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Radioprotection du personnel autour d'installations de radiothérapie. Contribution aux doses du rayonnement neutronique secondaire


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Titre du congrès :SFPM - 47èmes Journées Scientifiques
Ville du congrès :Marseille
Date du congrès :04/06/2008

Résumé

CONTEXTE ET OBJECTIF Les accélérateurs linéaires d'électrons opérant entre 4 et 25 MV sont largement utilisés dans le cadre d'applications médicales pour le traitement curatif ou palliatif. Pour des énergies supérieures à 6 MeV, les électrons accélérés et les photons X produits par leur ralentissement dans la cible génèrent un champ de radiations neutroniques secondaires. Ce champ est principalement produit par des réactions photo-nucléaires à seuil du type (,xn) dans les matériaux composant la tête de l'appareil, la salle de traitement et le patient. Le parc français d'installations de radiothérapie externe, qui comprend plus de 350 salles de traitement, fait actuellement l'objet d'importantes évolutions, liées en particulier au remplacement d'irradiateurs au cobalt-60 par des accélérateurs linéaires produisant des photons de plus haute énergie, ainsi qu'à la généralisation de l'utilisation de la technique de radiothérapie conformationnelle par modulation d'intensité (RCMI). Il y a donc lieu de s'interroger, du point de vue de la radioprotection des travailleurs, sur le maintien de la capacité des protections radiologiques à assurer un bon niveau de protection, en particulier vis-à-vis du rayonnement neutronique secondaire. Pour répondre à ces interrogations, l'IRSN a mené une campagne de mesures auprès de plusieurs installations. MATERIELS ET METHODES L'étude a concerné six installations provenant des principaux fabricants (Varian, Elekta, General Electric, Siemens), pouvant fonctionner à différentes énergies nominales, et a inclus les techniques conventionnelle et de RCMI. Ont été également considérés les différents types de bunkers : bunkers standard (récents) et bunkers reconfigurés (ajout de métal : acier ou plomb). Les conditions de mesure ont été choisies pénalisantes pour la radioprotection du personnel. Elles ont pris en compte les contributions des photons et des neutrons aux doses et ont été effectuées en divers points représentatifs de l'exposition potentielle du personnel, c'est-à-dire à l'extérieur de la salle d'irradiation en cours de traitement pour le rayonnement de fuite, et à l'intérieur de la salle entre deux traitements pour le problème spécifique de l'activation. Des mesures complémentaires à l'intérieur de la salle en cours de traitement ont également été faites afin de collecter des données relatives d'une part au spectre énergétique du champ neutronique et, d'autre part, à l'efficacité des portes mises en place. RESULTATS En considérant des hypothèses raisonnablement pénalisantes du point de vue de la radioprotection (estimations faites pour des installations fonctionnant à leur énergie maximale de 15, 18 ou 25 MV suivant le cas), la dose efficace annuelle due à l'exposition externe intégrée par un opérateur est estimée à 0,9 mSv. L'exposition entre les traitements associée aux rayonnements (X, , ) émis par la décroissance des produits d'activation représente 54 % de la dose efficace totale et 7 % sont dus à l'exposition aux neutrons émis en cours de traitement lorsque l'opérateur est au pupitre de commande. CONCLUSION Au vu des résultats obtenus auprès d'un échantillon de six installations différentes, le suivi dosimétrique des personnels opérant à ces postes de travail au moyen de dosimètres individuels dédiés aux photons et rayonnements bêta peut paraître suffisant. Toutefois, avant la mise en fonctionnement d'une installation de radiothérapie les contrôles de radioprotection pourront comprendre des mesures dédiées aux neutrons, en portant une attention particulière aux bunkers reconfigurés et aux accélérateurs fonctionnant au-delà de 18 MV.