Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - CAPES / The breast tomosynthesis is appearing in several studies that aim to investigate most appropriate parameters to obtaining images of high quality with dose values of ionizing radiation within the limits imposed for digital mammography. The parameters are related to an angular range limited used in examinations, the number of projections, the X-rays beam energies, and the reconstruction of projections, using specific algorithm, mainly. The advantage of tomosynthesis while a new mammographic technology in relation to the other techniques that employ X-rays is its potential to reduced overlap effect of breast tissue. The contribution of variation of the angle of the beams on the dose in breast examined, due to a change in the geometry used in the examination, should be investigated. To determine the impact that this variation has on the dose in the breast and in other organs and tissues of the human body, an important tool is the Computational Simulation by Monte Carlo. The main proposal of this work was to use the code of Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) to study absorbed doses in breast and other organs of the patient during the examination of digital tomosynthesis mammary glands. For this reason, it was used an anthropomorphic female adult phantom with representation of the body, tissues and internal structures and realistic adult patient incorporated in a scenario of radiation from a commercial model of equipment of each. The values of absorbed doses found with the AGMS-M tomosynthesis meter were lower than in digital mammography, the differences between tomosynthesis and mammography were 12.3% using 24 kVp, 10.74% for 28 kVp and 11.21% for 30 kVp. Comparing the experimental and that found in the simulation, the values of the absorbed doses had a smaller difference verified to 24 kVp, of 3.3% and a greater difference to 28 kVp, of 6.2%. The results obtained for the colon and brain have presented relative error (R) above 10% due to the occurrence of natural shielding and distance of these components of the primary beam of radiation. The CCs of equivalent dose in this study show that the estimated dose in the simulator anthropomorphic adult female is much greater in each of which in mammography, because the configuration of the acquisition of different geometry between digital mammography and tomosynthesis, and the sweep time which is higher in each. / A tomossíntese mamária vem aparecendo em vários estudos que buscam investigar tanto parâmetros mais adequados para obtenção de imagens de qualidade quanto valores de doses de radiação ionizante dentro dos limites impostos para mamografia digital. Os parâmetros estão relacionados às energias dos feixes de raios X nos exames, ao intervalo angular das projeções, ao número de projeções, e à reconstrução dessas, principalmente. A reconstrução das imagens é realizada utilizando-se algoritmos específicos. A vantagem da tomossíntese enquanto nova tecnologia em relação as outras técnicas mamográficas que empregam raios X é o seu potencial de imageamento com reduzido efeito de sobreposição do tecido mamário. A contribuição da variação angular dos feixes sobre a dose na mama examinada, devido à alteração na geometria do exame, deve ser investigada. Para determinar o impacto que essa variação exerce sobre a dose na mama e nos demais órgãos e tecidos do corpo humano, uma importante ferramenta é a simulação computacional por Monte Carlo. A proposta principal deste trabalho foi utilizar o código de Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) para estudar as doses absorvidas na mama e demais órgãos do paciente durante o exame de tomossíntese digital mamária. Para isso, foi utilizado um simulador antropomórfico adulto feminino com representação dos órgão, tecidos e estruturas internas bem realista de paciente adulto incorporado em cenário de radiação de um modelo comercial de equipamento de tomossíntese. Os valores das doses absorvidas encontrados com o medidor AGMSM em tomossíntese mostrou-se menor do que na mamografia digital, as diferenças entre a tomossíntese e a mamografia foram 12,3% empregando-se 24 kVp, 10,74% para 28 kVp e 11,21% para 30 kVp. Comparando o experimental e o encontrado na simulação, os valores das doses absorvidas teve uma menor diferença verificada para 24 kVp, de 3,3% e uma maior diferença para 28 kVp, de 6,2%. Os resultados obtidos para o cólon e cérebro apresentaram erro relativo (R) acima de 10%, isso devido a decorrência de blindagem natural e da distância desses órgãos ao feixe primário de radiação. Os Coeficientes de conversão de dose equivalente obtidos mostraram que a dose estimada no simulador antropomórfico adulto feminino é maior na tomossíntese do que na mamografia digital, devido a configuração de aquisição de geometria diferente entre a mamografia e tomossíntese, e ao tempo de varredura, que é maior na tomossíntese.

The Master Thesis deals with the use of thorium nuclear fuel in accelerator driven systems. Basic principle of ADS, present situation and future possibilities are described in this work. The main goal of the work is determination of neutron flux in spallation target QUINTA. In December 2013, an experiment was performed at Joint Institute for Nuclear Research, Dubna. Samples of cobalt, situated at different positions in QUINTA target, were irradiated in secondary neutron field generated by deuteron beam of energies 2 AGeV and 4 AGeV and beam of C-12 with energy 2 AGeV. The samples were measured with the use of germanium semiconductor detectors and analysed using gamma-ray spectrometry. Reaction rates of Co-59 products were determined. Neutron flux was determined in setup QUINTA on the base of experimental reaction rates. Experimental reaction rates were compared with calcula1tion of MCNPX code.

La principal motivación que ha propiciado el veloz progreso de las técnicas de prevención y tratamiento del cáncer en los últimos años ha sido, y continúa siendo, su protagonismo en las listas de principales causas de muerte: más de 10 millones de diagnósticos anuales a escala global y más de 160.000 en territorio español. En este contexto, la implementación clínica de los Sistemas de Planificación de Tratamientos de Radioterapia (RTPS) ha desempeñado un papel capital. Resulta lugar común en el ámbito de la medicina nuclear que los algoritmos convencionales de cálculo de dosis que poseen los RTPS, de naturaleza determinista, carecen de la precisión necesaria a la hora de determinar el transporte lateral de electrones cuando un haz de partículas cargadas incide en la interfaz entre un medio material de densidad baja y otro de densidad alta; además, incurren en predicciones de dosis erróneas ante la presencia de heterogeneidades debido a la alta dispersión de electrones que se produce entre los distintos materiales. Se ha comprobado que los métodos de cálculo de dosis basados en Monte Carlo (MC) proporcionan distribuciones de dosis más precisas que los algoritmos convencionales en los planificadores 3D comerciales. Sin embargo, pese a la substancial mejora que ofrecen los primeros, aún no se han conseguido implementar de forma extensiva en el ámbito clínico debido al coste de tiempo computacional que requieren para obtener resultados con una estadística aceptable. Esta tesis presenta un estudio de integración de cálculos dosimétricos realizados con un código de transporte de partículas basado en Monte Carlo (MCNP) en un Sistema de Planificación de Tratamientos de distribución libre (PlanUNC), análogo a los comerciales. El trabajo comprende no sólo la consecución de un software que permite la intercomunicación de MCNP con PLUNC, al que se designa con el nombre de MCTPS-UPV, sino también un estudio de optimización de la simulación MC con objeto de agilizar el cálculo y minimizar su tiempo de computación, sin perjuicio de obtener resultados estadísticamente válidos. Los resultados demuestran que, acoplando en PLUNC el código MCNP en su versión 5 1.40 (y partiendo de la suposición de que los resultados de MCNP5 se ajustan a los experimentales en un intervalo de error del 5%, puesto que han sido validados experimentalmente en una cuba de agua con heterogeneidades con el acelerador lineal (LinAc) Elekta Precise y un colimador multiláminas (MLC)), puede efectuarse dicha simulación en pacientes reales mediante una metodología que permite tiempos computacionales aptos para su aplicación clínica y deposiciones de dosis precisas en medios heterogéneos. La investigación proporciona, además, de forma académica, un estudio extensivo tanto práctico como teórico en torno a la simulación MC en sistemas de planificación de tratamientos y a las particularidades asociadas a la implementación clínica de los algoritmos dosimétricos MC, tales como la influencia de las heterogeneidades en la deposición de dosis en el paciente, la influencia del tamaño de la voxelización o la reducción de varianza en el cálculo estadístico, tan importantes en el contexto en que ésta se inscribe. Las simulaciones se llevan a cabo mediante un LinAc Elekta Precise con MLC y distintos tamaños y conformaciones de campo que permiten un análisis exhaustivo de todas las variables que participan en la irradiación. Finalmente, el trabajo debe derivar en una futura validación experimental de las distribuciones de dosis dentro del maniquí RANDO mediante dosímetros, además de en la posibilidad de obtener tiempos de cálculo realistas mediante tecnologías más accesibles al usuario, en la posibilidad de incluir una conformación del haz posterior a la simulación incial del espacio de fase o en el estudio de la contaminación del paciente por fotoneutrones. / Abella Aranda, V. (2014). Sistema de Planificación de Tratamientos de Radioterapia para Aceleradores Lineales de Partículas (LinAc) basado en el método Monte Carlo [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/43219

Neste trabalho apresentamos um estudo das reações de spallation a energias interme- diárias em núcleos actinídeos e pré-actinídeos. Para esta finalidade foi utilizado o modelo de Monte Carlo CRISP (Colaboração Rio-São Paulo), que neste estudo foi importante na reprodução da distribuição de massa de produtos residuais e as seções de choque de fissão e espalação. Estes observáveis são importantes para o estudo de Reatores Hibridos ADS considerado como dispositivos promissores para a transmutação de resíduos nucle- ares. Os modelos físicos necessários para uma correta simulação de dados experimentais foram já implementadas no CRISP, como o modelo de evaporação para emissão de par- tículas descrito por Weisskopf de 1937, e para fissão o clássico modelo de Bohr/Wheeler de 1939. Para a obtenção da distribuição dos fragmentos de massa de fissão o CRISP conta também com um modelo baseado na parametrização multimodal de fissão, que si- mula os processos de fissão simétrica e assimétrica predominantes em altas e baixas ener- gias, respectivamente. Os resultados obtidos do CRISP depois da aplicação dos modelos mencionados, foram os rendimentos de massa dos fragmentos residuais, os quais foram analisadas para o cálculo da seção de choque de fissão e espalação mediante uma fórmula implementada no modelo. Com o resultado se fez o gráfico da distribuição de massa para cada uma das reações analisadas. Uma das reações estudadas foi a reação induzida por fótons de Bremsstrahlung com energias máximas de 50 e 3500 MeV em um alvo de 181 Ta, calculando a distribuição de massa de fissão e espalação, mostrando bons resultados de acordo com os dados experimentais. Nas reações induzidas por prótons foram calcula- das as seções de choque de fissão e espalação assim como sua respectiva distribuição de massa dos produtos residuais. Neste caso estudamos duas reações, sendo: a reação p (1 GeV) + 208 Pb, e a reação de p (660 MeV) + 238 U. Para a primeira reação com chumbo os resultados do CRISP foram comparados com dados experimentais, e também com os resultados obtidos do modelo MCNPX-Bertini do trabalho de Baylac-Domengetroy de 2003, que simulou a mesma reação com chumbo. Obtendo-se melhores resultados com o CRISP mas com uma superestimação de dados no final da distribuição calculada. No caso do urânio, foi necessário usar a chamada fissão superassimétrica porque a distribuição de massa experimental é mais complexa e o modelo multimodal clássico não é suficiente para sua correta simulação. Foi também estudado as reações induzidas por dêuterons usando o modelo CRISP, mostrando os resultados da distribuição de massa para 197 Au e 208 Pb com algumas limitações do modelo para este tipo de reações. / In this work we present a study of the spallation reactions by intermediate energies in actinide and pre-actinide nuclei. For this purpose we used the Monte Carlo model CRISP (Rio-São Paulo Collaboration), for our study was important in the reproduction of the mass distribution of waste products and the total fission and spallation cross secti- ons. These observables are important for the study of Accelerator Driven System Reac- tors (ADS) considered as promising devices for the transmutation of nuclear waste. The physical models needed for a correct simulation of experimental data were already imple- mented in CRISP, such as the evaporation model for emission of particles described by Weisskopf in 1937, and the classical Bohr/Wheeler model in 1939, for fission. To obtain the fragment mass distribution for fission, CRISP has a model based on multimodal fis- sion parameter, which simulates the processes called symmetric and asymmetric fission that are predominant at high and low energies respectively. The CRISP results, obtai- ned after the application of the above mentioned models, were the mass yield of residual fragments, which were analyzed to calculate the fission and spallation cross section using a formula that was implemented in the CRISP model. With these result was obtained the mass distribution for each reaction analyzed. One of the reactions studied was a re- action induced by Bremsstrahlung photons with endpoint energies of 50 MeV and 3500 in a target 181 Ta, calculating the fission and spallation mass distribution, showing good results according the experimental data. In the reactions induced by protons were cal- culated fission and spallation cross sections as well as their respective mass distribution of the residual products. In this case we study two reactions, as follows: p (1 GeV) + 208 , and p (660 MeV) + 238 U. For the first reaction with lead, the results of CRISP were compared with experimental data and with results obtained of MCNPX-Bertini model of Baylac-Domengetroy work in 2003, simulated the same reaction with lead. Obtaining better results with CRISP, but with data-overestimated at the end of calculated distribu- tion. For uranium it was necessary to use the called superasymmetric fission, because the experimental mass distribution is more complicated and the classical model is not suffi- cient for a correct simulation. Has been also studied the reactions induced by deuterons using the CRISP model, showing the mass distribution

Cette thèse a été préparée en cotutelle entre l’Université de Strasbourg et l’Université des SciencesTechniques et Technologies de Bamako (Mali). Elle s’articule principalement autour de la caractérisation des Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (DSTN) afin de les utiliser pour la métrologie du radon et des neutrons conformément aux nouvelles recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR-103). Les fonctions de réponse de PN3 et Neutrak, associés avec des convertisseurs adaptés, ont été étudiés en les irradiant par des neutrons du calibrateur Am-Be de l’IPHC (Institut Pluridisciplinaire Hubert Curien), aux protons de 1 à 3 MeV de l’accélérateur Van de Graaff de l’INESS (INstitut d’Electronique du Solide et des Systèmes) et par des neutrons de référence thermiques et rapides auprès des installations de l’IRSN (Institut de Radiologie et de Sûreté Nucléaire). En dosimétrie neutronique, nous avons pu reproduire les résultats d’un test d’intercomparaison pour des neutrons rapides organisé par l’IRSN qui a validé nos mesures expérimentales, ce qui a permis de les appliquer aux neutrons thermiques. Un prototype de dosimètre neutrons basé sur la détection des thermiques a été testé avec succès au calibrateur de l’IPHC. Nous avons ainsi pu démontrer la faisabilité d’un dosimètre pouvant discriminer la contribution des neutrons thermiques des neutrons rapides par des convertisseurs chargés en bore BE10 et BN1. Les étalonnages de PN3 par des protons et des particules alpha permettraient de reconstituer le spectre en énergie des neutrons et de déterminer la dose associée.En métrologie radon, l’étalonnage de CR-39 dans une chambre à 222Rn a fourni une valeur de 0,12±0,02tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3. Elle a été comparée à la valeur 0,13 tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3 obtenue par simulation Monte Carlo à l’aide du code MCNPX. Comme application, la concentration et la dose effective annuelle du radon ont été déterminées pour la première fois dans des habitats de Bamako. Toutes les valeurs obtenues se trouvent dans les limites de sécurité recommandées par la CIPR. Également pour la première fois, des mesures par spectrométrie gamma et par contact radiographie ont été réalisées sur des échantillons de sol malien. Les activités massiques mesurées pour les régions de Ségou, Sikasso, Bamako et Kayes se trouvent dans la gamme de 19,9 à 132 Bq.kg-1. / This thesis was prepared in cotutelage between the University of Strasbourg and the University of Technical Sciences and Technology of Bamako (Mali). It deals principally with the characterization of Solid State Nuclear Track Detectors (SSNTD) for measuring radon and neutrons in conformity with the new recommendations of the International Commission for Radiation Protection (CIPR-103). The response functions of PN3 and Neutrak, associated with adapted converters, have been studied in irradiations with neutrons at the Am-Be irradiator of the IPHC (Institut Pluridisciplinaire Hubert Curien), with 1 to 3 MeV protons of the Van de Graaff accelerator of the INESS (INstitut d’Electronique du Solide et des Systèmes)and by reference thermal and fast neutrons at the IRSN (Institut de Radiologie et de Sûreté Nucléaire).As concerns neutron dosimetry, we could reproduce the results of fast neutron intercomparison test organized by the IRSN, which validated our experimental methods and permits them to be applied to thermal neutrons. A prototype neutron dosimeter based on thermal detection has been successfully tested at theIPHC’s irradiator. The feasibility of a dosimeter to discriminate thermal and fast neutrons using boron containing BE10 and BN1 converters has been demonstrated. Calibrations of PN3 with protons and alphaparticles will permit reconstituting neutron energy spectrum and to determine the associated dose.Calibration of CR-39 in a 222Rn chamber furnished the value 0.12± 0.02 tr.cm-2.d-1.Bq-1.m3 that can becompared to the value 0.13 tr.cm-2.d-1.Bq-1.m3 obtained by MCNPX simulation. As an application, the concentration and annual effective dose of radon has been determined for the first time in some dwellings of Bamako. All of the values are within the security limits recommended by the CIPR. Also for the first time,measurements by gamma spectrometry and by contact radiography were made on samples of Malian soil.The mass activities measured for the regions of Ségou, Sikasso, Bamako and Kayes fall in the range of 19.9to 132 Bq.kg-1.

La spectrométrie γ dose en une seule mesure tous les émetteurs γ dans un échantillon. L’auto-absorption des rayonnements γ dans des échantillons se manifeste par des pertes ou des gains d'impulsions. Pour caractériser une nouvelle géométrie de comptage, des améliorations du dispositif existant ont été apportées par des simulations MCNPX. Avec ce nouveau dispositif nous avons pu spécifier les doses absorbées et efficaces annuelles ainsi que les facteurs de conversion de dose des radioisotopes naturels pour des matériaux de construction et des prélèvements de sols. Des simulations ont montré l’influence des seuils de détection des rayonnements γ donc sur les facteurs de conversion de dose et la nécessité d’une mise à jour de ces facteurs. L’analyse par spectrométrie γ in situ du sol fait appel à des efficacités de détection simulées par MCNPX pour une source aux dimensions semi-infinies. Une application a été réalisée autour d’une centrale nucléaire et une autre pour une société. / Γ-ray spectrometry enables determining all γ-ray emitters in a sample with a single measurement. Self-absorption of γ-rays in samples is manifest by a loss or a gain of pulses that results in a poor estimation of the counting efficiency. To characterize a new counting geometry improvements of the existing set-up were made with MCNPX simulations. With the new geometry we could specify absorbed and annual effective doses as well as dose conversion factors for the natural radioisotopes of several building materials and soil samples. Simulations show the influence of detection limits of γ-radiation on dose conversion factors and the need for updating these factors. γ-ray measurements of soil in situ require different counting efficiencies simulated by MCNPX for a semi-infinite source. Two in-situ soil analyses were made, one around a nuclear power and the other for a private company.

Neste trabalho apresentamos um estudo das reações de spallation a energias interme- diárias em núcleos actinídeos e pré-actinídeos. Para esta finalidade foi utilizado o modelo de Monte Carlo CRISP (Colaboração Rio-São Paulo), que neste estudo foi importante na reprodução da distribuição de massa de produtos residuais e as seções de choque de fissão e espalação. Estes observáveis são importantes para o estudo de Reatores Hibridos ADS considerado como dispositivos promissores para a transmutação de resíduos nucle- ares. Os modelos físicos necessários para uma correta simulação de dados experimentais foram já implementadas no CRISP, como o modelo de evaporação para emissão de par- tículas descrito por Weisskopf de 1937, e para fissão o clássico modelo de Bohr/Wheeler de 1939. Para a obtenção da distribuição dos fragmentos de massa de fissão o CRISP conta também com um modelo baseado na parametrização multimodal de fissão, que si- mula os processos de fissão simétrica e assimétrica predominantes em altas e baixas ener- gias, respectivamente. Os resultados obtidos do CRISP depois da aplicação dos modelos mencionados, foram os rendimentos de massa dos fragmentos residuais, os quais foram analisadas para o cálculo da seção de choque de fissão e espalação mediante uma fórmula implementada no modelo. Com o resultado se fez o gráfico da distribuição de massa para cada uma das reações analisadas. Uma das reações estudadas foi a reação induzida por fótons de Bremsstrahlung com energias máximas de 50 e 3500 MeV em um alvo de 181 Ta, calculando a distribuição de massa de fissão e espalação, mostrando bons resultados de acordo com os dados experimentais. Nas reações induzidas por prótons foram calcula- das as seções de choque de fissão e espalação assim como sua respectiva distribuição de massa dos produtos residuais. Neste caso estudamos duas reações, sendo: a reação p (1 GeV) + 208 Pb, e a reação de p (660 MeV) + 238 U. Para a primeira reação com chumbo os resultados do CRISP foram comparados com dados experimentais, e também com os resultados obtidos do modelo MCNPX-Bertini do trabalho de Baylac-Domengetroy de 2003, que simulou a mesma reação com chumbo. Obtendo-se melhores resultados com o CRISP mas com uma superestimação de dados no final da distribuição calculada. No caso do urânio, foi necessário usar a chamada fissão superassimétrica porque a distribuição de massa experimental é mais complexa e o modelo multimodal clássico não é suficiente para sua correta simulação. Foi também estudado as reações induzidas por dêuterons usando o modelo CRISP, mostrando os resultados da distribuição de massa para 197 Au e 208 Pb com algumas limitações do modelo para este tipo de reações. / In this work we present a study of the spallation reactions by intermediate energies in actinide and pre-actinide nuclei. For this purpose we used the Monte Carlo model CRISP (Rio-São Paulo Collaboration), for our study was important in the reproduction of the mass distribution of waste products and the total fission and spallation cross secti- ons. These observables are important for the study of Accelerator Driven System Reac- tors (ADS) considered as promising devices for the transmutation of nuclear waste. The physical models needed for a correct simulation of experimental data were already imple- mented in CRISP, such as the evaporation model for emission of particles described by Weisskopf in 1937, and the classical Bohr/Wheeler model in 1939, for fission. To obtain the fragment mass distribution for fission, CRISP has a model based on multimodal fis- sion parameter, which simulates the processes called symmetric and asymmetric fission that are predominant at high and low energies respectively. The CRISP results, obtai- ned after the application of the above mentioned models, were the mass yield of residual fragments, which were analyzed to calculate the fission and spallation cross section using a formula that was implemented in the CRISP model. With these result was obtained the mass distribution for each reaction analyzed. One of the reactions studied was a re- action induced by Bremsstrahlung photons with endpoint energies of 50 MeV and 3500 in a target 181 Ta, calculating the fission and spallation mass distribution, showing good results according the experimental data. In the reactions induced by protons were cal- culated fission and spallation cross sections as well as their respective mass distribution of the residual products. In this case we study two reactions, as follows: p (1 GeV) + 208 , and p (660 MeV) + 238 U. For the first reaction with lead, the results of CRISP were compared with experimental data and with results obtained of MCNPX-Bertini model of Baylac-Domengetroy work in 2003, simulated the same reaction with lead. Obtaining better results with CRISP, but with data-overestimated at the end of calculated distribu- tion. For uranium it was necessary to use the called superasymmetric fission, because the experimental mass distribution is more complicated and the classical model is not suffi- cient for a correct simulation. Has been also studied the reactions induced by deuterons using the CRISP model, showing the mass distribution

Interstitial brachytherapy using permanent seeds is a common modality for the treatment of early stage prostate cancer. It consists of inserting hundreds of radioactive seeds (size of a grain of rice) in the prostate by means of transperineal needles. In this procedure, dose delivery to healthy surrounding organs at risk (OAR) and dose homogeneity within the prostate are of prime concern. Placement errors should therefore be minimized to avoid unacceptable area underdosage or overdosage. At present, brachytherapy seeds can be loaded with three different radionuclides: iodine-125 (¹²⁵I: 28.37 keV; 59.40 days), palladium-103 (¹⁰³Pd: 20.74 keV; 16.991 days), and cesium-131 (¹³¹Cs: 30.45 keV; 9.689 days). Long or short term morbidity is the main drawback of ¹²⁵I and ¹³¹Cs due to their deeper penetration in the normal tissues. However, both provide a good homogeneity of the dose distribution within the prostate. By contrast, ¹⁰³Pd offers a short penetration depth that reduces the dose to OAR. Nevertheless, it could result in cold spot (underdosage) where a recurrence of the cancer could appear. A compromise had to be found between good implant uniformity and low dose to OAR. We propose therefore to study if the combination of two radionuclides inside the same seed could be a solution. Two mixtures were considered: ¹⁰³Pd_0.75-¹²⁵I_0.25 and ¹⁰³Pd_0.25-¹³¹Cs_0.75. The subscripts denote the fractions of internal activity of each radionuclide. The work is subdivided into three steps. First we adapt the AAPM TG-43U1 dosimetry formalism used by the physician to make multiple-radionuclides sources compatible with Treatment Planning Systems (TPS). Then the dose distributions around the bi-radionuclide seeds are determined. Second, the prescription doses for both sources are derived using the linear quadratic model for tumor cell surviving fraction. They were computed using mono-radionuclide implants as benchmarks. Finally, treatment plans and Dose-Volume Histograms parameters have been computed on real patients virtually implanted with bi-radionuclide seeds and the results were compared with the mono-radionuclide one. These parameters can then be used to evaluate the Normal Tissue Complication Probability (NTCP) of urethra, the most exposed organ at risk in prostate brachytherapy. First, dosimetry results show that, from a pure physical point of view (i.e. without tissue reponse), the dose distributions of both mixtures lies in between that for ¹⁰³Pd and ¹²⁵I/¹³¹Cs. The compromise between homogeneity and reduced dose at large distance can be reached. Second, the averaged prescription doses for the Pd-I mixture are 142⁺¹⁵_-16Gy and 142⁺⁶_-8Gy using ¹⁰³Pd and ¹²⁵I as benchmarks, respectively. The values for the Pd Cs mixture are 128⁺¹³_-13Gy and 115⁺⁶_-7Gy, using ¹⁰³Pd and ¹³¹Cs, respectively, as benchmarks. Finally, urethral NTCP results fall in the 19 to 23% range. However, they are affected by large uncertainties, making the comparison difficult. At present, no conclusion could be drawn about the efficiency of bi-radionuclide brachytherapy in comparison with mono-radionuclide using the available models. Permanent seed prostate brachytherapy suffers a lot from the lack of precision on radiobiological modelling parameters. A better knowledge of their values could significantly improve the predicting models and therefore lead to better treatment outcome.

Cette thèse a été préparée en cotutelle entre l'Université de Strasbourg et l'Université des SciencesTechniques et Technologies de Bamako (Mali). Elle s'articule principalement autour de la caractérisation des Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (DSTN) afin de les utiliser pour la métrologie du radon et des neutrons conformément aux nouvelles recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR-103). Les fonctions de réponse de PN3 et Neutrak, associés avec des convertisseurs adaptés, ont été étudiés en les irradiant par des neutrons du calibrateur Am-Be de l'IPHC (Institut Pluridisciplinaire Hubert Curien), aux protons de 1 à 3 MeV de l'accélérateur Van de Graaff de l'INESS (INstitut d'Electronique du Solide et des Systèmes) et par des neutrons de référence thermiques et rapides auprès des installations de l'IRSN (Institut de Radiologie et de Sûreté Nucléaire). En dosimétrie neutronique, nous avons pu reproduire les résultats d'un test d'intercomparaison pour des neutrons rapides organisé par l'IRSN qui a validé nos mesures expérimentales, ce qui a permis de les appliquer aux neutrons thermiques. Un prototype de dosimètre neutrons basé sur la détection des thermiques a été testé avec succès au calibrateur de l'IPHC. Nous avons ainsi pu démontrer la faisabilité d'un dosimètre pouvant discriminer la contribution des neutrons thermiques des neutrons rapides par des convertisseurs chargés en bore BE10 et BN1. Les étalonnages de PN3 par des protons et des particules alpha permettraient de reconstituer le spectre en énergie des neutrons et de déterminer la dose associée.En métrologie radon, l'étalonnage de CR-39 dans une chambre à 222Rn a fourni une valeur de 0,12±0,02tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3. Elle a été comparée à la valeur 0,13 tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3 obtenue par simulation Monte Carlo à l'aide du code MCNPX. Comme application, la concentration et la dose effective annuelle du radon ont été déterminées pour la première fois dans des habitats de Bamako. Toutes les valeurs obtenues se trouvent dans les limites de sécurité recommandées par la CIPR. Également pour la première fois, des mesures par spectrométrie gamma et par contact radiographie ont été réalisées sur des échantillons de sol malien. Les activités massiques mesurées pour les régions de Ségou, Sikasso, Bamako et Kayes se trouvent dans la gamme de 19,9 à 132 Bq.kg-1.

Ionizing radiation has a harmful potential to humans, so the protection of workers and public individuals is fundamental for the safe use of radiation in different practical purpose. Therefore, is necessary to set exposure limits to radiation using dosimetric quantities such as equivalent dose and effective dose. However equivalent and effective dose are not directly measured, so it is necessary calculate conversion coefficients (CC¡¦s) which relates this quantities with measured quantities such as particles fluence. In the literature exposure scenarios are, in general, built with simulator in the standing posture, but exposure of individuals to radiation can occur in other posture, so the aim of this work is calculate and compare the absorbed dose-to-fluence conversion coefficients (DT/ ¶) and effective dose-to-fluence conversion coefficients (E/ ¶) for the female hybrid simulator (UFHADF) in the standing and sitting posture and for the male hybrid simulator (UFHADM) in the standing posture using the Monte Carlo code MCNPX for monoenergetic protons from 2 MeV to 10 GeV and in the antero posterior (AP), postero anterior (PA), right lateral (RLAT), left lateral (LLAT), rotational (ROT) and isotropic (ISO) exposure scenarios. Comparing the CC¡¦s between standing and sitting posture of UFHADF simulator, it was observed that in the AP and PA irradiation geometry the relative differences in the head, chest and the superior abdomen organs were not relevant. However in the others irradiation geometries, for some organs in the abdomen and chest region differences in CC¡¦s were observed. The organs that presented more differences in CC¡¦s were uterus (538 % in RLAT geometry), bladder (80 % in ROT geometry) and ovaries (2861 % in LLAT geometry) since this organs are located in the lower abdominal region, in which the position of legs and arms are different between standing and sitting posture. Calculate the DT/ ¶ e E/ ¶ nconversion coefficients using simulator in the sitting posture is important to estimate more precisely the dose in individuals exposed to radiation in actual scenarios. / As radiacoes ionizantes tem um potencial danoso aos seres humanos e, por isso, a protecao de trabalhadores e de individuos do publico e essencial para o uso seguro das mesmas nos diversos fins praticos. Desta forma, e necessario estabelecer limites de exposicao com relacao a estes tipos de radiacao e, para tanto, sao utilizadas grandezas dosimetricas como a dose equivalente e a dose efetiva. Como a dose equivalente e a dose efetiva nao sao medidas diretamente faz-se necessario o calculo de coeficientes de conversao (CC¡¦s) em ambito computacional, pois eles relacionam estas grandezas com grandezas mensuraveis, como a fluencia de particulas. Como na literatura os cenarios de exposicao sao, em geral, construidos com simuladores implementados na postura vertical e nem sempre a exposicao de individuos a radiacao ocorre nessa postura, esse trabalho tem como finalidade, utilizar o codigo de transporte de radiacao Monte Carlo MCNPX e o simulador antropomorfico adulto feminino UFHADF nas posturas vertical e sentada e o simulador masculino UFHADM na postura vertical para obter e comparar os coeficientes de conversao para dose absorvida (DT) e dose efetiva (E) em termos da fluencia (£X) (DT/£X e E/£X) para protons monoenergeticos de 2 MeV ate 10 GeV, para os cenarios de irradiacao antero-posterior (AP), postero-anterior (PA), lateral direito (RLAT), lateral esquerdo (LLAT), rotacional (ROT) e isotropico (ISO). Na comparacao dos CC¡¦s entre o simulador UFHADF nas posturas vertical e sentada, foi observado que a diferenca relativa entre os CC¡¦s nos orgaos da regiao da cabeca, do torax e do abdomen superior nao foram relevantes nas geometrias de irradiacao AP e PA. Ja nas demais geometrias de irradiacao, para alguns orgaos da regiao do abdomen e torax diferencas nos CC¡¦s foram observadas. Os orgaos que mais apresentaram diferencas nos CC¡¦s foram o utero (538 % na geometria RLAT), a bexiga (80 % na geometria ROT) e os ovarios (2861 % na geometria LLAT) que se localizam na regiao abdominal inferior, regiao onde ha a diferenca na posicao das pernas e bracos do simulador. Assim, o calculo dos coeficientes de conversao DT/ ¶ e E/ ¶ utilizando simuladores antropomorficos na postura sentada e importante para uma estimativa mais precisa da dose em individuos submetidos a cenarios reais de exposicao a radiacao.