B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
Bases physiques et risques des radiations ionisantes
Objectifs :
1- Décrire les différentes sources de rayonnements ionisants.
2- Décrire l’interaction des radiations électromagnétiques et des électrons avec la matière.
3- Décrire les effets biologiques des rayonnements ionisants.
4- Définir les grandeurs suivantes et établir entre elles les relations qui les régissent : dose
absorbée, exposition, équivalent de dose absorbée.
5- Décrire les applications médicales des radiations ionisantes.
6- Enumérer les risques stochastiques et non stochastiques des rayonnements ionisants.
7- Décrire les bases de la radioprotection.
8- Enumérer les normes de radioprotection.
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Bases physiques et risques des radiations ionisantes
I- Introduction :
On appelle radiations ionisantes (RI) des rayonnements susceptibles de provoquer des
ionisations lors de l’interaction avec le milieu traversé.
Les RI trouvent des applications diagnostiques ou thérapeutiques dans trois domaines
médicaux : la radiologie, la médecine nucléaire et la radiothérapie.
Les ionisations crées dans les milieux biologiques sont à l’origine d’une succession
d’événements aboutissant aux effets biologiques des RI. L’étude de ces effets, dans le cadre
de la radiobiologie, est à la base de la radiothérapie et de la radioprotection.
II- Classification des RI : (Objectifs 1, 2)
Plusieurs classifications peuvent être adoptées :
A- Selon la nature du rayonnement : particules et photons.
L’énergie est habituellement exprimée en KeV ou en MeV.
1- Les photons : ondes électromagnétiques : leur masse et leur charge sont nulles.
*Photons X : ont pour origine le cortège électronique.
*Photons : d’origine nucléaire.
L’énergie des photons est inversement proportionnelle à la longueur d’onde  comme
l’indique la relation de Duane- Hunt : E(KeV) = 12,4/ Å)
Exemple : des photons de 124 KeV ont un  = 0,1 Å.
2- Particules matérielles :
 Neutres : neutrons (n) (charge nulle)
 Chargées :
 Légères : électrons,  , ;
 Lourdes : protons(p), deutons(d), ++, ions lourds.
B- Selon leurs effets sur la matière :
Rayonnements ionisants : ont une énergie suffisante pour arracher un électron à une structure
moléculaire. Pour les rayons X ou , cette énergie est supérieure à 13,6 eV.
1- Les rayonnements directement ionisants (RDI) :
Correspondent à des rayonnements de particules chargées, qui, du fait de la force électrique
de Coulomb, ont une interaction obligatoire avec le milieu traversé (électrons et noyaux). Le
parcours de ces rayonnements est donc obligatoirement fini.
Au niveau égal d’énergie, la pénétration est d’autant plus importante que la particule est
massique (vitesse faible) et la charge plus importante.
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L’énergie nécessaire pour produire une ionisation est w = 34 eV dans l’air et 32 eV dans
l’eau.
2- Les rayonnements indirectement ionisants (RII) :
Correspondent aux rayonnements neutres (photons et neutrons). En l’absence de force de
Coulomb, l’interaction est aléatoire ; elle n’aura lieu que si par hasard le RII trouve sur sa
trajectoire un électron ou un noyau. Le parcours est donc plus grand que celui des RDI.
Les ionisations sont produites par les particules mises en mouvements par le rayonnement
incident : e- pour les photons X et  , protons pour les neutrons dans leur interaction avec les
milieux hydrogénés.
C- Le pouvoir de pénétration :
Comme il a été précédemment indiqué, les RII ont un pouvoir de pénétration plus important
que celui des RDI : de l’ordre de quelques dizaines de µm pour les particules  (noyau de
l’hélium) et de quelques mm pour les  (électrons d’origine nucléaire) et les électrons.
,
Air
m
cm
Particules légères (e , e ,
)
Particules lourdes (p, d,  )
-
+

Eau et tissus mous
mm
10 µm
III- Sources de rayonnements ionisants utilisés en médecine : (objectifs 1, 2)
A- Accélérateurs d’électron :
1- Les tubes à Rx (Tube de Coolidge) :
Enceinte en verre, sous vide, comportant un filament en tungstène jouant le rôle de cathode en
face d’une anode (anticathode) souvent en cuivre sur laquelle on fixe la cible en tungstène.
Une ddp U continue est appliquée entre cathode et anode. U varie entre 40 Kv et 120 kV pour
la radiographie. La valeur de U conditionne le pouvoir de pénétration des Rx.
L’intensité du courant électronique dans le tube I va de 15 mA à 500 mA pour la
radiographie. La valeur de I conditionne le flux des Rx.
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Principe de production des RX :
Les Rx produits par les tubes à RX à des fins diagnostiques ont des énergies comprises entre
40 et 120 KeV. Leur production résulte de l’interaction des électrons émis par la cathode (par
effet thermoélectronique) et accélérés par la ddp U avec les atomes de la cible (une anode de
Z élevé) cette interaction peut se faire avec :
-Les électrons des atomes cibles :
Aboutissant à des ionisations ; le réarrangement du cortège est l’origine de photons X de
fluorescence d’énergie bien définie et dont le spectre est discret (spectre de raies, spectre
caractéristique) qui sont du domaine des Rx si la différence d’énergie entre les niveaux de la
couche d’origine et celle d’arrivée de l’électron lors du réarrangement est supérieure à
quelques dizaines de KeV. Le flux de ces photons est quantitativement faible pour servir à la
réalisation d’images radiologiques de bonne qualité.
-Les noyaux de l’anode (champ électrique du noyau):
Il y a alors freinage. Il en résulte une perte d’énergie cinétique de l’électron incident qui est
émise sous forme de rayonnement électromagnétique et qui fera partie des Rx si l’énergie est
suffisante. L’énergie de ces photons varie d’une manière continue (spectre continue) de la
valeur 0 eV (pas d’interaction) à la valeur maximale égale à l’énergie cinétique eU des
électrons.
Exemple :
Pour une tension de 100 KV, les photons ont une énergie comprise entre 0 et 100 KeV.
Le flux rayonné (énergie émise par unité de temps) du rayonnement de freinage est donné par
la relation :
  1 K .I .Z .U 2
2
Où K est une constante, I le courant dans le tube, Z le numéro atomique des atomes cibles et
U la tension d’alimentation du tube.
Le rendement  du tube est le rapport du flux rayonné à la puissance électrique consommée
U.I, il est donné par la relation :
  1 K .Z .U
2
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Pour la plupart des tubes à RX ce rendement ne dépasse pas 1%. Le reste de l’énergie
dépensée est perdue sous forme de chaleur dans l’anode.
Commentaire: Spectre réel : dans les accélérateurs de particules, la puissance rayonnée dans
le spectre discret est considérée comme négligeable.
Le tungstène est le matériau de choix pour la cible pour 3 raisons :

Son numéro atomique élevé (Z = 74), ceci permet d’avoir le meilleur rendement
en puissance de production des Rx ;

Sa température de fusion élevé (= 3370°C), évite que la cible fonde suite à
l’importante quantité de chaleur résultant de l’interaction avec les électrons accélérés ;

Sa bonne conductivité thermique qui assure l’évacuation rapide de la chaleur. Une
amélioration apportée pour accroître cette évacuation se trouve dans les tubes à anode
tournante (l’anode est alors un disque monté sur un axe permettant sa rotation à des
vitesses de 3000 à 4000 trs/mn, la cible est une couronne de tungstène à la périphérie
de ce disque).
Cette anode est également dite à réflexion car les Rx sont émis selon un cône d’axe
perpendiculaire à la direction des électrons accélérés.
Deux autres paramètres sont à considérer : la surface d’interaction des électrons avec la cible
(foyer du tube) et son inclinaison par rapport au faisceau d’électrons. Une grande surface
réduit l’élévation de température de la cible et une inclinaison adéquate réduit la taille du
foyer optique et par conséquent le flou du foyer sur l’image radiologique.
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Les rayonnements ionisants, de type RX, produits par ces tubes trouvent leur application
surtout dans le domaine du radiodiagnostic.
3- Les accélérateurs de particules :
Les accélérateurs linéaires : Ce sont des accélérateurs de forme cylindrique, comportant une
série de tubes de glissement entre lesquels on applique un champ électrique qui accélère les
particules chargées dans l’espace séparant ces tubes et permet ainsi d’obtenir des faisceaux
d’électrons ou de protons avec des énergies de plusieurs MeV. Les électrons accélérés
peuvent être projetés sur une cible et produire des Rx très énergétiques.
Ces accélérateurs permettent la production des électrons ou des rayons X à haute énergie (330 MeV)
Les accélérateurs linéaires utilisés en radiothérapie présentent donc trois différences
essentielles avec le tube à rayons X :
La tension U est de plusieurs MV ou dizaines de MV, aboutissant à l’émission des
photons X beaucoup plus énergétiques ; le rendement (proportionnel à U) est donc
plus important, de l’ordre de 70%.
L’anode est dite à transmission, puisque les photons sont émis dans la même
direction que les électrons incidents.
Les électrons accélérés peuvent être eux même utilisés pour la radiothérapie
(électronthérapie).
Les cyclotrons :
Ce sont des accélérateurs de forme circulaire. Ils combinent l’action d’un champ électrique
alternatif radial de haute fréquence entre deux éléments de forme semi-circulaire nommés
« Dees » et celle d’un champ magnétique axial. Le champ électrique accélère les particules
(on utilise souvent des protons ou des deutons). Le champ magnétique, leur confère une
trajectoire circulaire autour de l’axe du cyclotron. Quand les particules atteignent l’énergie
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souhaitée (plusieurs MeV), ils seront éjectés de l’accélérateur puis guidées et focalisées sur la
cible.
Les rayonnements ionisants produits par ces accélérateurs : électrons, RX, protons, deutons
sont utilisés en radiothérapie et pour les deux derniers pour la production d’isotopes
radioactifs en particuliers ceux à demi-vie courte émetteurs de positions.
B- Les sources radioactives :
La radioactivité correspond à un état instable du noyau, aboutissant à l’émission de radiations
ionisantes (photons ou particules) et à un passage à un état nucléaire plus stable. Il est à noter
que certains processus radioactifs font également intervenir le cortège électronique.
Actuellement, la totalité des radioéléments utilisés en médecine sont artificiels.
1- Rappel sur la constitution du noyau :
-
Un noyau est composé de A nucléons (nombre de masse) : Z protons (numéro
atomique) et N neutrons ; A = Z + N. Le noyau est symbolisé ZA X .
Des noyaux de même A sont dits isobares ; s’ils ont le même Z, ils sont dits
isotopes et correspondent donc au même élément chimique.
Le noyau est également caractérisé par son énergie de liaison W qui exprime la stabilité du
noyau. On appelle isomères des noyaux de même A et Z et ne différant que par W.
Quand l’un au moins de ces paramètres se trouve en excès par rapport aux critères de stabilité,
le noyau subit une transition spontanée (se désintègre) vers une forme plus stable. Il est dit
radioactif.
Le passage d’un état excité à un état plus stable (donc W plus élevée) est appelé transition
isométrique et s’accompagne de l’émission d’un photon  dont le spectre est toujours discret.
Si ce passage n’est pas instantané on parle d’état métastable, indiqué par l’indice m placé à
côté de A. C’est le cas du Technétium 99 métastable noté 99mTc.
La plupart des éléments naturels sont stables. On peut cependant produire artificiellement des
isotopes (éléments de même Z c’est-à-dire appartenant la même espèce chimique) radioactifs.
Plusieurs types de désintégration sont décrits conduisant à la production de rayonnements
ionisants. Nous décrirons seulement les processus qui présentent un intérêt médical
diagnostique ou thérapeutique.
2- Les différents processus radioactifs :
On distingue cinq processus radioactifs
a- Le processus  :
Une particule  correspond au noyau de l’Hélium, formé de deux neutrons et deux protons ;
elle porte donc deux charges positives.

A
Z
X  ZA42Y  24
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Le processus  est caractérisé par un spectre de raies(discret) ; il est observé dans les noyaux
lourds.
b- Processus :
Il résulte d’un excès de neutrons dans le noyau comparativement à son isotope stable. Le
noyau ZA X se transforme en un noyau Z A1Y en émettant une particule . C’est une
transformation radioactive dite isobarique, c’est-à-dire se faisant à A constante.
Le rayonnement  émis est polyénergétique (le spectre en énergie est continu depuis 0 eV
jusqu’à une valeur Emax).
A
Z
Exemple :
32
15
P 


X Y e v
A
Z 1
32
16

S +  (Emax = 1,7 MeV) + v (anti neutrino).
Ce type de rayonnement est intéressant en radiothérapie dite métabolique.
c- Le processus :
Il comporte l’émission   et la capture électronique qui sont des mécanismes concurrents
observés dans les noyaux à défaut de neutrons comparativement à leur isotope stable.
 L’émission : elle résulte d’un excès de protons dans le noyau. Le noyau ZA X se
transforme en un noyau Z A1Y en émettant une particule  qui correspond à un
électron chargé positivement.
A
Z


X Y e v
A
Z 1
C’est une transformation radioactive dite isobarique c’est-à-dire se faisant à A constante. Le
rayonnement   émis est polyénergétique (le spectre en énergie est continu depuis 0 eV
jusqu’à une valeur Emax). Le   est un antiparticule (antimatière) elle n’a pas d’existence à
l’état libre, en fin de trajectoire (quand son énergie cinétique est nulle), elle subit un
phénomène d’anhilation avec transformation de l’énergie de masse de  et d’un électron en
deux photons X de fluorescence de 511 KeV chacun et de direction diamétralement opposées.
Certains éléments émetteurs de ce type de rayonnement trouvent leurs applications dans
l’imagerie nucléaire à positons.
Exemple :15O isotope de l’oxygène stable 16O.
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 Capture électronique :
Elle résulte également d’un excès de protons dans le noyau. Le noyau
un noyau Z A1Y en capturant un électron du cortège périphérique.
A
Z

A
Z
X se transforme en

X Y e v
A
Z 1
La place laissée vacante par cet électron est alors comblée suite au réarrangement
électronique. Il s’en suit l’émission de photons de fluorescence d’énergie bien définie, pour
des noyaux lourds ces photons peuvent être du domaine des RX.
Exemple :
Tl  e201
80 Hg  RX
201
81
Certains éléments émetteurs de ce type de rayonnement trouvent leurs applications dans
l’imagerie nucléaire.
Ce processus de désintégration est également isobarique et se fait en compétition avec
l’émission .
d- Le processus  :
L’émission  fait suite à une transition isomérique.
Lors des processus de désintégration, certains noyaux gardent un niveau d’énergie plus élevé
que celui de la stabilité. Cette énergie est émise, quasi instantanément, sous forme de photons
gamma d’énergie bien définie.
131
53
Exemple :

I 131
54 Xe     (364KeV )
A
Z
X *ZAX  
L’émission gamma correspond à une désexcitation électromagnétique (diminution de
l’énergie interne) :
Certains noyaux libèrent cet excès d’énergie selon une cinétique mesurables. Ils sont dits
métastables. Ils se désintègrent en libérant cette énergie sous forme de photons  d’énergie
bien définie.
Exemple :
Tc99
43Tc   (140KeV )
99 m
43
Ce type d’élément trouve son importance dans l’imagerie nucléaire.
e- Conversion interne :
Elle résulte d’un excès d’énergie du noyau. L’énergie libérée, expulse un électron du cortège
électronique et lui communique une énergie cinétique. La place laissée vacante par cet
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électron est alors comblée suite au réarrangement électronique. Il s’en suit l’émission de
photons de fluorescence d’énergie bien définie. Pour des atomes lourds ces photons peuvent
être du domaine des Rx.
Les éléments radioactifs, qui présentent un intérêt médical, sont artificiels. Ils sont produits
soit dans les réacteurs nucléaires, soit par le bombardement de cibles par des particules
(protons, deutons) accélérées dans des cyclotrons. Certains éléments peuvent être obtenus par
élution de générateurs.
3- La loi de désintégration radioactive :
Le processus de désintégration d’un élément radioactif est un phénomène aléatoire et suit une
loi exponentielle décroissante :
N = N0.e-T.
N = nombre de noyaux présents à l’instant t, N0 = nombre de noyau au temps 0
 = constante radioactive = Ln2/T avec T = période radioactive ou le temps au bout duquel
N=N0/2.  et T sont caractéristiques de l’élément considéré.
On définit l’activité comme étant le nombre de noyaux radioactifs se désintégrant par
seconde ; cette quantité décroissante en fonction du temps est notée A (t).
La relation entre A(t) et N(t) est donc la suivante :
A(t) =  N(t)
 s’exprimant en S-1 dans le SI.
L’activité s’exprime en becquerel (Bq) : 1 Bq = 1 désintégration par seconde (dps). Pour des
raisons historiques on continue à exprimer l’activité A en curie (Ci) ou sous unités (mCi,
µCi ): 1 Ci = 3,7 x 1010 Bq.
La loi de désintégration radioactive donne l’évolution de l’activité en fonction du temps.
A(t) = Ao.e-t
La période T correspond au temps au bout duquel la moitié des noyaux se désintègrent
(exprimé en s dans le SI) ; son expression est la suivante : T = Ln2/, soit approximativement
0,7/.
Pour le 99mTc, cette période est de 6 heures : pour l’131I, T est de 8 jours.
Au bout de n périodes l’activité décroît d’un facteur 2n.
Exemple : on considère une source de 99mTc ayant une activité initiale de 256 mCi ; au bout
de 48 heures, l’activité résiduelle sera de 256/28, soit 1 mCi.
En fait la décroissance d’un élément radioactif à l’intérieur d’un compartiment biologique est
généralement plus complexe, puisqu’elle fait intervenir à la fois un mécanisme physique et un
mécanisme biologique propre à ce compartiment. Ainsi, si l’on considère l’activité d’131I
présente au niveau de la glande thyroïde elle décroît à la fois par une désintégration in situ
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etar une sortie de l’131I fixé sur les hormones thyroïdiennes. Afin de différencier ces deux
modes de décroissance de l’activité, on leur attribue les indices p (physique) et b (biologique).
Chacun de ces mécanismes indépendants est caractérisé par sa probabilité de décroissance ; la
probabilité globale appelée probabilité effective ou e, est donc la somme des probabilités
élémentaires.
e=p+b
De cette égalité découle la relation suivante :
1
1
1


Te Tp Tb
4- La filiation radioactive :
On parle de filiation radioactive si le noyau résultant de la désintégration radioactive est luimême instable.
La principale application médicale de la filiation radioactive est l’utilisation de générateurs en
médecine nucléaire. Ces générateurs sont indispensables, chaque fois que le radioélément a
une période courte, ce qui est le cas du 99mTc.
Le 99Mo se désintègre par émission  pour donner le 99mTc avec une période de 3 jours, donc
largement supérieure à celle du 99mTc, ce dernier se désintégrant avec une période de 6 heures
en émettant un photon de 140 KeV.
99
Mo 99mTc99 Tc
On montre que dans ce cas la période apparente de décroissance du 99mTc est celle du père
radioactif, soit 3 jours.
Exemple Si le générateur fournit initialement 410 mCi de 99mTc au bout de 3 jours, l’activité
en 99mTc sera de 205 mCi : 410/ (21)
Par contre, en l’absence de générateur, l’activité restante sera de 0.1 mCi : 410/(212).
Le Mo et le Tc sont en filiation avec une période de désintégration environ 10 fois plus
grande pour le Mo.
C- Sources de RI pour les différentes applications médicales :
Les sources radioactives sont caractérisées par :
 La nature du radioélément : Cobalt 60Co, Indium 192In, césium 137Cs, iode 131I,
Technicium 99mTC qui détermine la nature des rayonnements émis  et leur
pouvoir de pénétration ;

 La présentation des sources :
 Scellées : c’est de la matière radioactive enfermée dans une ou plusieurs
enveloppes, ou éventuellement munie d’un revêtement étanche auquel elle est
intimement liée de manière permanente. Cette enveloppe ou ce revêtement doit
présenter une résistance suffisante pour empêcher le contact avec la matière
radioactive et la dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles
elle a été conçue.
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 Non scellées : ce sont des matières radioactives, non protégées par un revêtement
étanche de manière permanente.
 Leur activité :
 Cobaltothérapie : quelques milliers de curies de 60 Co en source scellée.
 Curiethérapie : quelques dizaines de millicuries d’indium 192In ou de césium 137Cs
en source scellée.
 Médecine nucléaire (application in vivo) : utilise des sources non scellées que l’on
administre au patient soit à visée diagnostique (jusqu’à 20 mCi par patient) soit à visée
thérapeutique jusqu’à 100 mCi par patient).
 Laboratoire : quelques dizaines de microcuries pour les sources non scellées
utilisées sans administration à des patients (application in vitro).
 Leur période en relation avec la décroissance radioactive : l’activité de ces
sources diminue plus ou moins rapidement de manière exponentielle. On
appelle période le temps au bout duquel l’activité diminue de moitié :
-5 ans pour le Cobalt 60Co.
-8 jours pour l’iode 131I.
-5 heures pour le technétium 99mTc.
IV - Interactions des électrons et des photons avec la matière (Objectifs 2,5) :
L’interaction d’un rayonnement ionisant avec la matière se traduit par un transfert d’énergie
au milieu irradié. Ce transfert est à la base des techniques de détection de ces rayonnements
et constitue la première étape de leurs effets biologiques.
En traversant un milieu matériel, un RI peut interagir avec les électrons atomiques, le champ
électrique des noyaux ou avec le noyau lui-même (réactions nucléaires). L’importance
relative de chaque type d’interaction dépend de la nature et l’énergie du RI ainsi que des
caractéristiques physico-chimiques du milieu.
A- Interaction des particules avec la matière :
Pour les RI de particules chargées l’interaction peut avoir lieu soit avec les électrons soit avec
les noyaux des atomes cibles. Pour les neutrons l’interaction a lieu surtout avec es noyaux.
1- Interaction des particules chargées avec la matière :
Les électrons interagissent essentiellement par collision avec les électrons du milieu traversé ;
le rayonnement de freinage est négligeable lors de l’interaction avec les milieux biologiques.
a- Interaction des particules chargées avec les électrons des atomes cibles :
Au cours de cette interaction l’énergie transférée conduit à des phénomènes d’excitation et
d’ionisation des atomes du milieu. Les électrons arrachés à leur atome peuvent à leur tour
produire des excitations et des ionisations secondaires. Pour rendre compte de l’interaction de
ces particules avec les électrons atomiques on définit le transfert linéique d’énergie (TLE). Le
TLE est donc le rapport de l’énergie de la particule du faisceau par la longueur de sa
trajectoire, il s’exprime en KeV / µm.
Le TLE est d’autant plus important que l’énergie des électrons est faible.
Les électrons qui sont des particules légères, ont des trajectoires brisées et aléatoires lors de
la traversée d’un matériau. La portée est donc très variable et toujours inférieure au parcours.
Pour des énergies supérieures à 500 KeV et dans les tissus mous, le TLE est pratiquement
constant et égal à 0,2 KeV/µm ; la portée en cm est donc égale à E (MeV)/2.
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A titre d’exemple, si on considère une tumeur située à une profondeur de 5 cm, le traitement
par des électrons nécessite une énergie minimale de 10 MeV.
Si on considère les  de l’131I (émetteur de  et de photons ), leur portée maximale ne
dépasse pas 2-3 mm ; il en résulte les faits importants suivants :
- Les  ne peuvent être détectées par voie externe.
- Le nombre d’ionisations au niveau de la thyroïde (et donc la dose) provoquées par
les  est plus important que pour les photons.
- L’irradiation des tissus péri-thyroïdiens est quasi-nulle.
L’énergie moyenne w transférée au milieu pour produire une paire d’ions (électrons- atome
ionisé) est wa = 34 eV pour l’air et we = 32 eV pour l’eau. Ainsi le nombre d’ionisations créé
par la particule par unité de longueur appelé également densité linéique d’ionisation (DL1) est
donné par : DLI = TLE/w. On l’exprime en paires d’ions par µm-1.
Pour un TLE de 0,2 KeV/µm, la DLI est de 6 ionisations/µm
Dans l’eau (équivalent tissu mou), des particules  de 5 MeV ont un TLE = 125KeVµm-1
d’où une longueur de trajectoire d’environ 40µm. Pour des protons de même énergie, le TLE
est d’environ 31 KeVµm-1 avec une longueur de trajectoire de l’ordre de 160µm. pour des 
ou des électrons de 5 MeV le TLE est en moyenne de 0,11 KeVµm-1 et la longueur de
trajectoire est d’environ 4,5 cm. Par contre dans l’air la même particule  va avoir un parcours
de quelques cm et les électrons de quelques m. On dit que les particules  et les protons sont
des RI à TLE élevé alors que les électrons et les - sont des RI à TLE faible.
Ces données permettent de comprendre qu’une contamination par des sources qui émettent
des rayonnements ou est dangereuse et que la protection d’une exposition externe est
relativement facile.
b- Interaction des particules chargées avec les noyaux des atomes cibles :
Comme nous l’avons décrit, dans le chapitre relatif à la production des RX, les particules
chargées interagissent avec le champ électrique du noyau, leur trajectoire est déviée, il s’en
suit l’émission d’un rayonnement électromagnétique de freinage. Des particules lourdes
(p,d.d’énergie élevée, peuvent produire des réactions nucléaires.
2- Interaction des particules neutres avec les noyaux des atomes cibles :
Les neutrons interagissent essentiellement avec les noyaux des atomes cibles. Les
mécanismes d’interaction dépendent de l’énergie cinétique du neutron.
Pour les neutrons rapides, d’énergie > 1 KeV, le choc neutron-noyau est élastique
(conservation de l’énergie cinétique et de la quantité de mouvement). Quand le noyau a une
masse voisine de celle du neutron, cas du noyau d’hydrogène, le transfert d’énergie est
maximal. Les milieux riches est hydrogène (eau, graphite…) constituent d’excellents milieux
atténuateurs des neutrons rapide. Dans ce cas le proton est éjecté. Il épuise son énergie
cinétique par les mécanismes d’interaction des particules chargées avec la matière.
Pour les neutrons lents, d’énergie < 1 KeV, il se produit une réaction nucléaire de type
capture radiative : ZA X 01nAZ1X   . Ce type de neutrons est utilisé pour produire des
isotopes radioactifs artificiels.
B- Interaction des photons X et :
Lors de la traversée d’un milieu, les photons subissent des interactions aléatoires à l’origine
d’une atténuation du faisceau par :
- Absorption d’énergie dans le milieu traversé.
13
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-
Diffusion, c’est-à-dire un changement de direction des photons.
Ces RII, déposent leur énergie par l’intermédiaire d’un transfert d’énergie à des électrons, qui
secondairement provoqueront des ionisations au niveau du milieu traversé. De ce fait, les
photons sont considérés comme des RI à faible TLE.
1- La loi d’atténuation :
L’interaction des photons avec un milieu homogène obéit à la loi d’atténuation, dont
l’expression est la suivante : N(x) = N0 e-µx.
- N(x) est le nombre de photons n’ayant pas interagi avec le milieu d’épaisseur x ;
- N0 est le nombre de photons initial ;
µ est le coefficient linéaire d’atténuation correspondant à la probabilité d’atténuation par unité
de longueur du milieu pour les  considérés. Sa valeur est habituellement exprimée en cm-1 ;
elle dépend de l’énergie des photons (E), du numéro atomique Z et de la masse volumique 
du matériau traversé.
Le coefficient µ est globalement une fonction décroissante de E. Ainsi, les photons les plus
énergétiques sont les plus pénétrants. On définit également le coefficient massique
d’atténuation comme étant le rapport µ/  (cm2 g-1), dont l’intérêt est d’être indépendant de
l’état physique du milieu ().
Le coefficient µ est relié à la couche de demi-atténuation (CDA) par la relation
CDA 
Ln.2

Pour une épaisseur de n CDA, le faisceau est atténué d’un facteur 2n.
D’après cette expression exponentielle de la loi d’atténuation, il apparaît que le nombre N(x)
ne devient nul,que pour une épaisseur infinie, traduisant le caractère pénétrant des photons  .
Les écrans de protection ont donc pour rôle de réduire le nombre de photons et non de
l’annuler.
14
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
Le coefficient µ est le coefficient global d’atténuation, et correspond à trois interactions
élémentaires.
2- Les interactions élémentaires des radiations électromagnétiques avec la matière :
Les photons peuvent interagir par effet photoélectrique (EPE), Compton (EC) ou effet de
création de paires.
µ est donc la somme des probabilités de ces trois effets élémentaires, respectivement
et

a- L’effet photoélectrique :
Il correspond à une interaction avec les électrons atomiques du milieu irradié. Il se traduit par
l’absorption totale de l’énergie du photon. Une partie de cette énergie sert à arracher un
électron lié (cet effet est d’autant plus probable que l’interaction se fait avec les électrons des
couches K et L), le reste est communiqué à l’électron sous forme d’énergie cinétique qu’il va
épuiser suite à des excitations et des ionisants successives d’autres atomes du milieu.
L’expression de la probabilité massique est la suivante :
 KZ 3
 3

E
(k constante, Z numéro atomique du milieu et E énergie des photons incidents). L’effet
photoélectrique est d’autant plus probable que l’énergie est faible et le milieu irradié a un
numéro atomique élevé.
Dans les tissus mous (équivalents à l’eau) de Z faible (Z moyen entre 7 et 8), l’EPE ne reste
prédominant que pour des énergies inférieures à 50 KeV.
Par ailleurs, cet effet apporte une information importante sur la composition du milieu,
puisqu’il dépend de Z3 .
L’EPE est à l’origine du contraste radiologique.
Dans le plomb, l’EPE reste prédominant jusqu’à 500 KeV.
b- L’effet Compton :
Il correspond à une interaction avec les électrons atomiques du milieu irradié. Il se traduit par
l’absorption partielle de l’énergie du photon. Une partie de cette énergie est communiquée à
un électron peu lié (cet effet est d’autant plus probable que l’interaction se fait avec les
électrons peu liés des couches périphériques voire avec les électrons libres), sous forme
15
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
d’énergie cinétique qu’il va épuiser suite à des excitations et des ionisations successives
d’autres atomes du milieu. Le reste de l’énergie est emportée par un photon diffusé dans une
direction autre que la direction d’incidence, ce dernier peut ou non interagir à son tour.
-
Commentaire : Changement de direction du photon (diffusion) : le photon diffusé
n’a pas une direction privilégiée.
L’angle  entre les photons diffusés et incidents peut aller de 0 à 180 degrés. Pour   , on
parle de choc tangentiel, il n’y a pas de transfert d’énergie.
Pour =180°, on parle de choc frontal ; le transfert d’énergie étant maximal sans être total.
On montre que les  des photons incidents et diffusés sont liés par’=0.048Å.
Exemple : pour des photons de 124 KeV, Å,’=0,148 Å.
La probabilité massique d’atténuation est donnée par ’/E.
Cette expression indique que :
- L’EC n’apporte pas d’information sur Z donc il est indépendant de la nature du
milieu.
- La probabilité de cet effet diminue plus lentement avec E, ceci explique que
l’effet Compton est prédominant pour un très large domaine allant de 50 KeV à
20-30MeV (diminue très lentement quand l’énergie E augmente).
Il est important également de noter que :
- Pour les énergies utilisées en radiodiagnostic, les photons diffusés prennent la
grande partie de l’énergie des photons incidents et sont répartis dans toutes les
directions (répartition isotrope) effet néfaste.
- Pour les énergies utilisées en radiothérapie les électrons prennent la grande partie
de l’énergie des photons incidents et sont en majorité de même direction que les
photons incidentseffet favorable.
-
La diffusion Compton prédomine dans les énergies moyennes et pour les
matériaux à Z faible (ex : l’eau et les tissus mous).
Les photons diffusés altèrent la qualité des images radiologiques et
scintigraphiques, gênent l’estimation de la dose absorbée chez les patients traités
ou explorés, et sont sources d’irradiation du personnel. Leur réduction est
essentielle en radioprotection.
c- La création de paires ou effet de matérialisation :
Elle correspond à une interaction avec le champ électrique du noyau. Elle ne peut se produire
que pour des photons d’énergie supérieure à 1,02 MeV. Le photon incident se matérialise en
électron et positon(e+,e-), chaque particule comporte une énergie cinétique Ec = ½ (hv – 2mc2)
[2mc2 représente l’équivalent énergétique de l’électron et du positon = 1,02 MeV].
16
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
L’électron et le positon épuisent leur énergie cinétique en ionisations et excitations des atomes
du milieu. En fin de parcours, le positon s’annihile en se combinant à un électron. Il en résulte
l’émission de deux photons de 0,51 MeV chacun à 180° l’un de l’autre.
Elle n’est possible qu’aux énergies élevées (> 1,022 MeV = masse de 2 électrons).
Cet effet ne devient prédominant qu’au dessus de 20-30 MeV.
La probabilité massique  croit à peu près comme Z et augmente lentement avec E. il est
nul pour E < 1,02 MeV et ne dépasse  que pour E > 5 MeV pour le plomb et 25 MeV pour
l’eau.
Il existe deux autres types d’interactions peu utilisées en médecine :
d-La diffusion Thomson-Rayleigh :
Elle correspond à une interaction avec les électrons atomiques du milieu irradié. Le photon
incident est réémis sans changement d’énergie dans une direction différente de la direction
d’incidence. Il s’agit d’un phénomène diffusif. Il est négligeable pour les RX et les rayons .
e-Les réactions photo nucléaires :
Ces réactions ne peuvent avoir lieu que pour des énergies supérieures à 10 MeV. Elles sont
provoquées pour créer des isotopes radioactifs.
f- Applications :
1- Les trois effets ne peuvent être observés en même temps dans les milieux biologiques.
2- En radiodiagnostic.

Seuls l’EPE et l’EC sont observés.

L’EC entraîne :
Une dégradation de la qualité de l’image radiologique en raison du flou de
diffusion et d’une diminution du contraste.
Une irradiation inutile des organes non explorés ainsi que des autres personnes
présentes dans la salle de radiologie (manipulateur, accompagnants), la diffusion
étant isotrope.
 Le contraste radiologique (information sur la différence des Z) diminue avec la
tension U. Pour cette raison on ne dépasse pas des tensions de 150 KV, pour
lesquelles l’interaction ne se font pratiquement que par EC, réduisant donc fortement
le contraste (déplacement du spectre vers les hautes énergies).
 Les photons de faible énergie du spectre continu (< 20-30 KeV) sont des
rayonnements peu pénétrants et ne participent pas à la formation de l’image
radiologique. Ils entraînent une exposition inutile de la peau. Ils sont éliminés du
faisceau primaire grâce à des filtres faits de matériaux légers.
3- En radioprotection, le Pb constitue le matériau le plus utilisé pour les écrans de protection.
En effet, le Z élevé de ce matériau favorise l’EPE, et permet donc une absorption de l’énergie
pratiquement sans diffusion. L’épaisseur de ces écrans doit tenir compte de l’énergie des
photons.
4- En radiothérapie seuls l’EC et l’effet de matérialisation se produisent, le premier étant
largement prédominant. On peut considérer, pour des énergies de l’ordre du MeV, que l’effet
Compton correspond à un transfert important d’énergie à des électrons, les photons diffusés
ayant pratiquement la même direction que les photons incidents.
5- En médecine nucléaire : (administration au patient d’éléments radioactifs suivie d’une
détection externe).
- A visée diagnostique : seuls les photons peuvent être détectés par voie externe ;
par contre les RDI ont un parcours fini à l’intérieur des tissus.
17
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
-
A visée thérapeutique (radiothérapie métabolique) ; schématiquement, on cherche
à provoquer un grand nombre d’ionisations dans l’organe à irradier.
On doit donc utiliser des émetteurs de RDI, essentiellement les émetteurs . Par ailleurs le
parcours limité de ces particules permet une radiothérapie sélective en préservant les tissus
péri-thyroïdiens.
Exemple : Pour traiter une maladie de Basedow, on utilise l’131I, émetteurs (Par contre,
on ne peut utiliser l’123I car il n’est pas émetteurs ; ce radioélément ne peut donc être utilisé
qu’à visée diagnostique (scintigraphie).
V - Effets biologiques des rayonnements ionisants (Objectif 3, 4, 5, 6) :
Les effets d’une irradiation observés chez l’homme résultent de l’enchaînement de plusieurs
phénomènes : étape physique, très courte dans le temps (10-14s), constituée de l’ensemble des
interactions des RI avec la matière, réactions radiochimiques, altérations moléculaires
dommages cellulaires, lésions tissulaires, manifestations pathologiques.
Ainsi la gravité des effets biologiques dépend directement de l’énergie absorbée par le milieu
traversé sous forme d’ionisations. Afin de quantifier ce paramètre on définit la dose absorbée
(D) et l’exposition (X).
A- Notions de dose et d’exposition :
1- La dose absorbée :
Définition : la dose absorbée D est l’énergie absorbée par un milieu matériel irradiée par unité
de masse. D = dE/dm.
Remarque : La dose absorbée se définit pour tout milieu et pour tout RI.
Dans le SI, la dose D s’exprime en j/kg ou Gray (Gy) : on utilise également une ancienne
unité, le rad correspondant au centième du Gy.
18
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
Les doses délivrées en radiothérapie sont de l’ordre de plusieurs douzaines de Gy ; en
diagnostic de l’ordre du rad ou de dixième du rad.
Les doses étant difficilement mesurables directement au niveau des tissus, on réalise une
mesure indirecte grâce à l’expression déterminée au niveau de l’air, avec une chambre
d’ionisation.
2- L’exposition :
Définition : L’exposition X ne se définit que pour l’air et les Rx ou . C’est le rapport de la
somme dQ des charges élémentaires de même signe, créées suite à un transfert d’énergie par
un Rx ou  à un volume dv d’air, par la masse dm de ce volume.
X = dQ/dm
Unités : X s’exprime en coulomb/kg (C.kg-1) ou encore en röntgen (R).
1 R = 2,58 .10-4 C kg-1
La dose peut être ensuite calculée à partir de X, en tenant compte des coefficients massiques
d’atténuation du tissu et de l’air.
Pour les tissus mous, on a approximativement l’égalité suivante :
D (rad) = X (R)
B- Etapes physique et physico-chimique :
L’ionisation de la matière suite à l’interaction avec un RI est le phénomène responsable des
effets biologiques. Les ions formés sont très instables,ils se dissocient en donnant des
radicaux libres (atome, groupement d’atome, molécule ou fragment de molécule possédant un
ou plusieurs électrons célibataires). Ces radicaux libres sont instables et ont une très grande
réactivité chimique et sont à l’origine de nombreuses réactions radiochimiques.
L’altération des structures biologiques cellulaires peut se faire soit par une interaction directe
avec les RI, soit indirectement suite à la diffusion des produits de radiolyse de l’eau. L’action
indirecte est prédominante en raison de l’abondance de l’eau dans les milieux biologiques.
L’ionisation de la molécule d’eau, aboutit à formation des radicaux libres H° et OH°
possédant un électron non apparié comme l’illustre l’indice (°).
Ils découlent de l’enchaînement des réactions suivantes :
RI ------------ H2O  e- + H2O  H+ + HO°
H2O  H2O-  OH- + H°
Il se produit donc une radiolyse de la molécule d’eau, c’est-à-dire la cassure d’une liaison
covalente O.H chacun des radicaux libres « emportant » un électron.
Ces radicaux libres sont des groupements de durée de vie très brève et sont hautement réactifs
chimiquement ; ils attaquent les molécules biologiques afin d’apprécier leur électron.
Les réactions suivantes qui interviennent 10-7 à 10-3s après l’interaction des RI dépendent de
nombreux facteurs : nature du rayonnement (TLE faible ou élevé), présence d’oxygène,
présence de substances organiques.
- H° + HO°  H2O recombinaison
- HO° + HO°  H2O2 formation d’eau oxygénée, puissant oxydant, réaction
importante pour des RI à TLE élevé
- H° + O2  HO2  HO°2 + HO°2  O2 + H2O2 formation d’eau oxygénée
nécessitant la présence d’oxygène
19
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
RH + HO°  H2O – R°
 + O2  RO°2 formation de peroxydes très toxiques
pour les structures cellulaires contenant des lipides, notamment les membranes,
nécessite l’O2
- 2RSH + 2HO°  RS-SR + 2H2O
Ces réactions peuvent entraîner des modifications de la structure secondaire et tertiaire des
protéines par formation ou rupture de liaison S-S entre résidus cystéine responsable de
l’inactivation de certaines enzymes.
La molécule d’intérêt biologique la plus importante à considérer est l’ADN.
-
Etape biochimique :
L’action des RI sur l’ADN qu’elle soit directe (30% des cas) ou indirecte due aux produits de
radiolyse de l’eau (70% des cas), entraîne des altérations diverses : rupture d’un ou des deux
brins de l’ADN, altérations des bases, altérations de sucres et modifications structurales.

Ruptures de chaîne : ce sont les lésions radio induites les plus prédominantes. Les
ruptures peuvent survenir sur un seul brin ou sur les deux (si les ionisations sont très
rapprochées).
Par contre les ruptures double chaîne sont le plus souvent létales, en l’absence d’une
« copie propre ».

Altération des bases : les bases pyrimidiques semblent les plus sensibles. Il peut y
avoir formation de dimères de thymine ou hydroxylation de la cytosine. Il en résulte
une désorganisation de l’ADN.

Altérations des sucres : ces derniers peuvent être oxydés puis hydrolysés avec
libération des bases

Modifications structurales : avec formation de ponts entre les deux brins de
l’ADN ou entre l’ADN et une protéine à l’origine d’anomalies de réplication et de
transcription.
Il existe des mécanismes physiologiques enzymatiques de réparation des radiolésions de
l’ADN, (dont l’efficacité dépend de l’intégrité des brins complémentaires).
Certaines réparations restituent la structure originale, d’autres, moins efficaces assurent la
survie au prix d’erreurs à l’origine de mutations. La réparation dure 3 à 6 heures et s’effectue
en quatre étapes :
- Reconnaissance de l’altération de l’ADN et rupture de la liaison sucre-base par
l’enzyme ADN-glycosilase et de la liaison sucre-phosphate par l’enzyme
endonucléase.
- Excision de la séquence altérée (de quelques nucléotides à quelques centaines) par
une exonucléase.
- Synthèse du segment manquant à partir du brin intact par l’ADN-polymérase.
- Fermeture de la chaîne par une ligase.
Les lésions non réparées aboutissent soit à des aberrations chromosomiques (observables sur
le caryotype), soit, beaucoup plus rarement à des mutations géniques.
C- Les effets à l’échelle cellulaire :
1-Les différents effets cellulaires :
Selon la dose délivrée, une radio exposition peut entraîner soit des altérations des fonctions
cellulaires soit la mort cellulaire.
20
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
Les altérations des fonctions cellulaires interviennent pour des doses relativement faibles. Il
peut s’agir d’une modification de la perméabilité membranaire, une diminution de la synthèse
de l’ARN et des protéines, une perturbation du cycle mitotique (augmentation de la durée de
la phase S, arrêt plus ou moins prolongé de la phase G2), un retard de la croissance cellulaire,
une altération chromosomique ou génique à l’origine de l’effet cancérogène.
Activation des oncogènes par mutation de l’oncogène ou de l’anti-oncogène.
Transmission à la descendance de mutations génétiques correspondent à des effets dits
aléatoires.
2- La mort cellulaire :
La mort cellulaire survient pour des doses élevées (quelques Gy). La mort peut être immédiate
ou différée.
La mort cellulaire différée, est observée au niveau des cellules filles, les mitoses s’arrêtant au
bout d’une dizaine de générations. La mort différé est en rapport avec un épuisement
progressif du pool enzymatique au cours des mitoses successives. La mort cellulaire
correspond donc à la perte de la capacité de division indéfinie.
Ceci explique la plus grande sensibilité des cellules les moins différenciées et à grande
activité mitotique (tissus embryonnaire, hématopoïétique, digestif, cutané…),
comparativement aux cellules différenciées (neurones, tissu conjonctif ….).
Cette règle présente quelques exceptions telles que les lymphocytes et le cristallin.
On définit la survie cellulaire, notée S(D) comme étant la proportion de cellules survivantes
après une dose D.
3-Courbe de survie :
Ces courbes représentent la variation du taux de survie S = N/N0 d’une population cellulaire
en fonction de la dose délivrée. Les résultats expérimentaux obtenus sur des cultures
cellulaires (levures, bactéries cellules de mammifères…) sont représentés en coordonnées
semi-logarithmiques [logS = f(N/N0)]. Différents types de courbes ont été obtenus, les plus
fréquents sont :
- Courbe de type exponentielle (en coordonnées semi-logarithmique c’est une droite
de pente –l/D0). S = e-D/D0 où D0 est la dose létale moyenne, liée à la dose létale
50% par la relation DL50 = D0.Ln2. Ce type de courbe est expliqué par le modèle de
la cible unique létale d’emblée.
21
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
-
Courbe de type sigmoïde (en coordonnées semi-logarithmique cette courbe qui
présente un épaulement pour les faibles doses, elle devient droite de pente -1/D0
pour les doses élevées) : S = 1 – (1 – e-D/D0) n ou n est appelé le nombre
d’extrapolation. Ce type de courbe est expliqué par le modèle à n cibles sublétales.
Signifiant que la mort cellulaire ne survient que si les n cibles sont lesées.
4- La radiosensibilité cellulaire :
Le taux de survie dépend non seulement de la dose, mais de divers autres facteurs : nature du
rayonnement, distribution de la dose dans le temps, débit de dose, facteurs liés à
l’environnement cellulaire, paramètre cellulaires.
a-Nature de rayonnement :
Pour un débit de dose identique, la dose D1 de rayonnement à TLE élevé, qui conduit à un
taux de survie donné est plus faible que la dose D2 de rayonnement à TLE faible conduisant
au même effet.
La radiosensibilité est d’autant plus importante que le TLE est élevé. Ceci s’explique par la
proximité des ionisations favorisant les ruptures double chaîne (le plus souvent létales) et la
formation d’eau oxygénée H2O2 (OH° + OH°  H2O2), molécule très toxique pour les
structures membranaires.
Afin de quantifier l’effet du TLE, on définit l’efficacité biologique relative (EBR) d’un RI
noté « A » comparativement à un rayonnement de référence noté « B » (photons X), comme
étant le rapport : {D(B)/D (A)} pour obtenir le même effet biologique.
A titre d’exemple un EBR égal à 10 signifie que la dose délivrée par les photons X doit être
10 fois plus importante que celle du RI « A » pour avoir le même effet biologique. L’EBR est
égale à 1 pour des RI de faible TLE et augmente avec le TLE.
Il apparaît, donc que la dose, grandeur physique, ne suffit pas pour prévoir les conséquences
biologiques. Afin de tenir compte du TLE, on définit la notion de facteur de qualité (Q), qui
correspond à un EBR moyen.
Le facteur Q est de 1 pour les RI de TLE faible, de 10 pour les neutrons et de 20 pour les .
L’équivalent de dose absorbée :
Définition : l’équivalent de dose H est une grandeur introduite en radioprotection pour rendre
compte de la nocivité propre à chaque type de RI et éventuellement les modalités
d’irradiations (en effet à dose absorbée égale, les effets biologiques varient selon la nature du
RI et des conditions d’irradiation). H est exprimée en fonction de la dose absorbée D par :
H = Q x D (Q est appelé facteur de qualité caractéristique du RI, Q = 1 pour les rayonnements
X, et, Q = 10 pour les protons et neutrons rapides et Q = 20 pour les ).
Pour estimer le risque global résultant de l’exposition de plusieurs organes ou tissus, on
définit l’équivalent de dose effective HE. HE est la somme des équivalents de dose Hi reçus
par différents organes pondérés par un facteur wi propre à chaque organe :
HE = wi x Hi (wi = 0,2 pour les gonades, 0,12 pour le côlon et les poumons, 0,05 pour la
thyroïde, le foie et la vessie, 0,001 pour l’os et la peau …).
Unités : H s’exprime en siervet (Sv) quand la dose est exprimée en Gy. On l’exprime
également en rem (radiation equivalent in man) quand la dose absorbée est exprimée en rad.
Avec 1Sv = 100 rem.
Exemple : pour une même dose de 1 Gy, l’équivalent de dose sera de 1Sv pour des Rx et de
20 Sv avec des rayonnements .
Les RI utilisés en médecine ayant un TEL faible, on confond généralement dose et équivalent
de dose.
22
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
b- Facteurs liés à l’environnement cellulaire :
La radiosensibilité est influencée par la présence dans l’environnement de la cellule de
radioprotecteurs (sérotonine, glutahion…) ou de radiosensibilisateurs (certains anticancéreux,
nitrofurane…).
L’oxygène a un effet d’amplification de la dose. Il favorise, en particulier pour les
rayonnements à faible TLE, la formation de peroxydes toxiques (H2O2 ,ROOH). C’est donc
un radiosensibilateur des cellules anoxiques.
L’oxygène est un puissant radiosensibilateur. Ceci s’explique par la formation d’eau
oxygénée en présence d’oxygène selon les réactions suivantes :
H° + O2  HO2 °; 2HO2° H2O2 +O2
On définit l’OER (Oxygen Enhancement Ratio) ou rapport d’amplification de l’oxygène
comme étant le rapport :
OER = {D (en anoxie)/D (en bonne oxygénation)} pour avoir le même effet biologique.
L’OER est fonction décroissante du TLE :
- Pour un TLE faible, il est proche de 3 ;
- Pour un TLE élevé, (>100KeV) il est proche de 1, c’est-à-dire que l’effet
biologique devient indépendant de l’état d’oxygénation. La formation d’eau
oxygénée est secondaire à la proximité des radicaux OH et est donc indépendante
de l’oxygène.
L’effet de l’oxygène est important à considérer en raison de la présence au sein de certaines
tumeurs de zones mal oxygénées et donc de cellules radiorésistantes. L’action tumoricide
nécessite donc l’utilisation de doses plus importantes pouvant être préjudiciables pour les
tissus sains situés dans le champ d’irradiation de la tumeur (organes critiques).
La solution à ce problème consiste notamment en un fractionnement des doses permettant une
réoxygénation progressive secondaire des zones anoxiques : l’utilisation de rayonnements à
TEL élevé (dont l’effet est indépendant de l’oxygène) reste limitée à certains centres et à des
indications cliniques particulières.
c- Le fractionnement des doses :
Entraîne une augmentation de la survie suite à l’intervention de mécanismes de réparation
cellulaires (mécanismes enzymatiques).
Ainsi, une irradiation fractionnée nécessite des doses plus élevées pour obtenir la même
survie qu’une dose délivrée en une seule séance (dose iso-effet).
De même l’efficacité de l’irradiation est plus faible, si elle se fait à bas débit (brachythérapie).
Pour terminer ce paragraphe nous rappelons que différentes expressions mathématiques
peuvent être utilisées pour modéliser la survie. Ces modèles sont dits balistiques, puisqu’ils se
basent sur l’existence au niveau des cellules de cibles dont l’atteinte peut aboutir à la mort
cellulaire. Nous n’abordons pas le formulaire de ces modèles et nous nous limiterons à
quelques remarques importantes :
- Les cibles considérées dans ces modèles ne correspondent pas à des structures
biologiques bien définies.
- Les courbes de survie des cellules mammifères ont une allure sigmoïde. En
coordonnées semi-logarithmiques ces courbes ont deux caractéristiques
essentielles :
 L’existence d’un épaulement pour les faibles doses expliquant l’amélioration de la
survie par le fractionnement des doses.
23
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
 Une pente à l’origine non nulle, c’est-à-dire l’existence de morts cellulaires même
pour les très faibles doses. Ainsi la réalisation d’un examen radiographique (dose
faible) s’accompagne toujours de morts cellulaires sans que cet effet biologique ne
s’accompagne d’aucune manifestation clinique. Il en découle que la survenue de
manifestations cliniques ne s’observe que pour un nombre de cellules survivantes au
dessous d’un nombre seuil, ou si la dose dépasse une dose appelée dose seuil Ds.
Ainsi, il apparaît que les effets en rapport avec la mort cellulaire sont caractérisés par une Ds.
A titre indicatif, nous rappelons que les meilleurs modèles balistiques pour les cellules
mammifères sont le modèle mixte et le modèle linéaire-quadratique ; ce dernier est le plus
utilisé en radiothérapie en raison de sa simplicité dans le calcul des doses iso-effet.
Les cellules de mammifères peuvent être tuées par les radiations ionisantes par atteinte de
deux types de cibles:
- cible létale sans possibilité de réparation : la probabilité de mort cellulaire p1 est liée à la
dose absorbée D par: p1= a .D
- cible sublétale: Une seule atteinte entraîne la blessure de la cellule avec possibilité de
réparation si les conditions temporelles sont présentes (fractionnement de dose, débit faible).
Une deuxième atteinte de la cible après un temps insuffisant pour la réparation entraîne la
mort cellulaire. La probabilité de mort cellulaire p2 en fonction de la dose par atteinte de la
cible sublétate est donnée par: p2= b.D2
2 mécanismes possibles ajout des probabilités de mort cellulaire:
probabilité globale d’événement létal est p= p1 + p2.
Relation quadratique linéaire de la survie
S =e-(D+D2)
d- Facteurs cellulaires la radiosensibilité est d’autant plus faible que la cellule :
- A une ploïdie élevée : les cellules haploïdes (n chromosomes) sont plus
radiosensibles que les cellules diploïdes (2n chromosomes)
- Est en phase G1 ou débit de la phase S du cycle cellulaire
- Est plus riche en équipement enzymatique
24
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
D- Phénomènes tissulaires :
1- Phénomènes de réparation tissulaire :
On s’intéressera à titre d’exemple aux conséquences au niveau de la moelle hématopoïétique
suite à une irradiation globale de l’organisme.
Cette irradiation entraîne la mort radioinduite des cellules souches car ces cellules ont une
grande activité mitotique ; par contre les cellules sanguines différenciées sont radiorésistantes
(exception : lymphocyte). Il s’ensuit une diminution du nombre de cellules différenciées
(notamment, les plaquettes et les GB) suite à un déséquilibre entre leur production à partir des
cellules souches et leur mort par vieillissement.
La diminution du nombre de cellules différenciées déclenche des mécanismes de réparation
tissulaire au niveau du compartiment des cellules souches : augmentation du coefficient de
prolifération (proportion de cellules souches en mitose), raccourcissement du cycle mitotique
et augmentation du nombre de cellules souches. Ces mécanismes de réparation entraînent un
repeuplement du compartiment de cellules souches et donc une réaugmentation du nombre de
cellules différenciées.
Il est important de noter que :
- La diminution du nombre de cellules sanguines ne s’accompagne pas
obligatoirement de l’apparition de manifestations cliniques. Si la dose est
inférieure à la Ds, les phénomènes de réparation peuvent entraîner une restauration
totale sans qu’aucune manifestation clinique n’apparaisse. Par contre cette
irradiation peut entraîner l’apparition de manifestations biologiques isolées sur la
formule sanguine.
- Le délai d’apparition de ces manifestations est indépendant de la dose, et ne
dépend que de la vitesse de dépeuplement du compartiment des cellules
différenciées, donc de leur durée de vie (quelques jours à quelques semaines).
- La gravité dépend de la dose, le dépeuplement du compartiment des cellules
souches et donc de celui des cellules différenciées étant plus important pour les
doses élevées.
2- Effets au niveau de quelques tissus :
Les effets des RI sur un tissu dépendent du contexte dans lequel l’irradiation a été faite
(irradiation accidentelle, radiothérapie, irradiation professionnelle), de la radiosensibilité des
cellules qui constituent le tissu, de la cinétique des compartiments de prolifération et celui des
cellules différenciées et de l’efficacité des processus de réparation tissulaire. Les tissus à
renouvellement rapides paraissent plus radiosensibles. Chez l’homme on classe les tissus,
selon leur radiosensibilité décroissante, dans l’ordre suivant :
(Les Ds indiquées correspondent à une irradiation non fractionnée.)
 Les tissus hématopoïétiques : leur irradiation engage le pronostic vital. Pour des
doses de 2 à 5 Gy (Gray) apparaît une aplasie médullaire. Cette aplasie se traduit par
une diminution précoce (2 à 3 jours après exposition) des lymphocytes, une
augmentation précoce (vers la 24ème heure) des granulocytes suivie d’une chute rapide
du 2ème au 10ème jour ; on observe également une leucopénie. La diminution des
globules rouges apparaît plus tardivement à partir de la 3ème semaine. Ces diminutions
favorisent la sensibilité aux infections, l’apparition du purpura, d’hémorragie et
d’anémie.
 La muqueuse intestinale : Dans ce cas également le pronostic vital est engagé. Pour
des doses de 5 à 7 Gy les villosités intestinales sont dénudées. Un tableau de
radiomucite aiguë souvent mortelle s’installe dans les 48 heures. Il est fait de douleurs
abdominales, diarrhée, vomissement, hémorragie, troubles hydro-électrolytiques
majeurs.
25
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
 Les gonades : Leur irradiation n’engage qu’un pronostic fonctionnel. Chez l’homme
on peut observer une diminution du nombre de spermatozoïdes pour des doses de 0,3
Gy et une stérilité définitive pour des doses supérieures à 6 Gy. La radiosensibilité des
ovaires est moins grande et la stérilité, chez la femme jeune de 25 ans, n’est obtenue
que pour des doses 12 à 15Gy.
 La peau : Pour des doses de 4 à 8 Gy, on observe un érythème qui guérit sans
séquelles. Pour des doses de 15 à 20 Gy, il apparaît des lésions d’épidermites
exsudatives qui guérissent en laissant des cicatrices. Pour des doses plus élevées le
derme est atteint avec création de lésions chroniques qui peuvent se cancériser.
 Le système nerveux : Une dose supérieure à 10 Gy entraîne la mort en quelques
heures par œdème cérébral aigu.
 L’œil : L’irradiation de cristallin par une dose de 10 Gy entraîne, dans un délai de
quelques années, une cataracte radioinduite.
 Les tissus embryonnaires : Les effets des RI sur l’embryon et le fœtus dépendent du
stade de la grossesse.
Pré-implantation (0-8 jours) : c’est la loi du tout ou rien. L’irradiation peut entraîner la mort et
donc l’arrêt de la grossesse ou la survie avec un développement normal.
Organogenèse (9-60 jours) : L’irradiation peut entraîner la mort in utéro ou des malformations
congénitales graves incompatibles avec la survie post natale. Le risque est négligeable pour
des doses inférieures à 0,1 Gy. Une interruption thérapeutique de la grossesse ne peut être
indiqué qu’à partir de 0,2 Gy.
Période de développement fœtal (au-delà de 60 jours) : l’irradiation peut provoquer des
défauts de croissance et augmente la fréquence d’apparition de cancers chez l’enfant.
3- Les manifestations pathologiques chez l’homme :
On distingue les effets obligatoires en rapport avec la mort cellulaire et les effets aléatoires ou
stochastiques correspondant aux cancers radioinduits et aux mutations génétiques.
Le caractère obligatoire ou aléatoire se définit par rapport à un groupe de personnes recevant
la même dose D.
Ils auront (globalement) tous la même réponse en termes d’effets obligatoires.
Seuls certains présenteront de façon imprévisible des effets aléatoires.
Les cancers radioinduits ne diffèrent en rien des cancers « spontanés » et apparaissent au bout
de plusieurs années ou dizaines d’années. Ces cancers ne représentent qu’une faible partie de
l’ensemble des cancers. Le risque est estimé à 0,5-1% /Gy.
Le risque génétique des RI parfaitement prouvé lors d’expérimentations animales, n’a pas été
formellement démontré chez l’être humain.
Les effets aléatoires diffèrent des effets obligatoires essentiellement par leur relation avec la
dose : absence (supposée) de Ds, et augmentation progressive du risque avec la dose.
26
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
a- Les effets non stochastiques :
Dose suffisante même effets pour tous les sujets.
Caractéristiques :
1- Ces effets n’apparaissent que pour une dose seuil, la valeur du seuil dépend de l’effet
considéré, de la distribution de la dose dans le temps et de la radiosensibilité tissulaire.
2- La gravité de l’effet est proportionnelle à la dose délivrée (supérieure à la dose seuil).
3- Ils sont précoces, quelques heures à quelques mois selon l’organe irradié, sauf pour la
cataracte radioinduite qui n’apparaît que plusieurs années après l’irradiation.
Les manifestations : Pour une irradiation localisée, les manifestations tissulaires sont celles
décrites dans le paragraphe précédent.
Pour une irradiation globale sur tout l’organisme, aucune manifestation n’est constatée pour
des doses inférieures à la dose seuil 0,2-0,3 Gy. Au-delà, les effets sont obligatoires et leur
gravité augmente avec la dose : pour des doses de 3 à 5 Gy la mort survient en quelques
semaines par aplasie médullaire sauf greffe de moelle, pour des doses de 7 à 10 Gy la mort
survient dans quelques jours comme conséquence à une radiomucite, pour une dose
supérieure à 10 Gy la mort survient dans quelque heures, conséquence d’un œdème cérébral
aigu.
On appelle dose létale 50% (DL50), la dose délivrée à tout l’organisme qui entraîne la mort de
la moitié de la population irradiée. Pour l’homme la DL50 ≈ 4 Gy.
En cas de ratio exposition aiguë globale, l’évolution se fait en 4 phases caractéristiques :
1- Phase prodromique, faite de malaise, nausées, vomissements, dure quelques heures.
2- Phase de latence, silencieuse, dure quelques jours.
3- Période d’état, période critique mettant en jeu le pronostic vital, dure plusieurs semaines.
4- Période de convalescence, à partir du 3ème mois.
Evaluation de la dose après exposition : elle est fondée sur :
- La dosimétrie physique : qui permet de préciser les caractéristiques de la source,
la distance source-victime, la durée d’exposition, la dose absorbée.
- La clinique : les signes cliniques relevés et leur délai d’apparition permet de les
corréler à la dose reçue.
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B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
Signes cliniques
Choc, désorientation, convultion
Nausée, vomissements
Diarrhée, vomissements, hémorragies
-
Délai d’apparition
Quelques minutes
Quelques heures
Quelques jours
Sévérité
Mortelle D > 15 Gy
Sérieuse D > 10 Gy
Grave D > 8 Gy
La dosimétrie biologique : repose sur la NFS pour suivre la chute des
lymphocytes, des plaquettes et les variations des granulocytes, la ponction
médullaire mettrait en évidence une aplasie médullaire (D > 2 Gy) et l’étude du
caryotype sur les lymphocytes à la recherche d’aberrations chromosomiques qui
peuvent s’observer pour des doses de 0,1 à 0,2 Gy.
b- Les effets stochastiques :
Caractéristiques :
1- Ces effets apparaissent même aux faibles doses, il ne semble pas y avoir de dose seuil.
2- Leur probabilité de survenue est proportionnelle à la dose.
3- Mais la gravité de l’effet est indépendante de la dose délivrée.
4- Ils ne se manifestent que chez quelques uns des individus irradiés.
5- Ils sont tardifs et n’apparaissent que plusieurs années après l’irradiation et chez les
descendants dans le cas des effets génétiques.
6- Ils sont dominés par l’apparition de cancers radio induits chez la personne exposée et de
malformations ou de maladies génétiques chez les descendants quand l’irradiation a produit
des mutations au niveau des cellules germinales.
Le tableau suivant résume les principales différences entre effets obligatoires et stochastiques.
Obligatoires
Aléatoires
Précoces
Dose seuil
Loi du tout ou rien : risque nul si D < Ds
Gravité augmente avec D
Souvent réversibles
Tardifs
Pas de Dose seuil
Augmentation du risque avec la dose
Gravité indépendante de D
Irréversibles
VI- Application médicales des RI :
L’utilisation médicale des RI est le fruit d’un compromis entre deux impératifs :
- En diagnostic : obtenir une image de qualité en réduisant la dose reçue par le
patient.
- En radiothérapie : obtenir un effet tumoricide en réduisant le risque de
complications au niveau des tissus sains.
Ils intéressent 3 spécialités médicales : la radiologie, la médecine nucléaire et la radiothérapie.
1- Applications des RI en radiologie :
Les RI utilisés en radiologie sont des RX produits par des générateurs de RX à des énergies
allant de 40 à 120 keV. Les applications sont surtout d’ordre diagnostique.
28
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes

Principe de formation de l’image radiologique :
L’imagerie radiologique est une technique d’imagerie par transmission, basée sur
l’atténuation du faisceau incident par les différentes structures anatomiques traversées. Le
faisceau transmis est alors hétérogène. Cette hétérogénéité constitue l’image radiante. La
possibilité de distinguer les différentes structures radiographiées dépend de la différence de
leur coefficient d’atténuation vis-à-vis des Rx utilisés et donc du contraste radiologique C .Au
niveau de l’image radiante C est définit par le rapport : C =( où  et 
sont les flux transmis par des structures voisines de coefficients d’atténuation respectif µ 1 et
µ2. Théoriquement ce contraste varie entre 0 (pas de contraste) et 1 (contraste maximum). Il
est d’autant plus grand que les µ sont différents. Il est fortement altéré quand l’effet Compton
devient prédominant (quand l’énergie des Rx est grande).
On démontre que si pour une faible épaisseur X, C est approximativement égal à :
C = 0,5 (µ2- µ1) x
Ainsi le contraste dépend à la fois de la différence des µ et de l’épaisseur x. On rappelle que µ
dépend de Z, E et .
a- Les densités radiologiques :
En radiologie conventionnelle, le contraste naturel permet de distinguer 4 tonalités :
1- La tonalité calcique (os, calcification).
2- La tonalité hydrique (muscle, cœur, foie…).
3- La tonalité graisseuse (graisse péri rénale, graisse sous cutanée…).
4- La tonalité aérique ou gazeuse (poumons, estomac, colon…).
b- Les produits de contraste :
Deux milieux de même densité ont un contraste nul, ce qui est le cas par exemple du cortex
rénal et des cavités excrétrices qui sont tous les deux des milieux équivalents eau.
On peut produire un contraste artificiel, en administrant des produits de contraste de Z élevé,
dont la concentration est plus importante au niveau des cavités,et augmentent donc le µ de
cette structure par rapport au cortex.
Ces produits de contraste de Z élevé sont dits positifs (Baryte pour les explorations digestives,
produits iodés pour l’UIV, l’angiographie…), par opposition aux produits de contraste
négatifs dont le Z est faible (air, CO2).
c- Variation du contraste en fonction de la tension U :
Le contraste diminue lorsque U augmente, car l’effet Compton devient progressivement
prédominant. Les tensions habituellement utilisées varient entre 50-150 KV.
Des tensions plus faibles que 50 KV améliorent le contraste, mais entraînent une
augmentation de la dose reçue par le patient, car les photons de faible énergie sont peu
pénétrants, et interagissent par EPE qui est un effet à absorption totale d’énergie. De telles
tensions sont utilisées :
- Pour les radiographies des parties molles, car le contraste est faible entre la graisse
et l’eau.
- Pour la réalisation de mammographies.
d-Transformation de l’image radiante en image visuelle :
L’image radiante n’est perceptible à l’œil qu’après sa transformation en image visuelle à
l’aide d’un détecteur. Les plus utilisés sont le film radiologique et l’amplificateur de brillance.
 Film radiologique : il est constitué par une émulsion photographique
(suspension de grains de sel d’argent dans une gélatine) déposée sur un
support de dimension adaptée à l’organe à explorer. La taille des grains de
sel d’argent conditionne la sensibilité et la résolution du film. Les films à
29
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
gros grains ont une grande sensibilité mais une faible résolution,
contrairement aux films à grains fins qui ont une faible sensibilité mais une
bonne résolution. Pour augmenter la sensibilité des films à l’action des Rx on
utilise des écrans renforçateurs luminescents qui transforment les Rx en
photons lumineux, auxquels l’émulsion photographique est plus sensible.
Ces écrans tapissent le fond et le couvercle d’une cassette dans laquelle on
insère le film dans une chambre noire.
Les Rx de l’image radiante interagissent avec l’émulsion photographique et transforme les
ions Ag+ en Ag ; il se forme une image latente qui est révélée par l’opération chimique de
développement. On obtient ainsi une image visuelle qui sera analysée en plaçant le film sur
une plage de lumière uniforme (négatoscope).
L’image obtenue est une projection sur le plan du film de structures anatomiques à trois
dimensions, ce qui pose le problème de la superposition des images de ces structures. Nous
verrons que la TDM, en fournissant des images de coupes résout ce problème. De plus la
divergence du faisceau incident introduit un facteur d’agrandissement des organes qu’il faut
considérer (G = D/ (D-d) où D est la distance foyer du tube – film et d est la distance objet –
film).
 L’amplificateur de brillance (ou de luminance) : l’image lumineuse se
forme sur un écran fluorescent (sulfure de Zn ou de Cd). Cet écran constitue
la face d’entrée d’un amplificateur électronique d’image qui fournit sur un
deuxième écran fluorescent au phosphore (face de sortie) une image très
lumineuse pouvant être photographiée, filmée (examen dynamique) ou
envoyée sur un écran de télévision permettant ainsi le suivi à distance de la
réalisation de l’examen et le choix approprié des incidences et des moments
de prise de vues. L’enregistrement en continu des images au cours de
l’examen permet des études cinétiques en différé. La coronarographie
constitue l’application la plus répandue de cette technique.
Il faut noter cependant que la réalisation d’examens radiologiques, utilisant l’amplificateur de
brillance, délivrée des doses de Rx plus importantes pour le patient que celles délivrées lors
de l’utilisation de film comme récepteur d’images.
e-Causes de flou de l’image radiologique et les moyens pour les réduire :
Un certain nombre de causes limitent la résolution des images radiologiques et altèrent la
netteté des images de bord :
- La taille du foyer du tube : le foyer ne pouvant pas être ponctuel, il en résulte une
pénombre (flou géométrique) autour de chaque structure de la radiographie qui
émousse les contours et atténue le contraste des petites structures. On peut réduire
ce flou en travaillant avec des tubes à Rx de petits foyers, en éloignant le tube du
sujet, et en réduisant au maximum la distance objet- film.
- Les mouvements du sujet ou de ses organes (cœur, diaphragme) : sont à l’origine
d’un flou dit cinétique. On le réduit par des manœuvres de contention du sujet et
par la réduction du temps de pause.
- Les photons diffusés dus à l’effet Compton : ces rayonnements ayant une
direction quelconque par rapport à la direction du faisceau primaire, entraîne une
dégradation du contraste de l’image et sont à l’origine du flou de diffusion. On le
réduit en utilisant des grilles anti-diffusantes et en ayant recours, quand l’examen
l’autorise (UIV par exemple), à des manœuvres de compression des masses de
tissus mous.
30
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
f- La Tomodensitométrie (TDM) ou scanner X :
On doit cette technique au prix Nobel G.N HOUNSFIELD et au développement de
l’informatique. Elle permet de résoudre deux inconvénients majeurs de la radiologie
conventionnelle : la superposition d’organes et la faible discrimination entre les tissus mous.
Son principe repose sur la reconstruction numérique sous forme de matrices n x n
(256x256,512x512…) des images de tranches de coupes, le plus souvent axiales transverses
d’épaisseurs variant de 1 à 10 mm (choisie par le manipulateur en agissant sur le diaphragme
du faisceau à la sortie du tube). Chaque élément de la matrice (appelé pixel) est représenté par
une tonalité de gris dans l’échelle de Hounsfield graduée de -1000 à + 1000.
H = 1000 [µx - µeau]/ [µx + µeau] ou µeau et µx sont respectivement les coefficients
d’atténuation, pour le faisceau de Rx, de l’eau et de l’élément de volume (voxel)
correspondant au pixel.
Hos = 1000 (blanc), Heau = 0 (gris) et Hair = - 1000 (noir).
L’association de niveaux de gris à toute l’étendue de l’échelle de Hounsfield, ne permet de
distinguer que 12 à 16 structures différentes (œil humain ne peut distinguer que 12 à 18
niveaux de gris). Cependant en choisissant une fenêtre dans cette échelle (par exemple de 100
à -100, toutes les valeurs de H > 100 seront représentées en blanc et celles H < -100 seront
représentées en noir, ainsi les 12 à 16 niveaux de gris seront disponibles pour l’intervalle 100
à -100 et non 1000 à -1000.
Dans les scanners de 4ème génération, les détecteurs (le plus souvent des chambres
d’ionisation) sont fixes et disposés en couronne. Le tube à RX tourne autour du patient. Pour
chaque position du tube le faisceau transmis détecté par les chambres d’ionisation est
transformé en un signal électrique qui reproduit le profil d’atténuation du faisceau incident par
les structures anatomiques traversées. Ces profils sont numérisés et stockés dans un
ordinateur. Le traitement ultérieur de ces données par des algorithmes sophistiqués
(rétroprojection filtrée) permet de reconstituer l’image de la tranche de coupe.
La dernière génération née des scanners et celle des scanners hélicoïdaux. Pour ce type de
scanner, en même temps que le mouvement de rotation du tube, on réalise un mouvement de
translation du lit. Cette technique permet de réduire le temps de réalisation des coupes et
d’avoir des coupes très fines jointives offrant la possibilité de reconstituer des images en 3D.
Une autre génération des scanners vient d’être introduite dans plusieurs services d’imagerie, il
s’agit des scanners à barrettes, pour ces scanners, les détecteurs sont disposées en de multiples
couronnes permettant d’avoir en un seul temps l’image d’un volume qu’il est possible de
présenter dans différents plans (sagittal, transverse, frontal) voire en représentation 3D.
g- L’angiographie numérisée :
Il s’agit d’une technique d’imagerie numérique qui s’est développé grâce à l’apport de
l’informatique. L’image analogique issue d’un amplificateur de brillance est convertie en
image numérique à l’aide d’un convertisseur analogique-numérique. Le principal avantage de
cette technique est le traitement par l’ordinateur des images numériques et plus
particulièrement la soustraction d’image. Elle consiste à réaliser une première image I1 de la
région d’intérêt, puis une seconde image I2, strictement superposable, après injection de
produit de contraste. L’image de soustraction générée par l’ordinateur I3 = I2 – I1 permet de
visualiser la vascularisation d’un organe en éliminant les structures parasites en particulier
osseuses.
31
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
2. Application des RI en médecine Nucléaire :
Les RI ionisants utilisés en médecine nucléaire proviennent de la désintégration d’isotopes
radioactifs (radioisotopes) disponibles en sources non scellées. Les applications concernent
trois domaines : l’imagerie nucléaire ou scintigraphie, la radiothérapie métabolique et la
radio-immunologie.
a- La scintigraphie :
Il s’agit d’une technique d’imagerie par émission. Elle consiste à administrer une substance
radioactive (radiotraceur) et à donner, par détection externe à l’aide d’un gamma caméra, sa
répartition topographique et éventuellement temporelle au niveau d’un organe ou d’une région
anatomique. Les images scintigraphiques, bien que numériques et ayant bénéficié des
algorithmes de traitement d’images, restent de qualité morphologique médiocre en
comparaison aux images radiologiques. Toutefois, la scintigraphie tire sa puissance
diagnostique des informations dynamiques et fonctionnelles qu’elle peut apporter par
l’enregistrement de l’évolution du radiotraceur au niveau de la région d’intérêt. De plus c’est
une technique moins irradiante.
Les radiotraceurs : Appelés également radiopharmaceutiques sont introduits dans
l’organisme le plus souvent par voie veineuse, mais également par voie orale ou respiratoire
ou encore par sonde vésicale. Ils sont constitués d’un traceur et d’un marqueur.
Le traceur est une substance qui peut se localiser d’une manière sélective dans une structure
de l’organisme (organe, lésion ou secteur). Le traceur peut être un atome et joue également le
rôle de traceur (iode, xénon, thallium), une molécule (albumine, méthylène diphosphate
[MDP],...) ou une structure plus complexe (agrégats d’albumine, globules rouges,
leucocytes,...). La localisation du traceur au sein d’une structure peut résulter :
-d’un phénomène purement mécanique (les globules rouges dans le système cardiovasculaire,
blocage des macro agrégats d’albumine dans les capillaires pulmonaires),
- de phénomènes métaboliques (fixation de l’iode sur la thyroïde, du thallium sur les cellules
myocardiques),
-d’un phénomène excrétoire (le pertechnétate de sodium par les glandes salivaires),
-d’une réaction Ag-Ac, dans ce cas le marqueur est un Ac monoclonal dirigé contre un Ag
exprimé à la surface d’une cellule tumorale, on parle alors d’immuno scintigraphie.
Le marqueur est l’isotope radioactif que l’on fixe sur le traceur. Les critères de choix d’un
bon marqueur sont :
-être émetteur ou X de CE pour permettre sa détection externe et émission photonique pure
si possible pour réduire l’irradiation du patient par des rayonnements ou des e- de CI qui ne
peuvent participer à la formation de l’image.
-l’énergie des ou X émis doit être adaptée à la sensibilité de la gamma caméra, entre50 et
400 KeV.
-sa période de décroissance physique doit être adaptée à la durée de l’examen et
suffisamment courte pour que l’activité nécessaire à une image de bonne qualité n’entraîne
pas une irradiation importante.
- sa fixation sur le traceur doit être facile et stable.
- facilement disponible à la demande.
Exemples de traceurs qui peuvent prétendre répondre à ces critères : 99mTc ( pur, l40KeV ;
T=6h, facilement disponible à partir du générateur Mo-Tc) ; 123I ( pur, 160KeV,T=13h,
disponibilité ± car produit de cyclotron) 201Tl (X=7OKeV,  =135 et 165 KeV, T=73h,
disponibilité ± car produit de cyclotron).
32
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
- La gamma caméra:
Détecte et localise les photons émis par le radiotraceur administré, elle fournit une
représentation bidimensionnelle en projection de la concentration du radiotraceur dans la
région en regard du détecteur.
Une gamma caméra est constitué d’un, deux ou trois détecteurs muni(s) d’un collimateur qui
joue le rôle d’un objectif et dirige les photons provenant de la région d’intérêt sur la surface
d’un cristal de scintillation (iodure de sodium activé au thallium Na cl [Tl]) qui transforme les
photons  ou X en photons lumineux. Ces photons arrivent sur une batterie de photomultiplicateurs (PM) qui les transforment en impulsions électriques. L’amplitude de ces
impulsions est proportionnelle à l’énergie déposée par le photon lors de son interaction avec
le cristal. Une électronique, placée derrière les PM, permet de définir les coordonnées des
impacts des photons avec la cristal et ne retient que les évènements qui correspondent à une
énergie déposée égale à celle des photons émis par le marqueur, ce qui élimine tous les
photons diffusés provenant de la région d’intérêt et améliore de ce fait la qualité de l’image
,les signaux retenus sont numérisés et envoyés vers un ordinateur qui permet de traiter,
générer, éditer et stocker les images. Il permet en cas d’examens dynamiques l’analyse des
paramètres fonctionnels à partir des images (calcul de la fraction d’éjection cardiaque, de la
fonction de filtration glomérulaire, la détection de reflux gastro-oesophagien ou vésicourétéral...). Le recours à l’informatique est nécessaire à la génération d’images de coupes dans
les différentes directions de l’espace quand on réalise une acquisition tomographique où la
gamma caméra tourne autour de la région d’intérêt.
Le ou les détecteurs sont montés sur un statif qui autorise leur orientation, assure leur
déplacement en mode balayage et leur rotation en mode tomographique.
Le collimateur est une pièce constituée d’un matériau de numéro atomique et de densité
élevés (souvent il s’agit du plomb), percé de dizaines de milliers de trous séparés par des
cloisons appelées septa. Les constructeurs proposent différents collimateurs adaptés au type
d’examen et la nature du marqueur. On trouve des collimateurs à trous parallèles, convergents
ou divergents et même des collimateurs à trou unique (pin hole) pour la scintigraphie de petits
organes (thyroïde, hanche chez l’enfant…). Lors du choix d’un collimateur il y a un
compromis à faire entre une bonne sensibilité (augmenter la taille des trous) et une résolution
acceptable (diminuer la taille des trous et augmenter l’épaisseur des septa).
- Les types d’images scintigraphiques : Selon le mode d’acquisition on
distingue :
 le mode d’images statiques (gamma caméra fixe et la radioactivité détectée reste constante
pendant la durée de l’examen).
 Le mode balayage (La radioactivité détectée reste constante et la gamma caméra se déplace
pour balayer tout ou partie du corps).
 Le mode dynamique (la gamma caméra est fixe et la radioactivité varie au cours du temps
de l’examen au niveau de l’organe observé).
 Le mode tomographique (la radioactivité reste constante pendant toute la durée de
l’examen et la gamma caméra tourne autour de l’organe ou la région d’intérêt).
b- La radiothérapie métabolique :
Pour cette application on utilise des isotopes émetteurs , pur si possible. L’isotope est
administré au patient et le produit est métabolisé dans l’organe cible. Les  alors émis, de
parcours ne dépassant pas 1 à 2mm dans le milieu, vont détruire localement les cellules par
l’énergie qu’ils y déposent. C’est l’effet recherché.
Exemple : Le 32P est administré par voie intraveineuse sous forme de phosphate de sodium. Il
est métabolisé au niveau de la moelle osseuse dont l’irradiation conduit à la diminution de
production des globules rouges, d’où son intérêt dans le traitement des polyglobulies
33
B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
primitives. L’131I est administré par voie orale sous forme d’iodure de sodium. Il est
métabolisé au niveau de la thyroïde, d’où son intérêt dans le traitement des hyperthyroïdies et
les cancers différenciés de la thyroïde.
c- La radio immunologie :
L’isotope de choix pour cette application est I’125I (émetteur =30eV, T=60jrs). Le principe de
cette application repose sur la réaction équilibrée Ag+Ac  Ag-Ac. La technique la plus
utilisée est le dosage radio immunométrique (IRMA). Elle consiste, dans un premier temps à
faire agir l’Ag à doser avec un premier Ac spécifique non marqué (froid) qui se trouve en
excès et fixé sur un support. Dans un deuxième temps, on ajoute un excès d’un 2 ème Ac,
également spécifique, marqué par l’125I. Après lavage du mélange et aspiration du liquide,
seul le complexe Ac1-Ag-Ac2 reste dans le tube. Après comptage de la radioactivité dans le
tube et en se référant aux données d’une gamme étalon, on peut déterminer, par interpolation,
la concentration inconnue de l’Ag dans l’échantillon.
Cette technique de radio immunodosage est caractérisée par sa grande sensibilité (détection de
concentration de l’ordre du pg/l) et une très bonne spécificité par l’utilisation d’Ac
monoclonaux. Elle constitue une technique de choix pour le dosage des hormones, des
peptides, des marqueurs tumoraux.
3. Applications des RI en radiothérapie :
En radiothérapie, les RI sont utilisés essentiellement comme traitement anti-cancéreux, avec
le souci de réaliser une irradiation sélective de la tumeur et préserver les tissus sains
adjacents.
Il existe deux techniques : l’irradiation externe transcutanée et la curiethérapie ou
radiothérapie interstitielle.
a- L’irradiation externe transcutanée :
La source de RI est extérieure au patient. Les RI utilisés sont de différents types : Les rayons
(1.17 et 1,33 MeV) du 60Co, les rayons X, les e- et les protons (quelques MeV) issus
d’accélérateurs de particules ou encore les neutrons rapides (E>1KeV). Le volume cible est
préalablement déterminé (en évitant autant que possible les organes critiques) et une
cartographie dosimétrique est établie en fonction du rayonnement choisi. L’irradiation de la
tumeur est alors entreprise en plusieurs séances de 1 à 2 Gy/séance avec des intervalles libres
de 24 à 48 heures pour permettre la restauration des tissus sains irradiés.
L’obtention d’un effet tumoricide tout en protégeant les organes critiques repose sur le choix
des RI à utiliser et une irradiation fractionnée et étalée dans te temps.
 La nature des radiations :
L’utilisation de RI de haute énergie et donc pénétrants permet à la fois de traiter des tumeurs
profondes et de protéger la peau. Ce tissu critique est important à considérer en radiothérapie,
puisqu’il constitue le point de passage obligatoire des RI. Pour de rayonnements de haute
énergie, la dose maximale est délivrée à quelques mm en profondeur de la peau, car les
électrons mis en mouvement sont très énergétiques.
L’utilisation de photons X de 200 KeV ne se conçoit donc que dans le traitement de tumeurs
cutanées.
L’utilisation des électrons permet de protéger les tissus en arrière de la tumeur en raison du
parcours fini de ces RDI.
 Le facteur temps :
Le fractionnement et l’étalement de la dose permettent une destruction tissulaire plus
importante au niveau de la tumeur qu’au niveau des tissus sains.
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B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
Cette méthode utilisée en pratique, se caractérise par trois paramètres la dose par séance
d’irradiation, le nombre de séances et l’intervalle de temps entre les séances (plusieurs
jours).
Cet effet différentiel entre les tissus sains et la tumeur résultent de plusieurs phénomènes :
- La réparation cellulaire des cibles sublètales qui s’effectue entre deux séances
d’irradiation et qui est relativement plus importante pour les cellules saines que pour les
néoplasiques.
- La restauration tissulaire ou repopulation les cellules saines qui n’ont pas été touchées
par l’irradiation se multiplient plus vite après l’arrêt de celle-ci que les cellules
néoplasiques.
- L’effet oxygène ;pour diverses raisons (diminution du volume de la tumeur et
rapprochement des cellules vers les capillaires), les cellules tumorales sont mieux
oxygénées après chaque séance d’irradiation. Ces cellules deviennent ainsi plus radio
sensibles pour la séance suivante.
L’obtention d’un effet tumoricide avec une dose délivrée nécessite des doses de l’ordre de 15
Gy, soit largement au dessus de la Ds de la plupart des tissus sains.
Afin de protéger ces tissus, la dose est délivrée en plusieurs fractions et étalée dans le temps.
Le fractionnement permet la réparation cellulaire, l’étalement la réparation tissulaire.
Ainsi, le protocole classique de radiothérapie est de 2Gy par séance, cinq jours par semaine,
pendant 4 à 6 semaines (permet une bonne tolérance, sur le plan des réactions précoces et
tardives (séquelles), tout en ayant une repopulation tumorale modérée entre les séances).
Ainsi la dose iso-effet est de 40-60 Gy, et donc supérieure à la dose à délivrer en une seule
fraction.
Cependant certains tissus sains ont une activité mitotique plus faible que la tumeur et dans ce
cas, on réduit l’étalement tout en maintenant la même dose par fraction cela est possible en
délivrant plusieurs séances par jour (hyperfractiennement) Il est important de noter que ces mécanismes de réparation sont plus efficaces dans les tissus
sains que dans les tissus cancéreux; c’est l’effet différentiel. Le fractionnement protége donc
mieux les tissus critiques que le tissu cancéreux comme l’illustre le schéma suivant.
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B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
b- La curiethérapie :
Cette technique fait appel à des sources scellées, contenues dans des enveloppes étanches. On
les insère dans la tumeur où ils y demeurent pendant quelques jours en fonction des données
dosimétriques. Les sources de RI utilisées sont le césium 137Cs (Traitement du cancer du col
utérin) et l’iridium 192Ir (Traitement du cancer de la lèvre). Ce traitement nécessite
l’hospitalisation des patients.
VII- Notions élémentaires de radioprotection (objectifs 6,7,8)
A- Les causes d’irradiation d’une population n’utilisant pas les radiations ionisantes
dans leur profession :
1- Causes naturelles : 1 à 2 mSv/an
a- Irradiation externe :
 Rayonnement cosmique :
- Son intensité est à peu près constante au niveau de la mer.
- Elle est triplée à une altitude de 3000m.
- Il n’existe aucun moyen de se protéger contre ce rayonnement.
 Radio-isotopes naturels terrestres :
Dans les extraits naturels terrestres qui nous entourent, il existe toujours un certain degré de
radioactivité, ex. : Phosphates…
b- De même dans l’organisme :
Du fait de l’incorporation de radioéléments naturels en faible quantité, il y a une légère partie
de radioéléments qui nous irradient : 40K-14C-radium-radon (uranides).
c- Le rayonnement naturel varie selon :
* L’altitude ;
* Le lieu : la radioactivité du granite >> calcaire : La dose reçue par l’individu est plus
importante sur terrain uranifère.
Ex. : Ordre de grandeur en équivalent de dose/an :
- Atmosphérique : 2.10-5 ED/an.
- Mer = 28.10-5 ED/an.
- Terrestre = 45.10-5 ED/an.
- Terrain uranifère = 5.10-3  5.10-2 ED/an.
* L’organe : idée sur l’irradiation interne de l’organisme par les sources naturelles :
- Gonades = 0.23 mSv/an.
- Ostéocytes = 0.51 à 1,3 mSv/an.
- Moelle osseuse 0.15 à 0,95 mSv/an.
2. Retombées radioactives :
-0.04 mSv/an.
-Contribution à peu près égale des résidus des essais nucléaires et de l’industrie nucléaire.
3. Applications médicales : 1 mSv/an
Essentiellement le radiodiagnostic.
Il s’agit d’une moyenne rapportée à l’ensemble de la population dans les pays à haut
développement médical.
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B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
B- Estimation du risque radio-induit :
 Difficile : Long délai de latence, cas rares, risque naturel.
- Irradiations accidentelles à fort débit de dose.
-Centrales nucléaires.
-Hiroshima et de Nagasaki (1945).
-Essai d’une bombe atomique (îles Marshall, 1945).
- Irradiations professionnelles : Mineurs d’uranium, radiologues, médecin nucléaires,
peintres de cadrans luminescents au radium…
- Irradiations des malades : Radiothérapie, angiographie…
Risque naturel :
- Des affections malignes : 20% des décès.
- et des maladies héréditaires : 10% des naissances  défaut héréditaire ;
Risque radio-induit (CIPR) :
= probabilité excédentaire par unité d’équivalent de dose absorbée :
10-2 Sv-1
pour les cancers.
C- Principes de radioprotection recommandés par la CIPR :
La radioprotection a pour principe essentiel de limiter les doses reçues à un niveau tel que :
- Les effets obligatoires ne se produisent pas : doses inférieures à la Ds (ED<0.5 Sv/an).
- Le risque d’effets aléatoires soit le plus faible que possible (ED<0.05 Sv/an).
* Limites d’équivalent de dose pour différents organes.
* Limites d’équivalent de dose pour la contamination interne.
Depuis sa création (1928), la Commission Internationale de Protection contre les
Rayonnements (CIPR) a essayée d’estimer les risques liés au RI de définir les normes et de
recommandé des règles de radioprotection aussi bien pour le public que pour les
professionnels exposés. Les bases de la radioprotection se basent sur le principe ALARA (As
Low As Reasonably Achievable). Ce principe peut être atteint en observant les trois
recommandations suivantes :
 Justification d’activité utilisant des RI.
 Optimisation de la radioprotection : limitation d’utilisation des RI dans des zones
contrôlées et surveillées, surveillance du personnel, utilisation d’écrans, formation et
information.
 Limitation des doses individuelles - Les normes de radioprotection :
Ces normes ont pour but de garantir la protection de la population en général et les personnes
qui utilisent les RI dans le cadre de leur travail. Les limites règlementaires d’expositions sont
différentes selon qu’il s’agisse de personnes Directement Affectées à des Travaux sous RI
(DATR) ou non (NDATR) ou qu’il s’agisse du public.
- Les DATR ou catégorie A :
Pour cette catégorie, les limites de doses sont :
- Corps entier : D = 50 mSv/an (le CIPR recommande depuis 1990, une limite de 100 mSv
sur 5 ans soit 20 mSv/an). La dose en un trimestre ne doit pas dépasser 30 mSv chez l’homme
et 13 mSv chez la femme en âge de procréer.
- Extrémités : D = 500 mSv/an sans dépasser 300 mSv en un trimestre
- Cristallin : D = 150 mSv/an sans dépasser 90 mSv pour les 9 mois de la grossesse.
- Les NDATR ou Catégorie B :
Les doses limites sont fixées à 3/10 des valeurs retenues pour les DATR.
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B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
- Le public :
Les doses limites sont fixées à 1/10 des valeurs admises pour les DATR.
1- Règles de radioprotection du personnel utilisant les RI :
a- Protection contre le risque d’exposition externe : Trois règles sont à observer.
 Distance : S’éloigner le plus possible de la source, car la dose absorbée diminue selon
l’inverse du carré de la distance (quand la distance est multipliée par 2 la dose est divisée par
4).
Le débit de dose pour une source ponctuelle, diminue selon la loi de l’inverse du carré de la
distance : en 1/d2. avec D1/D2=(d2/d1)2
 Ecrans : Interposer un écran de nature et d’épaisseur adaptées au type de RI.
La nature de l’écran dépend de celle du rayonnement à intercepter avec les rayons X ou
gamma, on utilise habituellement des protections plombées : Paravents plombés, verres au
plomb, tabliers en plomb, protèges-seringues, protèges-flacons.
Dx= Doe-(/).x.
L’épaisseur de l’écran est calculée sur la couche de demi atténuation (CDA) du rayonnement
utilisé dans le type de matériaux indiquées pour l’écran.
* Interposition d’écran (Pb++) ; interposer un écran de n CDA revient à diviser la dose d’un
facteur 2n.
 La durée :
A ces deux moyens s’en ajoute un troisième : réduire à une durée minimale l’exposition aux
rayonnements : que ce soit lors des centrages radioscopiques, de la préparation et de
l’administration des sources, ou des soins aux malades porteurs de sources.
b- Protection contre le risque de contamination :
Ce risque n’existe que dans le cas de manipulation de sources radioactives non scellées
(matière radioactive dont le fractionnement est facilement accessible). On prévient le risque
de contamination radioactive essentiellement par le confinement des sources non scellées
(hottes et locaux ventilés en dépression).
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B 34 : Bases physiques et risques des radiations ionisantes
c- Surveillance individuelle :
Elle est obligatoire dès lors que l’équivalent de dose annuel de l’une des personnes
susceptibles d’être exposées peut être supérieur à 3/10ème des limites, c'est-à-dire 150 msv
pour chaque organe ou tissu et 15msv pour l’organisme dans son ensemble (conditions de
travail A), et les résultats doivent être conservés. Elle n’est pas obligatoire dans le cas
contraire (conditions de travail B).
Les lieux définis par les conditions de travail A constituent une zone contrôlée.
Surveillance de l’irradiation externe :
- Dosimètres individuels que la règlementation impose de relever mensuellement.
- Le centre national de radio-protection (CNRP) distribue chaque mois à ces travailleurs un
dosimètre individuel qui sera remis à la fin de chaque mois au centre pour être lu.
- Pour chaque personne surveillée, on donne une fiche sur laquelle sera notée la dose
mensuelle.
- La dose étant cumulative, le bilan annuel ne doit pas dépasser la DMA.
Un examen médical complet avec NFS doit être pratiqué tous les 6 mois. Les résultats seront
consignés dans un dossier médical individuel.
Surveillance de la contamination interne :
Analyses radiotoxicologiques.
Comptage ou spectrométrie  ou X. La mesure peut être locale (plaie, thorax, thyroïde)
ou corporelle totale (anthropogammamétrie).
2- Mesures de protection de l’environnement :
a- Les locaux : Les locaux où se trouve une source de RI doivent être des zones
contrôlées à accès réglementaires. Ils doivent avoir des parois assurant un débit de dose à
l’extérieur, qui ne dépasse pas la norme établie (0,025msv/h). Ils doivent être signalés par des
affiches réglementaires. Le débit d’exposition ambiante dans ces locaux doit être
régulièrement contrôlé.
b- Gestion des déchets radioactifs : Les déchets radioactifs (solides ou liquides)
doivent être stockés dans des locaux adéquats et ne seront rejetés que lorsque leur
radioactivité aura atteint des valeurs inférieures aux normes tolérées.
Ouvrages consultés :
1- Cours de préparation de Résidanat, Faculté de Médecine de Sousse.
2- Cours de préparation de Résidanat, Faculté de Médecine de Sfax.
3- Cours de préparation de Résidanat, Faculté de Médecine de Monastir.
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CAPTEUR D`IRRADIATION SI-12-TC-T

David BRASSE Projet rpPET

Exercice 1 (2.5 points) Exercice 2 (4 points)

réunion parents-professeurs 2nde 27.09.2014

Seance 21 conducteurs semi conducteurs

Télécharger le PDF - Ville, Rail & Transports

Télécharger - Option Théâtre du Lycée Mariette

Terminale S

Brochure ASTRM

Principes fondamentaux de réactivité en chimie organique