La responsabilité des références françaises pour la fluence et les grandeurs dosimétriques neutroniques est du ressort du laboratoire de métrologie et de dosimétrie des neutrons de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). C’est dans ce cadre, que l’institut développe et exploite, à Cadarache, des installations produisant des champs neutroniques de référence pour des utilisations diverses. Certaines (sources radioactives émettrice neutrons respectant la norme ISO 8529-1) sont utilisées pour effectuer des étalonnages de routine de dispositifs de mesure. D’autres installations produisent des champs neutroniques « réalistes » simulant les champs rencontrés sur les postes de travail en modérant les champs neutroniques générés à partir de sources radioactives ou d’accélérateurs. Enfin, l’installation AMANDE dont l’inauguration a eu lieu en mai 2005 produit des champs de neutrons monoénergétiques d’énergie comprise entre 2 keV et 20 MeV à partir de l’interaction de particules chargées accélérées jusqu’à 4 MeV sur différentes cibles. Avec l’arrivée de cette dernière installation, l’IRSN offre un plateau technique très complet pour la production de tous les types de champ neutronique recommandés par les normes internationales pour l’étalonnage des instruments de détection des neutrons.

Une véritable révolution technologique a, au cours des 5 dernières années, profondément modifié le périmètre d’application et les perspectives de la médecine nucléaire, en particulier de la cancérologie nucléaire. Dans le cadre des applications diagnostiques, la tomographie par émission de positons (TEP) avec le 18F-fluoro déoxyglucose (FDG) a eu un impact déterminant sur la stratégie diagnostique des oncologues en ajoutant des informations fonctionnelles très précieuses aux informations morphologiques de l’imagerie conventionnelle. De nombreux autres traceurs fluorés, en cours d’évaluation clinique, sont destinés à étudier des fonctions tumorales diverses (prolifération tumorale, hypoxie, apoptose chimioinduite, etc.) pouvant avoir des répercussions thérapeutiques importantes. D’autres émetteurs de positons seront disponibles à terme, comme le 64Cu (période de 12 heures), le 124I (période de 4,1 jours) et le 86Y (période de 15 heures) dans des indications comme l’immuno-TEP ou la dosimétrie pré-thérapeutique qui ne peuvent être développées avec le 18F du fait de sa période trop courte. Dans le cadre des applications thérapeutiques, la radiothérapie interne, longtemps limitée au cancer thyroïdien différencié, s’est étendue à beaucoup d’autres types de cancers du fait de la disponibilité de nouveaux vecteurs de radionucléides comme les anticorps monoclonaux (radioimmunothérapie) ou des peptides (radiopeptide-thérapie), de nouvelles méthodes de ciblage tumoral et de nouveaux radionucléides, en particulier des émetteurs de particules alpha (alpha-thérapie). Toutes ces évolutions technologiques ont bien sûr une implication en radioprotection en ce qui concerne l’exposition du personnel de médecine nucléaire, de l’entourage familial proche et plus généralement de l’environnement. Actuellement l’essentiel des dispositions règlementaires s’applique au 99mTc pour les applications diagnostiques et au 131I en thérapie, elles ont été étendues en 2001 au 18F dans le cadre des contraintes de radioprotection liées à l’utilisation de FDG. Concernant l’exposition de l’entourage proche du malade, la règlementation est actuellement limitée au seuil d’activité de 740 MBq de 131I qui impose un confinement hospitalier du malade. Une indication indirecte de cette exposition peut être donnée par le débit d’exposition (en µSv/h) à 1 mètre pour une source de 1 MBq. Si on prend en compte la valeur du débit et la période physique, il apparaît, qu’à activité identique, le 52Fe, le 86Y et le 124I sont des radionucléides émetteurs de positons qui présentent un débit élevé à la sortie du service et pendant les heures qui suivent l’injection. Concernant l’exposition de l’environnement, la règlementation actuelle impose une concentration radioactive, à l’émissaire de l’établissement, de 1000 Bq/L pour le 99mTc et de 100 Bq/L pour le 131I. Pour les nouveaux radionucléides, d’autres hypothèses que celle d’une concentration permanente de 100 Bq/L doivent être retenues et des études d’impact, similaires à celles pratiquées dans le domaine du nucléaire devraient être effectuées.

La surveillance dosimétrique des travailleurs exposés au risque d’exposition externe répond à des exigences à la fois techniques, réglementaires et organisationnelles. Maillon essentiel du dispositif de radioprotection, cette surveillance individuelle doit être adaptée au poste de travail. Le choix des techniques à mettre en œuvre repose sur l’étude du poste de travail dont les résultats conditionnent à la fois le classement des travailleurs et le zonage radiologique des locaux. Des solutions satisfaisantes existent dans la grande majorité des cas. Des solutions rationnelles restent en revanche à trouver dans quelques situations spécifiques.

Une atteinte sévère au niveau de la sphère gastro-intestinale, consécutive à une exposition aux rayonnements ionisants à forte dose, est un risque majeur et peut impliquer le pronostic vital de la personne irradiée. En effet, de par sa radiosensibilité importante, l’intestin représente une cible directe lors d’une irradiation, mais peut également être affecté de façon indirecte via les lésions qui apparaissent au niveau d’autres organes, comme les brûlures cutanées ou l’atteinte du système hématopoïétique. De façon similaire à ce qui peut être observé dans d’autres cas d’agressions sévères du tractus gastro-intestinal, l’exposition aux rayonnements ionisants se caractérise notamment par la perte d’intégrité de la barrière intestinale qui peut entraîner, voire perpétuer la libération de médiateurs inflammatoires et/ou anti-inflammatoires ; ce type de réponse pourrait à son tour générer des atteintes au niveau d’autres organes. Dans ce contexte, l’intestin « lésé » peut être considéré comme jouant un rôle clé dans la mise en place du syndrome de défaillance multi-viscérale (SDMV) radio-induit. La spécificité des effets de l’irradiation repose sur le fait que les compartiments tissulaires et vasculaires sont conjointement altérés avec une aplasie cellulaire plus ou moins intense, une atteinte de la fonction de barrière et la présence d’un état inflammatoire ; ainsi, tous ces éléments doivent être pris en considération dans la réponse radio-induite de l’intestin, afin de mieux déterminer le rôle de cette dernière dans la pathologie mixte du syndrome aigu d’irradiation (SAI) à court et à long terme.

For dose assessment following chronic or accidental inhalation of radioactive aerosols, the dosimetric models of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) provide dose coefficients, retention and excretion functions. Unknown date or dates of intake is the major source of uncertainty in dose assessment during routine monitoring of nuclear workers. The two assumptions commonly made in dose assessment from an unknown time pattern of intake have been tested experimentally with a model of repeated inhalation by rats. The hypothetical intake derived from lung measurement was relatively reliable under the two hypotheses. The hypothetical intake derived from excreta measurement depended on the choice of hypothesis and on the real time pattern of intake.