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Optimisation des protocoles de surveillance individuelle après un accident de contamination interne compte-tenu des incertitudes associées à l'évaluation dosimétrique

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Laboratoire d'accueil : Laboratoire d'évaluation de la dose interne (LEDI)

Date de début de thèse : octobre 2013

Nom du doctorant : Mathilde Vincent

 

Descriptif du sujet

 

Introduction

 

Dans le cadre de leurs activités professionnelles, les travailleurs peuvent être contaminés soit par inhalation ou blessure avec des matériaux radioactifs. Dès la découverte d’un incident de contamination, le médecin du travail en charge de son suivi doit définir un protocole thérapeutique si nécessaire et un protocole de suivi post-incidentel. Ce dernier est formé de mesures anthroporadiamétriques et/ou radiotoxicologiques permettant de remonter à la contamination du travailleur pour estimer la dose efficace engagée correspondant à l’incident.


La détermination de ce protocole de suivi est souvent difficile a priori lorsque la forme physico-chimique du contaminant et son comportement dans le corps n’est pas connue précisément. D’autre part, le délai de traitement des échantillons peut, dans certains cas, obliger le médecin à anticiper la surveillance à venir en attendant les premiers résultats radiotoxicologiques. L’estimation de la dose sera d’autant plus précise que le nombre de mesures sera important. Cependant un nombre très élevé de mesures peut induire, en plus de l’aspect financier et organisationnel, un stress supplémentaire chez le patient.

 

 

Activité du laboratoire dans le domaine spécifique au sujet

 

Des travaux méthodologiques sur la détermination de l’incertitude relative à la dose estimée à partir des données de mesure de la contamination interne sont réalisés au LEDI depuis 2003. L’approche développée repose sur des simulations probabilistes de type Monte Carlo des erreurs de mesure, des dates d’incorporation inconnues et des caractéristiques physico-chimiques d’aérosols contaminant [1-6]. Elle a été complétée, dans le cadre d’un projet de recherche exploratoire de l’IRSN de 2007 à 2008, par une collaboration avec le Laboratoire Incertitudes et Modélisation des Accidents de Refroidissement (LIMAR). Ce projet a permis le développement d’un cadre méthodologique à suivre pour toute étude d’incertitudes et d’une méthode permettant de définir les niveaux de confiance de l’incorporation à partir d’un résultats de mesure [7-8].


D’autre part, le LIMAR est spécialiste pour l’application de la théorie de modélisation mathématique de la connaissance de Dempster-Shafer [9-13], qui permet de combiner une modélisation probabiliste de la variabilité aléatoire à une modélisation réaliste de l’information imprécise à l’aide de nombres flous. Une première application de cette théorie à la problématique de la dosimétrie interne des travailleurs exposés aux poussières uranifères a été réalisée au LEDI au cours d’un stage de master [14].


Cette thématique a été poursuivie par la thèse d’Estelle Davesne réalisée dans le cadre du PIC DOSINTER achevée en 2010 [15-17]. Cette thèse avait pour objectif de développer des méthodes aidant le médecin du travail à choisir un protocole de surveillance de routine des travailleurs en faisant un compromis entre le nombre de mesures et la sensibilité du protocole en termes de dose. Elle a donné lieu au développement de méthodes novatrices pour la prise en compte des incertitudes pour estimer la sensibilité des programmes de surveillance de routine notamment par l’utilisation d’un réseau bayésien. Suite à ce travail, un logiciel a été déposé à l’Agence de Protection des Programmes en juillet 2012.

 


Sujet et déroulement de l'étude

 

L’objet de cette thèse est de développer des méthodes pour proposer un protocole de surveillance dosimétrique après un incident de contamination interne qui permette d’atteindre le niveau de confiance souhaité dans l’estimation de dose engagée, compte-tenu des incertitudes associées tout en aidant le médecin dans la définition du protocole de suivi.


Cette thèse proposée donnera lieu au développement d’un logiciel expert qui permettra d’évaluer la dose efficace engagée sur 50 ans ainsi que les doses absorbées par différents tissus suite à une contamination incidentelle. Ce logiciel sera réalisé en deux temps :

  • Calcul de la dose de manière déterministe en ne prenant en compte que les incertitudes de mesure
  • Évaluation de la dose et de son incertitude associée en intégrant les incertitudes sur les conditions d’exposition.

 

La première partie des développements (de T0 à T0 + 12 mois) se concentrera sur le choix des algorithmes d’ajustement du modèle biocinétique aux données de mesures radiotoxicologique et anthroporadiamétrique les plus efficaces en termes de temps de calcul et de qualité des résultats. La deuxième partie (de T0 + 6 mois à T0 + 24 mois) complètera le travail réalisé dans le cadre de la thèse d’Estelle Davesne pour adapter les méthodes d’analyse de l’incertitude et d’optimisation des programmes de surveillance au cas des estimations dosimétriques post-incidentelles où plus de résultats de mesure sont recueillies qu’en surveillance de routine. Les méthodes développées pour l’optimisation des programmes de surveillance de routine pourront être mises en œuvre dans un premier temps dans cette étude. Cependant, il est probable que le fait d’avoir de plus nombreux résultats de mesure rende ces méthodes peu efficaces en termes de temps de calcul et de précision. Des méthodes de Monte-Carlo en utilisant des chaines de Markov[18], par exemple, pourraient être comparées à la méthode WeLMoS et au réseau bayésien utilisés dans l’étude précédente [15-17].


Dans un troisième temps (de T0 + 24 mois à T0 + 36 mois), l’étudiant sera amené à déterminer quels programmes de surveillance (quelles dates de mesure et quels de types de mesures) sont les plus adaptés pour des contaminations types :

  • inhalation de plutonium et américium,
  • inhalation d’uranium naturel ou enrichi,
  • inhalation de produits d’activation et de fission,
  • blessure par des matériaux contaminés,
  • éventuellement, exposition à des composés radiopharmaceutiques.

Ces programmes proposés a priori seront construits de telle manière que l’évaluation dosimétrique atteigne le niveau de précision souhaité. Le contexte socioéconomique sera pris en compte dans leur élaboration. Ils pourront également être modulés en fonction de l’ampleur de la contamination. Pour le suivi des contaminations par du plutonium ou de l’américium, l’effet du traitement par le DTPA devra être pris en compte.

 


Livrables

 

Les livrables prévus de la thèse seront :

  • Un logiciel personnalisable permettant de calculer la dose efficace à certains organes critiques, avec des paramètres définis par l’IRSN. De plus, ce logiciel pourra être lancé de manière automatique pour calculer les doses reçues par les travailleurs des cohortes des études épidémiologiques.
  • Un logiciel expert permettant d’aider le médecin du travail dans la définition des protocoles de surveillance suite à une contamination interne.
  • Publications sur la comparaison des méthodes de détermination de l’incorporation, de la dose et des leurs incertitudes associées, sur la définition des programmes a priori et de leur application sur des cas de contamination anciens.



Références

[1] Molokanov A, Blanchardon E, Franck D, Jourdain J-R 2004 Intercomparison of monitoring data interpretation based on real contamination cases. Rapport IRSN SDI/2004-007

[2] Blanchardon E, Molokanov A, Franck D, Kochetkov O, Panfilov A and Jourdain J R 2007 Estimation of the Uncertainty in Internal Dose Calculation for Two Contamination Cases Radiation protection dosimetry 125 548-552

[3] Molokanov A and Blanchardon E 2007 Analysis of the Uncertainty in Internal Dose Estimate Resulting from Biological Stochastic Variability of Excretion Radiation protection dosimetry 125 561-564

[4] Molokanov A and Blanchardon E 2007 Dependence of the Dose Estimate on the Time Pattern of Intake by the Example of Tritiated Water Intakes Radiation protection dosimetry 127 387-91

[5] Etherington G, Birchall A, Puncher M, Molokanov A and Blanchardon E 2006 Uncertainties in doses from intakes of radionuclides assessed from monitoring measurements Radiation protection dosimetry 121 40-51

[6] Molokanov A, Blanchardon E, Franck D, Jourdain J-R 2007 development of methods and algorithms for investigating uncertainties in retrospective dose assessment. Rapport IRSN SDI/2007-036

[7] Molokanov A, Chojnacki E and Blanchardon E 2010 A simple algorithm for solving the inverse problem of interpretation of uncertain individual measurements in internal dosimetry Health physics 98 12-9

[8] Molokanov A, Blanchardon E, Chojnacki E 2008 Évaluation de l’incertitude dans la détermination des doses à partir des mesures de surveillance de la contamination interne des travailleurs. Rapport IRSN SDI/2008-015, SEMIC/2008-386

[9] Baudrit, C. Représentation et propagation de connaissances imprécises et incertaines : Application à l’évaluation des risques liés aux sites et aux sols pollués. Thèse de doctorat soutenue à l’université Toulouse III, le 19 octobre 2005.

[10] Shafer G. A Mathematical Theory of Evidence. Princeton – University Press 1976.

[11] K. Tanaka. An introduction to fuzzy logic for practical applications. Springer 1997.

[12] Chojnacki E, Baccou J and Destercke S 2010 Numerical accuracy and efficiency in the treatment of epistemic and random uncertainty International Journal of General Systems Accepted

[13] Destercke S. 2008 Représentation et combinaison d’informations incertaines : applications aux études de sûreté nucléaires, Mémoire de thèse soutenue le 29 octobre 2008 à l’Université de Toulouse III Paul Sabatier
[14] Davesne E, Chojnacki E, Paquet F, Blanchardon E 2009 Modelling the imprecision in prospective dosimetry of internal exposure to uranium, Health Physics 96(2) 144-154

[15] Davesne E, Casanova P, Chojnacki E, Paquet F, Blanchardon E, 2010 Integration of uncertainties into internal contamination monitoring, Health Physics 99(4) 144-154

[16] Davesne E, Casanova P, Chojnacki E, Paquet F, Blanchardon E, 2011 Optimisation of internal contamination monitoring programme by integration of uncertainties, Radiation Protection Dosimetry 144(1-4) 361-366

[17] Davesne E, 2010 Optimisation des programmes de surveillance systématique de l'exposition interne, Mémoire de thèse soutenue le 14 septembre 2010 à l’Université de Paris XI

[18] Miller G, Martz H F, Little T T and Guilmette R 2002 Bayesian internal dosimetry calculations using Markov Chain Monte Carlo Radiation protection dosimetry 98 191-198

[19] Davesne E, Paquet F, Ansoborlo E, Blanchardon E 2010 Absorption of plutonium