Doses de rayonnement
Qu'est-ce qu'une dose de rayonnement?
Lorsque le rayonnement ionisant pénètre dans le corps humain ou dans la matière, il leur communique de l'énergie. L'énergie absorbée par suite de l'exposition au rayonnement porte le nom de dose. Pour les besoins de la radioprotection, différentes grandeurs de dose ont été définies : dose absorbée, dose équivalente et dose efficace.
Dose absorbée
L’énergie absorbée dans le corps humain par suite de l’exposition au rayonnement porte le nom de dose absorbée. La dose absorbée se mesure grâce à une unité appelée le gray (Gy). Un gray correspond à l’énergie d’un joule déposée dans un kilogramme de matière.
Dose équivalente
Lorsque le rayonnement est absorbé par une matière vivante, on peut parfois observer un effet biologique. Tous les rayonnements ne produisent pas le même effet biologique pour une même dose absorbée. L’effet dépend du type de rayonnement (alpha, bêta, gamma, etc.). Ainsi, 1 Gy de rayonnement alpha est plus nocif pour les tissus que 1 Gy de rayonnement bêta. Pour obtenir la dose équivalente, il faut multiplier la dose absorbée par un facteur de pondération radiologique (wR) spécifique afin de déterminer les effets biologiques relatifs des différents types de rayonnement. Cette dose équivalente est exprimée en sievert (Sv). Autrement dit, 1 Sv de rayonnement alpha possède les mêmes effets biologiques que 1 Sv de rayonnement bêta. En d’autres mots, la dose équivalente correspond à une unité qui rend compte du degré de nocivité de différents types de rayonnement pour un même tissu.
Dose efficace
Les différents tissus et organes présentent une sensibilité différente au rayonnement (voir la figure 13). Par exemple, la moelle osseuse est beaucoup plus radiosensible que les tissus musculaires ou nerveux. Pour obtenir une indication de l’effet de l’exposition sur la santé générale, la dose équivalente peut être multipliée par un facteur de pondération tissulaire (wT) lié au risque pour un tissu ou organe particulier. Le résultat correspond à la dose efficace absorbée par le corps. L’unité utilisée pour exprimer la dose efficace est également le sievert.
Doses attribuables au rayonnement de fond
Le rayonnement a toujours été présent autour de nous. En fait, nous sommes depuis toujours entourés de rayonnement ionisant, provenant à la fois de l’ espace, de la Terre et même de notre propre corps. Les doses attribuables aux sources de rayonnement naturel varient selon l’emplacement géographique et les habitudes de vie.
Dose attribuable au rayonnement cosmique
Les régions de haute altitude reçoivent davantage de rayonnement cosmique . Selon une étude récente de Santé Canada, la dose efficace annuelle provenant du rayonnement cosmique reçue par les habitants de Vancouver, en Colombie-Britannique, qui est située au niveau de la mer, est de l'ordre de 0,30 mSv. Par contre, une personne qui vivrait au sommet du mont Lorne, au Yukon, à une altitude de 2 000 m, recevrait une dose annuelle d'environ 0,84 mSv. Les voyages aériens augmentent également l'exposition au rayonnement cosmique de 0,01 mSv par Canadien par an.
Dose attribuable au rayonnement terrestre
L’exposition naturelle provient également du rayonnement terrestre. Ainsi, les régions dont les sols sont riches en uranium reçoivent davantage de rayonnement terrestre. La dose efficace moyenne de rayonnement émis par les sols (et les matériaux de construction provenant de ces sols) est de l’ordre de 0,5 mSv par an. Toutefois, cette dose varie selon l’emplacement géographique et la géologie, et peut atteindre 260 mSv dans le nord de l’Iran et 90 mSv au Nigéria. Au Canada, la dose annuelle la plus élevée attribuable au rayonnement terrestre serait, selon les estimations, de l’ordre de 1,4 mSv et concerne les Territoires du Nord-Ouest.
Dose par inhalation
La croûte terrestre contribue également aux niveaux d’exposition auxquels nous sommes soumis. Le radon , provenant de la terre, est présent dans l’air que nous respirons. Le radon se disperse naturellement lorsqu’il pénètre dans l’atmosphère depuis le sol. Toutefois, lorsque le radon pénètre dans les habitations (par le sous-sol depuis la terre), sa concentration tend à augmenter et à s’accumuler. Une exposition prolongée à des niveaux élevés de radon augmente le risque de cancer du poumon. Au niveau mondial, la dose efficace annuelle moyenne de rayonnement provenant du radon est de l’ordre de 1,2 mSv. En savoir plus sur le radon dans votre demeure.Dose par ingestion
Le rayonnement naturel qui pénètre dans nos organismes peut provenir de nombreuses sources, notamment les aliments que nous ingérons, l’air que nous respirons et l’eau que nous buvons. Le potassium 40 est la principale source d’irradiation interne (exception faite des produits de filiation du radon) qu’on trouve dans les aliments de tous les jours. La dose efficace moyenne provenant de ces sources est de 0,3 mSv par an.
| Ville canadienne | Total (mSv/a) | Rayonnement cosmique (mSv/a) | Rayonnement naturel de sources terrestres (mSv/a) | Dose annuelle par inhalation (mSv/a) | Radionucléides dans le corps (mSv/a) |
|---|---|---|---|---|---|
| CANADA | 1.8 | 0.3 | 0.2 | 0.9 | 0.3 |
| Whitehorse | 1.9 | 0.5 | 0.2 | 0.9 | 0.3 |
| Yellowknife | 3.1 | 0.4 | 1.4 | 0.9 | 0.3 |
| Victoria | 1.8 | 0.5 | 0.1 | 0.9 | 0.3 |
| Vancouver | 1.3 | 0.5 | 0.1 | 0.4 | 0.3 |
| Edmonton | 2.4 | 0.5 | 0.3 | 1.3 | 0.3 |
| Regina | 3.5 | 0.4 | 0.3 | 2.4 | 0.3 |
| Winnipeg | 4.1 | 0.4 | 0.2 | 3.2 | 0.3 |
| Toronto | 1.6 | 0.4 | 0.2 | 0.8 | 0.3 |
| Ottawa | 1.8 | 0.4 | 0.2 | 0.9 | 0.3 |
| Iqualuit | 1.9 | 0.5 | 0.2 | 0.9 | 0.3 |
| Québec City | 1.6 | 0.4 | 0.2 | 0.7 | 0.3 |
| Montreal | 1.6 | 0.4 | 0.3 | 0.7 | 0.3 |
| Fredericton | 1.8 | 0.3 | 0.3 | 0.9 | 0.3 |
| Halifax | 2.5 | 0.3 | 0.3 | 1.5 | 0.3 |
| Charlottetown | 1.8 | 0.3 | 0.2 | 0.9 | 0.3 |
| St-John's | 1.6 | 0.4 | 0.2 | 0.7 | 0.3 |
| Sources : Grasty et coll. 2004, UNSCEAR 2008, Commission géologique du Canada | |||||
Dose provenant du rayonnement naturel au niveau mondial
Au niveau mondial, la dose efficace moyenne totale provenant du rayonnement naturel est de l'ordre de 2,4 mSv par an. Toutefois, cette dose peut varier considérablement d'une région à l'autre. La figure suivante illustre comment les villes canadiennes et la dose moyenne canadienne se comparent au reste du monde.
Version textuelle
Cette image présente un graphique montrant la dose efficace annuelle moyenne provenant de sources naturelles en millisieverts (mSv) dans certaines régions ou villes internationales et canadiennes. (Côte du Kerala, Inde : 12,50 mSv; Yangjiang, Chine : 6,30 mSv; moyenne mondiale : 2,40 mSv; moyenne américaine : 3,00 mSv; moyenne canadienne : 1,77 mSv; Halifax : 2,50 mSv; Edmonton : 2,40 mSv; Montréal : 1,62 mSv; Toronto : 1,59 mSv; Vancouver : 1,25 mSv).
Dose attribuables aux sources artificielles de rayonnement
Les sources artificielles de rayonnement (résultant des activités commerciales et industrielles) représentent environ 0,6 mSv de notre exposition annuelle au rayonnement. Les rayons X et autres interventions médicales diagnostiques et thérapeutiques représentent environ 1,2 mSv par an (UNSCEAR, 2000). Les produits de grande consommation comme le tabac et les détecteurs de fumée représentent 0,1 mSv de notre exposition annuelle au rayonnement.
Version textuelle
La figure présente des exemples de doses typiques reçues et de limites de doses pour les travailleurs et le public, allant de 0,001 mSv à 1 000 mSv. La dose annuelle typique pour les personnes qui vivent dans un rayon de quelques kilomètres d’une centrale nucléaire est de 0,001 mSv. La dose typique d’une radiographie dentaire est de 0,005 mSv. Celle d’un vol à travers le Canada est de 0,02 mSv. Celle d’une radiographie du thorax est de 0,1 mSv. La limite de dose annuelle au public est de 1 mSv. La dose annuelle typique reçue par un travailleur d’une mine d’uranium ou d’une centrale nucléaire au Canada est d’environ 1 mSv. La dose annuelle moyenne de rayonnement naturel au Canada est de 1,8 mSv. La dose typique d’un tomodensitogramme des poumons est de 7 mSv. La limite de dose annuelle pour les travailleurs du secteur nucléaire est de 50 mSv. La limite de dose sur cinq ans pour les travailleurs du secteur nucléaire est de 100 mSv. L’exposition annuelle moyenne des astronautes qui travaillent à bord de la Station spatiale internationale est de 150 mSv. Une dose qui peut entraîner des symptômes du mal des rayons est d’environ 1000 mSv.
Globalement, le rayonnement naturel représente approximativement 60 % de la dose annuelle à laquelle nous sommes exposés. Les interventions médicales représentent approximativement 40 % de cette dose annuelle.
Il n'y a pas de différence dans les effets causés par le rayonnement naturel ou artificiel.
| Type d'examen | Organe | Dose (mSv) |
|---|---|---|
| Radiographie dentaire | Cerveau | 0.01 table 2 note 1 |
| Radiographie de la poitrine | Poumons | 0.1 table 2 note 1 |
| Mammographie de dépistage | Seins | 3 table 2 note 2 |
| Tomodensitométrie abdominale (adulte) | Estomac | 10 table 2 note 2 |
| Tomodensitométrie abdominale (néonatale) | Estomac | 20 table 2 note 2 |
Notes du tableau 2
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Limites de dose
Au Canada, le Règlement sur la radioprotection fixe les limites de dose de rayonnement attribuable aux activités autorisées que peuvent recevoir les membres du public et les travailleurs du secteur nucléaire.
La limite de dose efficace pour le public canadien est de 1 mSv au cours d'une année civile. Les rapports et les contrôles réguliers montrent que les doses efficaces annuelles moyennes auxquelles les membres du public sont exposés dans le cadre des activités réglementées par la CCSN varient entre 0,001 et 0,1 mSv par an.
Version textuelle
Cette figure présente un graphique à barres indiquant la limite de dose annuelle au public en mSv pour les sites de centrales nucléaires, notamment Bruce, Darlington, Pickering, Point Lepreau et Gentilly-2. Les doses annuelles inscrites concernent les années 2013 à 2017 et indiquent que la dose au public est bien en deçà de la limite de dose annuelle au public, qui est de 1 mSv.
La limite de dose efficace pour un travailleur du nucléaire est fixée à 50 mSv par an et à 100 mSv pour une période de cinq années consécutives. La limite de dose pour les femmes enceintes qui travaillent dans le secteur nucléaire est de 4 mSv à partir du moment où la grossesse est déclarée et jusqu’à l’accouchement. Par ailleurs, les titulaires de permis doivent s’assurer que toutes les doses respectent le principe ALARA , c’est-à-dire qu’elle soient maintenues au niveau le plus bas qu’il est raisonnablement possible d’atteindre, compte tenu des facteurs économiques et sociaux. Les rapports et les contrôles réguliers montrent que les doses annuelles moyennes des travailleurs les plus exposés (p. ex. un radiographe industriel) sont de l’ordre de 5 mSv par an.
Comment les limites de dose sont-elles fixées?
Les règlements canadiens suivent les recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) qui se compose de scientifiques éminents et de plusieurs grands spécialistes de la radioprotection. Ces règlements s’inspirent aussi de la plupart des normes et recommandations de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA).
Au Canada, les règlements, normes et pratiques mis en place pour protéger du rayonnement les membres du public et les travailleurs qui ne relèvent pas de la CCSN sont mis en œuvre par Santé Canada, Emploi et Développement social Canada, le ministère de la Défense nationale et les gouvernements provinciaux et territoriaux.
Par ailleurs, le Comité de radioprotection fédéral-provincial-territorial (CRFPT) élabore des lignes directrices concernant le rayonnement ionisant et non ionisant et s’emploie à harmoniser les règlements relatifs à la radioprotection dans l’ensemble du Canada. Coprésidé par la CCSN, Santé Canada et les provinces, le CRFPT est une tribune nationale pour les questions de radioprotection.
Rejets radioactifs et doses : conversion des becquerels en millisieverts
Les installations nucléaires rejettent de très petites quantités de radioactivité dans l’environnement durant l’exploitation normale. Ces rejets minimes sont surveillés et contrôlés par l’exploitant de l’installation, et font l’objet d’un rapport à la CCSN. L’unité de mesure de la radioactivité de ces rejets est le becquerel (Bq). La quantité de rayonnement absorbée par l’organisme est appelée « une dose », qui se mesure en millisieverts (mSv). Le calcul d’une dose se fait à l’aide d’un modèle qui tient compte de la façon dont les rejets radioactifs sont dispersés dans l’environnement (par exemple, dans le sol, l’eau, la végétation, les aliments et l’air) et sont absorbés par une personne, donnant ainsi lieu à une exposition. Le modèle permet de déterminer toutes les voies d’exposition possibles, comme par ingestion ou par inhalation. La radioactivité (Bq) est l’intrant du modèle, et la dose reçue par une personne constitue l’extrant (mSv).
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