4
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
type de particule pour caractériser cette dernière que nous détaillerons dans la
suite de l’ouvrage. Par définition, la dose est essentiellement une densité
d’énergie déposée. Dans notre approche initiale macroscopique conduisant à
l’expression (1.1), nous pouvons aisément faire une analogie avec la densité de
masse d’un matériau. Rappelons que la densité massique en un point est mathématiquement considérée comme le rapport de la masse contenue dans un
élément de volume entourant ce point. Si la matière était continue et homogène, ce rapport ne dépendrait pas de la taille de l’élément de volume. Par
contre, le fait qu’un matériau soit composé d’entités discrètes (atomes, molécules) implique que le volume doit contenir un nombre suffisamment grand de
ces entités pour que la densité ait une signification statistique fiable. Par
exemple, pour un volume correspondant à un atome, le concept de la densité
devient mal défini et l’estimation de la densité à cette échelle peut devenir très
variable.
La microdosimétrie s’attache précisément à quantifier les distributions des
dépôts d’énergie à l’échelle microscopique pour des volumes sensibles de l’ordre
de la cellule (10 μm). Cette discipline s’est beaucoup développée pour comprendre, entre autres, la façon dont sont induits les effets biologiques au niveau cellulaire et en particulier expliquer les courbes dose-effets.
La fluctuation statistique des dépôts d’énergie a été clairement illustrée par
Rossi [14] en considérant, comme le montre la figure 1.2, un ensemble de 150
cellules (diamètre 5 μm) exposé à des champs de rayonnement de types différents : des photons de 1 MeV et des neutrons de fissions de 1 MeV. La partie
gauche de la figure représente la répartition d’une dose de 10 mGy à partir des
gammas du
60
Co sur 150 cellules, la partie droite, la répartition à partir des
neutrons. Les particules secondaires issues des neutrons (principalement les
protons de l’hydrogène des tissus) ont un parcours limité à quelques diamètres
de la cellule.
Figure 1.2 – Représentation de la répartition d’une dose de 10 mGy délivrée à partir
des gammas du
60
Co (à gauche) et de la même dose délivrée par des neutrons de 1 MeV
(à droite) dans un volume cellulaire de 150 cellules de diamètre 5 μm, d’après [14], avec
l’autorisation de Springer Heidelberg.
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
type de particule pour caractériser cette dernière que nous détaillerons dans la
suite de l’ouvrage. Par définition, la dose est essentiellement une densité
d’énergie déposée. Dans notre approche initiale macroscopique conduisant à
l’expression (1.1), nous pouvons aisément faire une analogie avec la densité de
masse d’un matériau. Rappelons que la densité massique en un point est mathématiquement considérée comme le rapport de la masse contenue dans un
élément de volume entourant ce point. Si la matière était continue et homogène, ce rapport ne dépendrait pas de la taille de l’élément de volume. Par
contre, le fait qu’un matériau soit composé d’entités discrètes (atomes, molécules) implique que le volume doit contenir un nombre suffisamment grand de
ces entités pour que la densité ait une signification statistique fiable. Par
exemple, pour un volume correspondant à un atome, le concept de la densité
devient mal défini et l’estimation de la densité à cette échelle peut devenir très
variable.
La microdosimétrie s’attache précisément à quantifier les distributions des
dépôts d’énergie à l’échelle microscopique pour des volumes sensibles de l’ordre
de la cellule (10 μm). Cette discipline s’est beaucoup développée pour comprendre, entre autres, la façon dont sont induits les effets biologiques au niveau cellulaire et en particulier expliquer les courbes dose-effets.
La fluctuation statistique des dépôts d’énergie a été clairement illustrée par
Rossi [14] en considérant, comme le montre la figure 1.2, un ensemble de 150
cellules (diamètre 5 μm) exposé à des champs de rayonnement de types différents : des photons de 1 MeV et des neutrons de fissions de 1 MeV. La partie
gauche de la figure représente la répartition d’une dose de 10 mGy à partir des
gammas du
60
Co sur 150 cellules, la partie droite, la répartition à partir des
neutrons. Les particules secondaires issues des neutrons (principalement les
protons de l’hydrogène des tissus) ont un parcours limité à quelques diamètres
de la cellule.
Figure 1.2 – Représentation de la répartition d’une dose de 10 mGy délivrée à partir
des gammas du
60
Co (à gauche) et de la même dose délivrée par des neutrons de 1 MeV
(à droite) dans un volume cellulaire de 150 cellules de diamètre 5 μm, d’après [14], avec
l’autorisation de Springer Heidelberg.