteur médical (1ère section)
:
1900
1238
titulaires en secteur recherche/industrie (2ème
section) :
3900
3196
Total :
5800
4434

 
Une majeure partie de ces autorisations sont relatives aux sources scellées qui, dans des conditions normales d’emploi et de contrôle, ne sont pas vraiment problématiques pour l’environnement [4]. La partie restante concerne les sources non scellées qui, lors de leur utilisation, génèrent des déchets radioactifs ainsi que des rejets directs dans l’environnement sous la forme d’effluents (surtout liquides). On compte actuellement 1436 titulaires d’une autorisation en sources non scellées  qui se répartissent pour moitié en secteur médical et en secteur industrie/recherche.
Bien que le secteur industriel ne manque pas d’intérêt eu égard à la nature des sources mises en œuvre, nous n’évoquerons ici  que le secteur médical et le secteur de la recherche.

Le secteur médical

Au sein des hôpitaux, plus particulièrement des centres hospitalo-universitaires, plus d’une vingtaine de radio-isotopes différents (en sources non scellés) [5] sont susceptibles d’être utilisés dans les domaines du diagnostic et de la thérapie métabolique ainsi que les laboratoires d’analyses cliniques et de recherche (tableau 2). Si l’on excepte quelques isotopes (tritium, carbone 14, cobalt 57…) plus spécifiques des activités de laboratoire, la quasi totalité de ces radioéléments sont de période courte voir très courte, en tout état de cause inférieure à 100 jours. Néanmoins, les activités moyennes annuelles réceptionnées peuvent être très élevées. A titre indicatif, nous rapportons ici (tableau 2) les consommations, pour les années 1990 et 1991, des 62 établissements médicaux présents dans le bassin Seine-Normandie. Ces données renseignent fort utilement sur la nature des radioéléments employés et sur leur importance respective au sein des pratiques médicales ; cependant, compte tenu des périodes (parfois très courtes), elles ne peuvent renseigner sur le total détenu à un instant t et donc sur les rejets de ce moment-là.

Tableau 2
Consommations annuelles en sources non scellées pour 62 établissements
du bassin Seine-Normandie

Isotope
Période
Emissions
Activité réceptionnée (kBq)
1990
1991
99mTc
6,0 heures
g
, e
50 731 856 500
61 544 236 000
131I
8,0 jours
b
g
3 989 743 058
4 021 142 237
201Tl
3,0 jours
g
, e
1 878 139 100
1 887 168 532
133Xe
5,2 jours
X, g
b
, e
2 107 893 500
2 592 182 000
123I
13,2 heures
X, g
, e
181 734 750
180 815 779
67Ga
3,26 jours
g
, e
119 781 000
106 982 300
111In
2,8 jours
g
, e
103 658 000
116 164 360
32P
14,3 jours
b
88 390 975
85 625 525
186Re
3,78 jours
X, g
b
, e
70 559 000
58 763 400
51Cr
27,7 jours
g
54 246 735
63 048 000
125I
60 jours
X, g
, e
54 577 407
48 142 804
3H
12,3 ans
b
43 436 787
30 849 155
90Y
2,7 jours
b
37 666 000
41 077 000
169Er
9,4 jours
b
16 687 000
18 833 000
35S
87,5 jours
b
12 950 832
22 122 450
85Sr
64,9 jours
g
1 184 000
3 700 000
59Fe
44,5 jours
b
g
934 250
701 650
14C
5730 ans
b
507 806
2 039 026
64Cu
12,7 heures
b+
g
370 000
111 000
45Ca
163 jours
b
296 000
148 000
57Co
272 jours
g
88 113
282 014
75Se
120 jours
g
, e
24 050
11 100
Activité totale
59 494 724 863
70 824 145 332
N.B.: autres radionucléides, non mentionnés ci-dessus mais susceptibles d’être présents en milieu hospitalier : Sodium 22, Phosphore 33, Cobalt 58, Strontium 89, Samarium 153…

Sans avoir exercé un suivi régulier, l’ACRO dispose néanmoins de quelques résultats de mesures effectués à l’émissaire de structures hospitalières caennaises : le maximum enregistré en 99mTc est de 4400 Bq/L (le plus souvent autour de 1000 Bq/L). D’autres radioéléments, dont l’131I, sont également détectés à des niveaux n’excédant pas 100 Bq/L [7]. Des valeurs analogues ou plus importantes (jusqu’à 10 fois plus) ont été relevées dans d’autre villes par d’autres organismes (CRII-RAD, OPRI).

A l’origine de l’article de Ouest-France précédemment cité, la publication dans l’ACROnique du nucléaire et sur notre site internet [8] d’une étude réalisée par notre association (à la demande de l’Agence de l’Eau Seine Normandie) sur l’impact environnemental des rejets hospitaliers. Cette étude centrée sur la station d’épuration de la ville avait pour objet d’interpréter le devenir des radionucléides artificiels au sein d’une telle installation. La contamination du réseau est essentiellement due au 99mTc et à l’131I, radioéléments présents chaque jour ouvré selon un profil caractéristique de l’activité quotidienne (figure 1).

Figure 1 : Variation du flux de 99mTc (MBq/heure), mesuré dans les eaux usées à l’entrée de la station (16/06/99).

Variation du flux de 99mTc (MBq/heure), mesuré dans les eaux usées à l'entrée de la station (16/06/99).La charge totale entrante estimée pour une journée est importante, de l’ordre de 4000 MBq pour 99mTc et de 15 à 300 MBq pour 131I. La radioactivité se concentre de façon dominante dans les boues. En fin de traitement, celles-ci sont incinérées et l’on retrouve ces radioéléments (111In, 67Ga, 201Tl…) dans les cendres à l’exception de 131I (présent dans les boues) qui serait transféré dans les eaux de lavage des fumées. En sortie de station, les eaux traitées sont encore clairement marquées par le 99mTc (avec un facteur significatif de dépollution) et par l’131I (avec un facteur de dépollution plus modeste). Seul l’131I est détecté dans les sédiments de la rivière qui recueille ces eaux traitées.

En fait, ces données ne traduisent pas seulement les rejets directs effectués par les structures hospitalières mais aussi (pour une part difficile à déterminer en l’état actuel) les multiples sources diffuses constituées par les patients eux-mêmes traités en ambulatoire. Ce qui pose là un réel problème sur lequel nous reviendrons.

Le secteur de la recherche

Il conviendrait de parler de façon plus judicieuse du secteur enseignement/recherche (universités, grands organismes nationaux…), pour lequel l’emploi de sources scellées et non scellées est également important. En l’absence de donnée nationales accessibles, nous l’illustrerons en prenant l’exemple d’une université de taille moyenne. On compte dans cette université une centaine de sources scellées pour une activité totale de près de 150 GBq. Elles sont principalement utilisées dans les secteurs de l’enseignement de physique nucléaire (consacré à des travaux pratiques portant sur l’étude des propriétés physiques des radiations) mais aussi dans les laboratoires de recherche (étalonnage, calibration, détecteurs CE…). Les principaux radioéléments rencontrés sont : 241Am, 226Ra, 210Po, 60Co, 90Sr, 133Ba, 137Cs, 54Mn, 22Na, 204Tl, 63Ni… Lors de leur détention, la crainte de la perte ou du vol d’une source n’est pas à exclure. En fin d’utilisation ou au bout de 10 ans [9], elles sont destinées à être considérées comme des déchets radioactifs.
Dans le domaine des sources non scellées, on retrouve ici les isotopes classiquement employés pour le marquage de molécules (organiques et inorganiques) ou de structures cellulaires et tissulaires (tableau 3) :

Tableau 3

Protocoles expérimentaux
Radio-isotopes
radio-traceurs dans des
études métaboliques,
3H, 14C, 35S
études de prolifération
cellulaire
3H, 14C
techniques de liaison
de ligands (réceptologie),
3H, 14C, 35S, 125I
dosages radio-immunologiques,
3H, 14C, 125I
constitution de sondes
moléculaires,
35S, 32P, 33P
techniques de phosphorylation
de protéines,
32P, 33P
tests de cytotoxicité,
51Cr
techniques de iodination
de protéines,
125I
techniques de microscopie
électroniques
Sels d’uranium

Un bilan rétrospectif conduit sur 6 années dans cette université montre qu’elle a réceptionné durant cette période 629 colis de sources non scellées pour un total de 40 GBq (hors sels d’uranium), soit une centaine de sources et une activité moyenne de 6500 MBq par an.

L’envoi de déchets radioactifs (solides et liquides) n’apparaît que depuis le début des années 90. On a tout lieu de penser que jusqu’à la fin des années 80, ici comme dans d’autres universités, les rejets banalisés dans l’environnement pourraient avoir été le principal mode de gestion des déchets radioactifs.

Les contrôles étaient certes peu présents mais en outre, et contrairement aux déchets hospitaliers, ils concernent de façon dominante des radioémetteurs bêta beaucoup plus difficiles à détecter dans des échantillons de l’environnement.

Faire évoluer les mentalités

Faire évoluer les mentalités pour que les exigences de la société actuelle en matière de protection de l’environnement soient prises en compte est sans doute un premier pas indispensable.

Dans le secteur de la recherche, il y a lieu, par la formation, d’inverser cette tendance à considérer les sources irradiantes (32P, 125I..) comme « dangereuses » et par là-même à banaliser l’emploi de sources non irradiantes (3H, 14C..) mais qui sont aussi les plus dommageables pour l’environnement [10]. Les aspects économiques [11] ne militent pas vraiment en ce sens. Pour les isotopes de longue période, le fait d’intégrer (au moins en partie) le coût de l’élimination des déchets lors de l’achat de la source pourrait constituer une mesure incitative. Cette préoccupation doit être soulignée pour plusieurs raisons. D’abord, le 3H se présente ici le plus souvent sous des formes organiques (à fort tropisme pour des cibles cellulaires) et présente donc un caractère de radiotoxicité beaucoup plus élevé. Ensuite, le contrôle et la traçabilité de ces éléments sont plus difficiles (en particulier, contrairement aux déchets hospitaliers, ils ne risquent pas de déclencher les détecteurs placés à l’entrée des sites déchets de classe I).

Dans un passé récent, on a demandé au médecin de ne pas se contenter de soigner mais aussi de prendre en compte la douleur du patient. Il n’est pas insensé de lui demander aujourd’hui de réfléchir aux implications de ses pratiques hors de l’hôpital. Cela passe d’abord par une application sans faille du principe de justification (art. 3 de la directive n° 97/43/CE). Renoncer aux examens inutiles peut être un premier moyen de limiter les rejets. Modifier ou remplacer des examens existants par de nouveaux protocoles ou de nouvelles techniques moins pénalisants (en terme de dose) d’abord pour le patient et le personnel mais sans doute aussi, par contre coup, pour l’environnement.  Enfin réfléchir aussi à des procédés techniques et à des protocoles de rejets visant à augmenter le temps de rétention. Nous l’avons souligné, le secteur médical dispose d’un grand atout par rapport à l’industrie nucléaire : la courte période de ses radioéléments qui autorise une gestion sur site avant rejet banalisé. Pour autant cela ne règle pas toutes les questions et en particulier le problème du patient traité en ambulatoire et qui continue chez lui à évacuer de la radioactivité. La réponse n’est pas simple car elle implique des choix qui nécessitent des évaluations préalables :

  • retenir plus longtemps le patient à l’hôpital : on évite des doses pour son entourage et on protège mieux l’environnement mais ce sera un surcoût économique réel pour la société et le patient peut s’en trouver affecté ;
  • collecter les urines à domicile (pendant un temps fonction de la période) : on évite à coup sûr des doses pour les personnels des réseaux et des stations mais peut-être au prix d’un transfert de dose sur l’entourage du patient…

Comme on le voit, ce questionnement relève aussi du débat publique, et le réclamer ne signifie pas pour autant que nous « remettons en cause la médecine nucléaire »…

Au-delà de la réflexion nécessairement collective, il y a lieu de réglementer. En la matière, une explication de texte s’avère pour le moins nécessaire. On nous explique que les dispositions de l’arrêté du 30 octobre 1981 ne s’appliqueraient qu’à une partie restreinte des installations hospitalières. Pourtant l’article 8 [qui institue les cuves de stockage et la limite de rejet à 7 Bq/L] est placé sous le TITRE II intitulé « conditions communes exigées pour toutes les installations » (…dans lesquelles sont utilisées des radioéléments en sources non scellées). En tout état de cause, il est incohérent qu’un dispositif réglementaire régisse avec rigueur certains locaux et se montre en même temps tout à fait laxiste sur d’autres locaux de ces mêmes installations.

Des risques de déréglementation

Les mesures d’exemption s’inspirant de la Directive Euratom 96/29, et qui sont en passe d’être reprises dans les décrets à venir, risquent fort de contribuer à une déréglementation si l’on compare au système actuellement en vigueur. Ce système est bâti sur une gradation du contrôle fonction de l’activité détenue que l’on peut résumer ainsi (tableau 4) :

Tableau 4

Dispositif réglementaire actuel selon l’activité
détenue
Situation qui échappe à un contrôle réel
Procédure d’Autorisation CIREA
Procédure ICPE régime de Déclaration
Procédure ICPE régime d’Autorisation
Procédure d’Autorisation INB

Dans le projet de décret « population », la procédure d’Autorisation [CIREA/OPRI] se confond avec la procédure de Déclaration à partir de valeurs limites (Tableau A – annexe II). La 2ème colonne du tableau ci-dessus disparaît donc de fait.

En clair, pour illustration, si l’on prend l’exemple de quelques radionucléides très présents dans les secteurs recherche et hôpitaux (laboratoires), les situations comparatives sont les suivantes :

 Tableau 5
Exemples de valeurs limites (activité totale détenue) pour quelques radionucléides (en sources non scellées) selon la nature du dispositif

 

 

Tritium
P32
P33
I125
I129
Limite pour l’application
du décret n° 86-1103 impliquant la procédure d’autorisation
CIREA
5 MBq
0,5 MBq
0,5 MBq
0,05 MBq
5 MBq
Limite pour la déclaration
ICPE (rubrique 1710)
370 MBq
37 MBq
37 MBq
37 MBq
370 MBq
Limite [12] proposée
par la Directive n°96/29 et reprise par le projet de décret
« population »
1000 MBq
0,1 MBq
100 MBq
1 MBq
0,1 MBq

 

 

 

 

 

Coefficient de dose efficace
engagée [13] (en nSv/Bq)
18.10-3
2,4
0,24
15
110
L.A.I. [14] (ingestion)
en Bq
3.109
2.107
2.108
1.106
0,2.106

Sur le 1er exemple cité, celui du tritium, on constate un facteur 200 entre le dispositif actuel et la proposition de la Directive européenne. Retenir la valeur de la Directive serait donc un net retour en arrière. Concrètement, cela signifie que nombre de laboratoires  utilisant moins de 1 GBq de tritium pourraient donc échapper à tout dispositif réglementaire et par conséquent à tout contrôle (alors que cette frontière est actuellement fixée à 5 MBq). Fait d’autant plus grave, que ces établissements mettent en œuvre du tritium sous forme de molécules marquées et les utilisateurs, en l’absence de données réglementaires, font comme s’il s’agissait de tritium libre qui  est manipulé. Il serait donc en outre utile que la réglementation relative au dispositif de déclaration/autorisation prenne en compte cette distinction tritium libre / molécules tritiées [15].

A l’instar du Tritium, on observe  avec le 33P ce même facteur 200 entre le dispositif actuel et la proposition de la Directive européenne. L’exemple du couple 32P/33P (tableau 5 – colonnes 2-3) est également présenté pour illustrer la nécessité de prendre les valeurs de la directive avec précaution. Pour ces 2 isotopes bêta de courte période, il y a un facteur 1000 entre leur valeur d’exemption alors que les coefficients de dose engagée, proposés par cette même directive, ne s’écartent que d’un facteur 10. Comme les modes d’incorporation  de deux isotopes d’un même élément ne sont pas différents, cette discordance n’est pas compréhensible.

Enfin, mais cette fois à l’opposé, la directive propose à juste titre une valeur nettement plus restrictive pour ce qui concerne l’129I. Cette valeur est cohérente avec les coefficients de dose engagée des isotopes de l’iode, alors que le dispositif national en vigueur souffre d’une réelle discordance entre les valeurs limite (application du décret et déclaration) et les valeurs des L.A.I. propres aux isotopes de l’iode (tableau 5 – colonnes 4-5).

De notre point de vue, les valeurs d’exemption de la Directive Euratom 96/29 peuvent être retenues dès lors qu’elles sont plus restrictives que le dispositif actuellement en vigueur ; lorsqu’elles sont plus laxistes, il convient de conserver celles de notre système actuel. La France a tout le loisir de faire mieux que le contenu de la Directive européenne.


Liens

Sur notre site

Autres sites

  • Le dossier de la revue contrôle n°143 dont est extrait l’article.

[1] Ouest France du 21 juillet 2001.

[2] A.F.P. du 24 juillet, France 3 des 25 et 26 juillet ; Libération du 8 août 2001…

[3] Commission Interministérielle des RadioEléments Artificiels.

[4] Cependant, au terme de leur utilisation, elles deviennent un réel problème environnemental puisqu’elles constituent alors des déchets radioactifs.

[5] Données année 2000 – source CIREA.

[6] Des sources scellées sont bien évidemment également détenues au sein des hôpitaux ; sur ce point, on se reportera à l’article de G. KALIFA dans ce même numéro de Contrôle.

[7] Valeur-guide fixée par la récente circulaire DGS/2001-323 du 09 juillet dernier.

[8] L’ACROnique du nucléaire n° 53 ? 2ème trimestre 2001 ; Rapport disponible en ligne ici.

[9] Conditions Particulières d’Autorisation instaurées par la CIREA en mars 1990.

[10] Dans le cas de l’Université prise en exemple, par une politique volontaire d’information des utilisateurs, il a été possible de réduire par un facteur 3 les activités réceptionnées en 14C en l’espace de quelques années.

[11] L’acquisition d’une source de 37 MBq de 3H peut être de l’ordre de 2000 F ; alors que son élimination (sous forme de déchets liquides) sera de l’ordre de 5000 F si elle est opérée selon la voie réglementaire…

[12] Valeurs d’exemption – art. 3 alinéa 2 – tableau A de l’annexe I.

[13] Directive n°96/29 ? annexe III ; tableau C: Valeurs pour les travailleurs ? voie ingestion.

[14] Décret n° 86-1103 ? annexe IV (valeurs pour les travailleurs ? voie ingestion).

[15] Les fiches radiotoxicologiques publiées par l’INRS et l’OPRI suggèrent un “ facteur d’abaissement” de 50 (il ne s’agit que de recommandations…).

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Etude de la répartition de radionucléides artificiels émetteurs gamma entre une usine de dépollution et son milieu environnant : cas de la station d’épuration du District du Grand Caen

Etude ACRO de juin 2000 dont les principaux résultats ont été publiés dans l’ACROnique du nucléaire n°53 de juin 2001.


Hors industrie nucléaire, diverses structures (hospitalières, de recherche ou industrielles) peuvent avoir recours à l’utilisation de radio-isotopes conditionnés sous forme « non scellés ». De telles pratiques conduisent à tolérer des rejets dans l’environnement dans le respect d’un dispositif réglementaire. Ainsi le réseau collectif peut contenir des radio-isotopes dont le devenir va dépendre en partie de l’épuration appliquée aux eaux usées. Cette étude, à travers l’analyse d’un cas concret, a pour objectif de renseigner sur le devenir des radioéléments gamma présents dans les eaux usées traitées par une station d’épuration.

Dans ce but, un suivi analytique d’une durée de cinq mois a été mis en place sur la station Mondeville du District du Grand Caen. Les eaux usées brutes et traitées, les boues de décantation et le milieu aquatique recevant les effluents traités ont fait l’objet d’analyses régulières. D’autres mesures ont également été faites afin de préciser le rôle joué par les différents ouvrages de traitement.

Les résultats acquis soulignent la présence en entrée de la station de radioéléments artificiels émetteurs gamma utilisés à des fins d’actes diagnostics ou thérapeutiques en médecine nucléaire. La contamination du réseau est essentiellement due au Technétium99m et à l’Iode131, radioéléments présents quelque soit le jour ouvré et l’heure considérés. La charge totale entrante estimée pour une jstationaournée est importante, de l’ordre de 4000 MBq pour le Technétium99m et de 15 à 300 MBq pour l’Iode131. Le bilan d’épuration de la station montre que celle-ci joue un rôle vis à vis de cette pollution à travers ces étapes de traitement. Au sein du milieu naturel recevant les eaux traitées, seule la présence d’Iode131 est observée.

Télécharger le rraport d’étude :Etude de la répartition de radionucléides artificiels émetteurs gamma entre une usine de dépollution et son milieu environnant et l’annexe méthodologie :Etude de la répartition de radionucléides artificiels émetteurs gamma entre une usine de dépollution et son milieu environnant.

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