La radioactivité au quotidien
La partie « Repères » de « La radioactivité au quotidien » pointe essentiellement sur les effets biologiques des faibles doses de rayonnements ionisants naturels et artificiels. Le caractère aléatoire de la radioactivité, la loi de décroissance radioactive, la résolution numérique de l’équation différentielle par la méthode d’Euler font l’objet de TP dans la partie « En pratique » de ce Thém@doc.

Sommaire
 
PRÉSENTATION
 
REPÈRES
Introduction
Rayonnements ionisants
Exposition humaine
Effets biologiques
Conclusions
 
EN PRATIQUE
Méthode d'Euler (Tle)
Caractère aléatoire (TP)
Fiche professeur
Fiche élève
Loi de décroissance radioactive (TP)
Fiche professeur
Fiche élève
Contamination interne par le thorium 232
Fiche professeur
Fiche élève
 
POINT DOC
Bibliographie
Adresses utiles
Sur le Web
 
À propos
 
Documents
La radioprotection
Échelle des doses d'exposition
Les effets héréditaires
Mineurs des mines d’uranium
L’hormesis ou le possible effet bénéfique des faibles doses
Des études récentes sur les rayonnements
Accidents liés à la production d’énergie
Les déchets associés
PRÉSENTATION
Centrale nucléaire de Cattenom
© EDF

Ce dossier est centré sur l’étude des effets biologiques des faibles doses de rayonnements ionisants.
Pour définir des règles et des normes de radioprotection, il faut connaître les effets des rayonnements ionisants (IR) sur l’homme.

La partie « Repères » de ce dossier sur la radioactivité au quotidien donne un bref « état des lieux » sur les expositions possibles des individus aux rayonnements ionisants, sur les connaissances et les dispositions actuelles concernant les risques attachés aux faibles doses, naturels et artificiels, et sur les risques inhérents à l’utilisation des différentes formes d’énergie.
Dans la partie « En pratique » sont proposés :
– deux séances de TP de physique, l’une sur le caractère aléatoire de la radioactivité et l’autre sur la décroissance radioactive, en classe terminale scientifique ;
– un cours de physique sur la résolution d’une équation différentielle par la méthode d’Euler, en classe terminale scientifique, selon les directives du programme officiel ;
– un travail sur texte concernant l’oxyde de thorium, utilisé de 1928 à 1955 comme produit de contraste radiologique. L’étude de ce texte est proposée en classe de première, section SMS, pour la partie du programme qui traite de l’imagerie médicale.
REPÈRES
Introduction
Depuis l’apparition de la vie sur Terre, l’évolution des êtres vivants s’est déroulée dans un bain permanent de rayonnements ionisants (RI) provenant du cosmos et de la Terre elle-même.

Un rayonnement est ionisant si son énergie est suffisante pour arracher un électron aux atomes de la matière qu’il rencontre. Les rayonnements ionisants capables d’altérer ainsi les liaisons chimiques des molécules constituant les cellules vivantes peuvent entraîner des effets biologiques nocifs plus ou moins graves : tout dépend de la dose reçue, de la durée d’exposition, de la nature du rayonnement, des tissus ou des organes irradiés.
Plusieurs organismes internationaux (voir liste dans la partie Point doc), dont l’UNSCEAR (United Nations Scientific Commitee on the Effects of Atomic Radiations – Comité scientifique des Nations unies sur les effets des radiations atomiques) et la CIPR (Commission internationale de protection radiologique), s’appliquent à actualiser les normes de radioprotection à partir des études expérimentales de radiobiologie et d’enquêtes épidémiologiques.
Les règles actuellement appliquées pour les faibles doses, simples extrapolations des règles concernant les fortes doses, peuvent conduire à des calculs de risques prévisionnels erronés et probablement surestimés.
La CIPR travaille donc à l’élaboration de nouvelles recommandations de radioprotection, mais celles-ci ne seront pas opérationnelles avant plusieurs années. Les règles actuelles restent celles issues de la transposition de la recommandation CIPR 60, adoptée en 1996 par la Communauté européenne (Directive « 96/29 »).
Rayonnements ionisants
Notions élémentaires
Qu’est-ce que la radioactivité ?
La radioactivité naturelle qui existe depuis l’origine de la Terre entraîne une exposition permanente des populations. Certaines activités humaines augmentent ce niveau de radioactivité. On appelle radioactivité la désintégration de certains noyaux atomiques au cours de laquelle sont émis des rayonnements de différentes natures ; l’activité est mesurée en becquerels (une désintégration par seconde). Les éléments radioactifs correspondants constituent des sources dont la radioactivité est exprimée en becquerels par kilogramme, litre ou mètre cube.
Nature
Il n’existe aucune différence entre des rayonnements ionisants émis par des sources naturellement présentes dans l’univers et ceux qualifiés d’artificiels qui résultent d’activités humaines.
Les rayonnements ionisants émis par les sources naturelles les plus importantes sont le rayonnement cosmique, qui provient des étoiles, et le rayonnement tellurique provenant de la Terre, notamment de l’uranium et du thorium ainsi que du radon (gaz) omniprésent dans la croûte terrestre ou dans l’atmosphère.
Les sources artificielles de rayonnements ionisants sont de nature et d’importance très différentes. La plupart sont utilisées dans les laboratoires de recherche, les services de radiologie, de médecine nucléaire et de radiothérapie, les installations nucléaires...
On observe des différences importantes entre les divers types de rayonnements ionisants et leur action sur la matière vivante qu’ils traversent selon la manière dont ils y déposent leur énergie.
– Les rayonnements alpha (α), particulaires, perdent toute leur énergie le long d'un trajet de moins de 1 mm de matière vivante. Les rayonnements alpha n’agissent qu’au contact des cellules : ils n’ont d’action biologique que s’ils sont émis par une source radioactive au contact de la peau ou ingérée ou inhalée.
– Les rayonnements bêta (β), particulaires, cèdent toute leur énergie au long d’un parcours de moins de 1 cm de matière vivante. À noter le cas particulier des électrons produits par des accélérateurs (de plus en plus utilisés en radiothérapie), électrons dont l’énergie peut atteindre 20 MeV, avec un pouvoir de pénétration d’environ 10 cm.
– Les rayonnements gamma (γ) et X, électromagnétiques, traversent l’organisme en n’y abandonnant qu’une partie de l’énergie et progressivement, tout au long de leur parcours.
Dose ou quantité d'énergie absorbée
C’est le dépôt d’énergie dans la matière vivante qui va entraîner des modifications ou même la destruction de la structure normale des molécules à l’intérieur des cellules de l’organisme.
L’action biologique des rayonnements dépend de la manière dont la quantité d’énergie absorbée est transférée aux cellules et aux tissus. Celle-ci ne se répartira pas de la même façon suivant la nature des rayonnements :
– avec les rayonnements gamma, elle est dispersée de façon homogène,
– avec les rayonnements bêta, la répartition dans les tissus est d’autant plus hétérogène que leur énergie est plus faible,
– avec les rayonnements alpha, l’hétérogénéité de la répartition est considérable.
La même quantité d’énergie se répartit sur mille cellules si elle est apportée par une particule bêta et sur cinq cellules avec un rayonnement alpha. C’est la raison pour laquelle les atomes radioactifs, émetteurs alpha, tels que l'uranium U, le plutonium Pu, le radon Rd ont une radiotoxicité plus élevée que ceux qui émettent des rayonnements bêta ou gamma.
Débit
Un autre facteur pour juger de la nocivité d’une irradiation est la durée de l’exposition pendant laquelle les mécanismes de réparation des lésions vont entrer en action. Globalement, l’efficacité de ces mécanismes est d’autant plus grande que la quantité et la densité de lésions sont plus faibles. Pour une dose absorbée donnée, les effets sont d’autant plus importants que le débit de dose est élevé.
L'irradiation des organismes vivants et donc de l'homme peut être produite :
– par les particules ionisantes : électrons, protons, particules et neutrons,
– par les ondes électromagnétiques ou photons : UV, X et γ.
Caractéristiques des particules ionisantes

Symbole
Nature
Masse
Charge
Modes de production
e
(ou β)
électron
(particule β)
9,1.10–31 kg
1/1840e de la masse du proton
négative
= – 1,6.10–19 C (coulomb)
– Dans des « accélérateurs de particules », à une énergie bien définie.
– Par des éléments radioactifs. Les énergies des β présentent alors un spectre continu allant d'une énergie 0 jusqu'à une énergie maximale caractéristique de l’élément radioactif.
p
proton
(noyau de l’atome d’hydrogène)
1 unité de masse atomique (u)
= 1,67.10–27 kg
positive
= 1,6.10–19 C
Dans des « accélérateurs de particules », à une énergie bien définie.
n
neutron
1 u
= 1,67.10–27 kg
nulle
En particulier dans la fission des atomes d'uranium 235 et de plutonium 239 dans les réacteurs nucléaires.
α
particule α :
noyau de l'atome d'hélium constitué de
2 protons
+ 2 neutrons
4 u
= 6,68.10–27 kg
positive
= 3,2. 10–19 C
Les particules α sont émises par de nombreux éléments radioactifs naturels des familles de l'uranium 238 et du thorium 232.
Les particules α présentent un spectre de raies d'énergies caractéristiques de l'élément radioactif.

Caractéristiques des rayonnements ionisants électromagnétiques : X et γ
Un photon, quantum d'énergie électromagnétique, est caractérisé par sa longueur d'onde λ dans le vide.
Un photon n’a ni masse ni charge électrique.
Un photon transporte une énergie E inversement proportionnelle à sa longueur d’onde.

Symbole
Longueur d’onde λ
Énergie
Modes de production
Photons X
0,1 pm < λ < 50 000 pm
(1 picomètre
= 10–12 m)
exemple : λ = 12,4 pm


E = 100 keV
Les photons X sont émis soit par des électrogénérateurs X (radioscopie, radiographie, scanner…) soit par freinage, dans une cible métallique, d'électrons préalablement accélérés, soit à la suite de la capture d’un électron par un noyau radioactif.
Photons γ
λ < 0,1 pm
exemple : λ = 1,24 pm

E = 1 MeV
Émis par les éléments radioactifs, ils présentent un spectre de raies γ d’énergies caractéristiques de l'élément radioactif (1,17 et 1,33 MeV pour le cobalt 60).


Le radiodiagnostic par scintigraphie utilise des éléments radioactifs émetteurs γ.
Les unités de mesure
Les unités de mesure sont utilisées pour évaluer le niveau de l'exposition de l'homme aux rayonnements.
Unité d'activité
Le nombre de désintégrations par seconde des noyaux radioactifs, dans une quantité donnée de matière s’exprime en becquerels (Bq) : 1Bq correspond à une désintégration par seconde.
On parlera de 1Bq/kg de matière, 1Bq/m3 d'air ou 1Bq/m3 d'eau, s'il se produit une désintégration par seconde dans ce kilogramme de matière, ce mètre cube d'air ou ce mètre cube d'eau.
L’activité d’un litre d’eau minérale est d’environ 10 Bq, l’activité d’un homme de 70 kg est d’environ 8 600 Bq.
Unité d’énergie émise (mesurée)
L'effet d'une irradiation sur l'organisme est fonction de la quantité d'énergie absorbée dans les cellules, les tissus ou les organismes irradiés.
Le gray (Gy), unité de « dose absorbée », correspond à un transfert d’énergie par le rayonnement ionisant incident de 1 joule par kilogramme de matière irradiée. 1 Gy = 1 J/kg.
On note DGy la dose absorbée (= énergie absorbée par kilogramme de matière).
Remarque : au-dessous de 0,25 Gy, on n’observe chez l’adulte aucun symptôme pathologique en relation avec l’irradiation.
En radiothérapie, la dose délivrée dans la tumeur lors d’une séance est de l’ordre de 2 Gy.
Une dose de 1 Gy absorbée de façon homogène entraîne dans l'organisme une élévation de température des tissus irradiés d'environ 0,24 millième de degré, ce qui n’est pas perceptible, mais cette même dose de 1 Gy entraîne la mort de suffisamment de cellules sanguines pour entraîner des effets cliniques (avec infections, saignements...).
Unité de dose équivalente et unité de dose efficace (calculée)
Pour une dose donnée, tous les rayonnements n’ont pas des effets biologiques équivalents : les neutrons et les particules α produisent le même effet biologique avec des doses absorbées respectivement dix et vingt fois plus faibles que les rayonnements β, X, γ.
La dose équivalente, en sieverts (Sv), est noté DSv et s’obtient à partir de la dose absorbée en la pondérant pour tenir compte des effets biologiques des différents types de rayonnements. Le facteur de pondération (WR) est de :
– 1 pour les rayonnements β, X, γ : DSv = DGy
– compris entre 5 et 20 pour les neutrons : DSv = 5 à 20 DGy
– 20 pour les particules α : DSv = 20 DGy

La dose équivalente traduit la nocivité relative du rayonnement au niveau du volume irradié.
La dose efficace correspond au risque « intrinsèque » de développer un effet tardif, quels que soient la source, le volume irradié, le débit de dose. Son calcul tient compte de la dose en Gy, de l’efficacité des différents types de rayonnements (les WR) et de la radiosensibilité des tissus et des organes. Ce dernier facteur WT a été déterminé à partir de la fréquence relative des différents sites de cancers dans la cohorte d’Hiroshima-Nagasaki. Le principe est que la somme de tous les WT de chaque organe soit égale à 1. Ainsi, dans un objectif de gestion de la radioprotection, on peut additionner et cumuler les différentes « doses » ainsi obtenues en une dose efficace exprimée aussi en sieverts.

Remarque : la dose qui rend compte du risque de développer un effet aléatoire est donc caractérisée par deux notions et termes qui ont la même unité : le sievert ! La dose équivalente traduit le risque au niveau d’un tissu ou organe, la dose efficace, le risque global de développer un cancer quelles que soient les conditions de l’irradiation.
La dosimétrie
Lorsque la source de rayonnement reste à l’extérieur de l’organisme (rayonnement gamma, X), les doses sont mesurées par un dosimètre porté au thorax, en admettant que la dose s’applique à l’organisme entier (mais il existe également des dosimètres pour les extrémités).
En revanche, quand la source de rayonnement entre dans l’organisme, les doses doivent être calculées. Pour calculer les doses exprimées en millisieverts, on tient compte du comportement dans l’organisme des radioéléments inhalés ou ingérés. Il existe des modèles qui les décrivent : ce devenir dépend de la nature chimique du radionucléide ; ainsi par exemple, le tritium et le césium se distribuent dans tous les tissus, l’iode se concentre dans la thyroïde, le strontium dans le squelette… Lorsque plusieurs organes sont exposés, on additionne les doses reçues par ces organes en les pondérant par le facteur de pondération des organes. On obtient ainsi la dose pour l’organisme entier.
Ainsi, chaque radioélément aura sa propre relation entre le niveau de radioactivité absorbée par l’organisme (mesuré et exprimé en becquerels) et la dose efficace (calculée et exprimée en millisieverts).
Remarque : le sievert représente aussi, comme le gray, des joules par kilogramme (J/kg).
Les doses d’exposition aux RI sont exprimées en sieverts. L’irradiation naturelle moyenne en France est de 2,5 mSv/an (millisieverts par an).
Débit de dose
Les effets des rayonnements dépendent à la fois de la dose cumulée totale mais aussi du temps pendant lequel se produit l’irradiation. Globalement, pour une même dose cumulée, les effets précoces ou le risque de développer un cancer sont d’autant plus faibles que l’irradiation s’étale sur une durée longue. On définit le débit de dose par le rapport entre la dose cumulée et la durée de l’irradiation. Le débit de dose peut être utilisé avec chacune des unités définies ci-dessus :
Gy/ seconde, minute, jour ou an,
Sv dose équivalente,
Sv dose efficace.
Notre organisme reçoit une irradiation naturelle interne de 0,5 μSv/j (microsievert par jour) soit 0,2 mSv/an.
Profondeur de pénétration des rayonnements dans l’organisme
Les électrons (rayonnement β), protons et α sont des particules électriquement chargées. Leur pénétration dans l'organisme est limitée par un « parcours », d'autant plus petit que la particule est plus lourde, de quelques centièmes de millimètres (particules α) à quelques millimètres (particules β). Ce parcours croît avec l’énergie de la particule. Au-delà de ce parcours l'irradiation est nulle. Voir Pouvoir de pénétration des rayonnements ionisants sur le site du CEA.
www.cea.fr/
La profondeur de pénétration des électrons et des protons est une fonction précise de leur énergie, d'où leur utilisation très efficace dans certaines situations en radiothérapie (irradiation des ganglions par les électrons, de l'œil par les protons).
Les photons X et γ, ainsi que les neutrons, produisent une irradiation de toute l'épaisseur du corps qui diminue en fonction de la profondeur. La dose absorbée, à une profondeur donnée, est d'autant plus importante que leur énergie est grande :
– pour les photons de 100 keV et de 1 MeV, le débit de dose est réduit, à 15 cm de profondeur, respectivement, à environ 10 % et 30 % de la valeur incidente ;
– pour les neutrons, l’épaisseur traversée dépend de leur énergie.
Exposition humaine
Deux formes d’exposition
Il existe deux formes d’exposition :
– l'exposition interne : absorption de substances radioactives par ingestion (potassium 40, retombées nucléaires), par inhalation (radon 222), par injection (pour un examen médical par scintigraphie) ou blessure…
– l'exposition externe : rayonnements cosmique et tellurique, retombées nucléaires, sources artificielles industrielles et médicales…
Exposition individuelle par des sources radioactives naturelles
Exposition interne par le potassium 40
Le potassium 40, émetteur β de demi-vie 1,3.109 ans, est présent dans le potassium naturel contenu dans le corps. Par les aliments, notre organisme absorbe une activité moyenne de 165 Bq/jour, dont 100 Bq sont dus au potassium 40 (lait : 80 Bq/l, poissons et crustacés : jusqu'à 400 Bq/kg). L'activité permanente de notre corps (70 kg environ) due au potassium 40 est environ de 5 000 Bq. Il en résulte, toujours pour ce seul émetteur, une exposition interne de notre organisme de 0,15 μSv/jour soit 0,3 mSv/an en moyenne en France.
Exposition interne par le radon 222
Le radon 222 est un produit de filiation de l’uranium 238 (demi-vie 4,5.109 ans).

Descendants radioactifs de l’uranium 238.
© IRSN


La croûte terrestre contient 3 grammes d’uranium 238 par tonne de terre. Le radon, élément gazeux, se dégage du sol. Il est émetteur α (demi-vie 3,8 jours) et possède des descendants solides, émetteurs alpha et bêta à vie courte qui peuvent se déposer. Inhalé, il émet donc, par l’intermédiaire de ses descendants (ou produits de filiation) des particules α qui se déposent dans les poumons, à l’intérieur du corps.
Le radon est un gaz lourd qui tend à s'accumuler dans les quelques mètres au-dessus du sol.

a) Radon à l'extérieur des habitations
L’activité moyenne du radon dans l'air extérieur est de 10 Bq/m3 d'air. Cette valeur peut être :
– divisée par 10 en période d'agitation atmosphérique (ensoleillement ou vent),
– multipliée par 100 en période de calme atmosphérique (brouillard, neige ou la nuit).
b) Radon à l'intérieur des habitations
– En période ensoleillée ou ventée, la teneur en radon est plus élevée à l’intérieur qu'à l'extérieur : il convient alors de ventiler les locaux.
– En période de calme atmosphérique, la teneur de l'air en radon est souvent plus élevée à l'extérieur qu'à l'intérieur. En outre, une basse pression atmosphérique accroît l’émanation du radon contenu dans les matériaux de construction poreux vers l'air ambiant.
En France, l'activité moyenne du radon 222 dans les habitations est de 90 Bq/m3 d'air, et peut atteindre plusieurs kBq/m3 d'air dans une maison trop bien isolée, construite sur un sol granitique. L'exposition naturelle interne due au radon 222 est en moyenne de 1,4 mSv/an (de 0,3 à 5 mSv/an).
Rayonnement tellurique
Principale source d’exposition externe, le rayonnement tellurique résulte de la radioactivité naturelle des matériaux qui nous entourent.

Radioactivité naturelle moyenne des matériaux (en Bq/kg)
 
Potassium 40
Uranium 238
Radium 226
Thorium 232
Béton
500
 
200
50
Brique
800
 
50
50
Granits
1850
50
50
50
Charbons*
400
600
600
150
Terre
1300
37
 
 
Engrais phosphatés**
2500
4600
850
 

* Les centrales électriques à charbon rejettent dans l'atmosphère 1 % des poussières résiduelles après combustion, soit 4 500 t/an pour une centrale d'une puissance de 1 GW-électrique (un réacteur nucléaire EDF).
** Après trente années d’utilisation d’engrais phosphatés, la teneur en potassium 40 des terres cultivées peut être multipliée par 10.

En France, l'exposition tellurique moyenne varie, suivant la région, entre 0,5 et 1,5 mSv/an.
D'autres pays présentent des zones où elle est beaucoup plus élevée : de 10 mSv/an à 175 mSv/an dans certaines régions du Brésil, du Japon ou de l’Inde, jusqu’à 400 mSv/an par endroits en Iran.
Rayonnement cosmique
C’est un rayonnement invisible provenant de l’espace et du Soleil, composé de particules et d’ondes électromagnétiques de très grande énergie.
L'atmosphère terrestre constitue un écran de protection contre les rayonnements ionisants venant du cosmos. Cet écran équivaut, à l’altitude zéro, à une épaisseur d'eau de 10 mètres, mais son efficacité diminue lorsque l'altitude augmente :

Altitude (m)
0
1 500
2 240 (Mexico)
3 900 (La Paz)
Dose annuelle (mSv)
0,3
0,6
0,8
1,7
Débit de dose moyen (μSv/h)
0,035
0,07
0,1
0,2

À ces altitudes, le rayonnement cosmique est essentiellement constitué d'électrons.
À très haute altitude, le rayonnement cosmique comporte, en outre, des protons et des neutrons de hautes énergies. Il augmente rapidement avec l'altitude, il varie durant le cycle solaire (± 20 %) et selon la latitude :

Altitude (m)
12 500 m
18 000 m
Cas des cosmonautes
Débit de dose moyen (μSv/h)
Latitude 0°
2,5
6
50 mSv après 175 jours dans l’espace, soit une moyenne de 12 μSv/h
Latitude 90°
7,5
20

Exposition totale
L’exposition totale annuelle « naturelle », interne et externe, est en moyenne, en France, de 2,4 mSv, dans une fourchette de 1,5 à 6,0 mSv.

Les sources de rayonnements ionisants en France et l’exposition annuelle de la population
© CEA/IRSN


Il faut y ajouter l’irradiation « artificielle » annuelle due aux :
– examens médicaux (à haut débit de dose) : environ 1,6 mSv,
– activités non nucléaires (combustion du charbon, engrais phosphatés, télévision) : 0,01 mSv,
– activités industrielles nucléaires (centrales, usines de retraitement, Tchernobyl) : 0,002 mSv.

Dans l’échelle des doses d’exposition d’origine artificielle, l'irradiation à des fins médicales est l’une des plus importantes, d'autant qu'elle est reçue à débit élevé, ce qui n'est pas le cas pour les autres sources dont le rayonnement est reçu en continu et réparti sur toute l'année.
Effets biologiques
Petit rappel de biologie
L’ADN
Les organismes vivants eucaryotes sont constitués de cellules (plusieurs centaines de milliards chez les mammifères) qui ont toutes une structure similaire : la cellule avec le cytoplasme dans lequel les protéines assurent toutes les fonctions nécessaires à la vie cellulaire et le noyau, véritable « centre de commande » de la cellule, qui contient l’ADN, support du matériel génétique.
L’ADN, molécule en double hélice composée de deux brins complémentaires, a deux fonctions :
– se dupliquer à l’identique lors de la division cellulaire (réplication) pour former deux cellules qui ont le même patrimoine génétique que la cellule initiale,
– permettre la lecture des gènes utiles au fonctionnement de la cellule : soit, en fonction du type de cellules, la lecture de quelques centaines ou de milliers de gènes sur les 30 000 environ que compte le génome humain. La portion d’ADN lue est transcrite (transcription) en ARN messager qui sort du noyau et est à son tour lu au niveau des ribosomes et traduit en protéines, molécules qui effectuent toutes les fonctions de la cellule.
Toute modification de l’ADN peut donc avoir des répercussions importantes sur le fonctionnement de la cellule elle-même mais aussi sur les cellules filles.
Or,les rayonnements ionisants interagissent avec les molécules n’importe où dans les cellules qu’ils traversent et en particulier avec l’ADN qu’ils peuvent léser.

La division cellulaire
Elle permet la transmission aux cellules filles de l’intégralité du matériel génétique. Le programme génétique se présente sous forme d’un « code », toutes les informations sont issues de la combinaison de quatre bases, complémentaires deux à deux. L’ensemble des informations est codé sous la forme d’une longue chaîne avec en vis-à-vis la chaîne formée des bases complémentaires (sur les quatre bases dénommées A, T, G, C, les bases A et T se font toujours face ainsi que G et C). Ces deux chaînes sont enroulées en double hélice et forment l’ADN du noyau. Lors de la division cellulaire, les deux chaînes se séparent et un brin complémentaire de chacune d’elle est synthétisé pour reformer la nouvelle double hélice d’ADN de chaque cellule fille.

On distingue deux types de tissus :
  • à renouvellement rapide : les cellules produites ayant une durée de vie limitée. Les principaux tissus concernés sont :
– la moelle osseuse qui produit en permanence les cellules sanguines, dont la durée de vie varie suivant les types cellulaires de 24 heures (certains globules blancs) à 120 jours (globules rouges ou hématies),
– le revêtement du tube digestif : les cellules ayant une durée de vie de quelques jours,
– le revêtement cutané : les cellules de l’épiderme se renouvellent sur trois semaines environ ;
  • à renouvellement lent : les cellules se divisent pour compenser la mortalité cellulaire normalement faible (comme dans le poumon). Dans ces tissus, si une altération entraîne une augmentation transitoire de la mortalité cellulaire, la prolifération cellulaire compensatrice s’adapte de manière transitoire (homéostasie).
La radiosensibilité des cellules
Les différents types cellulaires n’ont pas tous la même radiosensibilité. Elle varie en fonction de leur capacité à répondre et à corriger les lésions radio-induites.
D’une manière générale, les cellules en phase de division sont plus radiosensibles, ce qui explique les conséquences d’une irradiation sur la moelle osseuse, la peau et l’épithélium digestif : chute du taux des cellules sanguines (aplasie médullaire), brûlures cutanées, ou troubles digestifs graves.
Cela explique aussi la plus grande radiosensibilité de l’enfant par rapport à l’adulte, tous les tissus et les organes en croissance ayant chez celui-ci un taux de multiplication beaucoup plus important que chez l’adulte. Par exemple, la thyroïde, qui pèse 1 g à la naissance, pèse environ 20 g chez l’adulte.
Mécanismes de développement des cancers
Les cancers correspondent à la multiplication de cellules anormales qui ne répondent donc plus aux mécanismes de contrôle de l’organisme et des tissus.
Par l’épidémiologie humaine et les études expérimentales sur les animaux, on sait qu’il existe un long temps de latence (de plusieurs années à plusieurs dizaines d’années) entre l’exposition à l’agent causal (physique, chimique) et l’apparition des tumeurs induites.
Les études moléculaires sur les mécanismes de la cancérogenèse montrent que, pour développer un cancer, les cellules mutées doivent avoir échappé aux différents mécanismes de contrôle et de réparation et avoir été le siège d’une accumulation de modifications dans le génome (ADN) et d’une activation de la multiplication cellulaire. Les causes de ces deux types d’événements, qui peuvent se répéter au cours de la phase de latence, ne sont pas toutes connues ni comprises. La compréhension de ces mécanismes est un des objectifs de la radiobiologie.
Les facteurs favorisant le développement des cancers sont :
– l’âge : l’enfant dont l’organisme est en croissance et dont les tissus sont le siège de prolifération cellulaire est plus radiosensible que l’adulte,
– l’atteinte des tissus en division cellulaire permanente, comme la moelle osseuse (leucémies),
– l’interaction avec d’autres produits cancérogènes ou stimulant la multiplication cellulaire,
– l’altération des fonctions immunitaires,
– des facteurs génétiques prédisposant au développement de cancers.
Il existe probablement de très nombreux facteurs encore méconnus. Certaines mutations sur des gènes de réparation, des gènes de contrôle de l’intégrité du génome, ont été identifiées comme des facteurs de prédisposition à certains types de cancer.
Les effets de la radioactivité sur la santé
Les effets apparaissent en fonction de la dose, quantité d’énergie reçue par les cellules. Seuls les tissus irradiés peuvent développer un effet radio-induit. Il existe deux catégories d’effets :
– les effets obligatoires ou déterministes, dont la cause essentielle est la mortalité cellulaire. La mort cellulaire, qui est à la base de la radiothérapie, se produit surtout lors de fortes doses, mais elle explique aussi les effets précoces des irradiations accidentelles (pompiers à Tchernobyl, décès du mal des rayons à Hiroshima-Nagasaki...). Ils suivent une relation dose-effet ayant un seuil et un temps de latence spécifiques de l’organe, de l’effet considéré et de l’âge. Après une surexposition globale ou localisée, l’estimation de la dose reçue par les différents organes est essentielle pour établir le pronostic et décider de la conduite thérapeutique ;
– les effets aléatoires ou stochastiques, cancers ou éventuels effets héréditaires dont la fréquence augmente avec la dose mais pas la gravité. Leur apparition est considérée comme liée de manière prépondérante aux mutations. On n’a pas identifié jusqu’à présent d’excès d’effets héréditaires dans les populations humaines. Les caractéristiques des effets stochastiques sont donc issues des données sur les cancers radio-induits.

 
Les effets déterministes et stochastiques
Effets déterministes
Effets stochastiques
Existe-t-il un seuil ?
Oui, chaque effet se manifeste au-delà d’un niveau de dose seuil.
Non, en pratique, on ne peut différencier l’effet radio-induit de la fréquence spontanée pour des doses inférieures à 100 mSv
(irradiation à haut débit externe).
Fréquence et gravité
La gravité augmente avec la dose et le débit de dose au-dessus du seuil.
La fréquence augmente avec la dose et le débit de dose.
Relation dose-effet
Sigmoïde entre le seuil en-dessous duquel 0 % des personnes manifeste l’effet et la dose où 100 % des sujets irradiés présentent l’effet, l’intervalle de dose est étroit.
Assimilée à une droite, extrapolée à l’origine pour les doses inférieures à 100-200 mSv
(irradiation aiguë externe.)
Caractères spécifiques
Pour les doses moyennes ou fortes, localisation et nature
Aucun
Temps de latence
Court : de quelques heures à quelques semaines, est d’autant plus court que la dose (et débit de dose) est élevée. Il dépend du taux de renouvellement dans les tissus correspondants (moelle osseuse, épiderme, muqueuse intestinale, spermatogenèse).
Long : supérieur à une année
Cas de cataracte, fibrose, hypothyroïdie
Long : plusieurs années à dizaines d’années.
Identification de la cause
Facile du fait de la dose élevée, relative spécificité.
Attention : si l’irradiation est méconnue, confusion possible avec d’autres toxiques.
Plus difficile pour la cataracte évoluée, en l’absence de contexte.
Difficile, en dehors des seconds cancers après irradiation, car il n’y a pas de spécificité clinique et la fréquence « spontanée » des cancers est élevée (près du quart des causes de mortalité).
Réversibilité spontanée
Pour les effets précoces, si l’environnement tissulaire n’est pas détruit.
Non pour les effets tardifs.
Aucune

Réponse précoce de la cellule à une irradiation
Irradiation et réponse cellulaire
Les rayonnements agissent en provoquant essentiellement des lésions de l’ADN, molécule qui assure le fonctionnement normal des cellules et leur permet de se reproduire d’une façon telle que la cellule fille soit identique à la cellule mère. La réponse de la cellule à l’irradiation est fonction :
– de la nature de l’irradiation (nature, énergie, débit de dose) dont dépend le nombre, la nature et la densité des lésions,
– de facteurs propres à la cellule : phase du cycle cellulaire, capacité de réparation et de contrôle de la réparation,
– de la mortalité cellulaire dans le volume irradié : si celle-ci est élevée, des facteurs de croissance stimulent la prolifération des cellules survivantes, même si la réparation des lésions est incomplète.
De par leur environnement naturel et leur fonctionnement, les molécules d’ADN des cellules subissent quotidiennement des dizaines de milliers de lésions. Sur ce « bruit de fond » se surajoutent les lésions dues à des stress de nature et de niveaux variables, dont par exemple l’exposition professionnelle, souvent médicale.
Si les cellules subissaient ce grand nombre de lésions sans réagir, les organismes vivants auraient rapidement un ADN très dégradé, incompatible avec la survie et la possibilité d’avoir une descendance. Il existe différents mécanismes qui permettent aux cellules de réagir face à ces lésions. Les lésions de l’ADN dans une cellule entraînent une cascade de réponses.
La réparation de l’ADN
Pour lutter contre ces lésions, la cellule dispose de systèmes de réparation mais ceux-ci ne fonctionnent pas toujours de manière parfaite. Certains systèmes assurent une réparation « fidèle », d’autres, non fidèles, sont générateurs de réparations « fautives » (incomplètes ou qui comportent des erreurs). En fonction de la nature et du nombre de lésions résultantes, les mécanismes de contrôle de la cellule orientent celle-ci soit vers la mort cellulaire (appelée « mort par apoptose » ou « mort programmée »), soit vers le maintien d’une cellule « mutée ». Le type de système de réparation mis en jeu dépend de la nature du dommage causé à l’ADN et non pas du type de stress ayant induit la lésion. Par exemple, le gène OGG1 agit sur les lésions de bases, que cette lésion ait été produite par les rayonnements ionisants ou par le métabolisme oxydatif.
Pour chaque type de lésion et donc chaque type de réparation, il existe plusieurs systèmes enzymatiques différents. Il y a donc une redondance que peut utiliser la cellule quand par exemple un système de réparation est momentanément ou définitivement défaillant.
Après irradiation, les mutations résultant de la réparation fautive sont notamment des délétions, à la différence de mutations ponctuelles induites par certains agents chimiques. Elles peuvent provoquer :
– l’arrêt momentané d’autres fonctions cellulaires et donc l’arrêt de la fabrication des ARN correspondants (transcription) ;
– l’arrêt de la division cellulaire pour donner à la cellule le temps de réparer ;
– l’apoptose (ou mort programmée) : en cas d’endommagement cellulaire résiduel important, certains gènes, qui contrôlent le maintien de l’intégrité du génome, activent des gènes de « suicide » cellulaire.
C’est à partir de mutations de l’ADN mal réparé qu’une cellule deviendra définitivement anormale. Mais l’organisme dispose, de plus, de systèmes de surveillance immunitaire qui peuvent le plus souvent éliminer ces cellules anormales et prévenir ainsi l’apparition de conséquences sur la santé.
L’irradiation n’est pas le seul stress endommageant l’ADN. Celui-ci subit en permanence des lésions dont l’essentiel est dû aux effets du fonctionnement cellulaire en présence d’oxygène (le métabolisme oxydatif) auxquels s’ajoutent les effets d’autres stress endogènes comme la température corporelle et des stress exogènes comme les ultraviolets, l’irradiation (dont l’irradiation naturelle), les produits chimiques (tabac), les virus.
Les lésions de l’ADN induites par l’irradiation sont de même nature que celles induites par les autres stress (lésions de base, pontage, cassures simples et double-brin). Cependant, l’irradiation induit préférentiellement des cassures et notamment les cassures double-brin. L’induction de cassures double-brin est élevée après irradiation aiguë (rapport de 5 entre cassures induites après 1 Gy en exposition aiguë et celles induites par la dose naturelle quotidienne) et après irradiation avec de fortes doses de rayonnements.
Les enquêtes épidémiologiques montrent que certaines substances chimiques (amiante, tabac, pesticides…) ou certains rayonnements (ultraviolets, ionisants…) constituent des agents génotoxiques qui induisent des dommages dans l'ADN de nos cellules et sont capables de provoquer des cancers ou des effets génétiques chez la personne irradiée, et éventuellement chez le fœtus (malformations, retard mental et induction de cancers et leucémies). Environ 10 % des 5 000 nouveaux produits chimiques introduits tous les ans sont génotoxiques.
Pour répondre à ces agressions, il se produit, chaque heure, de l’ordre de 1 000 réparations dans le noyau de chacune des cellules de notre organisme (environ 1 000 milliards de cellules). Ces réparations se font le plus souvent par les moyens propres du noyau, ou grâce aux échanges avec les cellules voisines intactes.
Pour la quasi-totalité des génotoxiques, il existe un seuil pratique du nombre des lésions produites au-delà duquel les moyens de défense de l'organisme sont saturés.
« De nombreuses données indiquent que les mécanismes de formation de lésions et de réparations de l’ADN pourraient ne pas être identiques à fort et à faible débit de dose, et qu’une partie de ces mécanismes seraient induits par une exposition préalable aux rayonnements ou à d’autres toxiques, modifiant la relation dose-effet » (CEA : « Effets biologiques des rayonnements ionisants : de la recherche à la réglementation », 29 juin 2000).
« Une seule mutation n'est pas suffisante pour causer un cancer. Au cours de la vie d'un être humain, chaque gène est l'objet d'environ 10 milliards de mutations […]. Le problème du cancer ne semble pas être pourquoi il apparaît, mais pourquoi il apparaît si rarement […]. Si une seule mutation d'un quelconque gène était suffisante pour transformer une cellule saine en une cellule cancéreuse, nous ne serions pas des organismes viables », Michael Bishop, prix Nobel de biologie.
Effets biologiques aux faibles doses
On appelle « faibles doses » les doses inférieures à 100 mSv et « très faibles doses » celles de quelques mSv ou moins. Les personnes pouvant être exposées aux faibles doses de rayonnements ionisants d’origine artificielle sont notamment :
– les praticiens des examens radiologiques ou de médecine nucléaire ;
– les travailleurs de l'industrie nucléaire, lesquels subissent (sauf circonstances accidentelles) des expositions inférieures à 50 mSv. Il n’est pas observé, à ces niveaux de dose, d'augmentation de la fréquence des cancers et leucémies.
Il n’en a pas été de même dans le passé dans certains cas, tels que :
– les cancers des os chez les peintres de cadrans lumineux (radium) ;
– les cancers hépatiques chez les malades ayant reçu des injections d’oxyde de thorium ;
– les cancers du poumon chez les travailleurs ayant manipulé du plutonium.

Remarque : aucun effet n’a été observé à ce jour après des irradiations aiguës inférieures à 100 mSv.
L’absence d’excès d’effets tardifs ne signifie pas pour autant qu’aux faibles doses il n’y ait pas de lésions ni de réponse biologique précoce. Mais ces réponses, observées pour des doses aussi faibles que quelques mGy, n’ont pas de conséquence tardive. Les hypothèses qui expliquent l’existence d’effets précoces sans conséquence sur la santé aux faibles doses tiennent à deux types d’observations :
– lorsque les lésions de l’ADN sont peu nombreuses et/ou dispersées au sein de l’ADN, la probabilité de réparation complète est élevée ;
– lors d’irradiation aux faibles doses, peu de cellules sont touchées et il n’y a donc pas de sollicitation à une multiplication cellulaire compensant les pertes. Dans ce cas, les cellules non réparées sont plus orientées vers la mort cellulaire par apoptose que vers le maintien de cellule porteuse de mutations.
Lors d’une exposition à faible débit de dose, les moyens de réparation des cellules lésées sont particulièrement efficaces. Le nombre de lésions par unité de dose diminue si la dose reçue diminue, ou si le débit de dose diminue (notons que cela est tout à fait contraire à l’hypothèse simpliste parfois soutenue de la relation linéaire sans seuil ou RLSS).
Après une telle exposition, on peut alors observer :
– des effets biologiques nuls jusqu'à une valeur élevée de la dose d'irradiation montrant l'existence d'un seuil ;
– des effets bénéfiques des rayonnements ionisants par stimulation des moyens de défense qui se manifesteront par un accroissement de la longévité, ou bien, après une faible dose d'irradiation, par une résistance accrue face à une seconde irradiation importante, ou encore, lors d'une rechute après radiothérapie d'un cancer, par une action antitumorale montrant une stimulation des défenses immunitaires.
Effets génétiques (irradiation des gonades)
Ce sont les effets héréditaires, c’est-à-dire les mutations radio-induites dans des gamètes parentales, gamètes ayant conduit à la formation d’un œuf fécondé porteur de cette mutation radio-induite.
D’une manière générale et quel que soit le stress en cause, les effets héréditaires sont des effets stochastiques à bien différencier des effets tératogènes (irradiation de l’embryon et du fœtus), qui correspondent à des lésions radio-induites pendant le développement in utero. Cette distinction est importante en cas de malformation ou de dysfonction présente à la naissance, qui peut être soit le résultat de l’expression d’une mutation soit le résultat d’une atteinte pendant la vie intra-utérine. En l’absence de contexte connu, cette distinction peut être difficile.
Point important, les effets héréditaires spontanés sont fréquents, puisqu’ils sont présents dans environ 10 % des naissances (tous effets héréditaires confondus, graves, bénins) et l’on considère que, dans 65 % des naissances, il existe un caractère génétique héréditaire qui prédispose au développement de maladies multifactorielles dont la plupart apparaîtront à l’âge adulte (diabète, hypertension, hypercholestérolémie,...).
Autre point important : il n’a pas jusqu’à présent été constaté d’excès d’effets héréditaires après irradiation, même dans les populations où un excès de cancer a été constaté (Hiroshima-Nagasaki, avec un suivi jusqu’à 3-4 générations). Les études épidémiologiques n’ont jamais décelé d’altérations du patrimoine génétique transmissible, ni chez les descendants d'Hiroshima et de Nagasaki de la première et de la deuxième génération (au total 80 000 enfants), ni dans la descendance des malades irradiés, bien que certains d'entre eux aient reçu des doses assez élevées au cours de traitements du cancer, ni chez les travailleurs. En l’absence d’effet observé, le risque héréditaire est extrapolé à partir de données expérimentales et de la fréquence des mutations qui surviennent « spontanément » : on évalue le risque de développer un cancer inférieur d’un facteur 5 au risque encouru après irradiation.
Il faut néanmoins rester prudent car les mutations récessives (c’est-à-dire qui ne s’expriment que lorsque les deux allèles d’un même gène sont touchés) n’apparaissent que lorsque le brassage de populations est suffisant pour permettre l’expression d’une double mutation. On estime qu’il faut attendre dix à quinze générations pour atteindre cet état d’équilibre.
Par ailleurs, le bruit de fond spontané est élevé : une très faible augmentation est difficile à détecter. Cependant, les études des populations résidant dans des zones de forte radioactivité naturelle depuis des dizaines de générations (40 à 100 mSv/an) ne montrent pas d’excès de risque, confirmant que si le risque existe, il est (très) faible.
Effets tératogènes (irradiation de l’embryon et du fœtus)
L’irradiation in utero a des conséquences différentes suivant la dose subie par l’embryon ou par le fœtus mais aussi suivant son âge. Les données sont issues d’études expérimentales et du suivi de femmes irradiées en cours de grossesse accidentellement (Hiroshima-Nagasaki) ou pour des raisons thérapeutiques. Schématiquement, en fonction du développement in utero, les conséquences sont les suivantes :
– 1re et 2e semaine postconception : règle du « tout ou rien », qui se traduit, quelle que soit la dose reçue, soit par la formation d’un embryon indemne de lésions soit son élimination (fausse couche) ;
– entre la 3e et la 8e semaine postconception : organogenèse. Pour des doses supérieures à 200 mGy, risque de malformation/dysfonction des organes (en fonction du moment de l’irradiation par rapport à la cinétique de leur mise en place), la gravité augmente avec la dose. Des altérations importantes peuvent conduire à la mort de l’embryon (fausse couche) ;
– entre la 8e et la 25e semaine : période de développement du système nerveux central, avec un risque croissant avec la dose, au-delà de 200 mGy, d’altérations des capacités mentales (réduction du QI), de retard de croissance, de troubles comportementaux et à plus forte dose, de mort fœtale. La radiosensibilité est maximale entre la 8e et la 15e semaine ;
– le risque de cancer pendant l’enfance et l’adolescence (0-19 ans) est similaire au risque de cancer radio-induit chez l’enfant : 0,6 % à 100 mGy.
Dans l’espèce humaine, il est rare d’identifier des malformations radio-induites sans atteinte associée du système nerveux central.
Malformations
La fréquence « spontanée » de naissances avec malformation « grave » est voisine de 2 % à 4 %.
Pour le rayonnement X lors des procédures diagnostiques, à débit de dose élevé, la publication CIPR 84 (p. 71)1 indique que pour des doses inférieures ou égales à 100 mSv, l'interruption de grossesse n'est pas médicalement justifiée.
Retard mental
La fréquence « spontanée » des retards mentaux est d'environ 3 % (QI inférieur à 70 %). Les causes les plus fréquentes en sont la malnutrition, l'intoxication par le plomb, l'alcoolisme maternel. La publication CIPR 84 (p. 27) indique qu'il n'a pas été observé de diminution du QI pour des doses fœtales inférieures à 100 mSv, même à débit de dose élevé. Au-dessus de ces doses, plusieurs cas ont été rapportés à Hiroshima et à Nagasaki après des irradiations survenant entre la 8e et la 15e semaine de grossesse.
Effets aléatoires ou stochastiques
Il s’agit d’évaluer les seuils d'induction de cancers et leucémies après irradiations à faibles débits de doses.
Cancer radio-induit
Les cancers sont des maladies courantes dont la fréquence globale augmente avec l’âge. Dans les pays développés, la mortalité globale par cancer est d’environ 23-25 %, c’est la deuxième cause de mortalité après les maladies cardiovasculaires. L’incidence des cancers dépasse 30-35 %, ce qui signifie qu’environ une personne sur trois développera un cancer au cours de sa vie. Parmi les cancers, on distingue :
  • les leucémies dont la fréquence globale est faible (2-3 %), variant peu en fonction de l’âge, mais ce sont les types de leucémies qui varient aux différents âges de la vie. Certains types sont radio-inductibles (en particulier les leucémies myéloïdes aiguës) ;
  • les tumeurs solides avec :
– les sarcomes, tumeurs du tissu conjonctif (tissu de soutien). Ils sont peu fréquents, les types histologiques varient au cours de la vie : par exemple, l’ostéosarcome « spontané » (sarcome de l’os, plutôt situé au niveau du genou) apparaît chez l’enfant et l’adolescent. Les ostéosarcomes spontanés sont exceptionnels chez l’adulte après 40 ans. Des ostéosarcomes radio-induits ont été observés au niveau de l’orbite chez des personnes qui avaient été irradiées pendant l’enfance pour des tumeurs de la rétine, au niveau des mâchoires chez des femmes, peintres de cadrans lumineux, qui avaient été exposées de façon chronique à des sels de radium (radium 226 et radium 228) ;
– les tumeurs épithéliales développées à partir des épithéliums de revêtement (épiderme, muqueuse intestinale, muqueuse bronchique, muqueuse de la vessie…) ou des organes (hépatocytes du foie, cellules rénales...). Ce sont les tumeurs spontanées les plus fréquentes (plus de 90 %) et leur fréquence augmente avec l’âge. Ce sont des cancers de l’adulte, pour l’essentiel au-delà de quarante ans. De nombreux types histologiques de cancers épithéliaux sont inductibles et leur développement favorisé par les irritations chroniques ou les infections (syndrome inflammatoire chronique).

Un cancer radio-induit ne peut se développer que dans un tissu ou un organe qui a été auparavant irradié.
Après irradiation, des cancers ont été observés dans pratiquement tous les organes et les tissus. Cependant, dans un tissu-organe, certains types de cancers sont plus radio-inductibles :
– par exemple, dans les leucémies, la leucémie myéloïde aiguë peut être radio-induite alors que la leucémie lymphoïde chronique ne l’est pas ;
– l’exposition à certaines périodes de la vie peut augmenter ou non le risque de cancer : l’exemple le plus caractéristique est celui du cancer du corps thyroïde (cancer de type papillaire), dont le risque d’apparition est augmenté si l’irradiation a lieu pendant la période de croissance (du fœtus à l’adolescent) avec un risque relatif de 7,7 par gray alors que ce risque est inexistant ou quasi inexistant si l’irradiation a lieu à l’âge adulte ;
– les temps de latence entre irradiation et apparition des cancers sont longs, variables selon le type de tumeur : pour les leucémies, il y a un délai de deux ans minimum avec un pic autour de cinq-sept ans après irradiation (variable selon le type de leucémie et l’âge lors de l’exposition) ; pour les tumeurs solides, au-delà de cinq à dix ans pour la plupart des cancers (sauf le cancer de la thyroïde avec un délai « minimum » de trois-quatre ans), les temps de latence pouvant atteindre plusieurs décennies.

Après les bombardements atomiques de Hiroshima et Nagasaki, on a d’abord remarqué des effets immédiats liés à l’effet de souffle, à l’incendie, comme au cours de n’importe quelle explosion. Puis, dans les jours et les semaines qui ont suivi, des effets précoces de l’irradiation, syndrome aigu ou subaigu d’irradiation appelé « mal des rayons », ont été constatés.
Dès 1950, une augmentation des leucémies a été suspectée et, dans les années 1970, il y a eu confirmation de l’augmentation d’autres types de cancers, que l’on appelle « cancers solides » (poumon, sein, ganglions, colon, etc.) par opposition aux leucémies, c’est-à-dire les cancers du sang, dits « liquides ».
Les cancers sont plus nombreux, mais tous les habitants n’ont pas pour autant développé un cancer. Sur environ 86 000 personnes suivies depuis 1950, on considère qu’il y a entre 500 et 600 cancers de plus que les quelque 9 000 cancers spontanés attendus dont environ 90 leucémies.
En épidémiologie, la population surveillée à Hiroshima-Nagasaki constitue le groupe le plus important. Elle concerne environ 86 000 personnes des deux sexes, de tous âges, irradiées à toutes doses, dont le corps a été exposé dans son ensemble, avec des doses reçues, décroissantes de l’épicentre de l’explosion vers la périphérie des villes. Près de 70 000 personnes ont reçu une dose inférieure ou égale à 100 mSv, dont environ 30 000 personnes une dose comprise entre 5 mSv et 100 mSv.
C’est donc l’étude épidémiologique de référence, y compris aux faibles doses.
La plupart des études épidémiologiques concernant les travailleurs et les malades irradiés montrent le même type de courbe « dose-effet » avec des incertitudes analogues en dessous de 100 à 500 mSv. Les résultats sont similaires chez l’animal de laboratoire.
Les relations dose-effet sont considérées comme linéaires, mais en dessous de 0,5 Sv, les incertitudes sont importantes.
L’excès de leucémies, observable aux fortes doses, diminue quand la dose diminue jusqu’à ce que l’on descende à un niveau pour lequel l’épidémiologie ne montre pas de différence de fréquence entre le groupe irradié et le groupe non irradié. Ce domaine de doses correspond au domaine des faibles doses, domaine de l’irradiation naturelle, médicale, diagnostique, ainsi qu’à la plupart des expositions industrielles dès lors qu’elles ne sont pas accidentelles. Ce domaine des faibles doses, correspond à des doses inférieures ou égales à une centaine de fois celle de l’irradiation naturelle annuelle : cela est observé pour la fréquence d’apparition (l’incidence) et pour la mortalité par leucémies.
Remarque : le seuil calculé par les modèles mathématiques est de 100 mSv pour les leucémies. Pour les cancers solides dans leur ensemble, les modèles mathématiques ne mettent pas en évidence de seuil.
Quelques exemples de contamination
Contamination interne par le radium 226
Les ouvrières ayant peint des cadrans lumineux avec une peinture à base de radium ont absorbé, entre 1903 et 1926, jusqu'à 1 mg de radium 226 (37 MBq), entraînant des irradiations α ayant pu atteindre 500 Gy. Cette absorption s'est faite en appointant le pinceau avec les lèvres ; le radium ainsi ingéré demeure fixé sur les os pour la vie. Sur les 3 000 personnes suivies, il a été observé :
– 85 sarcomes osseux (latence de cinq à soixante ans),
– 37 cancers des sinus (latence de dix-huit à soixante ans après le début de l'exposition).
On a constaté que l'incidence de cancer est nulle en dessous de 10 Gy, puis croît rapidement au-dessus de cette valeur seuil.
Contamination interne par le plutonium 239
Les 26 travailleurs qui ont travaillé au laboratoire de Los Alamos, sur le projet Manhattan, ont subi des doses importantes par inhalation et par ingestion de plutonium (élément radioactif α appelé « la substance la plus toxique connue de l'homme »). Pourtant, ces travailleurs sont restés étonnamment en bonne santé. En 1990, deux cancers du poumon seulement ont été observés. Par ailleurs, ces 26 travailleurs étaient de gros fumeurs ; or l'épuration du poumon étant plus lente chez le fumeur, il y a majoration du risque de 40 % pour une même quantité de plutonium absorbé. Dans d'autres études, un excès de cancers n'a été observé que pour des doses supérieures à 1 Gy. En outre, il n'a pas été constaté de cas de leucémie induite par le plutonium.
Contamination interne par le thorium 232 (thorotrast)
Le thorotrast est une solution d’oxyde de thorium, utilisée de 1928 à 1955 comme produit de contraste radiologique. Le thorium 232 est un élément radioactif naturel (demi-vie 1,47.1010 ans), dont les particules α ont un parcours de 40 μm dans les tissus. Il a été injecté à des centaines de milliers de patients à des volumes de 1 à 100 ml, correspondant à des activités de 2 à 200 kBq. Le premier cancer a été observé en 1947 et il a été suivi d'une longue série. Le cancer du foie a été plus fréquent, son apparition (vingt à vingt-huit ans après l'injection) est d'autant plus précoce que l'activité injectée est plus grande.
La fréquence augmente avec l'activité injectée. Pour une injection de 25 ml (50 kBq), la dose absorbée moyenne dans le foie est estimée à 0,25 Gy/an pour toute la durée de la vie, l'oxyde de thorium étant fixé définitivement ; l'irradiation subie atteint donc 5 Gy en vingt ans.
Le seuil pratique de dose d'induction d'un cancer est, dans ce cas, celui pour lequel la durée d'apparition du cancer est supérieure à l'espérance de vie du sujet. La fréquence des cancers du foie a été nulle pour des doses inférieures à 2 Gy (soit 10 ml de solution).
Irradiation par la radioactivité naturelle
En France (dose d'irradiation d’origine naturelle, entre 1,5 et 6 mSv/an), les études n'ont détecté aucun accroissement du nombre de cancers ni de leucémies en fonction de la dose d'irradiation.
Dans les régions où des dizaines de milliers de personnes reçoivent, depuis toujours, des doses de 10 mSv / an et plus, les études n'ont décelé aucune augmentation de la fréquence des cancers et des leucémies ni de la fréquence des malformations congénitales.
Radioactivité et thyroïde. Cas de Tchernobyl
La thyroïde est un des organes les plus sensibles à l’action cancérigène de l’iode radioactif. La période de latence est d’environ dix ans, et le maximum des tumeurs survient vers vingt ans après l’irradiation, puis le risque diminue mais reste élevé. Le risque est maximal chez les enfants irradiés, et très faible chez les adultes (mais deux à trois fois plus grand chez la femme que chez l’homme).
Après l’accident de Tchernobyl, en 1986, on a constaté en Ukraine et en Biélorussie une augmentation considérable des cancers de la thyroïde chez les enfants fortement contaminés par les iodes radioactifs et âgés de moins de 10 ans au moment de l’accident. En revanche, il n’y a pas d’augmentation des autres cancers et des leucémies chez ces enfants, ce qui est lié aux faibles doses reçues par les organes extrathyroïdiens. En France, on n’a observé aucune augmentation de l’incidence des cancers de la thyroïde ni d’autres organes après cet accident.
Radon et cancer du poumon
Le cancer du poumon est connu depuis 1870. Entre 1870 et 1900, seulement quarante cas ont été signalés au niveau mondial.
À partir de 1910 environ, on constate un accroissement significatif du nombre des cancers du poumon chez les mineurs des mines d’uranium de la Saxe, accroissement dû à la forte teneur en radon dans ces mines, mais encore en augmentation chez les mineurs fumeurs, ou plus tard, après 1945, chez les mineurs de fond.
Les effets ci-dessus, extrapolés pour les populations exposées à l'irradiation naturelle aux faibles doses, conduisent, lorsque l’on applique le modèle dit « de la relation linéaire sans seuil », aux estimations impressionnantes qui apparaissent parfois dans les rapports d’organismes nationaux ou internationaux.
Par exemple, l'Agence de protection environnementale des États-Unis (EPA) indique que le radon serait une cause majeure du cancer du poumon (d’après les données de 1983, il y aurait dans ce pays 20 000 cas de cancers causés chaque année par le radon) et encourage un programme de protection des locaux d'un énorme coût financier, dont la justification sanitaire reste à démontrer.
Pourtant, des scientifiques reconnus ont exprimé leur désaccord avec la RLSS : en 1980, L.S. Taylor, président honoraire du Conseil national de radioprotection et de mesure des rayonnements des États-Unis (NCRP) écrivait que l'application de la RLSS est une « utilisation immorale de notre connaissance scientifique ».
Effets bénéfiques des rayonnements ionisants à faibles doses
La communauté scientifique internationale s’intéresse aux effets bénéfiques des rayonnements aux faibles doses : l'hormesis . Depuis 1970, ces effets ont fait l'objet de très nombreuses recherches pour lesquelles des milliers de références sont mentionnées dans le rapport du comité scientifique de l'ONU, publié en 1994 2.
Accroissement de la longévité
Les effets bénéfiques des rayonnements, sous certaines conditions, sont demeurés longtemps inaperçus. Il était considéré comme un dogme :
– que les rayonnements X et γ présentaient la même efficacité biologique ;
– que le débit de dose n'était pas à prendre en considération.
Pourtant il n'en est rien. Des études récentes sur les rayonnements X et γ ont démontré que le rayonnement γ à faible débit de dose stimule les réparations cellulaires, ce qui n’est pas observé pour le rayonnement X, toujours produit à haut débit de dose.
Résistance accrue à une irradiation importante après une première irradiation à faible dose
L'expérimentation de laboratoire portant également sur des cellules humaines a montré que si l'on donne une petite dose de quelques cGy, puis, après quelques heures d'attente, une dose importante de 3 Gy par exemple, on observe que le nombre des anomalies génétiques sur l'ADN est nettement inférieur à celui obtenu pour la même dose de 3 Gy donnée directement.
On peut parfois se trouver dans une situation exceptionnelle où une faible dose reçue auparavant protège la victime.
Action antitumorale des faibles doses
Les recherches ont commencé dans les années 1980 et, en 1985, un symposium international sur l'hormesis s'est tenu à Oakland. Plus de dix ans auparavant, des chercheurs japonais avaient déjà utilisé les irradiations à faibles doses pour supprimer les cellules cancéreuses réapparaissant après un traitement conventionnel par radiothérapie.
La thérapie des cancers par les faibles doses a montré une stimulation des systèmes immunitaires : des rémissions de plus de dix ans ont été obtenues et le taux de guérison des patients atteints de lymphomes non hodgkiniens a été augmenté de 50 % à 84 %.
Un programme de coopération entre les équipes japonaises et le Centre international de la recherche sur les faibles doses de l'université d'Ottawa envisage actuellement l'application de ces techniques pour le traitement du cancer dans les hôpitaux d'Ottawa et de Toronto.

Conclusions
Depuis quelques années, l’évolution de la recherche dans deux domaines permet d’envisager la caractérisation directe des effets des faibles doses :
  • la connaissance du génome, en particulier du génome humain et l’identification de tous les gènes et la mise en place de sondes qui permettent d’en suivre le fonctionnement.
  • les nouvelles technologies : pour effectuer l’analyse globale à un instant donné de l’activité d’une cellule, les « biopuces », couplées à une programmation informatique, permettent l’analyse simultanée de milliers d’informations.

Voici deux exemples d’outils d’analyse globale qui permettent d’avoir une vision d’ensemble de ce qui se passe dans une cellule à un instant donné :
– les biopuces à ADN permettent l’étude du transcriptome qui mesure individuellement le niveau d’activité de plusieurs milliers de gènes dans une cellule unique, à un instant donné. Sur une lame de quelques centimètres carrés, on peut disposer plusieurs milliers de sondes, chacune d’elles permettant de connaître le fonctionnement d’un gène. Le matériel de la cellule à tester est déposé sur chaque sonde et, après réaction, le niveau d’activité du gène, stimulation ou inhibition, est mesuré par l’intermédiaire de la fluorescence produite. Chaque spot correspond donc à l’activité d’un gène ;
– la protéomique, analyse du protéome, mesure à un instant donné la présence, l’absence et le niveau d’activité de milliers de protéines de la cellule.
Grâce à la bio-informatique couplée aux techniques, les variations d’activités sont mesurées quantitativement par rapport à un témoin. Ces techniques sont développées dans de nombreux laboratoires dans le monde. Elles sont complexes à mettre en œuvre avec fiabilité. Elles permettent d’aborder directement les effets biologiques de faibles doses, qualitativement (quels sont les gènes et protéines, les régulations impliquées ?) et quantitativement (quel est le niveau de la stimulation ou de la répression ? quelle comparaison par rapport à l’effet d’un autre type de stress ou sur d’autres cellules ?). Elles permettent de montrer que, dès les plus faibles doses, l’irradiation entraîne une réponse cellulaire quantifiable (effet biologique) qui peut être qualitativement différente de la réponse obtenue après une forte dose et incite donc à la prudence quant à l’extrapolation des résultats observés aux fortes doses vers les faibles doses. L’existence d’un effet biologique précoce ne signe pas l’apparition d’un effet ultérieur sur la santé.
Les effets des faibles doses
Un dossier complet établi par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) fait état des données les plus récentes sur les études épidémiologiques des rayonnements ionisants.
La radiobiologie des faibles doses reste complexe. Cependant, suite aux études approfondies réalisées depuis plus de dix ans sur les effets biologiques des faibles doses et faibles débits de dose de rayonnements ionisants, on peut avancer les conclusions suivantes :
  • pour des doses inférieures à 100 mSv (irradiation aiguë), il n'a pas été mis en évidence d’accroissement de la fréquence des effets génétiques ou tératogènes, ni des cancers et leucémies ;
  • l'organisme humain possède des moyens efficaces de défense contre les effets des rayonnements ionisants. Cette défense peut être assurée par la cellule lésée elle-même et aussi par les cellules jouxtant la cellule lésée.

« Cependant, compte tenu des connaissances actuelles, il est très difficile de définir une dose de rayonnement minimale en dessous de laquelle on peut affirmer que toutes les lésions sont réparées. Les mécanismes de formation et de réparation de l’ADN ne sont pas identiques pour les faibles et fortes doses… La relation dose-effet, utile à l’établissement de normes de radioprotection, n’en est que plus difficile à établir. » (ASN)
Quelques données sur d’autres risques menaçant la santé
Il est d’autres risques dont la fréquence d’apparition croît de manière très significative après exposition, entre autres :
  • le tabac, c’est 66 000 victimes par an en France (ministère de la Santé) ;
  • la concentration en CO2 était stable avant l’ère industrielle. Même si une partie (2.0 ± 0.8 Gt) est absorbée par les océans, une autre, (1.9 ± 1.9 Gt) par la végétation et les sols, ce sont en moyenne plus de 3 Gt de carbone qui, chaque année, s’accumulent dans l’atmosphère1.
Si l’on fait la comparaison des risques pour la santé des différentes énergies (nucléaire et autres modes de production), il ressort que :
  • le transport et le stockage du pétrole et du gaz naturel ont entraîné 6 500 décès depuis trente ans ;
  • les ruptures de barrages ont entraîné 260 000 décès depuis 1959, c’est-à-dire depuis 47 ans.
  • l’accident nucléaire de Tchernobyl du 26 avril 1986 a entraîné 43 décès dans les jours et semaines qui suivirent2, et, pendant les vingt dernières années, aurait causé, la mort de 4000 personnes, selon un rapport de l’AIEA (l’Agence internationale de l‘énergie).
Comparaison des déchets liés aux diverses sources d’énergie
Enfin, il convient de s’interroger sérieusement sur les effets des déchets liés aux différentes sources d’énergie. Le document Les déchets associés présente les déchets radioactifs produits par l’énergie nucléaire, les moyens de traitement et les stockages associés, les effluents gazeux chimiques produits par l’emploi des combustibles fossiles et l’importance de la pollution atmosphérique qui en résulte. Il ressort que :
– l’irradiation externe en limite du site d’une centrale nucléaire, due aux radioactivités β et γ de gaz rares (krypton et xénon), est inférieure au centième de l’irradiation naturelle. Cette irradiation est du même ordre que l’irradiation interne due à la radioactivité naturelle des poussières rejetées par une centrale à charbon (uranium 238, thorium 232 et leurs produits de filiation, contenus dans le minerai de charbon) ;
– les déchets radioactifs, conditionnés en blocs de béton pour un stockage en surface du sol (déchets de moindre activité) et en blocs vitrifiés pour un stockage souterrain après dix années de décroissance (déchets de haute activité), n’entraîneront pas des irradiations sensibles. En effet, les réacteurs nucléaires naturels d’Oklo ont mis en évidence la faible migration des radionucléides de fission dans les sols pour les éléments alcalino-terreux, les terres rares et les transuraniens, éléments dont la radiotoxicité est importante et qui subsistent seuls après quelques centaines d’années de décroissance des déchets de haute activité ;
– le dioxyde de carbone et les produits toxiques résultant des combustibles fossiles sont directement rejetés dans l’atmosphère.

« Ce que les prêtres de la nature doivent faire et exiger, c’est que la rigueur de la protection appliquée contre les radiations ionisantes soit étendue à la protection contre les autres agents physiques ou chimiques qui menacent l’homme et dont tous ne sont pas par ailleurs à son service comme le sont les radiations. Je suis scandalisé par les négligences en ce qui concerne la pollution chimique, dont aucun facteur militaire ou industriel n’atteint d’ailleurs la nocivité du facteur suicidaire qu’est l’usage de la cigarette. » (professeur Georges Mathé, directeur de l’Institut de cancérologie et d’immunogénétique de Villejuif.)

EN PRATIQUE
Méthode d'Euler (Tle)
Activité en cours de physique

La résolution numérique d'une équation différentielle par la méthode d'Euler est basée sur un calcul itératif à partir de :
  • l'équation différentielle, ici :
 relation (1)
  • la relation d'Euler qui est la définition de la dérivée d'une fonction lorsque le pas du calcul Δt tend vers 0 avec tn+1 = tn + Δt :
 relation (2)
Réalisation manuelle à la calculatrice (comprendre le principe)
Étape 1
En partant de N(0) = N0 connue (c'est indispensable), on calcule N'(0) grâce à la relation (1) à condition de connaître la constante radioactive λ.

Décroissance du Radon 222 dont la demi-vie est t1/2 = 3,85 jours. Le nombre de noyaux est choisi égal à 106. On calcule la constante radioactive :
λ = (ln2) / (3,85) jour -1 = 0,1800382287.

N' (0) = - λ × N (0) = - [(ln2) / (3,85) ] × 106 = - 1,800382287×105

(L'écriture des résultats devrait tenir compte des chiffres significatifs, mais il faut conserver tous les chiffres pour le calcul avec la calculatrice même ceux non affichés, sans arrondir les résultats intermédiaires).
Étape 2
Connaissant N (0) = N0, N' (0) calculée à l'étape (1) et se fixant Δt (petit) on calcule N(t1) grâce à la relation (2) avec t1 = Δt.

On choisit un pas de calcul par exemple égal à la demi-vie divisée par 10, soit 0,385 jour.
N (t1) = 106 - 1,800382287…×105 × 0,385 = 9,306852819 × 105
Étape 3
Connaissant N (t1) calculée à l'étape (2), on calcule N' (t1) grâce à la relation (1).
Cette étape est identique à l'étape 1

N' (t1) = - λ × N (t1) = - [(ln2) / (3,85) ] × 9,306852819 × 105  =  - 1,675589297 × 105
Étape 4
Connaissant N (t1) et N' (t1) à la date t1, la relation (2) permet de calculer N (t2) à l'instant de date t2 = t1 + Δt et ainsi de suite.
Cette étape est identique à l'étape 2
N(t2)  =  9,306852819×105 - 1,675589297 × 105…× 0,385  = 8,66175094 × 105
Réalisation avec tableur
La façon de calculer d'un tableur est illustrée sur quelques exemples, avec surtout la distinction entre les références des cellules absolues ou les références relatives.
(Le professeur fait une démonstration avec les cas les plus simples, puis explique le début du calcul de la feuille et montre la façon d'écrire les formules.)
Les élèves, selon le temps disponible, réalisent les trois premières lignes pour retrouver les résultats calculés à la main puis ensuite utilisent la feuille préparée pour tester la méthode.

 
1
2
3
4
1
Décroissance du Radon 222
 
 
2
La seule valeur modifiable est la valeur de x
 
 
3
t1/2 en jour =
3,85
 
 
4
N (0) =
1000000
 
 
5
λ=
=LN (2)/L3C2
 
 
6
x =
10
 
 
7
pas de calcul =
demi-vie / x =
=L3C2/L6C2
 
8
 
 
 
 
9
t
N (Euler)
N'
N (fonction)
10
0
=L4C2
=-L5C2*LC (-1)
=L4C2*EXP (-L5C2*LC(-3))
11
=L (-1)C+L7C3
=L(-1)C2+L(-1)C(1)*L7C3
=-L5C2*LC (-1)
=L4C2*EXP (-L5C2*LC(-3))
12
=L (-1)C+L7C3
=L (-1)C2+L(-1)C(1)*L7C3
=-L5C2*LC (-1)
=L4C2*EXP (-L5C2*L C(-3))


La seule valeur modifiable est la valeur de x

t1/2 en jour = 3,85
N(0) = 1,00E+06
λ = 0,180038229
x = 10
pas de calcul = demi-vie/x = 0,385

t
N (Euler)
N'
N (fonction)
0
1,00E+06
1,80E+05
1000000
0,385
9,31E+05
1,68E+05
933032,992
0,77
8,66E+05
1,56E+05
870550,563
1,155
8,06E+05
1,45E+05
812252,396
1,54
7,50E+05
1,35E+05
757858,283
1,925
6,98E+05
1,26E+05
707106,781
2,31
6,50E+05
1,17E+05
659753,955
2,695
6,05E+05
1,09E+05
615572,207
3,08
5,63E+05
1,01E+05
574349,177
3,465
5,24E+05
9,43E+04
535886,731
3,85
4,88E+05
8,78E+04
500000
4,235
4,54E+05
8,17E+04
466516,496
4,62
4,22E+05
7,60E+04
435275,282
5,005
3,93E+05
7,08E+04
406126,198


Les résultats obtenus


On constate une bonne qualité de résolution lorsque le pas du calcul est suffisamment petit devant la demi-vie du phénomène.

Avantage de cette méthode
Elle permet de tracer numériquement l'évolution du nombre de noyaux et d'obtenir des valeurs numériques même si l’on ne sait pas résoudre l'équation différentielle (et même s'il n'y a pas de solution analytique).
Cette méthode (ou d'autres plus élaborées) est utilisée chaque fois que l'on dispose d'une équation différentielle, avec les conditions initiales.
Caractère aléatoire (TP)
Fiche professeur
Fiche professeur
Objectifs
Mettre en évidence des rayonnements émis par une source radioactive (césium 137).
Faire un comptage et montrer le caractère aléatoire de la radioactivité.
Réaliser un traitement statistique en utilisant un logiciel ad hoc.
Méthode
Les élèves disposent d'une fiche élève au format HTLM sur leur écran d'ordinateur.
Travaux pratiques
Réalisation d’un comptage à partir d’une source radioactivée
On utilise un appareil appelé Compteur RAdiations Bêta (CRAB) muni :
  • d’un détecteur de rayonnement constitué par un compteur Geiger-Mùller susceptible de déceler jusqu’à 106 impulsions par seconde (un rayonnement « efficace » qui pénètre dans le compteur Geiger produit une impulsion électrique) ;
  • d’un compteur d’impulsions destiné à enregistrer le nombre d’impulsions délivrées par le détecteur ;
  • d’un compteur de temps pré-sélectionnable pour définir la durée du comptage ;
  • d’une source de césium 137 émettrice de rayonnements.
La source est placée au centre d’un disque transparent et elle émet dans toutes les directions. Le détecteur ne reçoit qu’une petite quantité du rayonnement émis, mais toujours la même fraction si l'on ne modifie rien pendant la série de comptage. Par ailleurs, l’efficacité du détecteur n’est pas de 100  %.
Mais on considère que le nombre d’impulsions comptées est proportionnel au nombre de particules émises par la source, donc à ΔN (t).
Le comptage n'a de sens que si la durée de la mesure est très inférieure au temps caractéristique du phénomène. Ici la demi-vie du Cs est de l'ordre de grandeur de plusieurs années, et l'on peut considérer que le nombre moyen de noyaux (nombre très important) reste le même pendant la durée de l'expérience.
La réaction mise en jeu


Le césium 137 utilisé ici a une demi-vie de trente ans. Il se transforme en baryum 137. Cette transformation se fait suivant deux voies différentes :
7  % des noyaux : émission d'une particule bêta d'énergie maximum 1,18 MeV.
93  % des noyaux : émission d'une particule bêta d'énergie maximum 0,51 MeV. Dix fois sur onze, cette particule bêta est accompagnée de l'émission d'un rayonnement gamma de 662 keV d'énergie. Une fois sur onze, l'émission du gamma est remplacée par celle d'un électron (dit « électron de conversion ») de 625 keV, issu du cortège électronique de l'atome.

Transformation du césium 137 en baryum 137
En moyenne, pour 1000 atomes de césium 137 qui se transforment en baryum 137, on a émission de 1085 bêta (1085 = 1000 (0.07 + 0.93 + 0.93 / 11)) et de 845 gamma (845 = 1000 x 0.93 x 10 / 11), soit :  70 bêta de 1.176 MeV, 930 e 0.514 MeV, 85 de 0.625 MeV. (Source : documentation du CRAB, distribuée par la société Jeulin)

Les mesures
Protocole expérimental (pour les neuf groupes)
Positionner la source de césium le plus près possible du compteur en mettant le sigle (trisecteur) face au compteur.

Présélectionner une durée de comptage de 2 s et ne plus la modifier.
Lancer le comptage en appuyant sur le bouton « départ compteur ». Noter le nombre d’impulsions enregistrées par le compteur.
Chaque groupe réalise 20 comptages successifs et note les valeurs indiquées par le compteur dans un tableau.

N° de la mesure
Xi  : nombre d’impulsions comptées
1
 
2
 
3
 
4
 
5
 
6
 
7
 
8
 
9
 
10
 
11
 
12
 
13
 
14
 
15
 
16
 
17
 
18
 
19
 
20
 


Questions
Quelle caractéristique du phénomène de désintégration radioactive ces résultats mettent-ils en évidence ?
On constate une très grande dispersion des résultats alors que les conditions expérimentales sont les mêmes. La désintégration d’un ensemble de noyaux radioactifs est un phénomène qui présente des fluctuations.
Calculer la moyenne des 20 valeurs données par le compteur pour chaque groupe ayant réalisé l'expérience. Cette moyenne sera notée mi (20), l’indice i repérant le groupe donc variant de 1 à 9.
Comparer entre elles les valeurs pour les 9 moyennes obtenues m1 (20), m2 (20)… m9 (20).
On constate que les moyennes de chaque groupe sont différentes, mais moins dispersées que les valeurs lues sur le compteur.
On peut envisager que la désintégration radioactive est un phénomène aléatoire :
on ne peut pas savoir quand un noyau va se transformer ;
on ne peut attribuer à chaque noyau qu’une probabilité de se désintégrer dans la durée d’un comptage.

On va multiplier les comptages pour mieux connaître leur statistique et en particulier, pour estimer le nombre moyen M de désintégrations radioactives comptées en deux secondes par le détecteur.
Le traitement statistique
Chaque groupe traite les 20 comptages réalisés précédemment notés dans le tableau :

N° de la mesure
Xi  : nombre d’impulsions comptées
1
 
2
 
3
 
4
 
5
 
6
 
7
 
8
 
9
 
10
 
11
 
12
 
13
 
14
 
15
 
16
 
17
 
18
 
19
 
20
 


L'utilisation d’un logiciel adéquat va permettre un traitement statistique rapide. On rappelle quelques notions de statistiques à connaître :

Valeur moyenne des mesures : 

Écart type : 

Variance : v = σ2

Liaison math-physique : on définit en mathématiques une fréquence fi qui représente le nombre de fois où une valeur xi apparaît, divisé par le nombre total de mesure n qui est égal à Σ fi. Cette fréquence fi est un nombre compris entre 0 et 1. Dans ce cas on calcule la moyenne par : m = Σ xi.fi / Σ fi et la variance par : v = σ2 = Σ (xi - m )2 .fi / Σ fi
Le traitement de vingt mesures par le logiciel « Incertitudes de mesure »
Le traitement des mesures est réalisé grâce à un fichier établi avec le logiciel Excel (en fait c'est une macro de ce logiciel). Ce logiciel est conçu pour traiter les incertitudes liées au caractère aléatoire qui apparaît dans tout protocole de mesure.
La radioactivité ayant ce caractère aléatoire, on utilise le logiciel pour justifier les mesures faites en radioactivité et mettre en évidence les résultats liés à l'aspect microscopique du phénomène ainsi que ceux liés à l'aspect macroscopique.

Juste avant le traitement par chaque groupe de ses 20 comptages, il faut lancer le compteur pour une série de 500 comptages qui seront utilisés dans le paragraphe suivant. Il est conseillé de faire à l'avance un fichier intitulé « 500 mesures » pour éviter les pertes de temps en transfert de fichier entre les logiciels Jeulin (comptage) et Excel (traitement).

Protocole
Réaliser les opérations suivantes :
  • Lancer le logiciel (il faut le lancer à partir du réseau avec l'icône [Travail sur serveur], puis Physique, Radioactivité : son nom est Radioactivité01-BR.xls)
  • Saisir les 20 valeurs en utilisant l'onglet « Saisies des données1 »
  • Sauvegarder le fichier dans le disque dur de votre ordinateur (dans « Mes documents »)
  • Utiliser le menu Traitements puis Traiter les données : suivre les instructions, n'enlever aucune valeur et noter les résultats obtenus :
- la moyenne des 20 comptages mi (20),
- l’écart-type σn-1 ,
- l’intervalle de confiance à 95 % (c'est l'intervalle dans lequel la probabilité de trouver le nombre moyen cherché est de 95 chances sur 100. Ce nombre M cherché ne serait obtenu qu'avec un très grand nombre de comptages).
  • Utiliser le menu Traitements puis Tracer l'histogramme : il faudra choisir un nombre de classes qui soit égal au nombre de valeurs xi différentes.

Exemple de résultats pour 20 comptages


Questions
Calculer l’intervalle m (20) ± 2 σn-1 : c'est l'intervalle dans lequel on trouve un nombre de comptage proche de 95 % de l'effectif total (ici 20 × 95 / 100).
Compter le nombre de mesures dans l’intervalle m (20) ± 2 σn-1 et vérifier l'affirmation suivante « c'est l'intervalle dans lequel on trouve un nombre de comptage proche de 95 % de l'effectif total ».
Donner l'intervalle de confiance à 95 %.
Essayer de prévoir comment seraient modifiés ces deux intervalles si on réalisait un plus grand nombre de mesures.
La moyenne est la moyenne arithmétique notée m (20) : m (20) = 27,25 t l'écart type est 6,3. Ces nombres sont exprimés en impulsions/2s
Dans l'intervalle m (20) ± 2 σn-1, soit ici 27,25 ± 12,6 soit [14,65 ;  39,85], on trouve 19 des 20 comptages soit (19/20)×100 = 95 %. Ce résultat, très proche de 95 %, confirme l'affirmation donnée.
Dans cet exemple, l'intervalle de confiance calculé par le logiciel est [24,31 ; 30,19] : on en déduit que, dans cet intervalle, la probabilité de trouver la valeur cherchée est proche de 95 chances sur 100.

(Cet intervalle est calculé à partir de ce que le logiciel appelle « incertitude absolue », égale à  grandeur qui est dépendante du nombre de mesures et de l'écart type. Le coefficient t s'appelle le coefficient de Student, sa valeur dépend du nombre de mesures faites pour calculer la moyenne et par ex vaut 2,26 pour 10 mesures).
Le traitement de 500 mesures par le logiciel « Incertitudes de mesure »
Protocole
Réaliser les opérations suivantes :
Effectuer le même traitement qu'au §1 avec la série de 500 comptages (réalisée à l'avance) qui est déjà enregistrée dans le logiciel (Données2).
Réaliser l'histogramme en prenant autant de classe qu'il y a de possibilités de résultats.

Exemple de résultats pour 500 comptages


Questions
Calculer l’intervalle m (500) ± 2 σn-1
Compter le nombre de mesures dans l’intervalle m (500) ± 2 σn-1 et vérifier l'affirmation suivante « c'est l'intervalle dans lequel on trouve un nombre de comptage proche de 95 % de l'effectif total ».
Donner l'intervalle de confiance à 95 %.
Mettre clairement en évidence les différences entre ces deux séries de traitement. La prévision que vous avez faite au § 1 est-elle confirmée ou infirmée ?
La moyenne est la moyenne arithmétique notée m (500) : m (500) = 28,05 et l'écart type est 5,2. Ces nombres sont toujours exprimés en impulsions/2s.
Dans l'intervalle m (500) ± 2 σn-1, soit ici 28,05 ± 10,4 soit [17,65 ; 38,45], on trouve 480 des 500 comptages soit (480 / 500) × 100 = 96 %. Ce résultat, proche de 95 %, confirme l'affirmation donnée.
Dans cet exemple, l'intervalle de confiance calculé par le logiciel est [27,59 ; 28,51] : la définition de l'intervalle de confiance nous indique que, dans cet intervalle, la probabilité de trouver la valeur cherchée est de 95 chances sur 100.
Pour un intervalle de temps donné, lorsque le nombre de comptages augmente, la distribution des fréquences se régularise, la valeur moyenne du nombre de désintégrations et l’écart type se stabilisent.
L'histogramme des fréquences semble être enveloppé par une courbe en cloche (courbe de Gauss).

Comparaison des deux intervalles de confiance
On constate un accroissement très important de la précision sur la mesure de la valeur moyenne du nombre d'événements lorsque le nombre de mesures augmente.

Conclusions
Résumer les conclusions de cette étude concernant l'aspect microscopique (vingt mesures) et macroscopique (500 mesures) du phénomène de désintégration radioactive.
  • Aspect microscopique : la dispersion
La dispersion bien mise en évidence sur les histogrammes précédents traduit le caractère aléatoire de la désintégration radioactive. Cette dispersion vérifie les lois statistiques découlant des hypothèses faites (lorsque le nombre de mesure est conséquent) : les noyaux radioactifs « meurent sans vieillir ».
  • Aspect macroscopique : la mesure de l'activité
Malgré ce caractère aléatoire, il est tout à fait légitime de mesurer l'activité de l'échantillon (en mesurant N (t) ou un nombre qui lui est proportionnel) et avec une bonne précision en choisissant avec soin les paramètres du comptage : durée (ici 2s) très petite devant la demi-vie, un grand nombre de mesures (mais toujours avec une durée totale très inférieure à la demi-vie). En effet la valeur moyenne obtenue et l'intervalle de confiance donnent une très bonne estimation du résultat cherché.

Exemple : dans le premier cas (20 mesures), on trouve 27,25 ± 2,94 et dans le deuxième cas (500 mesures) 28,05 ± 0,457. On passe d'une précision relative de 2,94 / 27,25 < 11  % lorsque l'on réalise20 mesures à une précision de 0,457 / 28,05 < 2  % lorsque l'on réalise 500 mesures.

Ainsi, on vérifie que la moyenne d'un grand nombre de mesures représente mieux la grandeur cherchée.
Fiche élève
Fiche élève
Objectifs
Mettre en évidence des rayonnements émis par une source radioactive (césium 137).
Faire un comptage et montrer le caractère aléatoire de la radioactivité.
Réaliser un traitement statistique en utilisant un logiciel ad hoc.
Méthode
Les expériences sont décrites à l'ensemble du groupe, puis réalisées individuellement et ensuite les résultats sont mis en commun et exploités.
Travaux pratiques
Réalisation d’un comptage à partir d’une source radioactivée
Description du dispositif expérimental
On utilise un appareil appelé Compteur RAdiations Béta. (CRAB) muni :
  • d’un détecteur de rayonnement constitué par un compteur Geiger-Mùller susceptible de déceler jusqu’à 106 impulsions par seconde (un rayonnement « efficace » qui pénètre dans le compteur Geiger produit une impulsion électrique) ;
  • un compteur d’impulsions destiné à enregistrer le nombre d’impulsions délivrées par le détecteur ;
  • un compteur de temps pré sélectionnable pour définir la durée du comptage ;
  • une source de césium 137 émettrice de rayonnements.

La source est placée au centre d’un disque transparent et elle émet dans toutes les directions. Le détecteur ne reçoit qu’une petite quantité du rayonnement émis, mais toujours la même fraction si l'on ne modifie rien pendant la série de comptage. D’autre part, l’efficacité du détecteur n’est pas de 100 %.
Mais on considère que le nombre d’impulsions comptées est proportionnel au nombre de particules émises par la source, donc à ΔN (t).

Le comptage n'a de sens que si la durée de la mesure est très inférieure au temps caractéristique du phénomène. Ici la demi-vie du Cs est de l'ordre de grandeur de plusieurs années, et l'on peut considérer que le nombre moyen de noyaux (nombre très important) reste le même pendant la durée de l'expérience.
La réaction mise en jeu

Le césium 137 utilisé ici a une demi-vie de trente ans.
Les mesures
Protocole expérimental (pour les 9 groupes)
  • Positionner la source de césium le plus près possible du compteur en mettant le sigle (trisecteur) face au compteur.
  • Présélectionner une durée de comptage de 2 s et ne plus la modifier.
  • Lancer le comptage en appuyant sur le bouton « départ compteur ». Noter le nombre d’impulsions enregistrées par le compteur.
  • Chaque groupe réalise 20 comptages successifs et note les valeurs indiquées par le compteur dans un tableau.

N° de la mesure
Xi  : nombre d’impulsions comptées
1
 
2
 
3
 
4
 
5
 
6
 
7
 
8
 
9
 
10
 
11
 
12
 
13
 
14
 
15
 
16
 
17
 
18
 
19
 
20
 


Questions
  • Quelle caractéristique du phénomène de désintégration radioactive ces résultats mettent-ils en évidence ?
  • Calculer la moyenne des 20 valeurs données par le compteur pour chaque groupe ayant réalisé l'expérience. Cette moyenne sera notée mi (20), i repérant le groupe donc variant de 1 à 9.
  • Comparer entre elles les valeurs pour les 9 moyennes obtenues m1 (20), m2 (20)… m9 (20).

On va multiplier les comptages pour mieux connaître leur statistique et en particulier, estimer le nombre moyen M de désintégrations radioactives comptées pendant deux secondes par le détecteur.
Le traitement statistique
Chaque groupe traite les 20 comptages réalisés précédemment notés dans le tableau :

N° de la mesure
Xi  : nombre d’impulsions comptées
1
 
2
 
3
 
4
 
5
 
6
 
7
 
8
 
9
 
10
 
11
 
12
 
13
 
14
 
15
 
16
 
17
 
18
 
19
 
20
 


L'utilisation d’un logiciel ad hoc va permettre un traitement statistique rapide. On rappelle quelques notions de statistiques à connaître :

Valeur moyenne   des mesures : 

Écart type : 

Variance : v = σ2
Le traitement de 20 mesures par le logiciel « Incertitudes de mesure »
Le traitement des mesures est réalisé grâce à un fichier établi avec le logiciel Excel (en fait c'est une macro de ce logiciel). Ce logiciel est conçu pour traiter les incertitudes liées au caractère aléatoire qui apparaît dans tout protocole de mesure.

Protocole
Réaliser les opérations suivantes :
  • Lancer le logiciel (il faut le lancer à partir du réseau avec l'icône [Travail sur serveur], puis Physique, Radioactivité : son nom est Radioactivité01-BR.xls)
  • Saisir les 20 valeurs en utilisant l'onglet « Saisies des données1 ».
  • Sauvegarder le fichier dans le disque dur de votre ordinateur (dans « Mes documents »).
  • Utiliser le menu Traitements puis Traiter les données : suivre les instructions, n'enlever aucune valeur et noter les résultats obtenus :
– la moyenne des 20 comptages mi (20),
– l’écart-type σn-1 ,
– l’intervalle de confiance à 95% (c'est l'intervalle dans lequel la probabilité de trouver le nombre moyen cherché M est de 95 chances sur 100. Ce nombre M cherché ne serait obtenu qu'avec un très grand nombre de comptages).
  • Utiliser le menu Traitements puis Tracer l'histogramme : il faudra choisir un nombre de classes qui soit égal au nombre de valeurs xi différentes.

Questions
  • Calculer l’intervalle m (20) ± 2 σn-1 : c'est l'intervalle dans lequel on trouve un nombre de comptage proche de 95% de l'effectif total (ici 20 × 95/100).
  • Compter le nombre de mesures dans l’intervalle m (20) ± 2 σn-1 et vérifier l'affirmation suivante « c'est l'intervalle dans lequel on trouve un nombre de comptage proche de 95 % de l'effectif total ».
  • Donner l'intervalle de confiance à 95 %.
  • Essayer de prévoir comment seraient modifiés ces deux intervalles si l’on réalise un plus grand nombre de mesures.
Le traitement de 500 mesures par le logiciel « Incertitudes de mesure »
Protocole
Réaliser les opérations suivantes :
  • Effectuer le même traitement qu'au paragraphe précédent avec la série de 500 comptages (réalisée à l'avance) qui est déjà enregistrée dans le logiciel (Données2).
  • Réaliser l'histogramme en prenant autant de classes qu'il y a de possibilités de résultats.
Questions
  • Calculer l’intervalle m (500) ± 2 σn-1
  • Compter le nombre de mesures dans l’intervalle m (500) ± 2 σn-1 et vérifier l'affirmation suivante « c'est l'intervalle dans lequel on trouve un nombre de comptage proche de 95% de l'effectif total ».
  • Donner l'intervalle de confiance à 95%.
  • Mettre clairement en évidence les différences entre ces deux séries de traitement. La prévision que vous avez faite au § 1 est-elle confirmée ou infirmée ?
Conclusions
Résumer les conclusions de cette étude concernant l'aspect microscopique (20 comptages) et macroscopique (500 comptages) du phénomène de désintégration radioactive.
Loi de décroissance radioactive (TP)
Fiche professeur
Fiche professeur
Objectifs
On cherche ici à déterminer l’allure du graphe représentant l’évolution d’une population de noyaux radioactifs au cours du temps.
Travaux pratiques
Préliminaire : le lancer de dés
Un tyran fou décide de la mort des individus du royaume en jouant aux dés à 6 faces : tous les matins, il fait lancer autant de dés que de personnes restantes. Chaque fois que le chiffre "3" sort, l'individu qui a lancé le dé est éliminé.
Protocole
La population contient au départ N0 = 100 individus.
Il faut lancer au départ N0 = 100 dés. Chaque élève lance 5 à 6 dés puis on totalise les "3" qui sont sortis et on en déduit le nombre de dés N (d’individus) restant à t +"Δt". On considère que chaque nouveau lancer correspond à une nouvelle date, "Δt" correspondant à une unité soit ici un jour.
On enlève du jeu les dés ayant sorti un "3" et on recommence une quinzaine de fois.
Questions
Tracer le graphe de N = f (t).
Modéliser N (t) par une fonction exponentielle en utilisant un logiciel de traitement des données, et en tenant compte des données initiales.

Abscisse
N(t)
(u)
(nb)
t
N
0
100,E + 00
1
88,0E + 00
2
73,0E + 00
3
63,0E + 00
4
59,0E + 00
5
46,0E + 00
6
38,0E + 00
7
31,0E + 00
8
27,0E + 00
9
23,0E + 00
10
18,0E + 00
11
15,0E + 00
12
13,0E + 00
13
12,0E + 00
14
10,0E + 00
15
9,00E + 00

Exemple de résultat

La modélisation par une fonction exponentielle donne :  avec k = 0,160.
Si p est la probabilité de sortir un 3 pour l'individu, le dé ayant 6 faces, cette probabilité p est égale à 1/6.
Ainsi entre les dates t et t + Δt, p × N (t) représente le nombre d'évènements qui "doivent" se produire. Il restera à cette date :
N (t + Δt) = N (t) – p × N (t) = N (t) × (1 – p).

Dans notre exemple, N0 = 100, Δt = 1 jour et p = 1/6.
Le résultat précédent donne :
N (t + 1) = N (t) – 1/6 ×N (t) = N (t) × (5/6).
Si N (t + 1) = 100×e – k (t + 1) = N (t) × e – k, on en déduit que e – k = 5/6 soit k = 0,18.

Le résultat obtenu est assez éloigné de cette valeur car le nombre initial n'est pas assez grand.
Une simulation
Le programme Rad2.exe (qui se trouve dans le cédérom d’accompagnement des programmes de terminale de physique-chimie) génère des nombres aléatoires (par exemple ni à la date ti) pendant l'intervalle de temps choisi Δt. L'activité est calculée par ni / Δt. Le nombre de noyaux à l'instant t + Δt est N (ti) - ni .
Description de la manipulation
  • Lancer le programme Rad2.
  • Observer la forme prise par les résultats de la simulation.
Question
Quelles constatations peut-on faire à partir des résultats graphiques donnés par la simulation ?

Exemples de résultats de la simulation
Exemples de résultats de la simulation

On constate :
  • L'allure exponentielle de la décroissance du nombre de noyaux.
  • L'allure également exponentielle de l'activité, mais beaucoup plus bruitée (on représente dN / dt soit λ × N, beaucoup plus petit que N et ainsi l'échelle choisie a un effet de zoom par rapport à la première courbe).
  • La loi de proportionnalité entre l'activité A et N, avec comme coefficient de proportionnalité : - λ
Fiche élève
Fiche élève
Objectifs
On cherche maintenant à déterminer l’allure du graphe représentant l’évolution d’une population de noyaux radioactifs au cours du temps.
Travaux pratiques
Préliminaire : le lancer de dés
Un tyran fou décide de la mort des individus du royaume en jouant aux dés à 6 faces : tous les matins, il fait lancer autant de dés que de personnes restantes. Chaque fois que le chiffre "3" sort, l'individu qui a lancé le dé est éliminé.
Protocole
La population contient au départ N0 = 100 individus.
Il faut lancer au départ N0 = 100 dés. Chaque élève lance 5 à 6 dés puis on totalise les 3 qui sont sortis et on en déduit le nombre de dés N (d’individus) restant à t +"Δt". On considère que chaque nouveau lancer correspond à une nouvelle date, "Δt" correspondant à une unité soit ici un jour.
On enlève du jeu les dés ayant sorti un "3" et on recommence une quinzaine de fois.
Questions
  • Tracer le graphe de N = f (t).
  • Modéliser N (t) par une fonction exponentielle en utilisant un logiciel de traitement des données, et en tenant compte des données initiales.
Une simulation
Le programme Rad2.exe (qui se trouve dans le cédérom d’accompagnement des programmes de terminale de physique-chimie) génère des nombres aléatoires (par exemple ni à la date ti) pendant l'intervalle de temps choisi Δt. L'activité est calculée par ni /Δt. Le nombre de noyaux à l'instant t+ Δt est N (ti) - ni .
Description de la manipulation
  • Lancer le programme Rad2.
  • Observer la forme prise par les résultats de la simulation.
Question
Quelles constatations peut-on faire à partir des résultats graphiques donnés par la simulation ?
Contamination interne par le thorium 232
Fiche professeur
Fiche professeur
Niveau
Section SMS, classe de première en sciences physiques.
Compétences mises en œuvre
Lecture et exploitation d’un texte scientifique.
Réinvestissement des connaissances du cours dans des situations voisines.
Objectifs
Réinvestir des notions rencontrées dans le programme de physique à partir d’un travail sur texte.
Travail à réaliser
Les élèves doivent répondre à un questionnaire après la lecture d’un passage d’un texte relatif à la contamination interne par le thorium 232 utilisé autrefois en radiologie.

Contamination interne par le thorium 232 (thorotrast), utilisé autrefois en radiologie
Le thorotrast est une solution d’oxyde de thorium, utilisé comme produit de contraste radiologique de 1928 à 1955. Le thorium 232 est un élément radioactif naturel (demi-vie 1,47.1010 ans), dont les particules α ont un parcours de 40 μm dans les tissus. Il a été injecté à des centaines de milliers de patients à des volumes de 1 à 100 mL, correspondant à des activités de 2 à 200 kBq. Le premier cancer a été observé en 1947 et il a été suivi d'une longue série.
Le cancer du foie a été plus fréquent, son apparition (20 à 28 ans après l'injection) est d'autant plus précoce que l'activité injectée est plus grande.
La fréquence augmente avec l'activité injectée. Pour une injection de 25 mL (50 kBq), la dose absorbée moyenne dans le foie est estimée à 0,25 Gy/an pour toute la durée de la vie, l'oxyde de thorium étant fixé définitivement ; l'irradiation subie atteint donc 5 Gy en vingt ans.
Le seuil pratique de dose d'induction d'un cancer est, dans ce cas, celui pour lequel la durée d'apparition du cancer est supérieure à l'espérance de vie du sujet.
La fréquence des cancers du foie a été nulle pour des doses inférieures à 2 Gy (soit 10 mL de solution).
Questions
Les questions en italique se rapportent au cours. La dernière question est un peu difficile. On la rend beaucoup plus facile en ne demandant qu’une application.
Les autres questions se rapportent au texte et permettent de réinvestir les connaissances du cours.
1. Qu’appelle-t-on « période radioactive d’un élément » ?
2. Quelle est la période du thorium ?
3. À quelle propriété du rayonnement α fait allusion la proposition suivante : « dont les particules α ont un parcours de 40 μm dans les tissus » .
4. Comment s’effectuait la contamination interne des patients par le thorium 232 de 1928 à 1955 ?
Il est dit dans le texte « La fréquence augmente avec l’activité injectée » :
– de quelle fréquence parle-t-on ici ?
– de quoi dépend l’activité d’un échantillon ?
5. Le texte dit : « Il a été injecté à des centaines de milliers de patients à des volumes de 1 à 100 mL, correspondant à des activités de 2 à 200 kBq ». Le kBq est le multiple d’une unité de mesure radioactive. De quelle unité s’agit-il ?
– À quoi correspond 1 Bq ?
6. Quelle est l’unité utilisée pour mesurer la dose d’énergie absorbée lors d’une irradiation ?
7. Citer deux autres applications de la radioactivité dans le domaine médical.
Propositions de réponses
1. La période radioactive est la durée pendant laquelle le nombre de noyaux radioactifs d’un échantillon de cet élément diminue de moitié. On peut également dire que « c’est la durée au bout de laquelle l’activité de l’échantillon a diminué de moitié ».
2. On lit dans le texte que la période ou demi-vie du thorium est de 1,47.1010 ans.
3. Son absorption dans les tissus. Ils sont entièrement absorbés à partir de 40 μm dans les tissus.
4. Par injection de thorotrast qui est une solution d’oxyde de thorium, utilisée comme produit de contraste radiologique de 1928 à 1955. Le thorium 232 est un élément radioactif naturel. La fréquence dont il est question, correspond au nombre de cancers observés. Ici, comme il s’agit toujours du même produit radioactif, l’activité d’un échantillon ne dépend que de la dose absorbée.
5. Le becquerel.
6. Le gray.
7. La scintigraphie. La destruction des cellules cancéreuses.
Fiche élève
Fiche élève
Objectifs
Réinvestir des notions rencontrées dans le programme de physique à partir d’un travail sur texte.
Travail à réaliser
Après avoir lu attentivement le texte ci-dessous relatif à la contamination interne par le thorium (thorotrast), répondre aux questions.

Contamination interne par le thorium 232 (thorotrast), utilisé autrefois en radiologie
Le thorotrast est une solution d’oxyde de thorium, utilisé comme produit de contraste radiologique de 1928 à 1955. Le thorium 232 est un élément radioactif naturel (demi-vie 1,47.1010 ans), dont les particules α ont un parcours de 40 μm dans les tissus. Il a été injecté à des centaines de milliers de patients à des volumes de 1 à 100 mL, correspondant à des activités de 2 à 200 kBq. Le premier cancer a été observé en 1947 et il a été suivi d'une longue série.
Le cancer du foie a été plus fréquent, son apparition (20 à 28 ans après l'injection) est d'autant plus précoce que l'activité injectée est plus grande.
La fréquence augmente avec l'activité injectée. Pour une injection de 25 mL (50 kBq), la dose absorbée moyenne dans le foie est estimée à 0,25 Gy/an pour toute la durée de la vie, l'oxyde de thorium étant fixé définitivement ; l'irradiation subie atteint donc 5 Gy en vingt ans.
Le seuil pratique de dose d'induction d'un cancer est, dans ce cas, celui pour lequel la durée d'apparition du cancer est supérieure à l'espérance de vie du sujet.
La fréquence des cancers du foie a été nulle pour des doses inférieures à 2 Gy (soit 10 mL de solution).

Questions
Les questions en italique se rapportent au cours. La dernière question est un peu difficile. On la rend beaucoup plus facile en ne demandant qu’une application.
Les autres questions se rapportent au texte et permettent de réinvestir les connaissances du cours.
1. Qu’appelle-t-on « période radioactive d’un élément » ?
2. Quelle est la période du thorium ?
3. À quelle propriété du rayonnement α fait allusion la proposition suivante : « dont les particules α ont un parcours de 40 μm dans les tissus ».
4. Comment s’effectuait la contamination interne des patients par le thorium 232 de 1928 à 1955 ?
Il est dit dans le texte « La fréquence augmente avec l’activité injectée » :
– de quelle fréquence parle-t-on ici ?
– de quoi dépend l’activité d’un échantillon ?
POINT DOC
Bibliographie
Les produits du réseau SCÉRÉN qui traitent de radioactivité

EUROCAT Working Group
« Preliminary evaluation of the impact of the Chernobyl radiological contamination on the frequency of central nervous system malformation in 18 regions of Europe ».
Paediatric and Perinatal Epidemiology, 1988, 2, p. 253-264.

HARJULEHTO T, ARO T, RITA H. and all.
« The accident at Chernobyl and outcome of pregnancy in Finland »
Br. Med. J, 1989, 298, p. 995-997.

ILYIN L.A., KNIZHNIKOV V.A., BARKHUDAROV R.M.
« A relative risk estimation of excessive frequency of malignant tumors in population due to discharges into the atmosphere from fossil-fuel and nuclear power stations »
Association internationale de radioprotection (IRPA), Paris, 24-30 avril 1977, C.R., p. 189-193.

ILYIN L. A. PAVLOSKIJ O.A.
« Conséquences radiologiques de l’accident de Tchernobyl en Union soviétique et mesures prises pour en atténuer l’effet ».
AIEA, 1989, Tec Doc 516, Vienne.

NEUILLY A.M., BUSSAC J. , FRÈJACQUES C.
« Sur l’existence, dans un passé reculé, d’une réaction nucléaire en chaîne naturelle de fission, dans le gisement d’uranium d’Oklo (Gabon) ».
C. R. Académie des sciences, Paris, p. 275, 1847,1849. 23 octobre 1972.

OTAKE M., YOSHIMARU H., SCHULL W.
« Severe mental retardation among the prenatally exposed survivors of the atomic bombing of Hiroshima and Nagasaki : a comparison of the T65DR and DS86 dosimetry systems »
Radiation Effects Research Foundation, 1987, Technical Report, p. 16-87.

ROMANENKO A.YE., BOMKO Y.I.
« Some aspects of low radiation doses impact on human after Chernobyl Npp Accident ».
The Effects of Low Doses of Ionizing Radiation on Human Health, p. 151
Proceedings of the First International Symposium held at the University of Versailles, Saint-Quentin-en-Yvelines, 1999.
Éd. Wonuc (World Council of Nuclear Workers), 49 rue Lauriston, Paris.

SCHLUMBERGER Martin
« Les cancers de la thyroïde »
Actualités en radiobiologie et en radioprotection, p. 186
Éd. Nucléon, 2001, 91194 Gif-sur-Yvette Cedex.

SCHLUMBERGER M., TUBIANA M.
« Effets cancérigènes et génétiques de l’iode 131 chez l’homme »
Toxiques nucléaires, p. 365, éd. Masson, Paris, 1998.

United Nations Scientific Comity on the Effects of Atomic Radiation
« Sources and effects of ionizing radiation »
Unscear 2000, Report to the General Assembly, with annexes, vol. 2.
Adresses utiles
Organismes internationaux liés au nucléaire
AEN/OCDE
Agence pour l’énergie nucléaire de l’OCDE
12 boulevard des Iles, 92130 Issy-les-Moulineaux
Tél. 01 45 24 10 10

AIEA
Agence internationale de l’énergie atomique
Wagramerstrasse 5, PO BOX 10C
A-Vienne – Autriche
Tél. 00 43 222 23 60

CIPR
Commission internationale de protection radiologique
(International Commission Radiological Protection)
Clifton Avenue Sutton, Surret
SM2 5PU – Royaume-Uni
Tél. 00 44 642 46 80

EURATOM
Communauté européenne de l'énergie atomique
(European Atomic Energy Community)
200 rue de la Loi, B-1049 Bruxelles (Belgique)
Tél. 00 32 2 735 00 40
Autorités et instances publiques liées au nucléaire
ASN
Autorité de sûreté nucléaire
6 place du Colonel-Bourgoin, 75572 Paris Cedex 12
Tél. 01 43 19 36 36

CIINB
Commission interministérielle des installations nucléaires de base
54 rue de Varennes, 75007 Paris
Tél. 01 45 48 84 24

CSSIN
Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires
99 rue de Grenelle, 75007 Paris
Tél. 01 43 19 39 40

DDSC
Direction de la défense et de la sécurité civile
87-95, quai du Docteur-Dervaux, 92600 Asnières-sur-Seine
Tél. 01 49 27 49 27 – 01 40 07 60 60
Adresse postale : place Beauvau, 75800 Paris Cedex 08
Organismes publics de recherches et d’expertises techniques liés au nucléaire
CEA
Commissariat à l’énergie atomique
Bâtiment Siège
91191 GIF SUR YVETTE CEDEX
Tél. 01 64 50 10 00
CEA/Saclay
91191 Gif-sur-Yvette Cedex
Standard : 01 69 08 60 00

IRSN
Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire
60-66 avenue du Général-Leclerc
BP 17 - 92262 Fontenay-aux-Roses Cedex
Tél. 01 58 35 88 88
Sur le Web
Organismes internationaux liés au nucléaire
AEN/OCDE
Agence pour l’énergie nucléaire de l’OCDE
Organisme qui a pour mission d’aider ses pays membres à maintenir et à approfondir, par l’intermédiaire de la coopération internationale, les bases scientifiques, technologiques et juridiques indispensables à une utilisation sûre, respectueuse de l’environnement et économique de l’énergie nucléaire.
www.nea.fr/

AIEA
Agence internationale de l’énergie atomique
Organisation apparentée à l'ONU qui cherche à promouvoir les usages pacifiques de l'énergie nucléaire et à limiter le développement de ses applications militaires.
www.iaea.org/

CIPR
Commission internationale de protection radiologique
Organisation non gouvernementale créée en 1928, composée d'experts de plusieurs disciplines (biologie, physique, radioprotection,...) provenant du monde entier, qui publie régulièrement des recommandations sur la protection des travailleurs et du public contre les rayonnements ionisants.
www.icrp.org/

EURATOM
Communauté européenne de l'énergie atomique
Communauté instituée par le traité Euratom, initialement créé pour coordonner les programmes de recherche des États en vue d'une utilisation pacifique de l'énergie nucléaire.
www.euratom.org/
Le traité Euratom contribue de nos jours à la mise en commun des connaissances, des infrastructures et du financement de l'énergie nucléaire.
http://europa.eu/
Autorités et instances publiques liées au nucléaire
ASN
Autorité de sûreté nucléaire
Organisme public français qui assure, au nom de l’État, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France pour protéger le public, les travailleurs et l’environnement, des risques liés à l’utilisation du nucléaire.
www.asn.gouv.fr/

DDSC
Direction de la défense et de la sécurité civile
Informations sur cette direction www.anena.org/
Placée au sein de l'administration centrale du ministère de l'Intérieur, cette direction anime et coordonne les services chargés des actions de secours visant à la sécurité des personnes et des biens.
Organismes publics de recherches et d’expertises techniques liés au nucléaire
CEA
Commissariat à l’énergie atomique
Organisme public de recherche dans les domaines de l’énergie, de la défense et des technologies de l’information et de la santé.
www.cea.fr/

IRSN
Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire
Institut qui réalise des recherches, des expertises et des travaux dans les domaines de la sûreté nucléaire, de la protection contre les rayonnements ionisants, du contrôle et de la protection des matières nucléaires, et de la protection contre les actes de malveillance.
www.irsn.org/
Un site dédié
La radioactivite.com
Ce site de vulgarisation scientifique explique les phénomènes de radioactivité en présentant les différentes applications à travers plus de 400 pages et une série de rubriques : « dans la vie », « question de dose », « chez le médecin », « au musée », « au laboratoire », « dans le nucléaire », « déchets radioactifs ».
Il a été élaboré par des chercheurs du CNRS et du CEA et édité par EDP sciences.
www.laradioactivite.com/
À propos
Ce dossier présente, dans la collection « Thém@doc », un ensemble de références et de pistes de travail pour répondre aux besoins des programmes de lycée en physique-chimie. Les caractéristiques essentielles que nous souhaitons promouvoir à travers lui tirent parti des potentialités de l'internet :
– il est évolutif ;
– il est mutualiste (échanges et capitalisation des données et des méthodes d'enseignement sur ce thème) ;
– il instaure des liens avec un monde en constante mutation.

Les conditions d'usage de « Thém@doc » précisent l'exploitation de ces dossiers ainsi que les clauses légales relatives à la collection et à chacun des dossiers.
Ce dossier a été réalisé par le Service national des productions imprimées et numériques du SCÉRÉN-CNDP.

Directeur de publication
Patrick Dion, directeur général.

Auteurs
Henri Joffre, ingénieur physicien de l’ESCP, chef de service honoraire de protection contre les rayonnements au CNE de Saclay, Florence Flury-Hérard, directeur de recherche au CEA, département biologie. Bernard Richoux et Catherine Bouyssou, professeurs de sciences physiques et chimiques.

Expertise pédagogique
René Moreau, Inspecteur général honoraire de sciences physiques et chimiques, Madeleine Masle, professeur de sciences physiques et chimiques, Catherine Bouyssou, chef de projet.

Crédits photos
Descendants radioactifs de l’uranium 238 © IRSN.

Remerciements
– au CEA pour l’article sur l’hormésis, sur les effets connus des rayonnements ionisants sur les cellules, pour le diagramme sur les sources de rayonnements et exposition de la population en France ;
– à l’IRSN pour l’article sur la radioprotection pour le schéma « descendants radioactifs de l’uranium 238 » ;
– à l’European Commission, pour le schéma sur la comparaison des risques, pour la santé, des différentes énergies.
Documents
La radioprotection
Les rayonnements ionisants peuvent représenter un danger pour l'homme. Il est donc important de s'en protéger. C'est l'objet de la radioprotection : elle est destinée à assurer la protection de la santé des populations (personnes du public et patients soumis aux rayonnements) et des travailleurs utilisant des rayonnements ionisants contre ces rayonnements ; elle veille aussi à la protection de l'environnement.
Exposition externe – exposition interne
L'exposition est externe si la source de rayonnements est à l'extérieur de l'organisme d'un individu. C'est le cas d'une exposition à une source radioactive ou à des rayons X. Elle est interne si la source de rayonnement est à l'intérieur de l'organisme d'un individu. Ce cas résulte de l'incorporation de radioactivité par inhalation, ingestion ou encore passage à travers la peau.
Dans le cas d'un risque d'exposition externe, la radioprotection obéit à trois règles :
– l'éloignement de la source et de l'individu, car l'intensité des rayonnements diminue avec la distance ;
– la réduction au minimum de la durée d'exposition aux rayonnements ;
– la mise en place d'écrans de protection qui peuvent arrêter ou atténuer les rayonnements.
Dans le cas d'un risque d'exposition interne, la radioprotection obéit aux règles suivantes :
– le confinement statique ou dynamique des matières radioactives dans des conteneurs adaptés ;
– la protection des voies respiratoires par le port de masques ou d'appareils autonomes ;
– la protection du corps par l'utilisation de vêtements de protection adaptés ;
– et, dans les cas extrêmes, un temps de contact limité et contrôlé avec la matière radioactive.
Les recommandations internationales
Depuis 1928, la Commission internationale de protection radiologique édite des recommandations, reprises par la communauté internationale, destinées à la protection des individus contre les rayonnements. Ces recommandations reposent aujourd'hui sur trois principes généraux :
– la justification des activités conduisant des individus à être exposés à des rayonnements : le bénéfice économique et social procuré par l'activité concernée doit être supérieur au préjudice subi par l'individu ;
– l'optimisation de la protection : le niveau d'exposition à des rayonnements ionisants doit être le plus bas qu'il est raisonnablement possible d’atteindre compte tenu des aspects sociaux et économiques ;
– la limitation des doses individuelles : aucun individu ne doit être exposé à des doses « inacceptables ».

Des limites de dose sont fixées pour les personnes du public et pour les travailleurs.
Compte tenu de ces principes, la Commission européenne a défini dans sa directive 96/29 une limitation des doses :
– pour les personnes du public, elle est de 1 millisievert par an (mSv/an) ;
– pour les travailleurs, les doses sont limitées à 100 mSv tous les cinq ans, la dose d'une année ne devant pas dépasser 50 mSv.
Ces limites sont définies hors bruit de fond naturel. De plus, elles ne s'appliquent ni à l'exposition des patients traités par des rayonnements ni aux personnes exposées à un accident.
La partie de cette directive concernant les personnes du public a été transposée dans le droit français par un décret de mars 2002.
Recherche et expertise technique en radioprotection
L'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) réalise des études et des expertises pour des organismes publics ou privés, français ou étrangers. Dans ce cadre, l'IRSN apporte un appui technique à la DGSNR (Direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection de l’Autorité de sûreté nucléaire) et au DSND (Délégué à la sûreté nucléaire de la défense), notamment en cas d'incident ou d'accident pour la protection des populations et de l'environnement.
De plus, l'institut participe à la veille permanente en matière de radioprotection : il est chargé pour le compte du ministère du Travail de l'exploitation des données dosimétriques des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants (ces derniers font en effet l'objet d'une surveillance régulière et les doses qu'ils reçoivent sont comptabilisées durant toute leur vie professionnelle) ; il concourt à la surveillance radiologique de l'environnement ; il assure la gestion de l'inventaire des sources de rayonnements ionisants.

Source : IRSN.
Échelle des doses d'exposition

Radioactivité naturelle
Dose efficace moyenne
Radioactivité artificielle
Effets
 
60 Sv
Dose utilisée en radiothérapie (irradiation locale et fractionnée sur plusieurs semaines)
Destruction des cellules tumorales
20 Sv
 
Seuil des brûlures
10 Sv
Irradiation corporelle totale fractionnée, avec protection pulmonaire
Nausées, vomissements (irradiation corporelle totale à débit élevé)
1 Sv
 
500 mSv/an
 
Effet cancérigène possible chez l’homme
Dose annuelle due au radon dans certaines régions du monde
100 mSv
Dose équivalente à la thyroïde nécessitant la prise d'iode stable en cas de rejet accidentel d'iode radioactif
Dose la plus faible détectée à ce jour pour effet cancérigène observé en irradiation à débit élevé
Dans certaines régions du Brésil, du sud-ouest de l’Inde
50 mSv
 
 
 
30 mSv
 
Seuil de suspicion d’effet cancérigène sur le fœtus
20 mSv
Limite annuelle d’exposition pour les travailleurs
Aucun effet
décelable
9 mSv
Examen scanner abdominopelvien
Dose moyenne annuelle d’exposition aux rayonnements cosmiques à 4 500 m d’altitude
3,6 mSv
 
Dose moyenne annuelle d’exposition naturelle en France
2,4 mSv
 
 
1 mSv
Dose annuelle limite tolérée pour la population (hors exposition à finalité médicale et expositions naturelles)
0,3 mSv
Dose moyenne annuelle reçue par le personnel des services de radiologie
0,1 mSv
Radiographie pulmonaire
Dose d’exposition aux rayonnements cosmiques lors d’un vol Paris/New York (aller-retour)
0,05 mSv
 
 
0,005 mSv
Dose moyenne imputable à l’industrie nucléaire (en France ; par personne et par an)

Les effets héréditaires
Un article publié dans la presse1 il y a quelques années faisait état de malformations constatées chez des enfants nés dans les environs de Tchernobyl et les attribuait aux conséquences de la catastrophe de Tchernobyl.
Nous voudrions faire quelques remarques à ce sujet*.
Les effets des rayonnements sur les embryons
Bien connus expérimentalement, ils ont été observés chez les enfants nés de femmes irradiées dans deux circonstances :
– irradiation médicale pour un cancer survenu au cours de la grossesse,
– irradiation à Hiroshima et à Nagasaki lors de l’explosion des bombes atomiques.

Dans les deux cas, des effets (augmentation des avortements, retards de croissance et surtout retards mentaux) n’ont été observés que pour des doses relativement élevées (de l’ordre de 1 sievert), bien plus importantes que celles qu’ont pu recevoir les femmes enceintes irradiées à Tchernobyl. D’ailleurs, sur les enfants nés entre avril 1986 et février 1987, un rapport soviétique de 1987 indique qu’aucune augmentation du nombre des malformations n’a été observée, notamment en ce qui concerne les quinze femmes enceintes ayant été exposées aux doses les plus élevées au voisinage immédiat de la centrale accidentée et dont les enfants étaient tous normaux.
On note également qu’aucun effet tératogène n’a jamais été décrit à la suite d’une contamination interne que l’on pourrait évoquer dans les régions où persistent d’importants dépôts de corps radioactifs au niveau des sols. Si des « doses-fœtus » aussi modestes devaient entraîner ce type d’effets, on les aurait constatés à plus grande échelle durant les mois suivant l’accident de Tchernobyl.

Tous les enfants dont il est fait état dans cet article semblent nés postérieurement à février 1987. Il ne peut donc pas s’agir d’effet tératogène. Peut-il s’agir d’un effet mutagène ?
Les effets mutagènes
Ceux-ci sont provoqués par l’irradiation des organes génitaux des parents. Sur les 20 000 enfants nés de parents irradiés à Hiroshima et à Nagasaki, aucune augmentation du nombre des mutations dominantes pathologiques n’a été observée. Il en est de même pour les enfants dont les parents ont été irradiés pour des raisons médicales. Seule une étude récente, chez les enfants dont le père travaillait dans une installation nucléaire anglaise, semble indiquer une augmentation de la fréquence des leucémies, mais aucun effet de ce genre n’a été constaté à proximité des autres centrales nucléaires.

Il faut rappeler qu’on constate « normalement » des malformations congénitales plus ou moins graves chez 2 % des nouveau-nés et qu’une augmentation de leur fréquence nécessite pour être établie des études très rigoureuses. En Suède et en Hongrie où de telles études ont été effectuées avec une grande précision après Tchernobyl, aucune augmentation de la fréquence des malformations n’a été constatée.
Il semble donc très peu probable que les malformations rapportées dans l’article cité puissent être attribuées à l’accident de Tchernobyl. Des enquêtes menées avec l’aide d’experts internationaux seraient utiles pour s’assurer de la fiabilité des informations relatives aux effets sanitaires de cet accident.

* Quelques auteurs ayant participé à cette remarque :
Dr J. de Grouchy, généticien, directeur de recherches au CNRS
Dr B. Dutrillaux, généticien, directeur de recherches au CNRS
Pr J. Frézal, professeur de génétique à Paris
Pr P. Galle, professeur de biophysique à Créteil
Pr R. Latarjet, membre de l’Académie des sciences, directeur honoraire de l’Institut Curie
Pr J.M. Robert, professeur de génétique médicale à Lyon
Pr M. Tubiana, membre de l’Académie des sciences, membre de l’Académie de médecine, directeur honoraire de l’Institut Gustave-Roussy
Pr H. Tuchmann-Duplessis, membre de l’Académie de médecine, professeur d’embryologie à Paris

Mineurs des mines d’uranium
Résultats d’une étude approfondie sur les cas de cancer du poumon dans la population et les mineurs de la Saxe où les sols uranifères conduisent à des concentrations de radon dépassant 15 kBq/m3 d'air dans 12 % des habitations et pouvant atteindre 115 kBq/m3.

Avant 1900, les cas de cancer du poumon dans cette région sont extrêmement rares.
En 1892, la première usine de cigarettes d’Allemagne est construite à Dresde, entraînant une consommation croissante de cigarettes parmi les mineurs (plus de 80 % de fumeurs).
En 1913, les premiers cas de cancer du poumon sont tout simplement corrélés aux hautes teneurs en radon dans les mines d'uranium. En revanche, la fréquence des cancers du poumon chez les non-fumeurs est inférieure à la fréquence normale pour une teneur en radon dans l'air elle-même inférieure à 400 Bq/m3 ; à 200 Bq/m3, la fréquence est minimale et inférieure de 20 % à la fréquence normale. Lors d’une étude portant sur 90 % de la population des États-Unis, un même résultat a été obtenu : entre 60 Bq/m3 (teneur moyenne) et 200 Bq/m3, avec la même diminution de 20 % à cette dernière concentration.
En revanche, les constatations faites sur les mineurs très exposés sont bien évidemment différentes. Dans les décennies postérieures à 1945, les mineurs d'uranium de la même Saxe ont extrait 220 000 tonnes d'uranium, dans de très mauvaises conditions de sécurité : en plus du radon, les mineurs étaient exposés aux poussières résultant du broyage du minerai, aux fumées d'échappement diesel et aux vapeurs nitreuses résultant des explosions d'abattage du minerai ; situation aggravée par une ventilation inadéquate et par l'usage intensif de cigarettes, et causant, dans une synergie complexe, un total de plus de 10 000 cancers du poumon dans les décennies en cause.
L’hormesis ou le possible effet bénéfique des faibles doses
Une faible dose reçue préalablement peut protéger la victime.
Cette constatation a pu être faite sur l'homme suite à un accident survenu récemment à Istanbul. Des ferrailleurs cherchaient à récupérer le métal d’un conteneur dans lequel une source médicale de cobalt 60 avait été oubliée. Pendant quatre heures, ils ont essayé d'ouvrir le conteneur, subissant tout au long de l’intervention une faible dose d'irradiation à faible débit. Puis, ils ont réussi à l'entrouvrir, subissant cette fois un débit de dose élevé. Enfin, ressentant des malaises, ils ont heureusement cessé leur tentative.
Les examens ont montré que la dose réelle subie, évaluée en fonction de la chute des leucocytes et des plaquettes, se situait entre 3 et 4 Gy. En revanche, le nombre des lésions génétiques subies par l'ADN conduisait à une dose de 1 à 2 Gy, montrant une atteinte beaucoup moins importante de l'ADN et des cellules souches appelées à remplacer les globules du sang.

« Ce qui est accepté à l’heure actuelle est la réalité d’une réponse "adaptative" : une dose faible (quelques dizaines de mSv), délivrée quelques heures avant une irradiation à dose plus élevée, diminue l’effet (en particulier mutagène) de cette seconde dose, et pourrait donc faire décroître le risque de cancérisation. L’interprétation serait que la dose faible initiale a entraîné une mise en route des processus de réparation, permettant de limiter les effets toxiques de la dose élevée délivrée dans un second temps. Dans quelle mesure ce phénomène peut-il entraîner une "protection" en clinique humaine ? La réponse n’est, à ce jour, pas connue avec précision. »

Source : CEA Synthèse pratique : radiobiologie, J. Balosso, P. Bourguet,
J.-M. Cosset, S. Laffont
Des études récentes sur les rayonnements
Les expositions aux rayonnements X sont toujours reçues à des débits de doses très élevés, par construction des générateurs de rayons X, quelques cGy/min à quelques dizaines de cGy/min, alors que les rayonnements γ sont reçus à des débits de dose souvent inférieurs à 1 cGy/h pour les expositions professionnelles et encore beaucoup plus petits pour l'irradiation naturelle ou les retombées atmosphériques à la suite d'essais nucléaires ou d'accidents sur des installations nucléaires.
  • Cette différence fondamentale, entre X et γ, a été mise en évidence dans des publications de 1967 et 1970, relatives à l'étude de la longévité de souris irradiées. Les expérimentations, faites sur des lots suffisants pour donner la précision requise, donnent les résultats suivants : pour le rayonnement X à 80 cGy/min, on observe une diminution nette et continue de la longévité, soit 3 % à 25 cGy, 17 % à 150 cGy, 31 % à 450 cGy.
  • Pour le rayonnement γ à environ 1 cGy/h, la longévité est d'abord augmentée de 3 % à 150 cGy, puis elle retrouve sa valeur normale à 300 cGy et diminue de 5 % à 620 cGy.
Les résultats de l'étude de 1967-1970, à un débit de dose γ du cobalt 60 de l'ordre de 1 cGy/h, sont corroborés par une expérimentation publiée en 1999 portant sur des lots de 300 souris irradiées de façon continue à des débits de dose beaucoup plus faibles, de 7 et 14 cGy par an. Cette étude a montré un accroissement moyen de la longévité, pour les deux débits de dose, de 23 % (la durée moyenne de vie des souris de l'échantillon de contrôle est d'environ dix-huit mois).
Un accroissement de la longévité, dû au rayonnement γ, a également été constaté pour les populations exposées à une irradiation naturelle élevée ainsi que pour les ouvrières ayant utilisé une peinture à base de radium (0,1 mg de radium fixé dans le squelette entraîne une irradiation γ de l'organisme entier de quelques cGy par an).
Accidents liés à la production d’énergie
L'accident de Tchernobyl du 26 avril 1986 est le seul accident d’une centrale nucléaire ayant entraîné des décès par irradiation. Cet accident a concerné un réacteur de type RBMK instable dès sa construction et équipé de dispositifs automatiques de sécurité insuffisants, en partie remplacés par des consignes (plus économiques). Le non-respect des consignes et l’instabilité ont provoqué un accroissement brutal de la puissance du réacteur et son explosion.

Parmi les personnels intervenant sur le site après l'explosion et les populations, on a pu constater différents degrés d'irradiation ayant conduit à des pathologies graves.
Employés de la centrale et pompiers
Un syndrome d'irradiation aiguë a été confirmé pour 134 personnes. Dans les jours et les semaines qui suivirent, 30 employés de la centrale et pompiers sont décédés des suites de l'irradiation. Entre 1987 et 1998, 11 autres personnes sont décédées, dont 3 ont développé des tumeurs attribuables à l'irradiation ; les 8 autres sont décédées de maladie sans relation avec l'irradiation.
Liquidateurs
Dans les mois et les cinq années après l'accident, 600 000 « liquidateurs1 » sont intervenus auprès du réacteur accidenté. Ils ont subi une irradiation moyenne effective de 100 mSv (millisieverts).
Depuis 1986, l'UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiations) a analysé les nombreuses études faites sur ce groupe de 600 000 personnes et a conclu qu'il n'y avait pas de risque accru de cancer ni de leucémie pour ces personnes. Des cancers à venir ne sont cependant pas exclus pour celles qui ont été exposées à des doses supérieures à 200 mSv. Quant à celles exposées à des doses comprises entre 100 et 200 mSv, la probabilité d’avoir un cancer est très faible.
Irradiation de la thyroïde des enfants
En Biélorussie, en Russie et en Ukraine, du fait de l'absence de distribution d'iode stable lors de l'accident, mais aussi de la carence alimentaire en iode des populations, de nombreux cancers de la thyroïde d’enfants de moins de 15 ans ont été constatés depuis 1990. Le nombre de cas est d'environ 1 800 ; les doses subies sont comprises entre 140 et 2700 mSv et il y a eu dix décès en raison d'un dépistage et d'un traitement tardifs.
En Pologne, les retombées d'iode radioactif ont été également importantes, mais aucune augmentation des cancers de la thyroïde n'a été mise en évidence. Grâce à la distribution rapide de 18 millions de doses d'iode stable, le nombre de cancers a pu ainsi être contenu.
En France, en Champagne-Ardenne, on constate depuis le début des années 1970, bien avant Tchernobyl (1986), une augmentation du nombre des cancers de la thyroïde qui ne touchent pas que les enfants. Cette augmentation porte sur tous les types histologiques de tumeurs et elle est attribuée essentiellement à la mise en œuvre de moyens de diagnostic plus performants, qui détectent des tumeurs de plus en plus petites.
En revanche, en ex-URSS, les cancers liés à l’irradiation ne portent pratiquement que sur des enfants qui ont reçu des doses comprises entre 140 et 2 700 mSv. Ces cancers appartiennent seulement au type histologique papillaire.
Il apparaît peu probable que les cancers apparus en Champagne-Ardenne, où la dose n’a été que de quelques mSv, soient liés à Tchernobyl.

« Compte tenu de données fiables concernant la contamination, l’irradiation thyroïdienne est controversée : 17 000 enfants auraient reçu une dose à la thyroïde de plus de 1 Sv, 6 000 enfants plus de 2 Sv, et 500 enfants plus de 10 Sv.
L’augmentation considérable du nombre de cancers thyroïdiens chez les enfants de moins de 15 ans ou in utero lors de l’accident a été évidente dès 1990.
Actuellement, près de 2 000 cas de cancers ont été dénombrés parmi ces enfants. Ce sont des cancers papillaires, à pronostic favorable et un taux de guérison de 95 % si le traitement est précoce.
Le nombre des cas à venir risque d’être élevé mais impossible à prédire. Il faudrait en outre faire un dépistage systématique chez tous les enfants exposés lors de l’accident, soit 200 000 en Biélorussie et 70 000 en Ukraine.
Enfin, l’incidence du cancer thyroïdien chez les enfants nés après 1987 est revenue aux valeurs qu’elle avait avant l’accident. »

André Aurengo, « Tchernobyl : quelles conséquences sanitaires ? »,
La Jaune et la Rouge, novembre 2001.

Populations de Biélorussie, de Russie et d’Ukraine
Sept millions de personnes vivent, sur 150 000 km2, dans les zones contaminées de Biélorussie, de Russie et d’Ukraine avec des activités de césium 137 comprises entre 40 et 600 kBq/m2. Cette activité « déposée » de 600 kBq/m2 entraîne une irradiation supplémentaire maximale annuelle égale à deux fois l'irradiation naturelle moyenne mondiale qui est de 2,5 mSv.
Rappelons que des millions de personnes, habitant dans des régions à forte irradiation naturelle, subissent des irradiations moyennes très supérieures à cinq fois l'irradiation naturelle moyenne.

Les décès avérés dus à l'irradiation provoquée par l'accident de Tchernobyl sont actuellement de 33 parmi le personnel de la centrale et les pompiers et de 10 parmi les enfants.
Pour les 600 000 liquidateurs et les populations habitant les zones contaminées, il n'a pas été constaté, quatorze années après l'accident, d'augmentation du nombre des leucémies et des cancers (les leucémies apparaissent le plus souvent environ sept années après l'irradiation).
Des cancers à venir ne sont pas exclus parmi les 100 personnes de la centrale et des pompiers qui ont présenté un syndrome d'irradiation aiguë, ni parmi les liquidateurs qui auraient reçu des doses supérieures à la limite de 200 mSv fixée pour les interventions sur le réacteur accidenté. Cependant, les irradiations reçues par les liquidateurs étant réparties sur des durées de plusieurs mois ou de plusieurs années, les effets attendus s'en trouveront très atténués.

Les déchets associés
Déchets associés à l’énergie nucléaire
Déchets radioactifs de faible activité
Ces déchets (gants, bottes, filtres, outillages…) sont stockés dans des conteneurs étanches en béton. Le centre de stockage de La Hague étant saturé, ces déchets sont désormais stockés au centre de Soulaines (Aube) qui pourra accueillir sur cent hectares les déchets de faible activité produits en France jusqu’en 2040. La demi-vie de ces déchets ne dépassant pas trente ans (cas du césium 137 et du strontium 90), leur radioactivité sera divisée par un facteur 1 000 après trois cents ans de stockage, ce qui les rendra alors pratiquement inoffensifs.
Déchets de haute activité
Depuis le début de l’exploitation de l’énergie nucléaire, le volume mondial des déchets de haute activité, extraits par retraitement des éléments combustibles, est d’environ 3 000 m3 (volume d’une piscine olympique).
Le retraitement permet de séparer :
  a) l’uranium 235 et le plutonium 239, éléments fissiles restant encore après utilisation du combustible dans les réacteurs EDF et immédiatement réutilisables dans la fabrication de nouveau combustible ;
  b) l’uranium 238, élément fertile transformable en plutonium 239 dans les réacteurs rapides du type Superphénix. Cet uranium 238 constitue une réserve d’énergie égale à cinquante fois l’énergie déjà produite par le combustible utilisé dans les réacteurs et qui, à la sortie de ces réacteurs, est appelé, bien à tort, « déchet radioactif ». Cette réserve sera précieuse dans quelques décennies après épuisement de l’uranium 235 des réserves naturelles ;
  c) les éléments radioactifs produits par la fission de l’uranium 235 et du plutonium 239.
Toute fission1 d’un atome d’uranium 235 ou de plutonium 239, sous l’action d’un neutron incident, entraîne la production de deux atomes radioactifs (radionucléides de fission) et de deux ou trois neutrons qui induiront à leur tour de nouvelles fissions.

Les radionucléides de fission constituent les déchets de haute activité. À leur sortie du réacteur, les éléments combustibles utilisés sont stockés en piscine durant deux ans dans l’enceinte de la centrale, puis ils sont transportés à l’usine de retraitement. Après retraitement, les effluents liquides contenant les radionucléides de fission sont stockés quelques années dans des réservoirs refroidis, puis ils sont « amenés à sec » et intégrés dans des blocs vitrifiés.
Le volume total de blocs vitrifiés est de 110 m3 pour un an de fonctionnement de la totalité des centrales nucléaires françaises. Ces déchets vitrifiés, parfaitement inertes, sont destinés à un stockage souterrain dans des conditions de sécurité très largement surévaluées si l’on se réfère aux réacteurs naturels d’Oklo (Gabon).
Oklo est une région uranifère très riche (minerai avec 15 à 40 % d’uranium) dans laquelle se sont constitués une vingtaine de réacteurs nucléaires naturels qui fonctionnent depuis deux milliards d’années.
Si aujourd’hui l’uranium naturel contient 0,7 % d’uranium 235 (demi-vie 7.108 ans) et 99,3 % d’uranium 238, il en contenait, il y a deux milliards d’années, 3,8 %, teneur plus élevée que dans les réacteurs à eau ordinaire actuels de l’EDF. Il a suffi d’une arrivée d’eau par infiltration dans la zone minéralisée pour déclencher une divergence nucléaire naturelle.
Pour le premier réacteur naturel d’Oklo, découvert en 1972, l’énergie totale produite a été estimée à six années de fonctionnement d’un réacteur de 1 GW-électrique (une tranche de centrale EDF). Il y a eu formation de six tonnes de radionucléides de fission et de deux tonnes d’éléments transuraniens.
Malgré l’absence totale de confinement, la migration dans le sol des radionucléides les plus radiotoxiques (alcalino-terreux, terres rares et transuraniens) est demeurée inférieure à un mètre.
Il n’y a donc pas d’inquiétude à avoir pour des blocs vitrifiés qui seront disposés en stockage souterrain, et non à l’air libre comme les radionucléides de fission à Oklo depuis des millénaires.
Déchets associés à l’emploi des combustibles fossiles
Effluents gazeux radioactifs des centrales à charbon
Le charbon contient une radioactivité naturelle due aux familles radioactives de l’uranium 238 et du thorium 232 présents avec leurs produits de filiation, parmi lesquels des isotopes de l’uranium, du thorium, du radium, du polonium… Une centrale à charbon rejette chaque jour dans l’environnement, par GWE (gigawatt-électrique) produit, douze tonnes de poussières, dont la radioactivité entraîne dans l’environnement un risque d’exposition, par contamination interne, du même ordre que celle existant près d’une centrale nucléaire.
Effluents gazeux chimiques
Les déchets chimiques rejetés annuellement dans l’atmosphère par l’emploi des combustibles fossiles sont présentés dans le tableau ci-dessous.

 
Unité
Pétrole
Charbon
Gaz naturel
Total
Consommation mondiale
(en l’an 2000)
Gt
3,5
2,2
1,7
/
Dioxyde de carbone
Gt
11
12
4,7
28
Anhydride sulfureux
Mt
400
160
 
560
Oxydes d’azote
Mt
55
23
 
78
Hydrocarbures
Mt
1,8
0,23
 
2,0
Monoxyde de carbone
kt
18
550
 
570
Poussières
Mt
 
2,9
 
2,9

En présence de poussières et d’eau, une partie de l’anhydride sulfureux est à l’origine de retombées d’acide sulfurique, particulièrement corrosif dans l’environnement des centrales à charbon. Les autres effluents gazeux du tableau, anhydride sulfureux, oxydes d’azote et oxydes de carbone, sont des produits toxiques irritants pulmonaires et les hydrocarbures sont cancérigènes.
Pendant le transport par gazoduc, la perte de gaz par les fuites peut atteindre plusieurs pour-cent. À masse égale, le gaz naturel (méthane) entraîne un effet de serre quatre-vingts fois plus important que le dioxyde de carbone. Ces fuites contribuent à l’effet de serre de façon importante : une perte de 1,5 % de méthane entraîne un effet de serre équivalent à 1,7 x 0,015 x 80 = 2 Gt de CO2, soit pour le gaz naturel un rejet total équivalent à 6,7 Gt de CO2.
L’emploi du gaz sera en forte croissance au cours des années à venir. Il deviendra la principale cause de l’augmentation de l’effet de serre.
Compte tenu des fuites de méthane, le rejet total équivalent de CO2 a été de 35 Gt, en l’an 2000, pour l’ensemble des combustibles fossiles. Une augmentation progressive de ces rejets, de 80 % entre 2000 et 2050, produira en 2050 un rejet annuel équivalent à 54 Gt de dioxyde de carbone constituant un facteur particulièrement aggravant de l’effet de serre.

Les déchets radioactifs de l’industrie nucléaire sont placés dans des conteneurs étanches répertoriés et stockés dans des conditions de sécurité telles que le risque pour les personnes est pratiquement nul, mais il n’est pas possible d’en dire autant pour les déchets chimiques résultant de l’emploi des combustibles fossiles qui sont purement et simplement rejetés en totalité dans l’atmosphère sans le moindre souci des risques à supporter par la Terre entière.
La pollution de l’air des villes et l’effet de serre en sont les premières conséquences. Lorsque cet effet, déjà considéré comme une certitude par de nombreux scientifiques, se manifestera d’une façon évidente, il sera trop tard et tous les efforts humains seront dérisoires.
Le Comité intergouvernemental sur le changement du climat (IPCC), créé en 1988, estime que le niveau de la mer s’élèvera d’environ 50 cm au cours du siècle prochain, menaçant de recouvrir des régions où vivent 90 millions de personnes, régions souvent les plus peuplées et les plus pauvres (Bangladesh).
Les vingt membres de l’IPCC ont approuvé le 15 décembre 1995, malgré la vive opposition des États-Unis et des pays de l’OPEP, une résolution recommandant :
– de décarboniser les combustibles fossiles liquides et gazeux (ce qui ne laisse subsister que l’hydrogène dont la combustion n’apporte aucune pollution),
– l’usage de l’énergie nucléaire,
– l’usage des énergies renouvelables.

Des pays voisins de la France, dont certains en situation de moratoire nucléaire, acceptent cependant volontiers l’importation de la production d’environ dix réacteurs nucléaires d’EDF.

 
© SCÉRÉN - CNDP
Créé en décembre 2006. Actualisé en juillet 2007 - Tous droits réservés. Limitation à l'usage non commercial, privé ou scolaire.