Cette étude propose un retour d’expérience sur les modalités de gestion et d’élimination des déchets contaminés au Lutétium-177 (¹⁷⁷Lu, Lu-177) instaurées dans le cadre des procédures de radiothérapie interne vectorisée au ¹⁷⁷Lu-oxodotréotide (Lutathera®). Les traitements sont administrés dans un box dédié du service de médecine nucléaire où tous les déchets solides sont triés et collectés dans des contenants appropriés. Des durées prévisionnelles de stockage ont été extrapolées à partir des résultats d’une campagne de mesures itératives sur deux ans. Les effluents radioactifs des éviers chauds se déversent dans des cuves, dont l’activité volumique mesurée à la fermeture permet de calculer la durée d’entreposage avant vidange. L’activité du Lu-177 éliminé par excrétion rénale dans les 6heures qui suivent la fin de la perfusion du médicament radiopharmaceutique a été évaluée à partir de l’analyse de prélèvements urinaires. Les premières mictions sont dirigées vers trois fosses tampons dont l’efficacité a été estimée en comparant l’activité du Lu-177 qui entre dans le dispositif à celle qui en sort. Les résultats des contrôles semestriels, effectués par mesure en continu de l’activité volumique des effluents aux émissaires, ont permis d’évaluer la fraction de l’activité annuelle administrée finalement rejetée dans les eaux usées et de définir des valeurs guides. L’impact des déversements radioactifs de l’établissement sur l’exposition annuelle des travailleurs du réseau d’assainissement a été quantifié avec l’outil de Calcul de l’Impact des Déversements Radioactifs dans les REseaux (CIDRRE) développé par l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN).

This paper provides an experience report on the handling and disposal procedures of waste contaminated with Lutetium-177 (¹⁷⁷Lu, Lu-177) that have been established in the context of peptide receptor-targeted radionuclide therapy with ¹⁷⁷Lu dotatate (Lutathera®). Treatments are administered in a dedicated infusion room within the nuclear medicine department where dry waste is separated and collected into appropriate containers. The expected duration of storage in decay was extrapolated from the results of a 2-year iterative measurement study for each type of waste. Effluents from hot sinks are collected in decay tanks whose radioactive concentration measured when closed as full is used to calculate the duration of storage required before discharge. Lu-177 activity eliminated by renal excretion for the 6hours after injection of the radiopharmaceutical was evaluated from the analysis of urine samples. First micturitions are directed to three septic tanks whose efficacy was estimated comparing Lu-177 activity at the inlet and at the outlet of the system. Results of six-monthly controls performed by continuous measurement of radioactive concentration in wastewater were used to evaluate the fraction of the total activity administered annually that is finally discharged into the main sewage system and to define guide values. The impact of hospital radioactive discharge to sewers for the workers exposed at different steps of wastewater treatment was assessed using the numerical model called CIDRRE developed by the Institute of Radiation protection and Nuclear Safety (IRSN).