Résumé de la thèse

Les progrès en radioprotection et radiothérapie, ainsi que les besoins accrus en termes d’exactitude, amènent les instituts nationaux de métrologie à améliorer la réalisation de leurs références. Dans le domaine des rayonnements ionisants, la référence métrologique est constituée par un appareil de mesure absolue de la grandeur d’intérêt (dose absorbée dans l’eau ou kerma dans l’air). Cette thèse se propose d’établir les références dosimétriques, en termes de kerma dans l’air, pour les faisceaux X de basses et moyennes énergies. Cela permet ainsi au LNE-LNHB (Laboratoire national Henry Becquerel), de compléter la gamme de ses faisceaux de référence. Deux détecteurs étalons qui sont des chambres d’ionisation à parois d’air, WK06 pour les moyennes énergies et WK07 pour les basses énergies, ont été développés. Des calculs à l’aide de codes de simulation par méthode de Monte Carlo et des mesures expérimentales ont permis d’obtenir les facteurs de correction pour les détecteurs primaires. Les bilans des incertitudes types associées au kerma dans l’air ont été établis. Ces références dosimétriques ont été comparées à celles des laboratoires homologues et sont en accord en termes de degré d’équivalence.

Résumé de la thèse

Le Laboratoire de Métrologie et de Dosimétrie des Neutrons (LMDN), de l’IRSN, est le laboratoire associé pour les activités en dosimétrie des neutrons. A ce titre, il dispose de l’accélérateur AMANDE, installation permettant de générer des neutrons de 2 kev à 20 MeV. Pour que cette dernière constitue une référence métrologique, il est nécessaire de lui adjoindre une chaîne de caractérisation assurant la mesure absolue des champs mono-énergétiques de neutrons ainsi produits en terme d’énergie et de fluence : c’est le développement d’un tel système (télescope à protons de recul : TPR) qui a été réalisé dans le cadre de cette thèse de doctorat.

Le télescope à protons de recul est un système de détection des protons, produits de la diffusion élastique d’un neutron sur une cible appelée convertisseur. Pour couvrir le large domaine en énergie des neutrons produits par l’installation AMANDE, deux systèmes ont été conçus durant cette thèse : le premier à base de capteurs CMOS (TPR-CMOS) est dédié aux plus hautes énergies ; le second est une micro-chambre à projection temporelle (µ-TPC neutron) utilisé pour les plus basses énergies. Ces deux prototypes sont le fruit des collaborations respectives avec le laboratoire RAMSES de l’IPHC de Strasbourg pour le premier et avec une équipe du LPSC de Grenoble pour le second.

Pour chacun de ces dispositifs, le cahier des charges a été élaboré, puis modélisé par le code MCPNX, afin d’optimiser chaque partie constitutive en regard des performances recherchées : deux premiers prototypes sont donc opérationnels à l’issue de ce travail. Plusieurs campagnes de mesures ont également eu lieu, après installation des deux détecteurs sur AMANDE.

Les premiers résultats expérimentaux sont encourageants et permettent de valider les deux concepts choisis en début de thèse. Dans le cas de la chambre µTPC, l’efficacité du système a été évaluée à environ 10–4 pour les alphas de recul ; elle est bien supérieure aux performances d’autres TPR.

Les travaux se poursuivront afin d’optimiser les performances des détecteurs, en particulier les systèmes d’acquisition, et surtout de qualifier métrologiquement les équipements : traçabilité aux grandeurs primaires, maîtrise et justification des grandeurs mesurées ainsi que des incertitudes associées.

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Résumé de la thèse

Le développement de nouvelles modalités de traitement telles que la radiothérapie conformationnelle avec modulation d’intensité (RCMI) et la radiothérapie stéréotaxique s'accompagne d'une utilisation croissante de champs d'irradiation complexes obtenus par superposition de faisceaux de petite taille ayant de multiples angles d'incidence. Ces nouvelles conditions de traitement sont très différentes des conditions de référence sur lesquelles se basent les protocoles dosimétriques internationaux.

L’objet de ces travaux de thèse est la réalisation de références dosimétriques pour des champs d’irradiation de dimensions inférieures à (10 × 10) cm², à savoir (4 × 4) cm² et (2 × 2) cm². Il s’agit, dans la pratique, de comparer les coefficients d’étalonnage d’une chambre d’ionisation en termes de dose absorbée dans l’eau, pour les faisceaux de photons de 6 MV (avec et sans cône égalisateur) et de 12 MV de l’accélérateur linéaire médical du LNHB. Les références ont été déterminées à partir d’une mesure par calorimétrie graphite. Un calorimètre disposant d’un absorbeur de petites dimensions a été construit pour les mesures en champ (2 × 2) cm². Par ailleurs, une chambre d’ionisation adaptée à cette taille de champ a été recherchée.

Pour les faisceaux étudiés, les résultats obtenus montrent que le coefficient d’étalonnage de la chambre d’ionisation de référence est indépendant de la dimension du champ d’irradiation entre (10 × 10) cm² et (2 × 2) cm², aux incertitudes près (environ 0,4 % à un écart type).

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La réponse d’un détecteur de neutrons varie avec l’énergie du neutron incident. La détermination expérimentale de cette variation se réalise au moyen de champs neutroniques monoénergétiques. Ceux-ci sont produits par l’interaction entre un faisceau d’ions accélérés et une cible fine constituée d’un dépôt réactif sur un support métallique. En utilisant différentes réactions telles que 7Li(p,n), 3H(p,n), 2H(d,n) et 3H(d,n), il est possible de produire des neutrons entre 120 keV et 20 MeV dans la direction du faisceau incident (0°). Pour atteindre des énergies inférieures, il est possible d’augmenter l’angle du point de mesure par rapport à la direction du faisceau d’ions. Cependant, cette méthode présente des problèmes d’homogénéité en énergie et en fluence des neutrons à la surface du détecteur, ainsi qu’une augmentation de la proportion de neutrons diffusés. Une alternative est l’utilisation d’autres réactions nucléaires, notamment la réaction 45Sc(p,n) qui permet de descendre jusqu’à des énergies de 8 keV à 0°.

Une étude complète de cette réaction et de sa section efficace a été menée au sein d’une coopération scientifique entre le Laboratoire de métrologie et de dosimétrie des neutrons (LMDN) de l’IRSN, deux instituts de métrologie européens, le NPL (National Physical Laboratory) et le PTB (Physikalisch-Technische Bundesanstalt), et l’IRMM (Institute for Reference Materials and Measurements). Parallèlement, d’autres réactions envisageables ont été étudiées : 65Cu(p,n), 51V(p,n), 57Fe(p,n), 49Ti(p,n), 53Cr(p,n) et 37Cl(p,n). Elles ont été comparées en termes d’émission neutronique et d’énergie minimale des neutrons produits.

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Les références actuelles, pour les rayons X de moyenne énergie en radiothérapie, sont établies au LNHB en termes de kerma dans l’air. La dose absorbée dans l’eau, grandeur d’intérêt pour la radiothérapie, est déduite de ces valeurs par transfert conformément aux protocoles internationaux. Ce travail de thèse a permis d’établir les références en termes de dose absorbée dans l’eau dans les conditions de référence des protocoles en utilisant la méthode de calorimétrie dans l’eau. La calorimétrie est la mesure de la dose absorbée à partir de l’élévation de température. Un « calorimètre eau » a été conçu et réalisé afin d’effectuer des mesures à 2 cm de profondeur : conditions de référence définies par le protocole AIEA TARS-398. Les débits de dose absorbée dans l’eau ainsi déterminés ont été comparés aux valeurs issues de l’application des protocoles fondés sur le kerma dans l’air. Un écart maximum inférieur à 2,1 % a été trouvé par rapport à la calorimétrie. L’incertitude type associée aux valeurs calorimétriques étant inférieure à 0,8 % et celle associée aux valeurs issues des protocoles étant de l’ordre de 3,0 %, les résultats sont compatibles aux incertitudes des méthodes près. Grâce à ces nouvelles références, la détermination de la dose absorbée dans l’eau dans ce type de faisceau pourra désormais être réalisée en appliquant le protocole AIEA TARS-398, conduisant ainsi à une forte réduction des incertitudes (facteur 3 par rapport au protocole AIEA TARS-277). Actuellement, aucun autre laboratoire primaire ne possède un tel instrument permettant l’établissement direct de ces références dans les conditions recommandées par les protocoles.

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La méthode de mesure de référence du débit d’émission de sources neutroniques se fonde sur la technique du bain de manganèse. Elle est destinée à étalonner des sources de neutrons utilisant des radionucléides (241AmBe, 239PuBe, 252Cf...) en termes de débit d’émission neutronique sous 4π sr. Ce dispositif est complété par un banc de mesure de l’anisotropie d’émission utilisant un support rotatif et un compteur long de type BF3. La source à mesurer est immergée dans une solution de sulfate de manganèse et les neutrons émis sont capturés par les constituants du bain.

Dans une configuration classique (sphère de bain de manganèse de 1 m de diamètre et solution concentrée), environ la moitié de ces neutrons conduisent à la création de 56Mn par réaction (n, γ) sur 55Mn. Le radionucléide 56Mn a une période radioactive d’environ 2,6 heures et le bain de manganèse atteint son activité de saturation en 56Mn quand le nombre d’atomes radioactifs créés par unité de temps devient égal au nombre d’atomes se désintégrant pendant ce même temps. Le débit d’émission de la source peut alors être déduit de l’activité en 56Mn de la solution à saturation, via une modélisation ad hoc des réactions nucléaires se produisant dans le bain.

Cette installation a été récemment rénovée au LNE-LNHB afin de respecter les règles de sécurité et de radioprotection en vigueur. Cette rénovation a été l’occasion de moderniser et de remettre à niveau les méthodes de mesure et de modélisation du bain et d’entreprendre une étude sur le développement d’un détecteur original pour la mesure directe en ligne de l’activité du manganèse. Ce détecteur est fondé sur la méthode de mesure par coïncidences β. La voie bêta est constituée de deux photomultiplicateurs permettant de détecter l’émission de lumière due à l’effet Cerenkov et la voie gamma utilise un détecteur à scintillateur solide. L’intérêt de cette méthode de mesure est qu’elle permet d’avoir accès à l’activité du bain sans nécessiter d’étalonnage préalable, contrairement à la méthode classique qui utilise un compteur gamma et nécessite la fabrication d’une source de haute activité.

Le principe de mesure a été validé a l’aide d’un prototype de détecteur et d’une modélisation effectuée à l’aide du code de calcul stochastique GEANT4. Le détecteur définitif a été réalisé et les mesures obtenues ont été comparées à celles données par une méthode primaire présente au laboratoire. Par ailleurs, des modélisations du bain de manganèse effectuées sous GEANT4, MCNPX et FLUKA, ont été comparées afin de choisir le code le plus fiable. Cette comparaison a permis d’identifier des lacunes notamment dans le code GEANT4 ainsi que des facteurs d’incertitude nécessitant une attention particulière, tels que la modélisation de l’émission neutronique et le choix des sections efficaces.

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L'objectif de ce travail est de démontrer le potentiel des calorimètres métalliques magnétiques pour la spectrométrie beta via une mesure du spectre du 63Ni. Ce nucléide fait partie des émetteurs beta pour lesquels la théorie est connue et les calculs crédibles. Nous proposons une méthode d'observation expérimentale du spectre, à basse énergie surtout, permettant de valider les calculs théoriques. Un traitement des données spécifique à l'établissement d'un spectre continu a été établi et optimisé, prenant en compte les paramètres d'une mesure cryogénique avec un calorimètre métallique magnétique et les exigences de la spectrométrie beta.

Deux types de sources ont été réalisés, un dépôt sous forme de sel de nickel à partir d'une goutte séchée de solution de NiCl2 et un dépôt métallique de nickel issu d'une électrodéposition. Les sources électrodéposées se sont révélées être le type de source adéquate pour la spectrométrie du 63Ni. Les performances des calorimètres métalliques magnétiques, parmi lesquelles le fort rendement de détection ou le faible seuil en énergie, permettent d'obtenir des résultats suffisamment précis pour la validation expérimentale des calculs théoriques.

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https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00740438/document

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La métrologie fondamentale est la garante de la pérennité des systèmes de mesure et est en charge de fournir les étalons de références. En ce qui concerne la métrologie des rayonnements ionisants, et en particulier la métrologie des neutrons, des détecteurs étalons sont utilisés pour caractériser les champs de références, en énergie et en fluence. Les dosimètres ou détecteurs de particules sont étalonnés. Cette thèse a consisté au développement d’un spectromètre neutron candidat au statut d’étalon primaire pour la caractérisation de champs neutroniques dans la gamme 5 MeV – 20 MeV. Le spectromètre utilise le principe du télescope à protons de recul comme moyen de détection ; la technologie CMOS, au travers de trois capteurs de positions, a été mise à profit pour réaliser la trajectographie du proton de recul. Un détecteur Si(Li) est en charge de la mesure de l’énergie résiduelle du proton. Les simulations des dispositifs, réalisées sous MCNPX, ont permis d’estimer les performances du dispositif et de valider la procédure de reconstruction de l’énergie des champs neutroniques. Une étape essentielle de caractérisation des éléments du télescope et en particulier des capteurs CMOS a été également proposée afin de garantir la validité de mesures expérimentales postérieures. Les tests réalisés aussi bien en champs mono-énergétiques qu’en champs étendus témoignent des très bonnes performances du système. La quantification des incertitudes indique une mesure de l’énergie avec une exactitude de 1,5 % pour une résolution de moins de 6 %. La mesure de la fluence neutronique est quant à elle réalisée avec une incertitude de 4 % à 6 %.

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http://www.theses.fr/2013STRAE026/document

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En tant que laboratoire national pour la métrologie des rayonnements ionisants, le Laboratoire national Henri Becquerel met ou point les méthodes de mesures absolues pour les références dosimétriques, entre autres, pour des faisceaux de rayons X de radiothérapie ayant un champ de 100 cm2 à 4 cm2. Afin de s’approcher des plus petits champs utilisés en clinique, la miniaturisation des détecteurs absolus n’étant pas possible, il est proposé dans cette thèse de remplacer la dose absorbée en un point par le produit dose-surface (PDS).

L’applicabilité du PDS mesuré à l’aide de dosimètres dont la surface sensible est plus grande que celle du champ de rayonnement a été vérifiée. Ainsi, un calorimètre graphite avec un volume sensible de diamètre 3 cm a été conçu, construit et testé. En vue du transfert des références dosimétriques à l’utilisateur, une chambre d’ionisation de même diamètre a elle aussi été réalisée et testée. Son coefficient d’étalonnage en termes de PDS a été déterminé dans des faisceaux circulaires de diamètre 2,1 cm et 0,75 cm avec une incertitude type inférieure à 0,7 %. La distribution relative de la dose absorbée dans l’eau en deux dimensions a été mesurée au moyen d’un dosimètre diamant, d’une chambre d’ionisation pinpoint et de films gafchromiques, pour lesquels un protocole de lecture spécifique a été mis au point.

Les résultats dans le faisceau de diamètre 2 cm ont montré un bon accord entre les approches en termes de PDS et de dose absorbée dans l’eau en un point, après application des facteurs de correction obtenus au moyen de simulations Monte-Carlo et des mesures de distribution de dose. Le coefficient d’étalonnage de la chambre d’ionisation de grandes dimensions établi dans le champ de diamètre 2 cm s’écarte de 2,6 % de ceux établis dans les champs de 1 cm et 0,75 cm qui sont eux compatibles aux incertitudes prés. L’utilisation du PDS nécessite donc une surface de détection notablement plus grande que la section du minifaisceau.

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https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-01127240/document

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En dosimétrie, la distribution énergétique des photons émis par une source constitue un paramètre incontournable. Dans la gamme des basses et moyennes énergies (E < 150 keV, ici), le LNHB possède cinq tubes à rayons X ainsi que des grains d’iode 125 pour la curiethérapie, présentant des hauts débits de fluence. La détermination du spectre émis par calcul (déterministe ou Monte-Carlo) est limitée, dans la gamme d’énergie considérée, par les incertitudes élevées sur les bases de données ainsi que par les approximations du modèle. La mesure directe avec un détecteur au germanium ultrapur a donc été retenue, bien que nécessitant de lourds moyens. De plus, le spectre mesuré est le produit de convolution du spectre émis recherché par la réponse du système. Une fois la réponse du détecteur modélisée, il est possible de « déconvoluer» la mesure, c’est-à-dire de remonter au spectre réellement émis en corrigeant (par stripping, model-fitting, inférence bayésienne…) les déformations spectrales induites par le processus de détection. Pour la curiethérapie, le modèle de grain-source a ainsi pu être ajusté. Pour les tubes à rayons X, les résultats obtenus avec différents codes Monte-Carlo et quatre logiciels déterministes ont été comparés à un spectre dit de référence obtenu par mesure et déconvolution. Ainsi l’impact sur certaines grandeurs dosimétriques de la méthode utilisée a pu être quantifié.

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https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-01126925/document