To evaluate current exposure levels from pediatric MDCT examinations in order to issue recommenda... more To evaluate current exposure levels from pediatric MDCT examinations in order to issue recommendations for the routine clinical practice that may be used for establishing future diagnostic reference levels (DRL). Materials and methods. A survey was conducted at hospital sites affiliated with the SFIPP (Société Francophone d'Imagerie Pédiatrique et Prénatale). Tube potential and volume computed tomography dose index (CTDI) vol. values were obtained for three age groups (1, 5 and 10 years) for typical scanning indications of eight anatomical regions. Twenty of 29 sites provided us with a copy of their protocols. All ages groups combined, 97% of protocols used a tension level < or =120 kVp. For age groups 1, 5 and 10 years respectively, the 75th percentiles of dose distributions were: 31, 39.5 and 49.5 mGy for the "head" protocol; 24, 22 and 24 mGy for "head and neck"; 11, 11, and 11 mGy for "paranasal sinuses"; 46, 71 and 87 mGy for "petrous b...
Manuscrit reçu le 8 octobre 1993) RÉSUMÉ Dans les applications diagnostiques des radionucléides, ... more Manuscrit reçu le 8 octobre 1993) RÉSUMÉ Dans les applications diagnostiques des radionucléides, la méthode habituellement utilisée pour les évaluations dosimétriques est celle développée par le "Medical internal radiation dose committee". Cette méthode présente, cependant, des limitations car elle s'adresse à des modèles donnés et à des organes bien définis. Aussi, afin de satisfaire tous les besoins en dosimétrie interne pour les applications diagnostiques et thérapeutiques, nous avons développé un programme permettant de tenir compte non seulement des caractéristiques propres à chaque patient (âge, taille, poids et sexe) mais également de celles des sites radioactifs (tumeur, métastases, lésions) de position, de forme et de dimension quelconques. Ce programme permet de calculer la dose délivrée à des organes "cibles" par des "sources" soit préalablement choisies, soit localisées sur un écran à partir de la représentation d'un squelette et de planches anatomiques. Ainsi, ce programme, qui offre une approche de dosimétrie personnalisée, répond à la fois aux besoins diagnostiques pour la quasi totalité des radionucléides disponibles et aux besoins thérapeutiques pour l'évaluation de doses à des organes particulièrement critiques telles que la moelle et les gonades.
Manuscrit reçu le 24 août 1991) RÉSUMÉ Les aspects pratiques de la surveillance de l'exposition p... more Manuscrit reçu le 24 août 1991) RÉSUMÉ Les aspects pratiques de la surveillance de l'exposition professionnelle en milieu hospitalier et dans les laboratoires de recherche sont étroitement liés au type de sources et aux méthodes mises en oeuvre dans les différents services dans un but thérapeutique ou diagnostique. Les sources sont très diverses, émettant dans le cas le plus général des photons X et gamma, des électrons de haute énergie ou des particules bêta. On les rencontre sous forme scellée ou de générateurs électriques, dans les services de radiothérapie en vue d'irradiation externe, de curiethérapie pour des irradiations interstitielles et intracavitaires, et de radiodiagnostic. Dans les services de médecine nucléaire, avec administration généralement par injection, et dans tes laboratoires, à des fins de dosage ou de recherche, on utilise principalement des sources sous forme non scellée. Ainsi, le personnel selon son activité sera soumis au risque d'exposition externe ou aux risques d'exposition externe et interne. Dans le domaine des sources scellées et des générateurs électriques, les situations qui nécessitent une attention particulière, c'est-à-dire une surveillance complémentaire à la surveillance réglementaire, se rencontrent en radiodiagnostic et singulièrement lors d'activités pour lesquelles les rayons X sont indispensables pour le suivi de l'intervention (orthopédie, radiologie vasculaire et interventionnelle, ...) et en curiethérapie où la manipulation des sources impose une surveillance des mains. Dans le domaine des sources non scellées, certains postes de. médecine nucléaire (préparation et injection des produits radioactifs) nécessitent une surveillance complémentaire des mains. Mais, dans ce type de service, comme dans les laboratoires, le risque premier est celui d'exposition interne suite à une contamination pour laquelle la réglementation prévoit un examen radiotoxicologique et/ou anthropogammamétrique selon une périodicité à définir. En pratique, celle-ci est de 6 mois, ce qui n'est pas toujours adapté aux caractéristiques des radionucléides manipulés. En effet, l'utilisation de radionucléides de période effective courte ou la manipulation intermittente des radionucléides, ce qui est souvent le cas dans les laboratoires de recherche, nécessiterait une fréquence plus élevée.
Édité par Elsevier Masson SAS. Tous droits réservés question réponse Inscrire la dose d'expositio... more Édité par Elsevier Masson SAS. Tous droits réservés question réponse Inscrire la dose d'exposition dans les comptes-rendus radiologiques : pourquoi ? comment ? H Brisse (1, 2), D Sirinelli (2, 3), JF Chateil (2, 4), YS Cordoliani (5), B Aubert (6), B Silberman (2, 7), M Panuel (2, 8) et C Adamsbaum (2, 9) Est-il réellement obligatoire aujourd'hui d'inscrire la dose dans les comptes-rendus radiologiques ? Oui. Un texte réglementaire vient de paraître en ce sens, l'arrêté du 22 septembre 2006 « relatif aux informations dosimétriques devant figurer dans un compte-rendu d'acte utilisant les rayonnements ionisants » (Journal Officiel du 29 septembre 2006). Cet arrêté peut être consulté (en version commentée) sur Internet via le site de la Société Française de Radiologie (http://www.sfrnet.org, rubrique « Euratom » puis « Guides » puis « Guide des procédures radiologiques » et « Nouvelle législation en radioprotection »).
Les progrès en médecine nucléaire sont liés pour une grande part à l'amélioration des performance... more Les progrès en médecine nucléaire sont liés pour une grande part à l'amélioration des performances des détecteurs. En présentant un bilan des performances de 5 types de détecteurs, comparées à celles du détecteur au Nal(Tl), il apparaît qu'en dehors d'applications ponctuelles le détecteur au NaI(Tl) reste pour quelque temps encore, le détecteur de choix dans le service de médecine nucléaire.
Objectifs Caracteriser la repartition des actes de radiodiagnostic et des doses associees par typ... more Objectifs Caracteriser la repartition des actes de radiodiagnostic et des doses associees par type d’acte, categories d’examens, âge et sexe des patients, dans le cadre du suivi de l’exposition medicale de la population aux rayonnements ionisants (systeme ExPRI). Materiels et methodes Les actes de radiodiagnostic ont ete definis par leur code CCAM (environ 280 codes ont ete selectionnes). Deux sources de donnees distinctes ont permis la caracterisation de la repartition des actes : pour le secteur liberal, l’Echantillon Generaliste des Beneficiaires representatif au l/97 e de la population protegee par le regime general de l’Assurance Maladie ; pour le secteur public, une enquete realisee (1) aupres de 50 services. Une dose efficace moyenne a ete associee a chaque code CCAM, sur la base des procedures de la SFR, des NRD et du volet dosimetrique de l’enquete en secteur public. Les actes inclus etaient ceux realises entre le 1 er janvier et le 31 decembre 2007. Resultats Les resultats seront presentes par frequences d’actes, categories d’examens, âge, sexe, doses efficaces associees, et nombre de patients exposes. Conclusion Cette etude permettra d’actualiser fin 2009 l’estimation de la dose moyenne annuelle per capita due au radiodiagnostic en France (0,8 mSv selon des donnees de 2002), sa distribution par sexe et âge, et le nombre de patients effectivement exposes, selon la methodologie actuellement preconisee au niveau europeen.
les facteurs qui déterminent la dose, puis à définir des indicateurs de qualité pour apprécier l'... more les facteurs qui déterminent la dose, puis à définir des indicateurs de qualité pour apprécier l'effet des actions d'amélioration proposées. Résultats: Appréciation de l'évolution des indicateurs (réduction des KY pour les patients de faible poids et activation de la régulation automatique des mAs, suivi du nombre d'hélices multiples). A ces données recueillies régulièrement en fonction des disponibilités, a été ajoutée une appréciation de la qualité de l'image (rehaussement après injection) et de la valeur de la fonction rénale. Conclusion: Avec la relecture des images en différé et l'évaluation du contenu des comptes-rendus, cette démarche d'EPP doit aboutir à une maîtrise de la qualité.
Suite à l'exposition médicale le plus souvent fortuite, d'une patiente enceinte, le praticien peu... more Suite à l'exposition médicale le plus souvent fortuite, d'une patiente enceinte, le praticien peut solliciter l'IRSN pour évaluer la dose délivrée au foetus. De 2004 à 2008, 326 doses utérines ont été évaluées dans ce contexte par l'IRSN, consécutivement à des examens de radiologie ou de médecine nucléaire, dont 246 correspondaient à des situations où l'utérus était directement exposé. Les évaluations dosimétriques ont été réalisées par calcul sur la base des paramètres techniques de l'examen. En radiologie conventionnelle, les doses utérines évaluées sont inférieures à 35 mGy et leurs moyennes en accord avec les données internationales. En scanographie, les doses sont généralement comprises entre 15 et 65 mGy mais peuvent dépasser dans certaines configurations la valeur de 100 mGy. Dans ce domaine, une attention particulière doit donc être apportée à l'optimisation des examens du pelvis chez la femme et une évaluation individuelle de la dose délivrée doit être réalisée si la grossesse est avérée. Par ailleurs la dispersion des doses pour un même type d'examen radiologique reflète des pratiques hétérogènes, parfois éloignées des recommandations de la Société française de radiologie. En médecine nucléaire, les doses utérines évaluées sont inférieures à 10 mGy, sans tenir compte de la dose liée à un éventuel examen scanographique associé. ABSTRACT Analysis of foetal dose assessed by IRSN from 2004 to 2008. After a medical exposure of a pregnant patient, the practitioner can seek IRSN to estimate the foetal dose. From 2004 to 2008, 326 foetal doses have been estimated by IRSN following radiological or nuclear medicine examinations, among them 246 corresponded to situations where uterus was directly exposed. These estimations were performed by calculations based on the technical parameters of the exam. In conventional radiology, foetal doses estimated are lower than 35 mGy and their averages are in agreement with international data. In computed tomography, doses are generally in the range 15 to 65 mGy, but can exceed 100 mGy in certain configurations. In this field, practitioners must pay a particular attention to the optimization of pelvic exams of female patients and estimate individually the foetal dose in case of pregnancy. Furthermore, the dispersal of doses for the same type of radiological exam shows heterogeneous practices, sometimes very far from the recommendations of the French society of radiology. In nuclear medicine, foetal doses estimated are lower than 10 mGy, without taking into account the dose due to a possible associated CT examination.
Reçu le 10 juin 2014-Accepté le 17 septembre 2014 Résumé-Chez un patient ayant reçu 3,7 GBq d' 13... more Reçu le 10 juin 2014-Accepté le 17 septembre 2014 Résumé-Chez un patient ayant reçu 3,7 GBq d' 131 I après thyroïdectomie totale pour un carcinome papillaire, la mesure du débit de dose à 1 m, réalisée de façon systématique 3 jours après le traitement, a montré une valeur anormalement élevée. Une scintigraphie et une Tomographie d'Émission MonoPhotonique associée à une Tomodensitométrie (TEMP/TDM) ont alors été réalisées et ont montré une fixation importante de l'iode au niveau médiastinal antérieur due à la présence d'un goitre endothoracique résiduel. Compte tenu de la proximité entre ce goitre iodofixant et les tissus avoisinants, les doses reçues par les organes à risque les plus proches, notamment le coeur, ont été évaluées. Cette évaluation a été réalisée, dans un premier temps, avec le logiciel OLINDA/EXM, couramment utilisé en médecine nucléaire. Des doses plus personnalisées ont ensuite été calculées à l'aide du logiciel OEDIPE associé au code Monte Carlo MCNPX. Les calculs effectués avec le logiciel OLINDA/EXM ont permis d'évaluer la dose moyenne absorbée au coeur à environ 2 Gy avec une fixation de 56 % de l'activité administrée. Dans un second temps, l'utilisation du logiciel OEDIPE a permis de prendre en compte la géométrie spécifique du patient ainsi que la répartition de la fixation d'iode au niveau médiastinal et de déterminer une dose absorbée moyenne d'environ 1 Gy au coeur. Ainsi, l'utilisation d'un fantôme voxelisé, basé sur les images TDM du patient, associé à un calcul Monte Carlo direct a permis d'optimiser le calcul des doses absorbées au coeur par rapport à l'utilisation d'un fantôme anthropomorphe standard.
Avec les progrès des appareils et des techniques d'imagerie, la presque totalité des personnels m... more Avec les progrès des appareils et des techniques d'imagerie, la presque totalité des personnels médicaux exposés aux rayonnements ionisants ne reçoit plus aujourd'hui que des doses de rayonnement t r k faihies, voire insignifiantes. Ces personnels ne répondent plus à la définition légale de personne directement affectée aux travaux sous rayonnements (catégorie A), supposés pouvoir recevoir annuellement des doses à l'organisme entier comprises entre 6 et 20 mSv. Ces personnels doivent donc être classés en catégorie B et les salles où ils travaillent doivent être des zones surveillées et non des zones contrôlées. Seuls certains postes (angiographie et radiologie interventionnelle, injection de radiopharmaceutiques en médecine nucléaire) doivent rester claqsés en zones surveillées, avec classement en catégorie A des personnels qui y sont affectés. Ce changement de classement permet une surveillance dosimétrique rationnelle, réservant la dosimétrie active, électronique (en sus de la dosimétrie passive) aux seuls personnels de catégorie A, tandis que la majorité des personnels, catégorie B, restent surveillés par des dosimètres passifs, i périodicité de lecture trimestrielle. Ce classement repose sur des études de postes individuelles prenant en compte l'exposition réelle du personnel lors de l'activité de la salle et calculant l'exposition maximale théorique qui pourrait être atteinte par un travailleur affecté en permanence i cette salle. RÉSUMÉ AHSTRACï Occupational exposure in radiology and nuclear medicine depdrtments. Categorization and dosimetric monitoring.
Une véritable révolution technologique a, au cours des 5 dernières années, profondément modifié l... more 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 18 F-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 64 Cu (période de 12 heures), le 124 I (période de 4,1 jours) et le 86 Y (période de 15 heures) dans des indications comme l'immuno-TEP ou la dosimétrie pré-thérapeutique qui ne peuvent être développées avec le 18 F 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 99m Tc pour les applications diagnostiques et au 131 I en thérapie, elles ont été étendues en 2001 au 18 F 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 131 I 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 52 Fe, le 86 Y et le 124 I 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 99m Tc et de 100 Bq/L pour le 131 I. Pour les nouveaux radionucléides, d'autres hypothèses que celle d'une concentration
Manuscrit reçu le 1 er juin 1994) RÉSUMÉ Les mesures pratiques de radioprotection mises en oeuvre... more Manuscrit reçu le 1 er juin 1994) RÉSUMÉ Les mesures pratiques de radioprotection mises en oeuvre en milieu hospitalier dépendent étroitement des caractéristiques des sources de rayonnement ionisant et de leurs méthodes d'utilisation que ce soit dans un but thérapeutique ou diagnostique. Les sources sont très diverses, émettant des photons X et gamma, des électrons de haute énergie ou des particules bêta. On les rencontre sous forme scellée ou de générateurs électriques, dans les services de radiothérapie, de curiethérapie et de radiodiagnostic. Dans les services de médecine nucléaire et dans les laboratoires, on utilise principalement des sources sous forme non scellée. Ainsi, le personnel selon son activité sera soumis au risque d'exposition externe ou interne. Les seuils pratiques sont souvent basés sur les valeurs de débit d'équivalent de dose adaptés aux locaux considérés : 25, 7,5 ou 2,5 uSv. h-1. Des hypothèses surestimant les conditions d'utilisation des sources ou les temps de présence des personnes permettent en pratique d'avoir des niveaux d'exposition du personnel bien inférieurs aux limites annuelles. Ces niveaux sont évalués par la dosimetric individuelle telle qu'elle est définie par la réglementation française. Pour les postes où le risque d'exposition est le plus élevé, une surveillance opérationnelle permet d'apprécier les parties de l'organisme les plus exposées et d'adopter des mesures de protection adéquates. Un bilan de la dosimetric individuelle en milieu hospitalier basé à la fois sur les résultats de la surveillance réglementaire et sur les mesures obtenues par la surveillance opérationnelle est présenté. * Communication présentée aux journées SFRP "Seuils pratiques en radioprotection' INSTN,
This work suggests a classification of interventional radiology and cardiology procedures based o... more This work suggests a classification of interventional radiology and cardiology procedures based on statistical analysis of operators' finger doses measured in routine clinical conditions. In total, 346 finger doses were measured and the observed mean finger dose per class of procedure ranged from 0.03 mSv to 1.56 mSv for Cerebral, and Bone and Joint procedures, respectively. The statistical analysis showed that the finger dose in Cerebral procedures is significantly lower than in Cardiac procedures, which was significantly lower than the rest. Furthermore, finger doses in therapeutic procedures and in close ones were significantly greater than in diagnostic procedures and in distal ones. This work also studied the statistical relation between the use of ceiling-suspended shields or leaded gloves and the extremity dose. From the set of collected and analyzed data, a finger dose classification was proposed for different criteria: procedure type (diagnostics/therapeutic), proximity (close/distal), procedure class and access route.
Computed tomography (CT) scanner under operating conditions has become a major source of human ex... more Computed tomography (CT) scanner under operating conditions has become a major source of human exposure to diagnostic X-rays. In this context, weighed CT dose index (CTDIw), volumetric CT dose index (CTDIv), and dose length product (DLP) are important parameter to assess procedures in CT imaging as surrogate dose quantities for patient dose optimization. The current work aims to estimate the existing dose level of CT scanner for head, chest, and abdomen procedures in Pudhuchery in south India and establish dose reference level (DRL) for the region. The study was carried out for six CT scanners in six different radiology departments using 100 mm long pencil ionization chamber and polymethylmethacrylate (PMMA) phantom. From each CT scanner, data pertaining to patient and machine details were collected for 50 head, 50 chest, and 50 abdomen procedures performed over a period of 1 year. The experimental work was carried out using the machine operating parameters used during the procedures. Initially, dose received in the phantom at the center and periphery was measured by five point method. Using these values CTDIw, CTDIv, and DLP were calculated. The DRL is established based on the third quartile value of CTDIv and DLP which is 32 mGy and 925 mGy.cm for head, 12 mGy and 456 mGy.cm for chest, and 16 mGy and 482 mGy.cm for abdomen procedures. These values are well below European Commission Dose Reference Level (EC DRL) and comparable with the third quartile value reported for Tamil Nadu region in India. The present study is the first of its kind to determine the DRL for scanners operating in the Pudhuchery region. Similar studies in other regions of India are necessary in order to establish a National Dose Reference Level.
Objectives: The increasing use of CT scans in the paediatric population raises the question of a ... more Objectives: The increasing use of CT scans in the paediatric population raises the question of a possible health impact of ionising radiation exposure associated with CT scans. The aim of this study was to describe the pattern of CT use in early childhood. Methods: In 14 major French paediatric radiology departments, children undergoing at least 1 CT scan before age 5, between 2000 and 2006, were included. For each examination, absorbed organ doses were calculated. Results: 43% of the 27 362 children in the cohort were aged less than 1 year during their first exposure, with 9% being aged less than 1 month. The mean number of examinations per child was 1.6 (range 1-43). The examinations included: head in 63% of the cases, chest in 21%, abdomen and pelvis in 8% and others in 8%. Brain and eye lenses received the highest cumulative doses from head examinations, with mean organ dose values of 22 mGy (maximum 1107 mGy) and 26 mGy (maximum 1392 mGy), respectively. The mean cumulative effective dose was 3.2 mSv (range 0.1-189 mSv). Conclusion: CT scan exposure in childhood is responsible for relatively high doses to radiosensitive organs. The rather large dose range according to the protocols used requires their optimisation. The cohort follow-up will study the risk of long-term radiation-induced cancer.
To evaluate current exposure levels from pediatric MDCT examinations in order to issue recommenda... more To evaluate current exposure levels from pediatric MDCT examinations in order to issue recommendations for the routine clinical practice that may be used for establishing future diagnostic reference levels (DRL). Materials and methods. A survey was conducted at hospital sites affiliated with the SFIPP (Société Francophone d'Imagerie Pédiatrique et Prénatale). Tube potential and volume computed tomography dose index (CTDI) vol. values were obtained for three age groups (1, 5 and 10 years) for typical scanning indications of eight anatomical regions. Twenty of 29 sites provided us with a copy of their protocols. All ages groups combined, 97% of protocols used a tension level < or =120 kVp. For age groups 1, 5 and 10 years respectively, the 75th percentiles of dose distributions were: 31, 39.5 and 49.5 mGy for the "head" protocol; 24, 22 and 24 mGy for "head and neck"; 11, 11, and 11 mGy for "paranasal sinuses"; 46, 71 and 87 mGy for "petrous b...
Manuscrit reçu le 8 octobre 1993) RÉSUMÉ Dans les applications diagnostiques des radionucléides, ... more Manuscrit reçu le 8 octobre 1993) RÉSUMÉ Dans les applications diagnostiques des radionucléides, la méthode habituellement utilisée pour les évaluations dosimétriques est celle développée par le "Medical internal radiation dose committee". Cette méthode présente, cependant, des limitations car elle s'adresse à des modèles donnés et à des organes bien définis. Aussi, afin de satisfaire tous les besoins en dosimétrie interne pour les applications diagnostiques et thérapeutiques, nous avons développé un programme permettant de tenir compte non seulement des caractéristiques propres à chaque patient (âge, taille, poids et sexe) mais également de celles des sites radioactifs (tumeur, métastases, lésions) de position, de forme et de dimension quelconques. Ce programme permet de calculer la dose délivrée à des organes "cibles" par des "sources" soit préalablement choisies, soit localisées sur un écran à partir de la représentation d'un squelette et de planches anatomiques. Ainsi, ce programme, qui offre une approche de dosimétrie personnalisée, répond à la fois aux besoins diagnostiques pour la quasi totalité des radionucléides disponibles et aux besoins thérapeutiques pour l'évaluation de doses à des organes particulièrement critiques telles que la moelle et les gonades.
Manuscrit reçu le 24 août 1991) RÉSUMÉ Les aspects pratiques de la surveillance de l'exposition p... more Manuscrit reçu le 24 août 1991) RÉSUMÉ Les aspects pratiques de la surveillance de l'exposition professionnelle en milieu hospitalier et dans les laboratoires de recherche sont étroitement liés au type de sources et aux méthodes mises en oeuvre dans les différents services dans un but thérapeutique ou diagnostique. Les sources sont très diverses, émettant dans le cas le plus général des photons X et gamma, des électrons de haute énergie ou des particules bêta. On les rencontre sous forme scellée ou de générateurs électriques, dans les services de radiothérapie en vue d'irradiation externe, de curiethérapie pour des irradiations interstitielles et intracavitaires, et de radiodiagnostic. Dans les services de médecine nucléaire, avec administration généralement par injection, et dans tes laboratoires, à des fins de dosage ou de recherche, on utilise principalement des sources sous forme non scellée. Ainsi, le personnel selon son activité sera soumis au risque d'exposition externe ou aux risques d'exposition externe et interne. Dans le domaine des sources scellées et des générateurs électriques, les situations qui nécessitent une attention particulière, c'est-à-dire une surveillance complémentaire à la surveillance réglementaire, se rencontrent en radiodiagnostic et singulièrement lors d'activités pour lesquelles les rayons X sont indispensables pour le suivi de l'intervention (orthopédie, radiologie vasculaire et interventionnelle, ...) et en curiethérapie où la manipulation des sources impose une surveillance des mains. Dans le domaine des sources non scellées, certains postes de. médecine nucléaire (préparation et injection des produits radioactifs) nécessitent une surveillance complémentaire des mains. Mais, dans ce type de service, comme dans les laboratoires, le risque premier est celui d'exposition interne suite à une contamination pour laquelle la réglementation prévoit un examen radiotoxicologique et/ou anthropogammamétrique selon une périodicité à définir. En pratique, celle-ci est de 6 mois, ce qui n'est pas toujours adapté aux caractéristiques des radionucléides manipulés. En effet, l'utilisation de radionucléides de période effective courte ou la manipulation intermittente des radionucléides, ce qui est souvent le cas dans les laboratoires de recherche, nécessiterait une fréquence plus élevée.
Édité par Elsevier Masson SAS. Tous droits réservés question réponse Inscrire la dose d'expositio... more Édité par Elsevier Masson SAS. Tous droits réservés question réponse Inscrire la dose d'exposition dans les comptes-rendus radiologiques : pourquoi ? comment ? H Brisse (1, 2), D Sirinelli (2, 3), JF Chateil (2, 4), YS Cordoliani (5), B Aubert (6), B Silberman (2, 7), M Panuel (2, 8) et C Adamsbaum (2, 9) Est-il réellement obligatoire aujourd'hui d'inscrire la dose dans les comptes-rendus radiologiques ? Oui. Un texte réglementaire vient de paraître en ce sens, l'arrêté du 22 septembre 2006 « relatif aux informations dosimétriques devant figurer dans un compte-rendu d'acte utilisant les rayonnements ionisants » (Journal Officiel du 29 septembre 2006). Cet arrêté peut être consulté (en version commentée) sur Internet via le site de la Société Française de Radiologie (http://www.sfrnet.org, rubrique « Euratom » puis « Guides » puis « Guide des procédures radiologiques » et « Nouvelle législation en radioprotection »).
Les progrès en médecine nucléaire sont liés pour une grande part à l'amélioration des performance... more Les progrès en médecine nucléaire sont liés pour une grande part à l'amélioration des performances des détecteurs. En présentant un bilan des performances de 5 types de détecteurs, comparées à celles du détecteur au Nal(Tl), il apparaît qu'en dehors d'applications ponctuelles le détecteur au NaI(Tl) reste pour quelque temps encore, le détecteur de choix dans le service de médecine nucléaire.
Objectifs Caracteriser la repartition des actes de radiodiagnostic et des doses associees par typ... more Objectifs Caracteriser la repartition des actes de radiodiagnostic et des doses associees par type d’acte, categories d’examens, âge et sexe des patients, dans le cadre du suivi de l’exposition medicale de la population aux rayonnements ionisants (systeme ExPRI). Materiels et methodes Les actes de radiodiagnostic ont ete definis par leur code CCAM (environ 280 codes ont ete selectionnes). Deux sources de donnees distinctes ont permis la caracterisation de la repartition des actes : pour le secteur liberal, l’Echantillon Generaliste des Beneficiaires representatif au l/97 e de la population protegee par le regime general de l’Assurance Maladie ; pour le secteur public, une enquete realisee (1) aupres de 50 services. Une dose efficace moyenne a ete associee a chaque code CCAM, sur la base des procedures de la SFR, des NRD et du volet dosimetrique de l’enquete en secteur public. Les actes inclus etaient ceux realises entre le 1 er janvier et le 31 decembre 2007. Resultats Les resultats seront presentes par frequences d’actes, categories d’examens, âge, sexe, doses efficaces associees, et nombre de patients exposes. Conclusion Cette etude permettra d’actualiser fin 2009 l’estimation de la dose moyenne annuelle per capita due au radiodiagnostic en France (0,8 mSv selon des donnees de 2002), sa distribution par sexe et âge, et le nombre de patients effectivement exposes, selon la methodologie actuellement preconisee au niveau europeen.
les facteurs qui déterminent la dose, puis à définir des indicateurs de qualité pour apprécier l'... more les facteurs qui déterminent la dose, puis à définir des indicateurs de qualité pour apprécier l'effet des actions d'amélioration proposées. Résultats: Appréciation de l'évolution des indicateurs (réduction des KY pour les patients de faible poids et activation de la régulation automatique des mAs, suivi du nombre d'hélices multiples). A ces données recueillies régulièrement en fonction des disponibilités, a été ajoutée une appréciation de la qualité de l'image (rehaussement après injection) et de la valeur de la fonction rénale. Conclusion: Avec la relecture des images en différé et l'évaluation du contenu des comptes-rendus, cette démarche d'EPP doit aboutir à une maîtrise de la qualité.
Suite à l'exposition médicale le plus souvent fortuite, d'une patiente enceinte, le praticien peu... more Suite à l'exposition médicale le plus souvent fortuite, d'une patiente enceinte, le praticien peut solliciter l'IRSN pour évaluer la dose délivrée au foetus. De 2004 à 2008, 326 doses utérines ont été évaluées dans ce contexte par l'IRSN, consécutivement à des examens de radiologie ou de médecine nucléaire, dont 246 correspondaient à des situations où l'utérus était directement exposé. Les évaluations dosimétriques ont été réalisées par calcul sur la base des paramètres techniques de l'examen. En radiologie conventionnelle, les doses utérines évaluées sont inférieures à 35 mGy et leurs moyennes en accord avec les données internationales. En scanographie, les doses sont généralement comprises entre 15 et 65 mGy mais peuvent dépasser dans certaines configurations la valeur de 100 mGy. Dans ce domaine, une attention particulière doit donc être apportée à l'optimisation des examens du pelvis chez la femme et une évaluation individuelle de la dose délivrée doit être réalisée si la grossesse est avérée. Par ailleurs la dispersion des doses pour un même type d'examen radiologique reflète des pratiques hétérogènes, parfois éloignées des recommandations de la Société française de radiologie. En médecine nucléaire, les doses utérines évaluées sont inférieures à 10 mGy, sans tenir compte de la dose liée à un éventuel examen scanographique associé. ABSTRACT Analysis of foetal dose assessed by IRSN from 2004 to 2008. After a medical exposure of a pregnant patient, the practitioner can seek IRSN to estimate the foetal dose. From 2004 to 2008, 326 foetal doses have been estimated by IRSN following radiological or nuclear medicine examinations, among them 246 corresponded to situations where uterus was directly exposed. These estimations were performed by calculations based on the technical parameters of the exam. In conventional radiology, foetal doses estimated are lower than 35 mGy and their averages are in agreement with international data. In computed tomography, doses are generally in the range 15 to 65 mGy, but can exceed 100 mGy in certain configurations. In this field, practitioners must pay a particular attention to the optimization of pelvic exams of female patients and estimate individually the foetal dose in case of pregnancy. Furthermore, the dispersal of doses for the same type of radiological exam shows heterogeneous practices, sometimes very far from the recommendations of the French society of radiology. In nuclear medicine, foetal doses estimated are lower than 10 mGy, without taking into account the dose due to a possible associated CT examination.
Reçu le 10 juin 2014-Accepté le 17 septembre 2014 Résumé-Chez un patient ayant reçu 3,7 GBq d' 13... more Reçu le 10 juin 2014-Accepté le 17 septembre 2014 Résumé-Chez un patient ayant reçu 3,7 GBq d' 131 I après thyroïdectomie totale pour un carcinome papillaire, la mesure du débit de dose à 1 m, réalisée de façon systématique 3 jours après le traitement, a montré une valeur anormalement élevée. Une scintigraphie et une Tomographie d'Émission MonoPhotonique associée à une Tomodensitométrie (TEMP/TDM) ont alors été réalisées et ont montré une fixation importante de l'iode au niveau médiastinal antérieur due à la présence d'un goitre endothoracique résiduel. Compte tenu de la proximité entre ce goitre iodofixant et les tissus avoisinants, les doses reçues par les organes à risque les plus proches, notamment le coeur, ont été évaluées. Cette évaluation a été réalisée, dans un premier temps, avec le logiciel OLINDA/EXM, couramment utilisé en médecine nucléaire. Des doses plus personnalisées ont ensuite été calculées à l'aide du logiciel OEDIPE associé au code Monte Carlo MCNPX. Les calculs effectués avec le logiciel OLINDA/EXM ont permis d'évaluer la dose moyenne absorbée au coeur à environ 2 Gy avec une fixation de 56 % de l'activité administrée. Dans un second temps, l'utilisation du logiciel OEDIPE a permis de prendre en compte la géométrie spécifique du patient ainsi que la répartition de la fixation d'iode au niveau médiastinal et de déterminer une dose absorbée moyenne d'environ 1 Gy au coeur. Ainsi, l'utilisation d'un fantôme voxelisé, basé sur les images TDM du patient, associé à un calcul Monte Carlo direct a permis d'optimiser le calcul des doses absorbées au coeur par rapport à l'utilisation d'un fantôme anthropomorphe standard.
Avec les progrès des appareils et des techniques d'imagerie, la presque totalité des personnels m... more Avec les progrès des appareils et des techniques d'imagerie, la presque totalité des personnels médicaux exposés aux rayonnements ionisants ne reçoit plus aujourd'hui que des doses de rayonnement t r k faihies, voire insignifiantes. Ces personnels ne répondent plus à la définition légale de personne directement affectée aux travaux sous rayonnements (catégorie A), supposés pouvoir recevoir annuellement des doses à l'organisme entier comprises entre 6 et 20 mSv. Ces personnels doivent donc être classés en catégorie B et les salles où ils travaillent doivent être des zones surveillées et non des zones contrôlées. Seuls certains postes (angiographie et radiologie interventionnelle, injection de radiopharmaceutiques en médecine nucléaire) doivent rester claqsés en zones surveillées, avec classement en catégorie A des personnels qui y sont affectés. Ce changement de classement permet une surveillance dosimétrique rationnelle, réservant la dosimétrie active, électronique (en sus de la dosimétrie passive) aux seuls personnels de catégorie A, tandis que la majorité des personnels, catégorie B, restent surveillés par des dosimètres passifs, i périodicité de lecture trimestrielle. Ce classement repose sur des études de postes individuelles prenant en compte l'exposition réelle du personnel lors de l'activité de la salle et calculant l'exposition maximale théorique qui pourrait être atteinte par un travailleur affecté en permanence i cette salle. RÉSUMÉ AHSTRACï Occupational exposure in radiology and nuclear medicine depdrtments. Categorization and dosimetric monitoring.
Une véritable révolution technologique a, au cours des 5 dernières années, profondément modifié l... more 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 18 F-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 64 Cu (période de 12 heures), le 124 I (période de 4,1 jours) et le 86 Y (période de 15 heures) dans des indications comme l'immuno-TEP ou la dosimétrie pré-thérapeutique qui ne peuvent être développées avec le 18 F 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 99m Tc pour les applications diagnostiques et au 131 I en thérapie, elles ont été étendues en 2001 au 18 F 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 131 I 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 52 Fe, le 86 Y et le 124 I 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 99m Tc et de 100 Bq/L pour le 131 I. Pour les nouveaux radionucléides, d'autres hypothèses que celle d'une concentration
Manuscrit reçu le 1 er juin 1994) RÉSUMÉ Les mesures pratiques de radioprotection mises en oeuvre... more Manuscrit reçu le 1 er juin 1994) RÉSUMÉ Les mesures pratiques de radioprotection mises en oeuvre en milieu hospitalier dépendent étroitement des caractéristiques des sources de rayonnement ionisant et de leurs méthodes d'utilisation que ce soit dans un but thérapeutique ou diagnostique. Les sources sont très diverses, émettant des photons X et gamma, des électrons de haute énergie ou des particules bêta. On les rencontre sous forme scellée ou de générateurs électriques, dans les services de radiothérapie, de curiethérapie et de radiodiagnostic. Dans les services de médecine nucléaire et dans les laboratoires, on utilise principalement des sources sous forme non scellée. Ainsi, le personnel selon son activité sera soumis au risque d'exposition externe ou interne. Les seuils pratiques sont souvent basés sur les valeurs de débit d'équivalent de dose adaptés aux locaux considérés : 25, 7,5 ou 2,5 uSv. h-1. Des hypothèses surestimant les conditions d'utilisation des sources ou les temps de présence des personnes permettent en pratique d'avoir des niveaux d'exposition du personnel bien inférieurs aux limites annuelles. Ces niveaux sont évalués par la dosimetric individuelle telle qu'elle est définie par la réglementation française. Pour les postes où le risque d'exposition est le plus élevé, une surveillance opérationnelle permet d'apprécier les parties de l'organisme les plus exposées et d'adopter des mesures de protection adéquates. Un bilan de la dosimetric individuelle en milieu hospitalier basé à la fois sur les résultats de la surveillance réglementaire et sur les mesures obtenues par la surveillance opérationnelle est présenté. * Communication présentée aux journées SFRP "Seuils pratiques en radioprotection' INSTN,
This work suggests a classification of interventional radiology and cardiology procedures based o... more This work suggests a classification of interventional radiology and cardiology procedures based on statistical analysis of operators' finger doses measured in routine clinical conditions. In total, 346 finger doses were measured and the observed mean finger dose per class of procedure ranged from 0.03 mSv to 1.56 mSv for Cerebral, and Bone and Joint procedures, respectively. The statistical analysis showed that the finger dose in Cerebral procedures is significantly lower than in Cardiac procedures, which was significantly lower than the rest. Furthermore, finger doses in therapeutic procedures and in close ones were significantly greater than in diagnostic procedures and in distal ones. This work also studied the statistical relation between the use of ceiling-suspended shields or leaded gloves and the extremity dose. From the set of collected and analyzed data, a finger dose classification was proposed for different criteria: procedure type (diagnostics/therapeutic), proximity (close/distal), procedure class and access route.
Computed tomography (CT) scanner under operating conditions has become a major source of human ex... more Computed tomography (CT) scanner under operating conditions has become a major source of human exposure to diagnostic X-rays. In this context, weighed CT dose index (CTDIw), volumetric CT dose index (CTDIv), and dose length product (DLP) are important parameter to assess procedures in CT imaging as surrogate dose quantities for patient dose optimization. The current work aims to estimate the existing dose level of CT scanner for head, chest, and abdomen procedures in Pudhuchery in south India and establish dose reference level (DRL) for the region. The study was carried out for six CT scanners in six different radiology departments using 100 mm long pencil ionization chamber and polymethylmethacrylate (PMMA) phantom. From each CT scanner, data pertaining to patient and machine details were collected for 50 head, 50 chest, and 50 abdomen procedures performed over a period of 1 year. The experimental work was carried out using the machine operating parameters used during the procedures. Initially, dose received in the phantom at the center and periphery was measured by five point method. Using these values CTDIw, CTDIv, and DLP were calculated. The DRL is established based on the third quartile value of CTDIv and DLP which is 32 mGy and 925 mGy.cm for head, 12 mGy and 456 mGy.cm for chest, and 16 mGy and 482 mGy.cm for abdomen procedures. These values are well below European Commission Dose Reference Level (EC DRL) and comparable with the third quartile value reported for Tamil Nadu region in India. The present study is the first of its kind to determine the DRL for scanners operating in the Pudhuchery region. Similar studies in other regions of India are necessary in order to establish a National Dose Reference Level.
Objectives: The increasing use of CT scans in the paediatric population raises the question of a ... more Objectives: The increasing use of CT scans in the paediatric population raises the question of a possible health impact of ionising radiation exposure associated with CT scans. The aim of this study was to describe the pattern of CT use in early childhood. Methods: In 14 major French paediatric radiology departments, children undergoing at least 1 CT scan before age 5, between 2000 and 2006, were included. For each examination, absorbed organ doses were calculated. Results: 43% of the 27 362 children in the cohort were aged less than 1 year during their first exposure, with 9% being aged less than 1 month. The mean number of examinations per child was 1.6 (range 1-43). The examinations included: head in 63% of the cases, chest in 21%, abdomen and pelvis in 8% and others in 8%. Brain and eye lenses received the highest cumulative doses from head examinations, with mean organ dose values of 22 mGy (maximum 1107 mGy) and 26 mGy (maximum 1392 mGy), respectively. The mean cumulative effective dose was 3.2 mSv (range 0.1-189 mSv). Conclusion: CT scan exposure in childhood is responsible for relatively high doses to radiosensitive organs. The rather large dose range according to the protocols used requires their optimisation. The cohort follow-up will study the risk of long-term radiation-induced cancer.
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Papers by Bernard Aubert