Qu’est-ce que la prise de dose interne – Définition

Si la source de rayonnement est à l’intérieur de notre corps, nous disons que c’est une exposition interne. Pour les doses internes, nous devons d’abord distinguer entre l’apport et l’absorption. L’admission signifie ce qu’une personne absorbe. L’absorption signifie ce qu’une personne garde. Absorption de dose interne – exposition interne

Si la source de rayonnement est à l’intérieur de notre corps, nous disons que c’est une exposition interne . L’apport de matières radioactives peut se produire par diverses voies telles que l’ingestion de contamination radioactive dans les aliments ou les liquides, l’inhalation de gaz radioactifs ou la peau intacte ou blessée. La plupart des radionucléides vous donneront beaucoup plus de dose de rayonnement s’ils peuvent pénétrer dans votre corps, qu’ils ne le feraient s’ils restaient à l’extérieur. Pour les doses internes, nous devons d’abord distinguer entre l’apport et l’absorption. L’admission signifie ce qu’une personne absorbe. L’absorption signifie ce qu’une personne garde.

Lorsqu’un composé radioactif pénètre dans l’organisme, l’activité diminue avec le temps, en raison à la fois de la décroissance radioactive et de la clairance biologique . La diminution varie d’un composé radioactif à l’autre. A cet effet, la demi-vie biologique est définie en radioprotection.

La demi-vie biologique est le temps mis pour que la quantité d’un élément particulier dans le corps diminue jusqu’à la moitié de sa valeur initiale en raison de l’élimination par les seuls processus biologiques, lorsque le taux d’élimination est à peu près exponentiel. La demi-vie biologique dépend de la vitesse à laquelle le corps utilise normalement un composé particulier d’un élément. Les isotopes radioactifs qui ont été ingérés ou absorbés par d’autres voies seront progressivement éliminés du corps par les intestins, les reins, la respiration et la transpiration. Cela signifie qu’une substance radioactive peut être expulsée avant d’avoir pu se décomposer.

En conséquence, la  demi-vie biologique influence de manière significative la demi-vie efficace et la dose globale de contamination interne. Si un composé radioactif à demi-vie radioactive (t 1/2 ) est éliminé du corps avec une demi-vie biologique t b , la demi-vie effective (t e ) est donnée par l’expression:

Comme on peut le voir, les mécanismes biologiques diminuent toujours la dose globale de contamination interne . De plus, si t 1/2 est grand par rapport à t b , la demi-vie effective est approximativement la même que t b .

Par exemple, le tritium a une demi-vie biologique d’environ 10 jours, tandis que la demi-vie radioactive est d’environ 12 ans. En revanche, les radionucléides à demi-vie radioactive très courte ont également une demi-vie efficace très courte. Ces radionucléides délivreront, à toutes fins pratiques, la dose totale de rayonnement dans les premiers jours ou semaines suivant la prise.

Pour le tritium, l’ apport limite annuel (ALI) est de 1 x 10 9 Bq. Si vous absorbez 1 x 10 9 Bq de tritium, vous recevrez une dose pour tout le corps de 20 mSv. La dose efficace engagée , E (t), est donc de 20 mSv. Cela ne dépend pas si une personne entreprend cette activité en peu de temps ou en longtemps. Dans tous les cas, cette personne reçoit la même dose pour tout le corps de 20 mSv.

Dose efficace engagée

En radioprotection, la dose engagée est une quantité de dose qui mesure le risque sanitaire stochastique dû à un apport de matières radioactives dans le corps humain. La dose engagée porte le symbole E (t) , où t est le temps d’intégration en années suivant la prise. L’unité SI de ) est le sievert (Sv) ou rem (homme équivalent roentgen) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

La dose engagée permet de déterminer les conséquences biologiques de l’irradiation causée par des matières radioactives, c’est-à-dire à l’intérieur de notre corps. Une dose engagée de 1 Sv provenant d’une source interne représente le même risque effectif que la même quantité de dose efficace de 1 Sv appliquée uniformément à l’ensemble du corps à partir d’une source externe.

La CIPR définit deux quantités de dose pour la dose individuelle engagée.

Dose efficace engagée

Selon la CIPR, la dose efficace engagée, E (t) est définie comme:

«La somme des produits des doses équivalentes d’organes ou de tissus engagés et des facteurs de pondération tissulaire appropriés (w T ), où t est le temps d’intégration en années suivant la prise. La période d’engagement est censée être de 50 ans pour les adultes et de 70 ans pour les enfants. »

Dose équivalente engagée

Selon la CIPR, la dose équivalente engagée, H T (t) est définie comme:

« L’intégrale de temps du débit de dose équivalent dans un tissu ou un organe particulier qui sera reçue par un individu après l’apport de matières radioactives dans le corps par une personne de référence, où t est le temps d’intégration en années. »

Référence spéciale: CIPR, 2007. Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique. Publication 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).

Limite annuelle d’admission – ALI

Dans l’évaluation des doses efficaces engagées pour les travailleurs, les apports de matières radioactives sont contrôlés par la limite annuelle d’apport (ALI) définie par la CIPR, et exprimés en unités d’activité ( becquerels ou curies ).

L’ALI a été défini par la CIPR dans la publication 60 (CIPR, 1991b, paragraphe S30) comme:

« L’apport d’activité (Bq) d’un radionucléide qui conduirait à une dose efficace correspondant à la limite annuelle limite E ; w , dans l’hypothèse où le travailleur n’est exposé qu’à ce radionucléide. »

L’ALI du radionucléide j est alors:

Limite annuelle d'admission - ALI

où e (50) est le coefficient de dose efficace de référence correspondant en (Sv / Bq). Ce coefficient de dose, e (T), est déterminé par la radiotoxicité d’un nucléide, et il tient compte des facteurs de pondération des rayonnements et des tissus, des informations métaboliques et biocinétiques.

Voir aussi: ICRP, 1994. Coefficients de dose pour les apports de radionucléides par les travailleurs. Publication 68 de la CIPR. Ann. CIPR 24 (4).

Limite annuelle d'admission - ALI
Limites annuelles d’admission (ALI) pour les travailleurs, ce qui donne une dose de 0,020 Sv.

Dans la publication 60, la Commission a recommandé que l’ALI soit basé sur la limite de dose de la limite , w = 0,020 Sv par an, sans moyenne temporelle. Pour les membres du public limite E ; w = 0,001 Sv est la valeur recommandée.

Par exemple, supposons un apport de tritium radioactif . Pour le tritium, l’apport limite annuel (ALI) est de 1 x 10 9 Bq. Si vous absorbez 1 x 10 9 Bq de tritium, vous recevrez une dose de 20 mSv pour tout le corps. Notez que la demi-vie biologique est d’ environ 10 jours, tandis que la demi-vie radioactive est d’environ 12 ans. Au lieu d’années, il faut quelques mois pour que le tritium soit assez bien éliminé. La dose efficace engagée , E (t), est donc de 20 mSv. Cela ne dépend pas si une personne entreprend cette activité en peu de temps ou en longtemps. Dans tous les cas, cette personne reçoit la même dose pour tout le corps de 20 mSv.

Pour 131 I, la CIPR a calculé que si vous inhalez 1 x 10 6 Bq (ALI pour 131 I), vous recevrez une dose thyroïdienne de HT = 400 mSv (et une dose pondérée pour tout le corps de 20 mSv).

Concentration dérivée d’air – DAC

Les concentrations de matières radioactives dans l’air sont limitées par la concentration en air dérivée (DAC), qui est dérivée de l’ALI. Le CAD est la concentration d’activité dans l’air en unités de Bq / m 3 du radionucléide considéré, ce qui conduirait à l’apport d’un ALI (Bq) en supposant une fréquence respiratoire moyenne de 1,1 m 3 / h et un temps de travail annuel de 2000 h (une prise d’air annuelle de 2200 m 3 ).

Le CAD a été défini par la CIPR dans la publication 60 (CIPR, 1991b, paragraphe S30) comme:

«La concentration d’air dérivée est égale à la limite annuelle d’admission, ALI, (d’un radionucléide) divisée par le volume d’air inhalé par une personne de référence au cours d’une année de travail (soit 2,2 × 10 3 m 3 ). L’unité du CAD est le Bq / m 3. »

Référence spéciale: CIPR, 2007. Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique. Publication 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).

Par conséquent, si nous divisons l’ALI par 2200 m 3 , nous obtiendrons le DAC en Bq / m 3 . Par exemple, l’ALI de l’iode-131 est de 1 x 10 6 Bq. Le CAD correspondant sera de 1 000 000/2400 = 417 Bq / m 3 .

Le CAD du radionucléide j est donné par:

Concentration dérivée d'air - CAD - définition

Si un travailleur respire de l’air contenant des matières radioactives à une concentration de 1 DAC pendant une heure, il a été exposé à 1 DAC.hr.

Voir aussi: Contamination aéroportée

Exposition professionnelle – Dose efficace

Dans la plupart des situations d’exposition professionnelle, la dose efficace , E, peut être dérivée des quantités opérationnelles en utilisant la formule suivante:

Exposition professionnelle - externe et interne.

La dose engagée est une quantité de dose qui mesure le risque sanitaire stochastique dû à un apport de matières radioactives dans le corps humain. Étant donné que la limite de dose opérationnelle de 20 mSv s’applique à la somme des expositions internes et externes, si un travailleur a une dose externe, l’ALI doit être modifié ou compensé pour tenir compte de la dose externe. Par exemple, supposons que le travailleur ait 10 mSv de sources externes de rayonnement. Seuls 10 mSv supplémentaires sont autorisés par les rayonnements internes avant que le travailleur n’atteigne la limite professionnelle du corps entier.

Voir aussi: Limites de dose

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