The high demand on accuracy in radiotherapy is to a large extent ensured through measurements of dose to water. The liquid ionisation chamber (LIC) is a type of detector that has several desirable properties for such measurements, e.g. a small active volume and minimal directional dependent response. There are, however, still gaps in knowledge concerning fundamental characteristics of this kind of detector. One of these characteristics is the detector’s response variation in relation to water with varying beam quality. This work aims to increase the knowledge of the LIC’s behaviour and attempts to come up with a method to construct correction factors for the response variation. The response model proposed by Eklund and Ahnesjö [2009] has been evaluated for two LICs, one filled with isooctane and the other with tetramethylsilane (TMS). The evaluation was done for two photon beams, 6 and 15 MV. It was found that the energy dependent response calculations from this method could not explain the difference between the LIC and reference air-filled ionisation chamber measurements in the larger fields. The response model leads to corrections for the TMS filled LIC in the direction away from the reference measurements. For the LIC filled with isooctane the corrections points towards the reference but were too small to completely explain the difference. / De höga kraven på noggrannhet i radioterapi kontrolleras genom mätningar av dos till vatten. Vätskejonisationskammaren (LIC) är en detektor med flera önskvärda egenskaper för sådana mätningar, den har exempelvis en liten aktiv volym och en respons med litet vinkelberoende. Fortfarande finns luckor i kunskapen om denna detektors grundläggande egenskaper. En av dessa är hur detektorns respons skiljer sig från vatten beroende på strålkvalitet. Syftet med detta arbete har varit att öka kunskapen om LICens beteende samt att försöka komma fram till en metod för att konstruera korrektionsfaktorer för den strålkvalitetsberoende responsen. Responsmodellen, presenterad av Eklund och Ahnesjö [2009], utvärderades för två LICar, en fylld med isooktan och en med tetrametylsilan (TMS), i två fotonstrålar, 6 och 15 MV. Den energiberoende responsen som beräknades från responsmodellen kunde inte förklara skillnaden mellan LIC- och referenskammarmätningarna i de stora fälten. Som referenskammare användes en luftfylld jonkammare. Modellen ledde till korrektioner i riktning bort från referenskammarvärdet för den TMS-fyllda kammaren. För kammaren med isooktan skedde korrektionen i riktning mot referenskammaren men var för liten för att helt förklara skillnaden.

La Radiothérapie Conformationnelle avec Modulation d'Intensité (RCMI), aussi dénommée IMRT, est une technique avancée de radiothérapie de haute précision qui repose sur l'utilisation d'un collimateur multi-lames, placé en sortie de l'accélérateur, dont les lames vont se déplacer pendant la séance d'irradiation afin de produire un faisceau d'intensité modulée, adaptée à la forme des structures anatomiques du patient. Un tel dispositif permet d'obtenir une répartition de dose homogène dans le volume cible et d'épargner au mieux les tissus sains environnants1, ouvrant la voie à l'escalade de dose et donc à l'amélioration des résultats thérapeutiques. Néanmoins, la mise en œuvre d'une telle technique nécessite la réalisation d'un contrôle du système de délivrance de la dose de manière à s'assurer que la fluence délivrée par l'appareil de traitement est bien conforme à la fluence attendue. / Intensity Modulated Radiotherapy (IMRT) is a high-precision radiotherapy technique based on the use of a multi-leaf collimator, placed at the output of the accelerator. The modulation is adapted to the patient's anatomical structures and obtained by leaves movement during the beam administration. To ensure that the delivered fluence is consistent with the expected one, a control is necessary. In clinical routine, this control isn't achieved on the patient, but on a phantom, before the beginning of the treatment New emerging solutions make possible an online control, done during the treatment of the patient. They can be divided into three classes: those which use data acquired by the accelerator, those which exploit the portal imager and those which use a dedicated detector placed at the exit of the head of the accelerator, upstream of the patient. The thesis work presented here relate to the development of a detector of this third class, Tradera (Transparent Detector for Radiotherapy). The choice was made to use a segmented plane ionization chamber.The first phase of the project was to design the detector thanks to studies made by Monte Carlo simulations. For this it was necessary to model the photon beam. The choice of a point source of photons, quick to set up, has been retained. The characteristics of the particles at the detector input obtained with our model were compared with those obtained with a more complex model: a phase space obtained from the database of the IAEA. Once the model validated, Geant4 code was used to size the various elements of our detector. A innovative geometry has been proposed. It consists in introducing material in the sensitive volume of the detector to limit the lateral travel of the electrons from the interaction of photons, and thus improve the spatial resolution of the detector. In practice, a checkerboard with plastic pads is introduced in the sensitive volume. The benefit of this solution has been shown by simulations.The second phase was to assess a prototype in a clinical beam with radiation equipment and test the performance of various associated acquisition electronics. For a long time, reading was made at the output of a single channel at a time. First, a picoammeter was used to measure the average output current. Then the ionization current has been studied at the time scale of a pulse of the beam, allowing the development of a charge preamplifier dedicated to our application. This charge preamplifier permit to know, for a single beam pulse, the electrical charge measured by one channel of the prototype with a uncertainty of 5%, and thus makes it possible to study the evolution of the charge pulse as a function of irradiation time. Once the choice of this readout electronics was validated, the charge preamplifier was realized in small series : the acquisition in multi-channels on an area of ​​3 cm square was possible. The first beam images could then be obtained for static and dynamic beam.

Im Rahmen dieser Arbeit wurde eine Frisch-Gitterionisationskammer zum Messen kleinster spezifischer Alphaaktivitäten realisiert. Im konkreten Fall soll der Detektor dafür genutzt werden, die Halbwertszeit von 144Nd erneut zu bestimmen. Da diese sehr lang (T1/2 = (2,29 ± 0,16) · 10^15 Jahre) und die Reichweite der emittierten Alphateilchen in Feststoffen sehr gering ist, können nur sehr dünne Proben untersucht werden. Die Fläche der Proben sollte sehr groß sein, um die nötige Aktivität zu erhalten. Im Vergleich haben sich Gitterionisationskammern als das geeignetste Detektorkonzept erwiesen. Es wurde eine Kammer realisiert, welche aus zwei Gitterionisationskammern mit geteilter Anode besteht. Mit Hilfe dieses Aufbaus ist es möglich den Detektornulleffekt zu reduzieren. Die Auslese der auf den Detektorelektroden induzierten Ladung erfolgt mit Hilfe eines Analog-Digital-Konverters. Die Auswertung der gewonnenen Daten wird vollständig nach der Messung durchgeführt. Anhand einer Pulsformanalyse können verschiedene Informationen über jedes, im Detektor stattgefundene, Ereignis gewonnen werden. So ist es möglich den Gitterdurchgriff und die damit verbundene Winkelabhängigkeit der Pulshöhen zu korrigieren und somit die Energieauflösung des Detektors zu verbessern. Es wird eine Energieauflösung von 0,86 % bei 5,1 MeV erreicht. Die Charakterisierung der Ereignisse wird außerdem für die Reduktion des Detektornulleffekts herangezogen. Aufgrund verschiedener Bedingungen, die für ein zu erwartendes Alphaereignis notwendig sind, kann ein Großteil der, die Messung störenden Ereignisse, unterdrückt werden. So kann der Nulleffekt im Energiebereich von 1 MeV bis 2,2 MeV von 435 Ereignissen pro Tag ohne Charakterisierung um etwa ein Faktor 20 auf 21,6 Ereignisse pro Tag mit Charakterisierung reduziert werden. Die Nachweiseffizienz wird davon nicht merklich beeinträchtigt. Für ausreichend lange Messzeiten ist eine Nachweisgrenze von weniger als 10 Ereignissen pro Tag zu erwarten. Für eine, für diesen Aufbau geeignete, Targetgeometrie ist mit etwa 50 Alphazerfällen des 144Nd pro Tag zu rechnen. Mit einer Nachweiseffizienz von etwas unter 50 % sollte die Messung am 144Nd gut möglich sein. / The realization of this work was the usage of a Frisch grid ionization chamber for measuring the lowest specific alpha activity. In the practical case the detector should be used to remeasure the half life of 144Nd. Only very thin targets can be used, due to the extreme long half life and the very short range of alpha particles in matter. The area of the samples must be big enough to get the required activity. In comparison gridded ionization chambers are the most practical devices. The chamber was realized in that way, that two gridded chambers shares a common anode. This could be used to minimize the detector background. The charge, which was induced in the detector electrodes, is acquired by an analog to digital converter. The full analysis of the data is done after the measurement. With the pulse form analysis it is possible to extract information about every event occurring in the detector. It is also possible to correct the grid inefficiency and the correlated angle dependence of the pulse height. This improves the energy resolution. A resolution of 0.86 % at 5.1 MeV is possible. The characterization of the events is also used for the suppression of the detector background. Due to different conditions for an assumed alpha event the majority of the events which disturbs the measurement could be removed. So it is possible to suppress the background in the range between 1 MeV to 2.2 MeV of 435 events per day without the characterization to 21.6 events per day with characterization, which is a factor of roughly 20. The detection efficiency is not noticeably effected. For sufficiently long measurements a lowest limit of detection of 10 counts per day is expectable. For a target geometry which can be used with this setup, about 50 alpha decays of 144Nd per day will occur. With a detection efficiency a bit below 50 % the measurement on Nd should be possible.

Im Rahmen dieser Arbeit wurde eine Frisch-Gitterionisationskammer zum Messen kleinster spezifischer Alphaaktivitäten realisiert. Im konkreten Fall soll der Detektor dafür genutzt werden, die Halbwertszeit von 144Nd erneut zu bestimmen. Da diese sehr lang (T1/2 = (2,29 ± 0,16) · 10^15 Jahre) und die Reichweite der emittierten Alphateilchen in Feststoffen sehr gering ist, können nur sehr dünne Proben untersucht werden. Die Fläche der Proben sollte sehr groß sein, um die nötige Aktivität zu erhalten. Im Vergleich haben sich Gitterionisationskammern als das geeignetste Detektorkonzept erwiesen. Es wurde eine Kammer realisiert, welche aus zwei Gitterionisationskammern mit geteilter Anode besteht. Mit Hilfe dieses Aufbaus ist es möglich den Detektornulleffekt zu reduzieren. Die Auslese der auf den Detektorelektroden induzierten Ladung erfolgt mit Hilfe eines Analog-Digital-Konverters. Die Auswertung der gewonnenen Daten wird vollständig nach der Messung durchgeführt. Anhand einer Pulsformanalyse können verschiedene Informationen über jedes, im Detektor stattgefundene, Ereignis gewonnen werden. So ist es möglich den Gitterdurchgriff und die damit verbundene Winkelabhängigkeit der Pulshöhen zu korrigieren und somit die Energieauflösung des Detektors zu verbessern. Es wird eine Energieauflösung von 0,86 % bei 5,1 MeV erreicht. Die Charakterisierung der Ereignisse wird außerdem für die Reduktion des Detektornulleffekts herangezogen. Aufgrund verschiedener Bedingungen, die für ein zu erwartendes Alphaereignis notwendig sind, kann ein Großteil der, die Messung störenden Ereignisse, unterdrückt werden. So kann der Nulleffekt im Energiebereich von 1 MeV bis 2,2 MeV von 435 Ereignissen pro Tag ohne Charakterisierung um etwa ein Faktor 20 auf 21,6 Ereignisse pro Tag mit Charakterisierung reduziert werden. Die Nachweiseffizienz wird davon nicht merklich beeinträchtigt. Für ausreichend lange Messzeiten ist eine Nachweisgrenze von weniger als 10 Ereignissen pro Tag zu erwarten. Für eine, für diesen Aufbau geeignete, Targetgeometrie ist mit etwa 50 Alphazerfällen des 144Nd pro Tag zu rechnen. Mit einer Nachweiseffizienz von etwas unter 50 % sollte die Messung am 144Nd gut möglich sein. / The realization of this work was the usage of a Frisch grid ionization chamber for measuring the lowest specific alpha activity. In the practical case the detector should be used to remeasure the half life of 144Nd. Only very thin targets can be used, due to the extreme long half life and the very short range of alpha particles in matter. The area of the samples must be big enough to get the required activity. In comparison gridded ionization chambers are the most practical devices. The chamber was realized in that way, that two gridded chambers shares a common anode. This could be used to minimize the detector background. The charge, which was induced in the detector electrodes, is acquired by an analog to digital converter. The full analysis of the data is done after the measurement. With the pulse form analysis it is possible to extract information about every event occurring in the detector. It is also possible to correct the grid inefficiency and the correlated angle dependence of the pulse height. This improves the energy resolution. A resolution of 0.86 % at 5.1 MeV is possible. The characterization of the events is also used for the suppression of the detector background. Due to different conditions for an assumed alpha event the majority of the events which disturbs the measurement could be removed. So it is possible to suppress the background in the range between 1 MeV to 2.2 MeV of 435 events per day without the characterization to 21.6 events per day with characterization, which is a factor of roughly 20. The detection efficiency is not noticeably effected. For sufficiently long measurements a lowest limit of detection of 10 counts per day is expectable. For a target geometry which can be used with this setup, about 50 alpha decays of 144Nd per day will occur. With a detection efficiency a bit below 50 % the measurement on Nd should be possible.

233 U est le noyau fissile produit dans le cycle du combustible 232 T h/233 U qui a été proposé comme une alternative plus sûre et plus propre du cycle 238 U/239 P u. La connaissance précise de la section efficace de capture de neutrons de cet isotope est requise avec une haute précision pour la conception et le développement de réacteurs utilisant ce cycle du combustible. Les deux seuls jeux de données expérimentales fiables pour la section efficace de capture de l’233 U montrent des écarts important allant jusqu’à 20%. Ces différences peuvent être dues à desincertitudes systématiques associées à l'efficacité du détecteur, la correction du temps mort, la soustraction du bruit de fond et le phénomène d’empilement de signaux causé par la forteactivité α de l’échantillon. Un dispositif expérimental dédié a la mesure simultanée des sections efficaces de fission et de capture des noyaux fissiles radioactifs a été conçu, assemblé et optimiséau CENBG dans le cadre de ce travail. La mesure sera effectuée à l’installation de temps de vol de neutrons Gelina de l’IRMM, où les sections efficaces neutroniques peuvent être mesurées sur une large gamme d’énergie avec une haute résolution énergétique. Le détecteur de fission se compose d’une chambre à ionisation (CI) multi-plaque de haute efficacité. Les rayons γ produits dans les réactions de capture sont détectés par un ensemble de six scintillateurs C6 D6entourant la CI. Dans ces mesures, les rayons γ de la capture radiative sont masqués parle grand nombre de rayons γ de fission, ce qui représente le problème le plus délicat. Ces γ parasites doivent être soustraits par la détection des événements de fission avec une efficacité très bien connue (méthode de VETO). Une détermination précise de cette efficacité est assezdifficile. Dans ce travail, nous avons soigneusement étudié la méthode des neutrons prompts de fission pour la mesure de l'efficacité de la CI, apportant un éclairage nouveau sur la méthode, ce qui a permi d’obtenir une excellente précision sur l'efficacité de détection des fission d’une sourcede 252 Cf. Avec cette même source, plusieurs paramètres (pression du gaz, haute tension et la distance entre les électrodes) ont été étudiés afin de déterminer le comportement de la CI et detrouver le point de fonctionnement idéal : une bonne séparation énergétique entre les particulesα et les fragments de fission (FF) et une bonne résolution temporelle. Une bonne séparationα-FF a également été obtenue avec une cible d’233 U très radioactive. De plus, l’analyse deforme de signaux entre les rayons γ et les neutrons dans les détecteurs C6 D6 a été observée àGelina dans des conditions expérimentales réalistes. Pour conclure, le dispositif expérimentalet la méthode de VETO ont été soigneusement vérifiés et validés, ouvrant la voie à la mesure future des sections efficaces de capture et fission d’233 U . / 233U is the fissile nucleus produced in 232T h/233U fuel cycle which has been proposed as asafer and cleaner alternative to the 238U/239P u cycle. The accurate knowledge of the neutroncapture cross-section of this isotope is needed with high-precision for design and developmentof this fuel cycle. The only two reliable experimental data for the capture cross-section of233U show discrepancies up to 10%. These differences may be due to systematic uncertaintiesassociated with the detector efficiency, dead-time effects, background subtraction and signalpile-up caused by the α-activity of the sample. A special experimental set-up for simultaneousmeasurement of fission and capture cross sections of radioactive fissile nuclei was designed,assembled and optimized at CENBG in the frame of this work. The measurement will be per-formed at the Gelina neutron time-of-flight facility at IRMM, where neutron cross sectionscan be measured over a wide energy range with high energy resolution. The fission detectorconsists of a multi-plate high-efficiency ionization chamber (IC). The γ-rays produced in cap-ture reactions are detected by an array of six C6 D6 scintillators surrounding the IC. In thesemeasurements the radiative capture γ-rays are hidden in large background of fission γ-rays thatrepresents a challenging issue. The latter has then to be subtracted by detecting fission eventswith a very well known efficiency (VETO method). An accurate determination of this efficiencyis rather difficult. In this work we have thoroughly investigated the prompt-fission-neutronsmethod for the IC efficiency measurement, providing new insights on this method. Thanks tothis study the IC efficiency was determined with a very low uncertainty. Using a 252Cf source,several parameters (gas pressure, high voltage and the distance between the electrodes) havebeen studied to determine the behaviour of the IC in order to find the ideal operation point:a good energy separation between α-particles and fission fragments (FF) and a good timingresolution. A good α-FF separation has been obtained with a highly radioactive 233U target.Also, the pulse-shape discrimination between γ-rays and neutrons in the C6D6 detectors wasobserved at Gelina under realistic experimental conditions. To conclude, the experimentalset-up and the VETO method have been carefully checked and validated, opening the way tofuture measurements of the capture and fission cross sections of 233U.

233U is the fissile nucleus produced in 232T h/233U fuel cycle which has been proposed as asafer and cleaner alternative to the 238U/239P u cycle. The accurate knowledge of the neutroncapture cross-section of this isotope is needed with high-precision for design and developmentof this fuel cycle. The only two reliable experimental data for the capture cross-section of233U show discrepancies up to 10%. These differences may be due to systematic uncertaintiesassociated with the detector efficiency, dead-time effects, background subtraction and signalpile-up caused by the α-activity of the sample. A special experimental set-up for simultaneousmeasurement of fission and capture cross sections of radioactive fissile nuclei was designed,assembled and optimized at CENBG in the frame of this work. The measurement will be per-formed at the Gelina neutron time-of-flight facility at IRMM, where neutron cross sectionscan be measured over a wide energy range with high energy resolution. The fission detectorconsists of a multi-plate high-efficiency ionization chamber (IC). The γ-rays produced in cap-ture reactions are detected by an array of six C6 D6 scintillators surrounding the IC. In thesemeasurements the radiative capture γ-rays are hidden in large background of fission γ-rays thatrepresents a challenging issue. The latter has then to be subtracted by detecting fission eventswith a very well known efficiency (VETO method). An accurate determination of this efficiencyis rather difficult. In this work we have thoroughly investigated the prompt-fission-neutronsmethod for the IC efficiency measurement, providing new insights on this method. Thanks tothis study the IC efficiency was determined with a very low uncertainty. Using a 252Cf source,several parameters (gas pressure, high voltage and the distance between the electrodes) havebeen studied to determine the behaviour of the IC in order to find the ideal operation point:a good energy separation between α-particles and fission fragments (FF) and a good timingresolution. A good α-FF separation has been obtained with a highly radioactive 233U target.Also, the pulse-shape discrimination between γ-rays and neutrons in the C6D6 detectors wasobserved at Gelina under realistic experimental conditions. To conclude, the experimentalset-up and the VETO method have been carefully checked and validated, opening the way tofuture measurements of the capture and fission cross sections of 233U.