Les méthodes et les limites de la dosimétrie après contamination interne

The methods and limitations of dosimetry after internal contamination

¹ IRSN, Laboratoire d’Évaluation de la Dose Interne, DRPH/SDI/LEDI, B.P. 17, 92262 Fontenay-aux-Roses, France.
² CEA, Cellule Carmin, DSV/DIR/CAR et Cab. HC, B.P. 6, 92265 Fontenay-aux-Roses, France.
³ IRSN, Laboratoire de RadioTOXicologie expérimentale, DRPH/SRBE/LRTOX, B.P. 166, 26702 Pierrelatte, France.

Reçu : 24 Avril 2007
Accepté : 17 Juillet 2007

Résumé

L’estimation des doses absorbée, équivalente et efficace résultant d’une contamination interne se base sur la mesure de l’activité par anthroporadiamétrie (in vivo) ou par analyse radiotoxicologique in vitro. La valeur d’activité mesurée est interprétée en termes de dose à l’aide de modèles biocinétiques et dosimétriques qui décrivent le devenir des radionucléides dans le corps d’un individu de référence et permettent de calculer l’énergie qu’ils y déposent. Pour s’assurer du respect des limites réglementaires de dose, des programmes de surveillance sont mis en place. Les mesures d’activité peuvent être interprétées suivant une procédure standard comme celle proposée par le groupe IDEAS. Cependant, une incertitude significative est introduite dans le calcul de la dose par les incertitudes de mesure, par la méconnaissance partielle des conditions d’exposition et par le réalisme imparfait des modèles. En plus de cette incertitude, l’extrapolation aux faibles doses d’effets biologiques observés après une irradiation plus intense, la toxicité chimique des radionucléides et l’hétérogénéité du dépôt d’énergie rendent difficile l’estimation du risque résultant d’une contamination interne. En conclusion, il convient de garder à l’esprit que la dose efficace est un outil de gestion de la radioprotection mais pas un indicateur quantitatif du risque individuel.

Abstract

The assessment of absorbed, equivalent and effective doses after internal exposure is based on activity measurement by in vivo counting or bioassay. A dose value is derived from this measurement by means of biokinetic and dosimetric models which describe the behaviour of radionuclides in the body of a reference man and the subsequent deposition of energy. To enforce regulatory dose limits, monitoring programs are designed. The doses can be estimated from the measurement data according to a standard procedure as proposed by the IDEAS group. However, a significant uncertainty is associated with the dose estimate, due to the uncertainties of measurement, to the incomplete knowledge of the conditions of exposure and to the imperfect realism of the models. In addition to this uncertainty, the extrapolation to low dose of biological effects observed at higher dose, the chemical toxicity of radionuclides and the heterogeneous energy deposition make the estimation of the risk following an internal exposure very difficult. As a conclusion, it should be reminded that the effective dose is a tool for the management of radiological protection but not a quantitative indicator of the individual risk.