•••
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•
•
Paramètres de blindage photonique d'une
salle de radiothérapie
par
Normand Frenière Unité de physique médicale Université McGill. Montréal
Août 1995
Mémoire présenté à la Faculté des Études Supérieures et de la Recherche en vue de
r
obtention du gradede Maitrise ès Sciences (M. Sc.) en physique médicale
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•
•
Résumé
Lors de la planification du h1indagc d'une salle de radiothérapie. la plus grande contrainte est souvent l'espace disponible. Une solution réside en l'utilisation du béton à haute densité. Nous avons entrepris une étude pour obtenir les courbes de transmission de la radiation primaire. de fuite et
diffusée au travers un béton spécial à haute densité. Nous avons également
étudié diverses caractéristiques de la radiation de fuite et diffusée obtenue
à partir d'un accélératcur linéaire de 10 MV. Ce mémoire présente les
résultats de ces études.
Nous avons mesuré les courbes d'équilibre électronique et vérifié la val idité de la loi de l'inverse carré de la distance pour des champs de radiation primal:e. de fuite e! diffusée dans le but d'établir la configuration appropriée lors de la caractérisation de ces types de radiation. Les résultats montrent que, pour la radiation diffusée d'un humanoïde, peu ou aucune région d'équilibre électronique n'est requise .:lème à faible angle de diffusion .
•
•
Abstract
Spacc constraints orten present the greatest challenge in determininl!
the lay-out of specific radiotherapy installations. To fu\lïll these
constraints high density concrete is often employed in construction. We
have undertaken a study to establish the transmission of primary. leakage
and scatler radiation through a particular type ofhigh density concrete. In
the course of this study various charaeteristics of leakage and scaller
radiation from a 10 MV linac have also be~~n investigated. The results of
these studies ar'~ reported in this thesis.
To establish the correct cham ber configuration required for the characterization of the transmission factors for primary. leakage and seatler radiation and to determine the scatler-to-incidence dose ratio (/. we have measured the build-up curves and verified the validity of the inverse square
law for these different radiations. The bui Id-up dala for the radiation
scatlered from a humanoid phantom al different angles from the primary axis
have shown that even at low scatler angles litlle 10 no build-up is required
•
Table des matières
Page
Résumé Il
Abstract III
l"ables des matières , , iv
Liste des figures viii
I.iste des tableaux x
Glossaire des acronymes xi
Remerciements xii
Chapitre 1
Introduction
1•
1.1. Généralités .. 1.1.1 Butdumémoire . Il ''. . _. DescnptlOn. . des c apltresh ' .,_1.1.3. Type de radiation traité 4
1.2. Quantités dosimétriques 4 1.2.1. Exposition 4 1.2.2. Kerma 5 1.2.3. Dose absorbée 6 1.204. Dose équivalente 6 1.2.5. Dose effective 8 1.3. Principes de radioprotection 9 1A. Réglementation 10
104.1. Commission de contrôle de l'énergie atomique II
104.2. Principe ALARA 14
104.3. Permis de la CCEA 15
10404. Appareils émettant du rayonnement 16
1.5. Conclusion 17
•
Chapitre 2
Blindage de la radiation ionisante ..
IX ~ ~ 2.1. ~,
_.J. Consid~rationsg~n~ra1l:s 1XI~quipement ct disposition de la sulle 20
Mat~riauxde blindage 22
2.3.1. Rayons X ct neutrons 22
2.3.2. Électrons 25
2.4. Paramètres des calculs de blindage :'6
2.4.1. Barrière primaire ct secondaire 26
2.4.2. Zone contrôl~ect non eontrôl~ 27
2.4.3. Taux de dose ~quivulentemaximal admissible. 27
2.·L-I. Dose équivalente donn~epur semaine 2R
2.4.5. Facteurs d'utilisation ct d'oeeupation 2R
2.4.6. Distances ct épaisseurs des barrière 2R
2.4.7. Faeteursa.ct.FetA 29
~ 5 D" . d . . d bl' d ~9
_.. erlvatlon es equallons c ln age _
~ 5 1 B " . . ~()
_. . . arrlere primaire _
2.5.2. Barrière secondairc 31
2.5.3. Labyrinthe 3-1
2.6. Idcntification des paramètres vérifiés expérimentalement 37
2.7. Problèmes spéciaux 37
2.7.1. Ouvertures dans le blindage 38
2.7.2. Skyshine 38 2.7.3. Ventilation 39 2.8. Conclusion -10
Chapitre 3
Instrumentation
-11•
3.1. Chambredïonisation 41 3.1.1 Théorie 41 3.1.2. Type Farmer 443.1.3. Type à plaques parallèles 45
3.1.4. Électromètre 48
•
3.3. 3.4. 3.5. 3.6. Thermoluminescence 51 3.2.1. Th~orie 513.2.2. Méthode pour mesurer des doses 54
3.2.3. Erreurs associ~esil la Jn~thode 55
Acc~lérateur lin~aire 56
B~ton spécial il haute densité 58
3.4.1. Table support ct manipulation du b~ton 60
Fantômes ct astuces 62
Conclusion 64
Chapitre 4
Qualité des faisceaux de radiation et loi
de l'inverse carré de la
distance ...
654.1. Capuchon d'équilibre électronique 65
4.1.1. Faisceau primaire 67
4.1.2. Faisceau de fuite 69
4.1.3. Faisceau diffusé 73
4.2. Loi de l'inverse carré de la distance 76
4.2.1. Radiation primaire 77
4.2.2. Radiation de fuite 79
4.2.3. Radiation diffusée 82
4.3. Conclusion 83
Chapitre 5
Doses diffusées
84•
5.1. Définition du facteur a 84
5.2. Méthode pour obtenir la dose diffusée 86
5.2.1. Théorie 86
5.2.2. Traitement d'erreur 89
5.2.3. Mesure du facteur de transmission! 89
5.3. Montage expérimental 92
5.3.1. Facteurs
a
925.3.2. Facteur FI400 94
•
5.4. Résult'lts d ùiscussion l);5.4.1. Facteurs</ l);
5.4.2. FacteurFI400 """'"'''''''''''''''''''''''''''''' 102
5.5. Conclusion lOI>
Chapitre 6
Courbes de transmission ,,,,,,,,,,,,,,,,,
1076.1. Théorie 107
6.1.1. Faisccau étroit 107
6.1.2. Couchc ù'atténuation au dixi~mc ION
6.1.3. Faisceau large 10l)
6.2. Faisceau primaire. faisceau étroit 110
6.2.1. Montage expérimental 110
6.2.2. Résultats ct discussion 112
6.3. Faisceau primaire. faisceau large III>
6.3.1. Montage expérimental 117
6.3.2. Résultats ct discussion 121
6.4. Faisceau de fuite. faisceau large 129
6.4.1. Montage expérimental 129
6.4.2. Résultats ct discussion 131
6.5. Faisceau diffusé. faisceau large 135
6.5.1. Montage expérimental 135 6.5.2. Résultats et discussion 135 6.6. Conclusion 13N
Chapitre 7
Conclusion
139•
7.1. Généralité 1397.2. Capuchons d'équilibre électronique 139
7.3. Lois de l'inverse carré de la distance i40
7.4. Facteurs a 141
7.5. Facteurs de transmission 142
7.6. Expériences futures 143
4.1 4.3 4.4 4.5 4.6 4.7 4.8 5.1 5.2 5.3 5.4 5.5
•
5.6•
Liste des figures
Pa~c
1.1 Effel de la longueur du mur dularyrinthe sur la radiation atteignant la
porte 19
1.1 Sehéma d'une salle de radiothérapie 16
1.3 Paramètres impliqués dans le calcul de blindage d'un labyiinthe. J.I
3.1 Chambre d'ionisation à plaques parallèles de 15 cm) -l5
3.1 Chambre d'ionisation à plaques parallèles de 237 cm) -l6
3.3 Rendement en profondeur d'un faisceau de cobalt-60 -l7
3A Courant de fuite d'un électromètre suite à la mise sous tension -l9
3.5 "glowing curve» d'un bâtonnet à thermoluminescence 51
3.6 Schéma de la tête de traitement d'un accélérateur linéaire 57
3.7 Schéma de la table-support du béton spécial 61
-l.1 Courbes du régime transitoire de la radiation primaire à la radiation de
fuite 68
Courbes du régime transitoire de la radiation de fuite 70
Courbes de régime transitoire de la radiation diffusée 73
Représentation graphique de la loi de l'inverse carré de la distance 77
Loi de l'inverse carré de la distance de la radiation primaire 78
Montage expérimental de I"!CD de la radiation de fuite 79
Loi de l'inverse carré de la distance de la radiation de fuite 80
Loi de l'inverse carré de la distance de la radiation diffusée 82
Montage expérimental des mesures de doses diffusées 87
Montage expérimental de la mesure du facteur
f
90Réplique de la figure 4.3 sans normalisation 96
Facteurs a 97
Contributions relatives de la radiation de fuite et diffusée 101
Vérification du facteur Ff.lOO 103
•
•
6.1 6.26.3
6..1 6.56.6
6.7
6.8 6.9 6.10~lonl'lge exp~rimentaldes eourbes de transmis~;jonen g~om~ll'ie du
faiseeau ~troit , , 110
Courbes de transmission de la radiation primaire en g~omd.. ie du
faisceau ~troit 112
Mont'lge exp~rimentaldes eourbes de transmission en g~om~lriedu
faisceau large Il X
Photographies du montage exp~rimentaldes eourbes de transmission
en g~ométriedu faisceau large 120
Coubes de tranmission de la radiation primaire en géom~trie du
faisceau large 121
Extrapolation des couches d'atténuation au dixième il l'inlïni 122 Coube de transmission de la radiation primaire en gcomctri,' du
faisceau large idéale 124
Courbes de transmission de la radiation de fuite 131 Courbes de transmission de la radiation de fuite 132 Courbes de transmission de la radiation diffusée il 90· 136
•
•
Liste des tableaux
Page
1.1 Facteurs de radiation pondérés 7
1.2 Facteurs du tissu pondérés 8
1.3 Limites de doses stochastiques 12
2.1 Couches d'atténuation au dixième en faisceau large 24
2.2 Paramètres des équatIons de blindage 25
2.3 Reactions photonucléaires 39
3.1 Composition du béton spécial àhaute densité 59
5.1 Facteurs! 91
5.2 Doses absorbées mesurées à l'isoeentre 95
5.3 Rapports de la dose absorbée dans un fantômt: sur la dose àune petite
masse de tissu 98
6.1 Couches d'atténuation au dixième de la radiation primaire en géométrie
du faisceau étroit 113
6.2 Couehcs d'atténuation au dixième de la radiation primaire en géométrie
du faisceau large 126
6.3 Couches d'atténua,ion au dixième de la radiation de fuite 134
•
•
Glossaire des acronymes
Français
Anglar;
AAPM Association américaine des physiciens médicaux AAPM BRIM Bureau de radioprotection ct instrumentation médicale BRMD
CAD Couche d'atténuation au dixième l'VI.
CCEA Commission de contrôle de l'énergie atomique AEC!' CEl Commission électrotechnique internationale IEC CIPR Commission internationale de protection radiologique ICRP C!UR Commission internationale des unités
et mesures radiologiques ICRU
CNPR Conseil national de la protection radiologique
et des mesures NCRP
DTL Dosimétrie par thermoluminescence TLD
ICD Inverse carré de la distance ISL
•
•
Remerciements
Je remercie en premier lieu mes deux superviseurs Dr. L. John Schreiner et Dr. Ervin B. Podgorsak pour avoir accepté de superviser un projet de recherche dans le domaine de la radioprotection, tel que je le désirais. Je les remercie sincèrement de m'avoir laissé pleine autonomie tout
au long de mes recherches, tout en demeurant ouverts à toute discussion.
Je tiens également à remercier d'autres personnes qui ont été
impliquées de près ou de loin dans mes recherches: Michel Morin pour ses pertinents conseils dans le domaine des matériaux et pour son temps à
m'usiner certaines pièces, Lysanne Normandeau pour son enthousiasme à
m'enseigner certaines bases de la radioprotection appliquée, tous mes collègues étudiants du département de physique médicale pour leur esprit fraternel. et finalement ma famille immédiate (parents. soeur et beau-frère) pour leur constant support moral et leurs compromis faits dans le but de me permettre de me concentrer à 100% à mes études depuis maintenant 18 ans.
Ce mémoire est .dé.dié à mon père et ma mère
•
Chapitre l
Introduction
1.1.
Généralités
1.1.1.
But du mémoire
Depuis leur découverte, lc 8 novembre 1895, par Wilhelm Rüntgcn. les rayons X ont trouvé de multiples applications tant industrielles que médicales. La radiologie est fort probablement l'application la plus connue du public. Moins connue. parce qu'elle vise une clientèle particulière. la radiothérapie utilise les rayons X à des fins thérapeutiques pour différentes maladies. Une caractéristique de ccs rayons X utilisés cn radiothérapie consiste en leur haute énergie. Nous parlons de mégaélectron volts (MeV). comparativement aux kiloélectron volts (keV) utilisés en radiologie.
Ces rayons Xà haute énergie ont un effet bénéfique pour le patient. Par contre, le personnel médical ainsi que le public en général ne trouvent aucun bénéfice à y être exposés. Il faut donc d'une manière ou d'une autre restreindre l'étendue de ces rayons X utilisés à des fins médicales. C'est pourquoi nous blindons chaque salle de radiuthérapie de sorte que la do sc reçue par le personnel médical et le public demcure en deçà des limites admises par la loi.
•
Le blindage de chaque salle de radiothérapie est unique. Plusieurs facteurs doivent être pris en considération lors du calcul de blindage. Les courbes d'atténuation des rayons X au travers les matériaux sont un de ces facteurs. Chaque matériau de construction (béton, plomb, fer, acier, etc,) a des courbes d'atténuation différentes àdifférentes énergies de rayonnement. Lors du blindage d'une salle de radiothérapie de l'Hôpital Général de
•
•
Montréal. un béton spécial à haute densité fut utilisé pour la ~onstru~tiondu
plafond. L'obtention des courbes d'atténuation des rayons X au travers ce
béton à haute densité a motivé, en partie. ce mémoire. Pour ce faire. nous
avons utilisé un faisceau de rayons X provenant d'un accélérateur linéaire
opérant àun potentiel d'accélération des électrons de 10 mégavolts (MV). La
radiation primaire, la radiation diffusée et la radiation de fuite furent
utilisées pour obtenir ces courbes au travers cc béton spécial. De plus,
l'absence de la caractérisation de la ... diation diffusée, d'un faisceau de
ID MV. dans la littérature a motivé une autre partie de ce mémoire.
Finalement. nous nous sommes intéressés à vérifier certains autres facteurs
utilisés lors du calcul de blindage, Ceux-ci seront mis en emphase après avoir présenté les équations de blindage au chapitre suivant.
1.1.2.
Description des chapitres
Le chapitre 1 agit à titre d'introduction au mémoire, Il exposera les sujets ct motivations de recherche du mémoire. Il présentera les quantités
dosimétriques pertinentes. les principes de radioprotection et la
réglementation entourant une salle de radiothérapie.
Le chapitre 2 présente la théorie du calcul de blindage d'une salle comportant ou non un labyrinthe. L' équipement, la disposition de la salle ainsi que le choix des matériaux de blindage seront également des sujets abordés, Finalement, nous présenterons certains problèmes spécifiques aux salles de radiothérapie,
Le chapitre 3 présente l'instrumentation utilisée dans le cadre de ce
mémoire chambres d'ionisation et électromètre, bâtonnets à
thermoluminescence, accélérateur linéaire d'électrons et fantômes. Les
méthodes employées pour cali brer la chambre d' ionisation et les bâtonnets
•
•
àthermoluminescence seront également présentées. Une description détaillée
de la composition ct des propriétés pertinentes du béton spécial ù haute
densité s'y trouvera également.
Le chapitre 4 est le premier des trois chapitres qui présenteront nos
résultats expérimentaux. Premièrement. nous aborderons la qualité des
faisceaux de radiation: nous déterminerons le capuchon ô'équilibre
électronique requis pour différents types de radiation: primaire. ôe fuite et diffusée. Deuxièmement. nous vérifierons certaines lois de l'inverse carré ôe la distance qui sont assumées dans les calculs de blindage photonique.
Le chapitre 5 traite de la dose diffusée par l'entremise du facteur li
introduit au chapitre 2. En premier lieu. nous discuterons de la définition
initiale du facteur a qui devient désuète aux hautes énergies et nous le
redéfinirons. Ensuite. nous présenterons la méthode expérimentale employée pour mesurer la radiation diffusée. Cette méthode est employée tout au long du mémoire pour toutes les mesures de radiation diffusée. Par la suite. nous
mesurerons les facteurs a selon la définition que nous nous serons donnés.
Finalement. nous vérifierons la directe proportionnalité de la dose absorbée diffusée avec l'aire du champ de radiation primaire irradiant le diffuseur.
Le chapitre 6 aborde le sujet des courbes de transmission au travers
notre béton à haute densité. Ces courbes sont mesurées en géométrie du
faisceau étroit et large pour des faisceaux primaires. diffusés et de fuite. Nous
présentons la théorie des faisceaux étroits ct larges. les montages
•
•
Le chapitre 7 agit à titre de conclusion au mémoire. Nous faisons un survol du mémoire ct mettons en emphase nos résultats principaux. Finalement. nous présentons une liste d'expérience quïl serait bon d'effectuer pour mieux approfondir nos connaissances dans le ';hamp de la radioprotection touchant au blindage des salles de radiothérapie.
1.1.3.
Type de radiation traité
De nos jours, il est fréquent de voir les nouvelles salles de radiothérapie s'équiper d'accélérateurs linéaires opérant à des énergies de 18 MV et plus. Àces niveaux d'énergie, nous devons nous préoccuper d'un nouveau type de radiation, en plus des rayons X, lors du calcul de blindage d'une salle: la production de neutrons. Les neutrons sont les fruits des réactions (y,n). Les caractéristiques d'atténuation des neutrons au travers différents matériaux sont différentes de celles des nyons X. Ce mémoire étudie, cependant, uniquement les rayons X .
1.2.
Quantités dosimétriques
La quantification de valeurs physiques associées au champ des radiations fait appel à un langage spécifique. Pour bien comprendre les enjeux dosimétriques, une connaissance des quantités dosimétriques est requise. Nous définirons donc les exposition, kerma, dose absorbée, dose équivalente et dose effective.
1.2.1.
Exposition
L'exposition
X
est le quotient de dQ par dm, où dQ est la charge totale (en valeur absolue) de tous les ions d'un signe produit dans l'air lorsque tous les électrons libérés par les photons dans l'air, d'élément de masse dm, sont•
complètcmcnt arrêtès dans l'uir (CIUR \980). l.es ionisutions produites pur l'absorption du ruyonnement de freinuge èmit par les èleetrllns secondaires, ct produites par les ruyons delta, ne doivent pus être comptèes duns d{}. L'exposition cst ddïnie seulement pour les photons:x
=
d Q[e
kg1]
dm ( 1.1 )
Une unité utilisée encore aujourd'hui mais qui ne devruit qu'être
temporaire est le roentgen (R) :
-4 -1
1R = 2,58x10
e
kg". (exactement), (1.2 )Lors de la mesure de l'exposition, l'élément de masse doit être petiltel que
son insertion ne modifie pas le champ de photons, C'est pourquoi
l'exposition devient un concept inappropriè aux ènergies supèrieures il
3 MeV, car l'épaisseur d'air requise allénueraitle champ, ct qu'il est dèlïni dans l'air uniquement.
1,2,2,
Kerma
Le kerma
K
est le quotient dedE"
par dm, où dE" est la somme desénergies cinétiques initiales de toutes les particules ehargées ionisantes libérées par les particules non chargées ionisantes dans la matière d'élément de masse dm (CIUR 1980) :
K
= dE"dm
(J.3 )
•
Un nom spécifique est donné à l'unité du kerma: le gray (Gy):
•
Lors de lu mesure du kermu. 1'~I~menl de masse doit être petit tel que soninsertion ne modilïe pas le champ des particules non charg~es ionisantes.
1.2.3. Dose absorbée
La dose absorb~e
D
est le quotient de dE par dm. où dE est l'~nergiemoyennec~d~epar le rayonnement incident (quel qu'il soit) àla matière. dans
1'~I~mentde volume de masse dm (CIUR 1980):
( 1.5)
Un nom spécifique est donn~à l'unit~ de dose absorbée: le gray (Gy).
Il Ya égalité entre la dose absorbée et le kerma, s'il existe un équilibre
~Iectroniquedes particules chargées et si la production de rayonnement de
freinage est négligeable (CIUR 1980). Un équilibre électronique des
particules chargées existe si les énergies. le nombre et la direction des particules chargées sont constants au travers le volume d'intérêt. Il en résulte une somme des énergies des particules chargées entrant dans le volume égale
à celle sortant du volume.
1.2.4. Dose équivalente
La dose équivalente
H
r a été introduite par la Commissioninternationale de protection radiologique dans ses recommandations de 1990 (CIPR 199Ia). Elle s'applique au domaine de la radioprotection. Hrest la dose absorbée moyenne d'un tissu ou d'un organe, pondérée pour le type de radiation considéré:
•
( 1.6)•
D,"
est la dose absorb~emoyenne dans le tissur.
il partir .le la radiali.'nR. et Il'11 est le facteur .le radiation pond~r~, Ce derni<:r facteur .le radiation
pond~r~cst sans unit~. laissant il If, les dimcnsions dc la dosc absorbe'c. i.c,
Jkg-l ou Gy.
Une unit~ sp~ciale lui cst donn~e pour la dirr~rencicr dc la dosc
absorb~e: le sicvert (Sv):
1 Sv = 1 J kg -1
Tableau 1.1 Facteurs de radiation pondérés(CIPR 1991a)
( 1.i)
Type de radiation et inten'alle d'énergie Photons de toute énergie
Électrons et muons de toute énergie
Neutrons. énergie <10 keV
10keVà 100keV 100keVà2MeV 2 MeV à20 MeV >20 MeV
Protonsl d'énergie> 2 MeV
Panicules alpha, fragments de fission et noyaux lourds
1Protons autres que les protons de recul
Facteur de radiation pondéré. "'.
5 \0 20 10 5 5 20
•
Le facteur de radiation pondéré associé aux photons est égal à l'unité
(tableau 1.1). Étant donné que nous traitons uniqucment de radiation
photonique (section 1.1.3),\a dose équivalente sera égale à la dosc absorbée tout au long de ce mémoire .
•
1.1.5. Dose effective
I.a dose effective
E
a été renommée par la Commission internationalede proteetion radiologique, dans ses recommandations de 1990 (CIPR 1991a),
il partir de l'équivalent de dose effectif. La dose crfective tient compte de la
sensibilité relative des différents tisslls ou organes du corps humain au
rayonnement ionisant. Elle est la somme des doses équivalentes fil pondérées
de tous les tissus ou organes du corps:
E =
L
Wr ' H r [J kg 1]r
Tableau 1.2 Facteurs du tissu pondérés (CIPR 1991 a)
( 1.8)
Tissu ouor~ane
Gonades Moelle osseuse (rouge)
Côlon Poumon Estomac Vessie Sein Foie Oesophage Thyroïde Peau Surlace des os Autre
Facteur du tissu pondéré. wr
0.10 0.12 0.12 0.12 0.12 0.05 0.05 0.05 0.05 0.05 0.01 0.01 0.05
•
fi, est la dose équivalente d'un tissu ou organe
T.
et wr le facteur dutissu T pondéré. Ce dernier facteur pondéré est sans unité, laissant à E les
dimensions de la dose équivalente. Une unité spéciale lui est donnée: le
sievert (Sv). À chaque tissu du corps correspond un facteur du tissu pondéré .
La somme de tous ces facteurs donne l'unité.
•
•
1.3.
Principes de radioprotection
Le but de la radioprotection est de protéger les utilisateurs de radiation. le public et les patients des effets nocifs que les radiations peuvent avoir sur
l'or,;anisme humain. La Commission internationale de proteetion
radiologique propose trois principes. dans ses recommandations de Il)l)(). qui devraient i:tre satisfaits pour justifier toute dose de radiation reçue par un individu (C[PR [991a).
• Justification
• Optimisation
• Limites de dose
Toute dose de n'importe quel type de radiation doit être justifiable. Nous ne devons en aucun cas exposer une personne gratuitement. Une fois
justifiée. la dose doit être mainten'le à son niveau le plus faible qu'i! soit
raisonnablement possible d'atteindre (principe ALARA). tenant compte des
facteurs socio-économiques. L 'optimisation doit être à son maximum pour
les utilisateurs de radiation et le public. tandis qu'elle ne doit pas entraver l'aspect thérapeutique ou diagnostique dans le cas d'un patient. Finalement. personne ne doit recevoir des doses supérieures aux limites de doses prescrites par la loi (excluant [es doses reçues en tant que patient). Une fois justifiée. la dose de radiation reçue par un individu pourra être réduite en
appliquant un ou plusieurs des trois grands principes de radioprotection:
• Temps
• Distance
•
•
l'lus longt~mps nolis somm~s ~n prés~nc~ d'lIn~ sourc~ d~ radiation .
plus grand~ ~st lad()s~ absorbé~. L~ princip~ ""t~lIlp,~ fait appel àl'dïïcacité
d~ travail. l'our rédllir~all minimum l~ t~mpspassé ~n prés~nc~ d~ radiations.
nolis d~vonsnous assur~r d'lIn~ ~fficacitéde travail. Plus nous nous tenons
loin d'une soure~. moins grande sera la dose absorbée. Le principe de la
"i.l'tanc~ utilise avantageusement la loi de l'inverse carré de la distance
(cf. chapitre 4). Finalement. plus nous augmentons I~ hlindag~entre la source
ct un individu. plus nous diminuons sa dose absorbée. Le principe du
blindage fait appel àl'absorption préférentielle de certains matériaux pour un
type de radiation donné (cf. chapitre 6).
1.4.
Réglementation
Pourquoi se préoccuper de blinder les salles de radiothérapie? Parce que nous savons que même si les radiations sont bénéfiques aux patients. elles ne le sont pas pour les personnes ne requérant aucun traitement et se trouvant à proximité des salles. Il est généralement entendu que la radiation peut être néfaste et qu'une certaine protection est de mise (CIPR 199Ia). La question est de savoir jusqu'où doit-on se protéger contre la radiation? Des analyses sont faites. de par le monde. sur les survivants de la bombe atomique et sur
d'autres études épidémiologiques. À la lumière de ces analyses. des
recommandations internationales sont proposées. basées sur les plus récentes
estimations de risque de rayonnement. La Commission internationale de
protection radiologique a fait ses recommandations en 1990 dans son
document ICRP 60 (CIPR 1991 a). Sui vant ces recommandations. les
organismes de réglementation et de radioprotection de chaque pays décident
de les suivre ou non. Au Canada. cet organisme de réglementation et de
radioprotection est la Commission de contrôle de l'énergie atomique .
•
•
1.-1.1.
Commission de contrôle de "énergie atomique
La Commission de eontrôle de l'':nergie atomique (l'CI'A) il ':t':
eonstitu':e en 19-16 SlHIS le r':gime de la l.oi SI/I'
Il'
,·ollll',il.. d,' 1·';lIl'1'gi ..atollliql/e (L.R,C .. 1985, eh, A·16). La CCEA est un ':tahlissement l'uhlie
nomm': il l'annexe II de la Loi slir la ge.llioll des,IillallCl's l'lIhlitllll·S. l'Ile fait
rapport au Parlement eanadien par l'entremise du ministre des Ressourees
naturelles, La mission de la CCEA est de s'assurer que l'utilisation de
l'':ncrgie nucl':aire au Canada ne pose pas de risque indu pour la sant':, la
s':curit':, la s':curit': matérielle et l'environnement. La Commission de
contrôle de l'énergie atomique classe ses textes de r':glementation en tmis
catégories, suivant le degré de rigueur de 1',lpplieation: les Guides de
réglementation sont les plus souples: les Déclarations de prineipe en matière de réglementation sont plus strictes, mais permettent des variantes: et les
Règlements sont les textes qui permettent il la CCEA d'':tahlir les
interdictions, les droits, les obligations et les pouvoirs en vertu de la I.oi .lI/I'
le cuntrôle de l'énergie alUllliqlle,
Avant qu'un règlement ne prenne force (désigné par la lettre R· ). il est publié sous forme de document de consultation (d':signé par la lettre C·). I.e
document de consultation C·122 est le projet de modification du Règlelllent
slir le cuntrôle de l'énergie atumiq/l/t en vue de réduire les limites de doses de
rayonnement conformément aux recommandations de 1990 de la Commission internationale de protection radiologique (CCEA 1991), Ce document. en devenant un règlement. porterait le numéro R-122, Cependant. la CCEA a abandonné ce document de consultation. il ne verra donc jamais le jour en tant que règlement. Par contre. le CCEA est en train de préparer un amendement à la Loi Slir le contrOle de l'énergie alUmiqlle et ses Règlements Slir le contrôle de l'énergie atomiqlle qui tiendront compte des recommandations de
•
•
Le tableau 1.3 résume les limites de doses stochastiques. en plus de les comparer au reglement aetuel. Par doses stochastiques. nous entendons toute dose qui. même reçue à un niveau tres faible. aura une faible probabilité de produire un effet. Les doses stoehastiques vont à l'opposé des doses déterministes qui. passées un certain seuil. produisent un effet (ClUR 1980). Nous distinguons trois catégories de personnes: les travailleurs sous rayonnement. les membres du public ct les travailleuses sous rayonnement enceintes (L.R.C .. 1985. ch. A·16).
Un travailleur sous rayonnement est un travailleur qUI risque de re:cevoir une dose annuelle plus élevée que la limite de dose du public. Présentement, un travailleur sous rayonnement est considéré comme un travailleur risquant de recevoir plus de 5 millisieverts par année (limite pour le public). Avec l'amendement proposé, cette définition changerait pour tout travailleur qui risque de recevoir plus de 1 millisievert par année (nouvelle limite pour le public). De plus, la CCEA ne fixerait plus de limites trimestrielles, conformément à la recommandation de la CIPR de ne pas utiliser de périodes de contrôle inférieures àune anné.:. La dose limite d'un travailleur so's rayonnement serait calculée selon une moyenne faite sur cinq Tableau 1.3 Limites de doses stochastiques
CATÉGORIE RÈGLEMENT Amendement proposé ACTUEL àla Loi (lnvin 1995) Travailleur Limite annuelle 50 mSv 100 mSv15 ans avec un maximum de 50 mSv1an Limite trimestrielle 30 mSv «Niveau d'action
<20mSv,. Public Limite annuelle 5 mSv 1 mSv
Femme Reste de la grossesse 10 mSv au foetus 4 mSv (foetus)+0.2 LAI enceinte (0.6 mSv12semaines)
•
•
ann':cs (100 mSv / 5 ans), av cc unc possibilit': d'unillaximum dc 50
mSv.-1 an. La CrEA pro po sc un nouvcau conccpt: Ics nivcaux d'action
(Irwin 1995). Cc conccpt vicndrait pcrsonnaliscr la do sc limitc dc CIHIlIUC institution, scion son historiquc dcs nivcaux dc dosc cnrcgistr':c. Cc cl1nccpt
dcmcurc très controvcrs': à l'hcurc actucllc: Ic tcmps nous cn dira plus.
À propos dcs travaillcuscs sous rayonncmcnt cnccintcs, la crEA
proposc unc limitc de 4 mSv au foetus et 0.2 dc la limitc annucllc
d'incorporation pour le reste de la grossesse à partir de sa d':claration dc
grossesse, La limite annuclle d'incorporation de n'importe quel ':l':ment
radio-actif est obtenue en divisant la moyenne annucllc de la limitc de dose
effective par la dose effective «committed» r':sultantc d'unc absorption de
1 Bq de cet élémcnt radio-actil'(CI PR 1991 b), La dosc cffccl ivc «comm iIIcd
» est donnée par la somme. sur lcs tissus ou organcs. du produit du facteur du
tissu pondéré IVr et de l'intégrale sur le temps du taux dc dosc ':quivalcnte
(CIPR 1991a), Une femme enceinte ne serait plus. selon l'amendemcnt
proposé. obligée de déclarer sa grossesse à son employeur. comme l'oblige le
règlement actuel.
Une quatrième catégorie de personnes. les travailleurs non sous rayonnement. i.e, un travailleur dans un milieu hospitalier. mais ne travaillant pas avec la radiation. est utilisé ailleurs qu'au Canada (Johns et Cunningham
1983). À cette catégorie de person'nes est permise une limite dc dose
supérieure à celle du public. mais inférieure à celle des travailleurs sous
rayonnement. Au Canada. nous ne faisons pas la distinction entre ccux-ci et
le public. souscrivant ainsi au principe ALARA (présenté à la scction
•
•
1.4.2.
Principe ALARA
La Commission de eontrôle de 1"énergie atomique présume qu'il n'existe aucun seuil au-dessous duquclles rayonnements n'auraient aucun
effet nocif. Elle souscrit donc au principe qui consiste à maintenir toute dose
au niveau le plus faible qu'il soit raisonnablement possible d·atteindre. compte tenu des facteurs socio-économiques (ALARA). L 'appellation de ce
principe. ALARA. nous vient dcs acronymes de 1"expression anglaise « As
Low As Reasonably Achievable ». La CCEA a publié. le 29 juillet 1994. le
document dc consultation C-129 intitulé « L 'exigence de maintenir les
expositions au niveau le plus faiblc qu'il soit raisonnablement possible d'atteindre» (CCEA 1994). Ce document démontre clairement la volonté de
la CCEA de faire appliquer le principe ALARA. Il faut, dorénavant, non
seulement blinder une salle de radiothérapie pour satisfaire aux limites de
doses effectives maximales, mais il faut en plus blinder d'une façon à
démontrer que le principe ALARA a été appliqué. La CCEA considère. dans
son document C-129, qu'une installation ou une exploitation est conforme à
"exigence ALARA ct qu'aucune évaluation supplémentaire n'est requise. si
elle est gérée de manière à respecter les trois critères suivants:
1. La dose individuelle des travailleurs ne devrait pas dépasser 1 mSv
par année;
ii. La dose individuelle du public ne devrait pas dépasser 50 IlSV par
année;
III. La dose collective (travailleurs et public) ne devrait pas dépa$ser
1personne-sievert. Cette dernière quantité tient compte du nombre
de personnes irradiées en multipliant la dose moyenne des personnes exposées par le nombre de personnes (CIPR 1991 a) .
•
•
l.,U.
Permis de la CCEA
La CCEA applique un régime eomplet de permis en vue de fuire
appliquer ses r~glements. Elle upplique quatre « permis» différents uux
salles de radiothérapie abritant un accélérateur de particules médicul: lu construction, la mise en service, l'exploitution normale et le déci usse me nI.
Le document de consultation C-125 intitulé « Guide à l'intention des
demandeurs de permis d'accélérateurs médicuux» u été publié en 1993 pour aider les personnes désirant présenter à la CCEA une demande de permis pour construire et exploiter des accélérateurs de particules à des fins médicules (CCEA 1993). La Commission de contrôle de l'énergie atomique juge que
seuls les accélérateurs médicaux produisant des faiseeaux de photons li purtir
d'électrons d'énergie de ID MeV et plus doivent ~treautorisés pur un permis.
Le permis de constrllction doit être obtenu avant de débuter lu
construction, La CCEA suggère même de le demander avant dc communder
le matériel. Aucun rayonnement ne doit être produit avant l'obtention
"II
permis d·exp/oitation. Ce permis d'exploitation d'accélérateur n'autorise,
d'abord, que la mise en service. Sur présentation dc données satisfaisantes
de mise en service, le permi~ ~'exploitation peut être modifié pour autoriser
l'exploitation normale de l'insta/;ation, Finalement, le permis d'exploitation
d'accélérateur peut, à nouveau, être modifié pour autoriser /e déclassement
de l'installation àla fin de sa vie utile. Le premier permis d'exploitation est
valide pour une période de trois mois, après quoi, le titulaire peut demander qu'il soit renouvelé. Si la CCEA accepte de renouveler le permis, le permis sera valide jusqu'à la fin de la vie utile de l'accélérateur sans préciser de date spécifique. Cependant, la CCEA se réserve le droit de révoquer ou suspendre à tout moment un permis d'exploitation,
•
•
Le document de consultation C-115 spécifie cc qu'un demandeur de
permis doit fournir à la CCEA comme information pour chacune des étapes.
Au chapitre 2. nous verrons les systèmes de sécurité requis pour une salle de radiothérapie qui sont exigés par la CCEA pour J'obtention d'un permis.
1.4.4.
Appareils émettant du rayonnement
Tout appareil émettant des radiations doit respecter la loi concernant
la vente ct l'importation de certains dispositifs émettant des radiations (Loi
.l'lIr les dispositif~émellant des radiations. S.R .. ch. 34 (1" suppl.». régie par
le Bureau de radioprotection et instrumentation médicale (BRIM). Le BRIM relève du Ministère de la santé et des services sociaux du Canada. divisi'Jn des dangers de l'exposition professionnelle. Les accélérateurs médicaux rte sont proprement sous aucune réglementation s12éci fiQue tant du côté du BRIM que
de la CCEA. Étant donné qu'un accélérateur médical peut produire des
éléments radioactifs, sa réglementation relèveraiî de la CCEA, en plus de
devoir satisfaire la Loi sur les dispositifs émellant des radiations. Mème si
aucune réglementation n'existe, la CCEA doit approuver la conception ou le
type d'un accélérateur médical avant de délivrer tout permis. La CCEA
évalue l'accélérateur en fonction de la norme de la Commission
électrotechnique internationale (CEl), publication 601-2-1. « Sécurité des
appareils é1ectromédicaux Deuxième partie: Règles particulières pour
accélérateurs médicaux d'électrons dans la gamme 1 MeV à 50 MeV»
(CEl 1981, CEl 1984, CEl 1990). Le paragraphe 6.1 de cette publication
concerne ies rayonnements de fuite à l'extérieur du faisceau utile maximal.
Il se lit comme suit:
«... Sur une surface plane circulaire de 2 m de rayon, centrée sur et
perpendiculaire à l'axe du faisceau. à la distance normale de traitement et en dehors du faisceau utile maximal. la dose absorbée due aux rayonnements de
fuite (à l'exception des rayonnements neutroniques) ne doit pas dépasser un
maximum de 0,2% et une moyenne de 0.1 %de la dose absorbée mesurée au
point d'intersection de l'axe du faisceau et de celle surface plane. Les
valeurs se rapportent aux mesures dont on a déjà pris la moyenne sur 100cm'.
•
•
A l'cxccption dc la surface, définie ci·dessus,la d"sc ahsorhée duc aux
rayonnements de fuite (à l'cxccption des rayonnements neutr"niqucs),
mesurée à 1III de la trajectoire dcs électrons cntrc le canon ùélectr"ns ct la
cible ou la fcnétre des électrons, ne d"it pas dépasser 0,5% de la dose
absorbée maximale sur l'axe du faisceau ùla distance normale de traitement.
... » paragraphe 6.2, lignes 23-33 (CEl 1981)
Il est gélléralement admis que dans le calcul du blinduge d'une sullc dc radiothérapie, le tuux de dose de fuite maximul pouvunt s'échupper de lu tète
de l'accélérateur est de 0.1% du taux de dose primuire il 1 m de lu cible
(CNPR 1976). Cette valeur sera utilisée uu chapitre 2, lors de lu présenlution des équations de blindage. Cependant. si nous nous basons sur lu publicutioll 601·2·1 de la CEL il faudrait utiliser 0.5% uu lieu de 0.1 % ulïn de demeurer le plus conservateur possible.
1.5.
Conclusion
La radioprotection, qui vise à protéger les personnes des effets nocifs de la radiation. est un domaine qui doit être pris au sérieux étant donné ses
enjeux. Pour s'assurer que les utilisateurs de radiation ont recours uux
principes de radioprotection. il existe un système plus ou moins complexe de
réglementation qui. dans le champ des accélérateurs linéaires médicaux. est régi par la Commission de contrôle d'énergie atomique. Un des aspects sous
réglementation est le blindage des salles de radiothérapie. Ce mémoire
présente la méthode du calcul de blindage et pousse l'étude de certains de ses paramètres .
•
Chapitre 2
Blindage de la radiation ionisante
2.1,
Considérations générales
La conception d'une salle de radiothérapie dcmande de considérer un
ensemble de facteurs pour en arrivcr à la solution la plus économique tout cn
offrant un blindage adéquat. Il est important d'être conservateur dans la
spécification des critères de blindage, étant donné la longuc vie utile d'une installation. Par exemple, si un tcrrain de stationnement adjacent à une salle dc radiothérapie vcnait à êtrc converti en édifice à bureaux et quc le blindage n'avait été pensé que pour un", aire peu occupée (stationnement), alors des coûts additionnels scraient encourus pour reblinder la salle du côté du nouvel édifice à burcaux.
La contrainte de ('espace cst sans aucun doute un des facteurs les plus
importants à considérer, avec celui du coût. Advenant la construction d'une
nouvellc salle sur un terrain vacant avec suffisamment d'espace, cette contrainte n'existe pas, Par contre, si la nouvelle salle de radiothérapie doit
être bâtie à même une salle non blindée déjà existante, alors cette contrainte
de l'espace disponible deviendrait très importante,
•
Avant même de débuter la planification d'une nouvelle salle de radiothérapie, il faut déterminer si l'accélérateur linéaire aura son propre mur d'arrêt du faisceau primairc ou non, et si la salle peut contenir ou non un labyrinthe, Le mur d'arrêt du faisceau primaire est attaché au bras support de la tête de l'accélérateur. Si nous pouvons éviter la présence d'un tel bras, nous nous sauvons de bien des inconvénients cliniques. Par contre, il peut être indispensable advenant le manque d'espace pour blinder les murs contre
•
lc faisccau primaire. L'ajout d'un labyrinthe il l'entrec dc la salle dctraitement nous permet d'utiliser une porte d'aec~s passablel1lentleg~re.tout
dependant de la longueur du labyrinthe. Si les faisee'lux diffuses une fois ou si lcs faisceaux de fuite peuvent allcindre directement la porte, alors eelle-ci devra être passablement épaisse ct lourde. La figure 2.1 illustre l'crfet de la longueur du mur du labyrinthe sur la radiation allcignantla portc. De plus,
aux hautcs énergies, il faut considérer la production de neutrons. Ces
neutrons nc seront pas freinés dans une porte blindee uniquement 'IU plomb.
Il faut y ajouter du polyéthyl~ne boré, ou son équivalent. pour freiner
efficacemcnt lcs neutrons, ce qui aura comme conséquence d'alourdir la porte (Biggs 1992). Isoccntrc • B' B C
--lA
1 1 1 Mur du labyrinthe1
:
;
, • A'•
Figure 2,1 Illustration de l'effet de la longueur du mur du labyrinthc sur la radiation allcignantla porte. Avec un mur long, les lignes pleines indiquent la portion du mur de la salle (ACB) d'ou diffuse la radiation alleignantla porte. Avec un mur court, les lignes hachurées indiquent la portion du mur de la salle (A'CB') d'ou diffuse la radiation allcignantla porte. Nous voyons qu'un mur long diminue de beaucoup la radiation alleignantla porte. L'effct est le même pour ce qui a trait aux surfaces du plancher et du plafond.
Lorsqu'un accélérateur linéaire offre la possibilité d'émcttrc des faisceaux d'élcctrons et de photons, il cst généralement néccssairc de ne blinder que contre les faisceaux de photons. Avec les accélératcurs offrant deux énergies de rayons X, il est généralement nécessaire dc ne blinder que
contre les rayons X de la plus grande énergie. Cette remarque doit êtrc
•
atomique Z. En effet, comme on peut l'observer au tableau 1.1 présenté plus loin, les couches d'atténuation au dixième (CAO) en faisceau large pour l'acier et le béton croissent avec l'énergie des photons jusqu'à un maximum passé 15 MV, tandis qu'avec le plomb, un maximum aux environs de 6-10 MV est observé. Ceci implique que si un mur primaire contient du plomb et que l'énergie supérieure de l'accélérateur est au-delà de 16 MV, alors il faudra également effectuer les calculs de blindage en considérant l'énergie inférieure.1.1.
Équipement et disposition de la salle
Il est généralement préférable d'orienter l'accélérateur linéaire tel que
son faisceau primaire soit parallèle au mur du labyrinthe, Si le faisceau
primaire doit être orienté vers le mur du labyrinthe, i,e. orthogonal au mur, on verra à ce que l'épaisseur du mur soit suffisante pour réduire l'intensité du faisceau de sorte que la dose enregistrée à la porte ne soit pas trop élevée
(Biggs 1992).
Une salle de radiothérapie moderne comportera, entre autres, les équipements suivants:
•
•
•
•
•
•
•
Accès aux gaz (air, oxygène, azote et vide);
Au moins deux télé-caméras permettant de voir le patient en tout temps;
Un système d'interphone permettant de communiquer avec le patient en tout temps;
Suffisamment d'espace de rangement et de surface de comptoir; Suffisamment de support pour ranger les caches plombées; Un évier;
•
•
•
•
•
Un éclairage brillant en mode régulier et un éclairage lUmisé lors du positionnement du patient:
Un ensemble de lasers se croisant ùlïsoeentre de l'accélérateur
et permettant le positionnement du patient:
Un orifice dans le mur pour permettre de faire p.lsser les dbles requis pour les mesure physiques:
Des panneaux lumineux pour la lecture de radiographie.
De plus, certains systèmes de sécurité doivent être en place pour assurer la sécurité tant du patient que du personnel. Le document de consultation C-125 de la Commission de contrôle de l'énergie atomique donne une liste des dispositifs de sécurité qu'une installation doit et devrait comporter (CCEA
(993). Ces systèmes figurent dans la liste suivante:
•
•
•
•
• Un système de ventilation évacuant les gaz toxiques (ozone) et
gaz radioactifs pouvant être produits ('lN, IlO):
• Un système de verrouillage protégé des portes assurant l'arrêt de
l'accélérateur lorsque la porte est ouverte:
• Des témoins lumineux ù lïntérieur et à l'extérieur de la salle
indiquant l'état d'attente et le mode d'irradiation;
Un signal audible ù 1ïntérieur de la salle indiquant que
l'accélérateur passe de l'état d'attente au mode d'irradiation; Des boutons d'arrêt d'urgence situés sur le tableau de commande, dans la chicane de l'entrée de la salle et de chaque côté du bâti principal de l'accélérateur:
Un verrou manuel, ou un équivalent, empêchant l'utilisation non autorisée de l'accélérateur;
Des panneaux de mise en garde contre les rayonnements aux endroits appropriés,
•
•
2.3.
Matériaux de blindage
Lors du choix dcs matériaux de blindage. les facteurs suivants doivent être pris en considération:
• Poids et épaisseur requis d'un matériau;
• Possibilité d'usage multiple (par exemple, un matériau servant
à la fois de blindage et de support structural);
• Possibilité de blinder à la fois contre les rayons X et contre les
neutrons;
• Uniformité et homogénéité du blindage;
• Permanence du blindage (résistivité du matériau au fil des ans);
• Coût du matériau, incluant l'installation et la maintenance:
• Apparence architecturale, faeilité de nettoyer et peinturer le
matériau;
• Possibilité d'induction de radioactivité.
Le but est de déterminer le ou les matériaux appropriés au type d'installation, au type de radiation et au budget alloué.
2.3.1.
Rayons X et neutrons
Le béton demeure le choix par excellence pour toute nouvelle installation. Il blinde adéquatement tant les neutrons que les photons et ce, à prix économique. De plus, le béton offre l'avantage d'être un matériel de
support. Advenant le cas oû l'espace poserait problème, deux solutions
s'offrent à nous: l'utilisation de béton à haute densité et l'addition de
feuilles d'acier ou de plomb au mur. Un béton conventionnel aura une densité
d'environ 2.35 g em·). Il existe deux types de béton à haute densité. Le
premier type réduit la proportion d'eau d'un béton conventionnel. Cette
approche permet d'atteindre une densité d'environ 3.76 g cm') sans en affecter
•
•
grandement ses propriétés strueturales (Biggs 199:!). Le deuxième type de
béton à haute densité est un béton spécial dans lequel des éléments à haute
densité sont mélangés au ciment ordinaire. Robert J. Barish (1990) a décrit
un type de béton spécial contenant soit des petites pièces d'acier, soit de la ferraille. permettant d'obtenir une densité de 4.8 g cm'). Depuis quelques
années, une compagnie a commercialisé une version du béton spéei.1I li haute
densité sous forme de bloc s'imbriquant les uns dans les autres (Atomie International. Frederick, PA). Ce béton porte le nom commercial de Ledite·'.
Des densités entre 3.84 g cm') et 4.97 g c'Ih sont obtenues (Atomie
International 1995). Finalement, le béton spécial àhaute densité que nous
avons utilisé dans le cadre de ce mémoire nous vient de la compagnie Ciment
Lafarge Canada Inc .. Anjou, Québec. Ses éléments àhaut nombre atomique
sont des pièces d'acier et d'hématite. La densité du béton est de 4.85 g em') (cf. section 3.4.).
La deuxième solution au manque d'espace est l'ajout de feuilles d'acier ou de plomb au mur de béton ordinaire. Si cette solution est choisie. une
attention particulière doit être portée au blindage des neutrons. Les
interactions des neutrons sc faisant essentiellement par des collisions élastiques, tant l'acier que le plomb sont de très mauvais écrans contre les neutrons, car leur masse atomique diffère grandement de celle d'un neutron.
L'utilisation du béton spécial àhaute densité ne pose pas ce problème, car la
proportion d'éléments hydrogénés dans ce béton demeure suffisante pour
freiner les neutrons. L'utilisation d'éléments à hau.t nombre atomique
augmente également la dose équivalente due aux neutrons issus des
interactions photonueléaires. McGinley (1992a, 1992b, 19(3) a publié
plusieurs articles à ce sujet. Shieldray~est une marque commerciale de
briques de plomb pouvant s'imbriquer les unes dans les autres (Atomic International, Frederick. PA) .
•
•
Tableau 2,1 Couches d'atténuation au dixième(CAO) typiques en faisceau large pour différents
matériaux de blindage. CesCAOsont pour des faisceaux de photons.
Matériau CAO (cm) dans le faisceau primaire
(densitél ) Potentiel d'accélération (MY) 4 6 10 15 16 18
.,.
-,
50 Béton (2.35 ) 29,2~ 34,5~ 39.6~ 443 443 453 473 463 Ledite~ (4.81 ) 15.2 ' 17.3 ' 19.0' 21.6 ' Béton/acier (4.8) 22~ Béton/fer (4.8) 26' Béton (4.85) 18.3b Acier (7.85) 9.Jl 9.93 10.43 10.73 10.73 10.93 IU3 10.83 Plomb (11.35) 5.3~ 5.6~ 5.5~ 5.53 5.53 5.33,.-
- ., 3 4.73 ShieldRay~ 5.1 ' 5.6' 5.1 ' 5.1 ' 4.1 '1g cm·3; ~ CNPR (1976);3CNPR (1977); , Atomic International (1995); , Barish (1990);
bprésent mémoire
Les matériaux de blindage photonique des portes accédant aux salles de
radiothérapie se limitent au plomb et à("acier. Le polyéthylène boré est le
matériau de choix utilisé dans les portes pour blinder les neutrons.
Généralement. des épaisseurs de 3/8" (9.5 mm) de plomb et de 2" (50.8 mm) de polyéthylène boré sont suffisants pour blinder les photons et les neutrons.
si un labyrinthe adéquatement construit s'y trouve (Biggs 1992). Le
polyéthylène boré est placé vers l'intérieur de la salle, tandis que le plomb est vers l'extérieur.
Le tableau 2.1 présente les différentes couches d'atténuation au
dixième (CAO), en équilibre, à différentes énergies, associées à différents
,
matériaux de blindage. pour des faisceaux de photons. Nous en avons mesuré une, tandis que les autres proviennent de la littérature. La définition de la couche d'atténuation au dixième sera présentée au chapitre 6.
•
:2.3.:2.Électrons
Les matériaux de faible nombre atomique Z sont les plus appropriés pour blinder les faisceaux d'électrons, car ils minimisent la production de rayons X, Ainsi. le béton ordinaire sera tout aussi approprié pour blinder les électrons que les photons. L'air freine également les électrons, mais il engendre le problème de production de l'ozone ct d'autres gaz toxiques (cf. section :2,7.3).
Tableau 2,2 Paramètres utilisés dans la dérivation des équations de blindage
8""
B
J" Bful'~ 81''' cm S,~C' cm CAD cm•
ParamètreTaux de dose équivalente maximal admissible Dose équivalente donnée par semaineà 1 m Facteur d'utilisation
Facteur d'occupation
Distance de la source de radiation: Au point où nous voulons blinder Au patient (diffuseur)
Dose diffuséeà1 m d'un diffuseur sur la dose incidente au diffuseurà 1 m
Dimensions de champ
Coefficient de réflexion du matériau des rayons X incidents
Aire du matériau réfléchissant les rayons X incidents Facteur de transmission du : Faisceau primaire Faisceau diffusé Faisceau de fuite Épaisseur de la barrière: Primaire Secondaire
Couche d'atténuation au dixième
Symbole f{T,M
Du
UT
''l',t' d,,,, df'll' <1 F lX A Unités Sv / semaine Gym
m m~•
•
2.4.
Paramètres des calculs de blindllge
Cetle section présente les différents paramètres de caleuls (tableau
2.2)
requis pour menerilterme les calculs de blindage d'une salle de radiothérapie. La section suivunte présentcra la dérivution des équations de blinduge.
2.4.1. Bllrrière primllire et secondaire
Deux types de burrière sont définis lors du ealcul de blindage: primaire ct seeond,lire. Une barrière primaire a la caractéristique de pouvoir étre directement irrudiée pur le faisceau primaire. Une barrière secondaire a lu caractéristique de n'étre irradiée que par la radiation secondaire. Un méme mur peut donc étre considéré à la fois comme une barrière primaire ct une barrière secondaire: la partie du mur pouvant étre irradié par le faisceau primaire est considérée une barriére primaire, tandis que le reste du mur est considéré une barrière secondaire (ligure 2,2).
Barrières secondaires
Barriirts
secondaires
FiRure 2.2 Schéma d'une salle de radiothérapie indiquant les différentes distances requises dans les calculs de blindage. Les porlions de mur considérées comme une barrière primaire et secondaire sont indiquées. Les points .\ et B sont des exemples d'endroit dïntérèt particulier.
•
•
La radiation primaire est la radiation utile ~mise par la léle de
l'acc~lérut\~urqui origine directement de la cihle et émerge d'un système de
collinH·:'on. La radiation secondaire est composée de deux types de
radialion: radiation diffusée ct radiation de fuite, La radiation diffusée est toute radiatior primaire qui a été diffusée d'un ohjet ou d'une personne
(patient) au moins une fois. La radiation de fuite est toute rudi'llion ~misepar
la tèle de l'accélérateur linéaire. moins la radiation primaire.
2.4.2.
Zone contrôlée ct non contrôlée
Un .. znne contrôlée est définie comme étant un endroit réservé au personnel portant un dosimètre (CCEA 1993). Tout autre endroit où le puhlie a accès sans restriction est considéré une zone non contrôlée. La précédente définition d'une zone contrôlée est celle donnée dans le document de consultation C-125 dc la CCEA. Celle définition diffère de celle acceptée internationalement ct qui consiste en un endroit où oeuvrent des travailleurs sous rayonnement (cf. section 1.4.1 pour la définition d'un travailleur sous rayonnement).
2.4.3.
Taux de dose équivalente maximal admissible
Le tav~; de dose effective maximal qu'un travailleur ou que le puhlic
peut recevoir a été discuté à la section 1.4.1. Selon la proposition
d'amendement faite par la CCEA à la Loi sur /e contrôle de /'<!nerKie
atomique, un travailleur sous rayonnement ne pourrait recevoir plus de
100 mSv par cinq ann':es, tandis que le public serait limité à une dose
effective de 1 mSv par année. 11 faut rappeler que pour les fins des calculs de
blindage. la dose effective (E) est égale à la dose ':quivalente (lit!. étanl
donné que nous considérons la dose reçue au corps entier (\V, = 1). C'est
•
•
ùe dose équivalente maximal admissible (fir.,\(). Il est généralement admis
d'exprimer fi
r.,\(
pour fins du calcul de blindage. en Sv par semaine. enassumant une année de 50 semaines et une semaine de 40 heures.
2.4.4.
Dose équivalente donnée par semaine
Le paramètre D" est défini comme la dose équivalente émise par
l'accélérateur linéaire sur une période d'une semaine de 40 heures à une distance ù'un mètre de la source de radiation.
2.4.5.
Facteurs d'utilisation et d'occupation
Le facteur d'utilisation donne la fraction du temps que le faisceau primaire pointe vers le mur où le blindage est calculé. Pour un accélérateur linéaire isoeentrique. nous assumons généralement un faeteur d'utilisation de 1/4 pour les deux murs se trouvant dans le faisceau primaire, le plafond et le plancher (Biggs 1992).
Le facteur d'occupation donne la fraction du temps d'irradiation
pendant lequel une personne demeure derrière le mur irradié. Le facteur
d'occupation d'une zone contrôlée est généralement égal àl'unité. tandis que
celui d'une zone non contrôlée varie selon le type de lieu. Le tableau 4 de
l'appendice C du rapport #49 du « Conseil national de la protection
radiologique et des mesures» recommande plusieurs facteurs d'occupation
associés àdifférentes situations (CNPR 1976).
2.4.6.
Distances et épaisseurs des barrières
La figure 2.2 présentait le schéma d'Une salle blindée. Les distances
source primaire-pointà protégerdp". source primaire-diffuseur (patient) dp. , '
diffuseur-point à protéger dJ<fet source de fuite-point à protéger dru". y sont
indiquées. Les épaisseurs des barrières primaire Sp" et secondaire SIC' y sont
également représentées.
•
2.4.7.F:lctcurs
li, lX,F
ct
A
Le facteur" est donn~par le rapport de la dose diffus~eli un m~tre d'un
diffuseur sur celle incidente au diffuseur. mesur~eli un m~tre de la source
(d~finition adapt~e de celle du CNPR 1976). Le chapitre 5 discute des
implications de ce facteur quant li sa d~finitionoriginale et actuelle. Le
facteur lX exprime le coefficient de r~f1exiond'un type de radiation sur un
matériau. Il dépend de l'~nergie incidente des rayons X. de l'angle
dïncidence et de réflexion. et du matériau réfl~chissant(CNI'R 1976). Le
facteur
F
exprime les dimensions de champ incident sur le diffuseur. mesur~esli 1 m de la source de radiation primaire. Finalement. le facteur A exprime
l'aire du matériau réfléchissant les rayons X incidents.
2.5.
Dérivation des équations de blindage
1.5.\.
Barrière primaire
Considérons la figure 1.2 où figurent différents paramètres de blindage.
Nous voulons calculer \' épaisseur minimale de labarri~rcprimaire
S,,,,
requisepour que le taux de dose équivalente au pointA,
H
rA' soit inférieur ou égal autaux de dose équivalente maximal admissible
H
r..\(" Ce point A se trouveliunedistance dp " de la source de radiation. On suppose que le taux de dose
équivalente li un mètre de la source de radiation D..est une donnée connue. La
barrière primaire. d'épaisseurSp", a un facteur de transmission de la radiation
primaire de Bp,,(Sp,,)' Le taux de dose équivalente au point A, derrière la
barrière, sera donné par l'équation suivante (CNPR 1976, Numark ct Kase 1985) :
•
•
Les paramètres U et Tsont les facteurs d'utilisation et d'occupationdécrits précéùemmcnt. On suppose que ces deux facteurs sont connus.
Mathématiquement, la condition nous permettant de déterminer l'épaisseur ùe la barricre primaire est donnée par l'équation suivante:
.
.
HT.A(Sp,,) ~ HT,\{ (2.2)
Jumelant les deux dernicres équations, nous obtenons l'équation de
blindage d'une barricre primaire. Une fois le facteur de transmission
déterminé, nous nous référons à la courbe de transmission associée à l'énergie
de notre faisceau de photons et au type de matériau désiré pour déterminer
l'épaisseur de la barrière primaire Sp" :
(2.3)
Une autre approche pour déterminer l'épaisseur de la barrière primaire
Sp" consisteà utiliser la première couche d'atténuation au dixième et celle à
l'équilibre, Connaissant le facteur de transmission de la barrière primaire
B
p "nous calculons Sp" àpartir de l'équation suivante (CNPR 1977) :
•
(2.4)
•
~'~B"_.,._.
arnere
seeon aire
d '
Une barrière secondaire reçoit deux types de radiation différents: de
fuite et diffusée par le patient. L'épaisseur de cette barrière secondaire S ....
dépendra de la contribution de chacun de ces deux types de radiation. Le taux
de dose équivalente mesuré au point B, que nous voulons protéger. provient
de deux contributions associées aux deux types de radiation atteignant cet
endroit B. Le taux de dose équivalente de la radiation de fuite
H,..
."./UIU estcalculé séparément de celui de la radiation diffusée par le patient
li
T•II•J,!.
Le calcul du taux de dose équivalentc de la radiation de fuite est
similaire à celui de la radiation primaire. Maintenant, notre point à protéger
se trouve à une distance dl,,'" de la source de radiation, et nous assumons que
le taux de dose équivalente de la radiation de fuite à un mètre de la source est
de 0.1% celui de la radiation primaire à la même distance. Cette dernière
valeur de 0.1 % était utilisée par le rapport #49 du CNPR. publié en 1976. Depuis ce temps, la norme de la Commission électrotcchnique internationale. publication 601·2·1 (1981), permet une valeur allant jusqu'à 0.5%, tel que mentionné à la section 1.4.4. Afin de ne pas sous-blinder. il faudrait voir avec le manufacturier de l'accélérateur linéaire s'il souscrit aux normes de la CEl ou s'il emploie un taux maximal de 0.1 %. De plus, le facteur d'utilisation est égal à l'unité étant donné que la barrière secondaire recevra 100% du temps d'irradiation de l'accélérateur, de la radiation de fuite.
O.I%D 'T
H ( S ) - B (S ) , , "
-T,BJlll'e [Ullt - [Illtt [Illtt 2
d11lltt
(2.5)
'.
Le calcul du taux de dose équivalente de la radiation diffusée est différent des deux derniers calculs. Trois nouveaux paramètres sont utilisés.
Premièrement, il yale facteur a de la dose diffusée divisée par la dose
