Laboratoire de physique nucléaire et physique de l’environnement

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La particule alpha (α)

Le rayonnement alpha est constitué de particules alpha comportant chacune deux protons et deux neutrons, et portant une double charge positive. En raison de leur masse et de leur charge relativement importante, leur capacité de pénétration dans la matière est extrêmement limitée. Le rayonnement alpha peut être arrêté par une feuille de papier ou par la couche de cellule morte de la peau.
Le rayonnement alpha produit par des substances radioactives se trouvant en dehors du corps ne présente pas de risque d’irradiation. Par contre, il présente un risque lorsqu’il est à l’intérieur du corps.

Le rayonnement béta(β)

Le rayonnement béta est constitué de particules chargées qui sont éjectées du noyau d’un atome et qui sont physiquement identiques aux électrons. Les particules béta sont très petites et peuvent pénétrer plus profondément que les particules alpha. Lorsque la source de rayonnement se trouve à l’extérieur du corps, le rayonnement béta d’une énergie suffisante peut entrer dans le corps en traversant la couche de cellule morte de l’épiderme et communiquer son énergie aux cellules vivantes de la peau.

Le rayonnement gamma (ϒ)

Le rayonnement gamma est un rayonnement électromagnétique provenant de la désexcitation du noyau. Il est fait de photon mais beaucoup plus énergétique. Leur émission suit habituellement une désintégration alpha ou béta.
Le photon est une particule sans masse, extrêmement pénétrante ; n’étant pas chargé, il interagit peut avec la matière. Le rayonnement gamma traverse le corps humain, mais l’effet est atténué par des matériaux en plomb, béton.

Le rayonnement X

Tout comme le rayonnement gamma, ils sont constitués d’un rayonnement électromagnétique. Ils sont produits en bombardant l’électron des atomes lourds comme le tungstène.

Le rayonnement neutronique (n)

C’est une émission de particule non chargée, qui est capable de pénétrer profondément dans la matière. Les neutrons sont issus soit de la réaction de fission dans un réacteur nucléaire, soit de la fission spontanée du combustible usé. Ils ne sont pas pratiquement ralentis par l’air et entrent profondément dans l’organisme.
Les matières utilisées pour ralentir le neutron sont l’eau, certains bétons ou le plomb [4], [5].

Le pouvoir de pénétration de la radiation dans la matière

Le pouvoir de pénétration de la radiation dans la matière varie d’un type de rayonnement à l’autre. L’énergie dégagée n’est pas identique pour tous les rayonnements, et les moyens de s’en protéger sont donc différents, suivant la Figure (3).

Principe de la radioprotection

Depuis 1928, la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) a proposé des normes de radioprotection face à l’utilisation de source radioactive. La radioprotection repose sur trois principes fondamentaux :
 Justification de la pratique.
 Optimisation de la radioprotection.
 Limitation de dose.

La justification de la pratique

Une pratique ou une source associée à une pratique qui pourrait entrainer une exposition ne doit être utilisée et adoptée que si elles procurent aux individus exposée ou à la société un avantage.

L’optimisation de la protection

Toute exposition doit être maintenue au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible compte tenu de facteurs économiques et sociaux.
Dans le but d’atteindre le principe de l’optimisation de la radioprotection et de la sureté, les normes internationales établissent que les doses doivent être limitées.

Grandeurs opérationnelles

Le majeur inconvénient des grandeurs de protection est qu’elles ne sont pas directement mesurables. Dans ce contexte, l’ICRU (International Commission on Radiation Units and measurements) a introduit le concept de grandeurs opérationnelles (mesurables à l’aide de détecteurs) ayant pour objectifs d’estimer de façon « raisonnable » la grandeur de protection.

La dose équivalente ambiante

C’est la grandeur H٭(d, Ω) en un point du champ de rayonnement, définie comme l’équivalent de dose qui serait produit par le champ expansé et unidirectionnel correspondant, dans la sphère de l’ICRU à une profondeur « d ».
d= 10 mm pour le rayonnement fortement pénétrant.
d= 0,07 mm pour le rayonnement faiblement pénétrant (dose à la peau).
d= 3 mm pour l’oeil (3-5).

La dose équivalente directionnelle

C’est la grandeur H’ (d ; Ω) en un point du champ de rayonnement, définie comme étant l’équivalent de dose qui serait produit par le champ expansé correspondant dans la sphère de l’ICRU, à une profondeur « d » sur un rayon dont la direction Ω est spécifiée ; d= 0,07 mm ou 3 mm.

La dose équivalente individuelle

C’est la grandeur définie pour des rayonnements fortement et faiblement pénétrants par la relation Hp(d), équivalent de dose dans le tissu mou, à une profondeur appropriée « d » sous un point spécifié du corps ; d= 10 mm, 3 mm ou 0,07 mm.[10].

Le diagnostic

L’utilisation diagnostique est divisée en deux techniques : la technique in vivo basée sur l’administration de radioélément au patient, et la technique in vitro.

Le diagnostic in vivo

Cette technique consiste à étudier un organe ou le métabolisme de l’organisme grâce à une substance spécifique appelée « médicament radiopharmaceutique (MRP) » administrée à un patient. La nature du radiopharmaceutique qui a un statut de médicament, dépendra de l’organe étudié. Le radioélément peut être utilisé soit directement soit fixé sur un vecteur.

Le diagnostic in vitro

Il s’agit d’une technique d’analyse de biologie médicale, sans administration du radioélément, permettant de doser certains composés contenus dans les fluides biologiques, notamment le sang préalablement prélevé sur le patient : hormone, médicament, etc.
Cette technique met en oeuvre des méthodes de dosages fondée sur les réactions immunologiques.
Cette technique n’est pas faite dans le service faute de réactifs.

La thérapie

Cette technique est employée pour le traitement des maladies bénignes (par exemple : l’hyperthyroïdie, l’arthrite, …) et malignes (tumeur).

Plan des locaux

Les parties numérotées sur la Figure (6) ci-après représentent le domaine qui est étudié pendant cette étude de poste de travail.
Les parties qui ne sont pas numérotées n’ont aucun souci de danger au rayonnement ionisant comme par exemple la salle de cytoponction et d’échographie, qui utilise l’ultrason.

Les Outils d’imagerie

Les images scintigraphiques de la médecine nucléaire sont essentiellement obtenues à l’aide d’une caméra détectrice de rayonnement gamma. Cet outil spécifique du rayon gamma est équipé d’une tête de detéction qui analyse en un seul passage une surface pouvant aller à 40 x 60 cm. Les rayons qui sont émis dans toutes les directions de l’espace sont sélectionnés par passage au travers d’un collimateur chargé de ne prendre en considération que ceux qui proviennent de façon perpendiculaire au détecteur. Ce détecteur est constitué d’un cristal sensible aux rayonnement , couplé avec un photomultiplicateur qui transforme l’impact du rayonnement en impulsion électronique. Les impacts sont donc analysés point par point en image. La qualité d’une gamma-caméra est fonction de la sensibilité du cristal de détection et de la résolution du collimateur. Le déplacement de la détection toute au long du corps permet d’obtenir une image scintigraphique planaire statique du corps entier en quelques minutes. Le même type d’appareillage aide à obtenir sur une région délimitée une image dynamique, c’est-à-dire permettant de suivre l’évolution de la distribution du radiopharmaceutique à travers les organes pendant un temps déterminé.
Voici quelques types d’outils d’imagerie scintigraphiques : TEP (Tomographie par Emission de Positron), TEP/TDM (tomodensitométrie) appareil gamma-caméra couplé avec un scanner,le TEMP( Tomographie par Emission Mono-Photonique ou SPECT Single Photon Emission Computed Tomography en anglais) outil équivalant aux appareils utilisés en radiographie.

Laboratoire de physique nucléaire et physique de l’environnement

Le laboratoire LPNPE est intégré au sein du Parcours Physique Nucléaire Appliquée et Environnement de la Mention Physique et Applications du Domaine Sciences et Technologies de l’Université d’Antananarivo.
Le Laboratoire s’est fixé trois objectifs :
-Appuyer l’enseignement de physique nucléaire au niveau de la Licence .
-Appuyer l’enseignement et la formation en physique et techniques nucléaires au niveau du Master et du Doctorat .
– Contribuer au développement de la recherche scientifique, en développant de nouvelles techniques nucléaires et en les utilisant afin de résoudre des problèmes liés directement à l’environnement et au développement socio-économique.

Salle gamma-caméra/TDM

C’est la salle où l’on fait la réalisation de la scintigraphie. Cette salle a pour dimension : longueur 7 mètres, largeur 5 mètres et hauteur 3 mètres.
La salle gamma-caméra est équipée d’un appareil gamma-caméra/Tomodensitométrie avec des collimateurs employés selon les MRP utilisés, d’un ordinateur qui permet de collecter les images obtenues à partir de la scintigraphie. Puis, ces images sont traitées par le médecin spécialiste du service afin d’établir un diagnostic.

Table des matières

PARTIE THEORIQUE
CHAPITRE I : GENERALITES SUR LA MEDECINE NUCLEAIRE
I.1. L’origine de la médecine nucléaire
I.2. Principe de la médecine nucléaire
I.3. Médicaments radiopharmaceutiques
I.3.1. L’Iode 131
I.3.2. Le Technétium 99 métastable
CHAPITRE II : RAYONNEMENTS IONISANTS
II.1. Origine du rayonnement
II.2. Définition du rayonnement ionisant
II.3. Les différents rayonnements ionisants
II.3.1. La particule alpha (α)
II.3.2. Le rayonnement béta(β)
II.3.3. Le rayonnement gamma (ϒ)
II.3.4. Le rayonnement X
II.3.5. Le rayonnement neutronique (n)
II.4. Le pouvoir de pénétration de la radiation dans la matière
II.5. Modes d’expositions aux rayonnements ionisants
II.5.1. Exposition interne
II.5.2. Exposition externe
II.6. Les effets des rayonnements ionisants sur l’organisme humain
II.6.1. Effets déterministes
II.6.2. Effet stochastiques
CHAPITRE III. NOTION DE RADIOPROTECTION
III.1. Définition
III.2. Principe de la radioprotection
III.2.1. La justification de la pratique
III.2.2. L’optimisation de la protection
III.2.3. Limitation de dose
III.3. Grandeurs et unités dosimétriques
III.3.1. Grandeurs dosimétriques
III.3.1.1. Dose absorbée
III.3.1.2. Débit de dose absorbée
III.3.2. Grandeurs de protection
III.3.2.1. Dose équivalente
III.3.2.2. Débit de dose équivalente
III.3.2.3. Dose efficace
III.3.3. Grandeurs opérationnelles
III.3.3.1. La dose équivalente ambiante
III.3.3.2. La dose équivalente directionnelle
III.3.3.3. La dose équivalente individuelle
III.3.3.4. Dose effective à une population
PARTIE PRATIQUE
CHAPITRE IV- PRESENTATION DE LIEU D’ETUDE
IV.1. Etablissement CHU Andohatapenaka Antananarivo
IV.1.1. Localisation géographique
IV.1.2. Localisation du service de médecine nucléaire
IV.2. Service de médecine nucléaire
IV.2.1.Utilisation du radionucléide en médecine nucléaire
IV.2.1.1.Le diagnostic
IV.2.1.1.1.Le diagnostic in vivo
IV.2.1.1.2.Le diagnostic in vitro
IV.2.1.2.La thérapie
IV.2.2. Plan des locaux
IV.2.3. Le personnel du service médecine nucléaire
IV.2.4. La scintigraphie
IV.2.4.1. Définition
IV.2.4.2. Méthode de base
IV.2.4.3. Les Outils d’imagerie
CHAPITRE V. MATERIEL UTILISE
V.1. Dosimètre RAM R-200
V.2. Laboratoire de physique nucléaire et physique de l’environnement
CHAPITRE VI. ETUDE DES POSTES DE TRAVAIL
VI.1. Le poste de travail
VI.1.1. Définition
VI.1.2.Objectifs
VI.2. Les différents postes de travail étudiés
VI.2.1. Le porte principale
VI.2.2. Couloir près de la porte principale
VI.2.3. Bureau du secrétariat
VI.2.4. Salle d’observation médicale
VI.2.5. Couloir devant le bureau des médecins internes qualifiants
VI.2.6. Salle d’injection
VI.2.7. Salle d’attente chaude
VI.2.8. Bureau des médecins internes qualifiants
VI.2.9 Bureau du chef de service
VI.2.10. Couloir de la salle gamma-caméra/TDM
VI.2.11. Salle gamma-caméra/TDM
VI.2.12. Laboratoire de radiopharmacie
VI.1.3. Etude comparative des doses des postes de travail
CHAPITRE VII- DEBIT DE DOSE AU NIVEAU DU PATIENT
VII.1.Dose équivalente au niveau du patient
VII.2.Les actes diagnostiques
VII.2.1. Source Iode-131
VII.2.2. Source technétium 99m ou Technétium marqué par MDP (méthylène
VII.3. Les actes thérapeutiques
CHAPITRE VIII : EVALUATION DOSIMETRIQUE
VIII.1. Formule utilisée
VIII.2. Valeurs des doses annuelles
CHAPITRE IX : DISCUSSION
CONCLUSION
REFERENCES BIBLIOGRAPHIQUES

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