{"id":15746,"date":"2020-01-14T06:12:39","date_gmt":"2020-01-14T06:12:39","guid":{"rendered":"https:\/\/www.radiation-dosimetry.org\/quest-ce-que-la-prise-de-dose-interne-definition\/"},"modified":"2020-07-14T18:41:10","modified_gmt":"2020-07-14T18:41:10","slug":"quest-ce-que-la-prise-de-dose-interne-definition","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.radiation-dosimetry.org\/fr\/quest-ce-que-la-prise-de-dose-interne-definition\/","title":{"rendered":"Qu’est-ce que la prise de dose interne – D\u00e9finition"},"content":{"rendered":"
\n
Si la source de rayonnement est \u00e0 l’int\u00e9rieur de notre corps, nous disons que c’est une exposition interne.\u00a0Pour les doses internes, nous devons d’abord distinguer entre l’apport et l’absorption.\u00a0L’admission signifie ce qu’une personne absorbe. L’absorption signifie ce qu’une personne garde.\u00a0Absorption de dose interne – exposition interne<\/div>\n<\/div>\n
<\/div>\n
\n
\n

Si la source de rayonnement est \u00e0 l’int\u00e9rieur de notre corps, nous disons que c’est\u00a0une exposition interne<\/strong>\u00a0.\u00a0L’apport de mati\u00e8res 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 bless\u00e9e.\u00a0La plupart des\u00a0radionucl\u00e9ides<\/a>\u00a0vous donneront beaucoup plus de dose de rayonnement s’ils peuvent p\u00e9n\u00e9trer dans votre corps, qu’ils ne le feraient s’ils restaient \u00e0 l’ext\u00e9rieur.\u00a0Pour les doses internes, nous devons d’abord distinguer entre l’apport et l’absorption.\u00a0L’admission signifie ce qu’une personne absorbe. L’absorption signifie ce qu’une personne garde.<\/p>\n

Lorsqu’un compos\u00e9 radioactif p\u00e9n\u00e8tre dans l’organisme, l’activit\u00e9 diminue avec le temps, en raison \u00e0 la fois de la\u00a0d\u00e9croissance radioactive<\/strong><\/a>\u00a0et de\u00a0la clairance biologique<\/strong>\u00a0.\u00a0La diminution varie d’un compos\u00e9 radioactif \u00e0 l’autre.\u00a0A cet effet, la demi-vie biologique est d\u00e9finie en radioprotection.<\/p>\n

La\u00a0demi-vie biologique<\/strong>\u00a0est le temps mis pour que la quantit\u00e9 d’un \u00e9l\u00e9ment particulier dans le corps diminue jusqu’\u00e0 la moiti\u00e9 de sa valeur initiale en raison de l’\u00e9limination par les seuls processus biologiques, lorsque le taux d’\u00e9limination est \u00e0 peu pr\u00e8s exponentiel.\u00a0La demi-vie biologique d\u00e9pend de la vitesse \u00e0 laquelle le corps utilise normalement un compos\u00e9 particulier d’un \u00e9l\u00e9ment.\u00a0Les isotopes radioactifs qui ont \u00e9t\u00e9 ing\u00e9r\u00e9s ou absorb\u00e9s par d’autres voies seront progressivement \u00e9limin\u00e9s du corps par les intestins, les reins, la respiration et la transpiration.\u00a0Cela signifie qu’une substance radioactive peut \u00eatre expuls\u00e9e avant d’avoir pu se d\u00e9composer.<\/p>\n

En cons\u00e9quence, la\u00a0\u00a0demi-vie biologique<\/strong><\/a>\u00a0influence de mani\u00e8re significative la\u00a0demi-vie efficace<\/strong><\/a>\u00a0et la dose globale de contamination interne.\u00a0Si un compos\u00e9\u00a0radioactif \u00e0 demi-vie radioactive<\/strong><\/a>\u00a0(t\u00a01\/2<\/sub>\u00a0) est \u00e9limin\u00e9 du corps avec une demi-vie biologique t\u00a0b<\/sub>\u00a0, la demi-vie effective (t\u00a0e<\/sub>\u00a0) est donn\u00e9e par l’expression:<\/p>\n

\"\"<\/a><\/p>\n

Comme on peut le voir, les m\u00e9canismes biologiques diminuent toujours la dose globale de\u00a0contamination interne<\/strong>\u00a0.\u00a0De plus, si t\u00a01\/2<\/sub>\u00a0est grand par rapport \u00e0 t\u00a0b<\/sub>\u00a0, la demi-vie effective est approximativement la m\u00eame que t\u00a0b<\/sub>\u00a0.<\/p>\n

Par exemple, le\u00a0tritium<\/a>\u00a0a une demi-vie biologique d’environ 10 jours, tandis que la demi-vie radioactive est d’environ 12 ans.\u00a0En revanche, les radionucl\u00e9ides \u00e0 demi-vie radioactive tr\u00e8s courte ont \u00e9galement une demi-vie efficace tr\u00e8s courte.\u00a0Ces radionucl\u00e9ides d\u00e9livreront, \u00e0 toutes fins pratiques, la dose totale de rayonnement dans les premiers jours ou semaines suivant la prise.<\/p>\n

Pour le tritium, l’\u00a0apport limite annuel<\/strong>\u00a0(ALI) est de 1 x 10\u00a09<\/sup>\u00a0Bq.\u00a0Si vous absorbez 1 x 10\u00a09<\/sup>\u00a0Bq de tritium, vous recevrez une dose pour tout le corps de 20 mSv.\u00a0La\u00a0dose efficace engag\u00e9e<\/strong><\/a>\u00a0, E (t), est donc de 20 mSv.\u00a0Cela ne d\u00e9pend pas si une personne entreprend cette activit\u00e9 en peu de temps ou en longtemps.\u00a0Dans tous les cas, cette personne re\u00e7oit la m\u00eame dose pour tout le corps de 20 mSv.<\/p>\n

Dose efficace engag\u00e9e<\/h2>\n

En radioprotection, la\u00a0dose engag\u00e9e<\/strong>\u00a0est une quantit\u00e9 de dose qui mesure le risque sanitaire stochastique d\u00fb \u00e0 un\u00a0apport de mati\u00e8res radioactives<\/strong>\u00a0dans le corps humain.\u00a0La dose engag\u00e9e<\/strong>\u00a0porte le symbole\u00a0E (t)<\/strong>\u00a0, o\u00f9 t est le temps d’int\u00e9gration en ann\u00e9es suivant la prise.\u00a0L’unit\u00e9 SI de\u00a0E\u00a0<\/strong>(\u00a0<\/strong>t\u00a0<\/strong>)<\/strong>\u00a0est le\u00a0sievert<\/strong><\/a>\u00a0(Sv) ou\u00a0rem<\/a>\u00a0(homme \u00e9quivalent roentgen) est encore couramment utilis\u00e9 (\u00a01 Sv = 100 rem<\/strong>\u00a0).\u00a0L’unit\u00e9 de sievert a \u00e9t\u00e9 nomm\u00e9e d’apr\u00e8s le scientifique su\u00e9dois Rolf Sievert, qui a effectu\u00e9 une grande partie des premiers travaux sur la dosim\u00e9trie en radioth\u00e9rapie.<\/p>\n

La dose engag\u00e9e<\/strong>\u00a0permet de d\u00e9terminer les cons\u00e9quences biologiques de l’irradiation caus\u00e9e par des mati\u00e8res radioactives, c’est-\u00e0-dire \u00e0 l’int\u00e9rieur de notre corps.\u00a0Une dose engag\u00e9e de 1 Sv provenant d’une source interne repr\u00e9sente le m\u00eame risque effectif que la m\u00eame quantit\u00e9 de dose efficace de 1 Sv appliqu\u00e9e uniform\u00e9ment \u00e0 l’ensemble du corps \u00e0 partir d’une source externe.<\/p>\n

La CIPR d\u00e9finit deux quantit\u00e9s de dose pour la dose individuelle engag\u00e9e.<\/p>\n

Dose efficace engag\u00e9e<\/span><\/strong><\/p>\n

Selon la CIPR, la dose efficace engag\u00e9e, E (t) est d\u00e9finie comme:<\/span><\/p>\n

\u00abLa somme des produits des doses \u00e9quivalentes d’organes ou de tissus engag\u00e9s et des facteurs de pond\u00e9ration tissulaire appropri\u00e9s (w\u00a0<\/span><\/em>T<\/span><\/sub><\/em>\u00a0), o\u00f9<\/span><\/em>\u00a0t\u00a0<\/span>est le temps d’int\u00e9gration en ann\u00e9es suivant la prise.\u00a0La p\u00e9riode d’engagement est cens\u00e9e \u00eatre de 50 ans pour les adultes et de 70 ans pour les enfants. \u00bb<\/span><\/em><\/p>\n

Dose \u00e9quivalente engag\u00e9e<\/span><\/strong><\/p>\n

Selon la CIPR, la dose \u00e9quivalente engag\u00e9e, H\u00a0<\/span>T<\/span><\/sub>\u00a0(t) est d\u00e9finie comme:<\/span><\/p>\n

\u00ab\u00a0L’int\u00e9grale de temps du d\u00e9bit de dose \u00e9quivalent dans un tissu ou un organe particulier qui sera re\u00e7ue par un individu apr\u00e8s l’apport de mati\u00e8res radioactives dans le corps par une personne de r\u00e9f\u00e9rence, o\u00f9<\/span><\/em>\u00a0t\u00a0<\/span>est le temps d’int\u00e9gration en ann\u00e9es.\u00a0\u00bb<\/span><\/em><\/p>\n

R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: CIPR, 2007. Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique.\u00a0Publication 103 de la CIPR. Ann.\u00a0ICRP 37 (2-4).<\/span><\/p>\n

Limite annuelle d’admission – ALI<\/span><\/h2>\n

Dans l’\u00e9valuation des doses efficaces engag\u00e9es pour les travailleurs, les apports de mati\u00e8res radioactives sont contr\u00f4l\u00e9s par la\u00a0<\/span>limite annuelle d’apport (ALI)<\/span><\/strong>\u00a0d\u00e9finie par la CIPR, et exprim\u00e9s en\u00a0<\/span>unit\u00e9s d’activit\u00e9<\/span><\/a>\u00a0(\u00a0<\/span>becquerels<\/span><\/a>\u00a0ou\u00a0<\/span>curies<\/span><\/a>\u00a0).<\/span><\/p>\n

L’ALI a \u00e9t\u00e9 d\u00e9fini par la CIPR dans la publication 60 (CIPR, 1991b, paragraphe S30) comme:<\/span><\/p>\n

\u00ab\u00a0L’apport d’activit\u00e9 (Bq) d’un radionucl\u00e9ide qui conduirait \u00e0 une dose efficace correspondant \u00e0 la limite annuelle limite E\u00a0<\/span><\/em>; w<\/span><\/sub><\/em>\u00a0, dans l’hypoth\u00e8se o\u00f9 le travailleur n’est expos\u00e9 qu’\u00e0 ce radionucl\u00e9ide.\u00a0\u00bb<\/span><\/em><\/p>\n

L’ALI du radionucl\u00e9ide j est alors:<\/span><\/p>\n

\"Limite<\/a><\/p>\n

o\u00f9 e (50) est le\u00a0<\/span>coefficient de dose efficace de<\/span><\/strong>\u00a0r\u00e9f\u00e9rence correspondant\u00a0en (Sv \/ Bq).\u00a0Ce coefficient de dose,\u00a0<\/span>e<\/span><\/em>\u00a0(T), est d\u00e9termin\u00e9 par la radiotoxicit\u00e9 d’un nucl\u00e9ide, et il tient compte des facteurs de pond\u00e9ration des rayonnements et des tissus, des informations m\u00e9taboliques et biocin\u00e9tiques.<\/span><\/p>\n

Voir aussi: ICRP, 1994. Coefficients de dose pour les apports de radionucl\u00e9ides par les travailleurs.\u00a0Publication 68 de la CIPR. Ann.\u00a0CIPR 24 (4).<\/span><\/p>\n

\"Limite<\/a>
Limites annuelles d’admission (ALI) pour les travailleurs, ce qui donne une dose de 0,020 Sv.<\/span><\/figcaption><\/figure>\n

Dans la publication 60, la Commission a recommand\u00e9 que l’ALI soit bas\u00e9 sur la limite de dose de la limite\u00a0<\/span>E\u00a0<\/span><\/strong>, w<\/span><\/sub><\/strong>\u00a0= 0,020 Sv<\/span><\/strong>\u00a0par an, sans moyenne temporelle.\u00a0Pour les membres du public\u00a0limite<\/sub><\/strong><\/span>\u00a0E\u00a0<\/span><\/strong>; w<\/span><\/sub><\/strong>\u00a0= 0,001 Sv<\/span><\/strong>\u00a0est la valeur recommand\u00e9e.<\/span><\/p>\n

Par exemple, supposons un apport de\u00a0<\/span>tritium<\/span><\/a>\u00a0radioactif\u00a0.\u00a0Pour le tritium, l’apport limite annuel (ALI) est de 1 x 10\u00a0<\/span>9<\/span><\/sup>\u00a0Bq.\u00a0Si vous absorbez 1 x 10\u00a0<\/span>9<\/span><\/sup>\u00a0Bq de tritium, vous recevrez une dose de 20 mSv pour tout le corps.\u00a0Notez que la\u00a0<\/span>demi-vie biologique est d’<\/span><\/a>\u00a0environ 10 jours, tandis que la\u00a0<\/span>demi-vie radioactive<\/span><\/a>\u00a0est d’environ 12 ans.\u00a0Au lieu d’ann\u00e9es, il faut quelques mois pour que le tritium soit assez bien \u00e9limin\u00e9.\u00a0La\u00a0<\/span>dose efficace engag\u00e9e<\/span><\/strong>\u00a0, E (t), est donc de 20 mSv.\u00a0Cela ne d\u00e9pend pas si une personne entreprend cette activit\u00e9 en peu de temps ou en longtemps.\u00a0Dans tous les cas, cette personne re\u00e7oit la m\u00eame dose pour tout le corps de 20 mSv.<\/span><\/p>\n

Pour\u00a0<\/span>131<\/span><\/sup>\u00a0I, la CIPR a calcul\u00e9 que si vous inhalez 1 x 10\u00a0<\/span>6<\/span><\/sup>\u00a0Bq (ALI pour\u00a0<\/span>131<\/span><\/sup>\u00a0I), vous recevrez une dose thyro\u00efdienne de HT = 400 mSv (et une dose pond\u00e9r\u00e9e pour tout le corps de 20 mSv).<\/span><\/p>\n

Concentration d\u00e9riv\u00e9e d’air – DAC<\/span><\/h2>\n

Les concentrations de mati\u00e8res radioactives dans l’air sont limit\u00e9es par la concentration en air d\u00e9riv\u00e9e (DAC), qui est d\u00e9riv\u00e9e de l’ALI.\u00a0Le CAD est la concentration d’activit\u00e9 dans l’air en unit\u00e9s de Bq \/ m\u00a0<\/span>3<\/span><\/sup>\u00a0du radionucl\u00e9ide consid\u00e9r\u00e9, ce qui conduirait \u00e0 l’apport d’un ALI (Bq) en supposant une fr\u00e9quence respiratoire moyenne de 1,1 m\u00a0<\/span>3<\/span><\/sup>\u00a0\/ h et un temps de travail annuel de 2000 h (une prise d’air annuelle de 2200 m\u00a0<\/span>3<\/span><\/sup>\u00a0).<\/span><\/p>\n

Le CAD a \u00e9t\u00e9 d\u00e9fini par la CIPR dans la publication 60 (CIPR, 1991b, paragraphe S30) comme:<\/span><\/p>\n

\u00abLa concentration d’air d\u00e9riv\u00e9e est \u00e9gale \u00e0 la limite annuelle d’admission, ALI, (d’un radionucl\u00e9ide) divis\u00e9e par le volume d’air inhal\u00e9 par une personne de r\u00e9f\u00e9rence au cours d’une ann\u00e9e de travail (soit 2,2 \u00d7 10\u00a0<\/span><\/em>3<\/span><\/sup><\/em>\u00a0m\u00a0<\/span><\/em>3<\/span><\/sup><\/em>\u00a0).\u00a0L’unit\u00e9 du CAD est le Bq \/ m\u00a0<\/span><\/em>3.<\/span><\/sup><\/em>\u00a0\u00bb<\/span><\/em><\/p>\n

R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: CIPR, 2007. Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique.\u00a0Publication 103 de la CIPR. Ann.\u00a0ICRP 37 (2-4).<\/span><\/p>\n

Par cons\u00e9quent, si nous divisons l’ALI par 2200 m\u00a0<\/span>3<\/span><\/sup>\u00a0, nous obtiendrons le DAC en Bq \/ m\u00a0<\/span>3<\/span><\/sup>\u00a0.\u00a0Par exemple, l’ALI de l’iode-131 est de 1 x 10\u00a0<\/span>6<\/span><\/sup>\u00a0Bq.\u00a0Le CAD correspondant sera de 1 000 000\/2400 = 417 Bq \/ m\u00a0<\/span>3<\/span><\/sup>\u00a0.<\/span><\/p>\n

Le CAD du radionucl\u00e9ide j est donn\u00e9 par:<\/span><\/p>\n

\"Concentration<\/a><\/p>\n

Si un travailleur respire de l’air contenant des mati\u00e8res radioactives \u00e0 une concentration de 1 DAC pendant une heure, il a \u00e9t\u00e9 expos\u00e9 \u00e0 1 DAC.hr.<\/span><\/p>\n

Voir aussi:\u00a0<\/span>Contamination a\u00e9roport\u00e9e<\/span><\/a><\/p>\n

Exposition professionnelle – Dose efficace<\/span><\/h3>\n

Dans la plupart des situations d’exposition professionnelle, la\u00a0<\/span>dose efficace<\/span><\/a>\u00a0, E, peut \u00eatre d\u00e9riv\u00e9e des\u00a0<\/span>quantit\u00e9s op\u00e9rationnelles en<\/span><\/a>\u00a0utilisant la formule suivante:<\/span><\/p>\n

\"Exposition<\/a><\/p>\n

La\u00a0<\/span>dose engag\u00e9e<\/span><\/strong><\/a>\u00a0est une quantit\u00e9 de dose qui mesure le risque sanitaire stochastique d\u00fb \u00e0 un\u00a0<\/span>apport de mati\u00e8res radioactives<\/span><\/strong>\u00a0dans le corps humain.\u00a0\u00c9tant donn\u00e9 que la limite de dose op\u00e9rationnelle de 20 mSv s’applique \u00e0 la somme des expositions internes et externes, si un travailleur a une dose externe, l’ALI doit \u00eatre modifi\u00e9 ou compens\u00e9 pour tenir compte de la dose externe.\u00a0Par exemple, supposons que le travailleur ait 10 mSv de sources externes de rayonnement.\u00a0Seuls 10 mSv suppl\u00e9mentaires sont autoris\u00e9s par les rayonnements internes avant que le travailleur n’atteigne la limite professionnelle du corps entier.<\/span><\/p>\n

Voir aussi:\u00a0<\/span>Limites de dose<\/span><\/a><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

……………………………………………………………………………………………………………………………….<\/p>\n

Cet article est bas\u00e9 sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la \u00e0 l’adresse: translations@nuclear-power.com ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous appr\u00e9cions votre aide, nous mettrons \u00e0 jour la traduction le plus rapidement possible. Merci<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"

Si la source de rayonnement est \u00e0 l’int\u00e9rieur de notre corps, nous disons que c’est une exposition interne.\u00a0Pour les doses internes, nous devons d’abord distinguer entre l’apport et l’absorption.\u00a0L’admission signifie ce qu’une personne absorbe. L’absorption signifie ce qu’une personne garde.\u00a0Absorption de dose interne – exposition interne Si la source de rayonnement est \u00e0 l’int\u00e9rieur de … Lire la suite<\/a><\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":[],"categories":[49],"tags":[],"yoast_head":"\nQu'est-ce que la prise de dose interne - D\u00e9finition<\/title>\n<meta name=\"description\" content=\"Si la source de rayonnement est \u00e0 l'int\u00e9rieur 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. 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