Les mesures fines des faibles radioactivités par la spectrométrie gamma nécessitent l'optimisation de la géométrie de détection et la connaissance du schéma de niveaux des raies gamma. Ainsi, on peut augmenter le taux de comptage et par conséquent, réduire l'incerti- tude statistique des pics spectraux exploités pour le calcul de l'activité des radio-isotopes en rapprochant le plus possible l'échantillon du détecteur. Cependant, l'augmentation du volume de l'échantillon demande une correction de l'auto-absorption des émissions par l'échantillon même, et le rapprochement du détecteur est à l'origine du phénomène de pic-somme. L'utilisation de MCNPX a permis de mettre en évidence les effets séparés de la densité de l'échantillon et le nombre atomique effectif dans l'atténuation des photons d'énergie inférieure à 100 keV. Les facteurs de correction du pic-somme sont obtenus par MCNPX, GESPCOR et ETNA. Ainsi, une base des données pour 244 radionucléides a été établie pour des géométrie SG50 et SG500 au contact d'un détecteur. Dans une application à la radioprotection, des échantillons de mat'eriaux de construction ont été analysés par la spectrométrie gamma. L'Uranium-238, le Thorium-232 et le Potassium-40 ont été identifiés et corrigés des effets sus-cités. La dosimétrie de leurs rayonnements gamma a permis d'évaluer les indices de risque, la dose absorbée et la dose efficace annuelle reçues provenant de ces matériaux. Les simulations par MCNPX corroborent le modèle de calcul de la dose absorbée. Il a permis aussi d'étudier la distribution de la dose dans les habitations de diff'erentes dimensions. Les résultats obtenus sont dans les limites réglementaires.

Les simulations Monte Carlo de transport de particules sont un outil incontournable pour l'étude de problèmes de radioprotection. Leur utilisation implique l'échantillonnage d'événements rares grâce à des méthode de réduction de variance qui reposent sur l'estimation de la contribution d'une particule au détecteur. On construit cette estimation sous forme d'une carte d'importance.L’objet de cette étude est de proposer une stratégie qui permette de générer de manière adaptative des cartes d'importance durant la simulation Monte Carlo elle-même. Le travail a été réalisé dans le code de transport des particules TRIPOLI-4®, développé à la Direction de l’énergie nucléaire du CEA (Salay, France).Le cœur du travail a consisté à estimer le flux adjoint à partir des trajectoires simulées avec l'Adaptive Multilevel Splitting, une méthode de réduction de variance robuste. Ce développement a été validé à l'aide de l'intégration d'un module déterministe dans TRIPOLI-4®.Trois stratégies sont proposés pour la réutilisation de ce score en tant que carte d'importance dans la simulation Monte Carlo. Deux d'entre elles proposent d'estimer la convergence du score adjoint lors de phases d'exploitation.Ce travail conclut sur le lissage du score adjoint avec des méthodes d'apprentissage automatique, en se concentrant plus particulièrement sur les estimateurs de densité à noyaux. / Monte Carlo methods are a reference asset for the study of radiation transport in shielding problems. Their use naturally implies the sampling of rare events and needs to be tackled with variance reduction methods. These methods require the definition of an importance function/map. The aim of this study is to propose an adaptivestrategy for the generation of such importance maps during the Montne Carlo simulation. The work was performed within TRIPOLI-4®, a Monte Carlo transport code developped at the nuclear energy division of CEA in Saclay, France. The core of this PhD thesis is the implementation of a forward-weighted adjoint score that relies on the trajectories sampled with Adaptive Multilevel Splitting, a robust variance reduction method. It was validated with the integration of a deterministic module in TRIPOLI-4®. Three strategies were proposed for the reintegrationof this score as an importance map and accelerations were observed. Two of these strategies assess the convergence of the adjoint score during exploitation phases by evalutating the figure of merit yielded by the use of the current adjoint score. Finally, the smoothing of the importance map with machine learning algorithms concludes this work with a special focus on Kernel Density Estimators.

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.

Bien que les technologies d’imagerie soient un acquis réel de la médecine moderne, leur introduction ne semble pas avoir été précédée d’une démarche réflexive suffisante qui aurait permis d’anticiper les multiples enjeux que rencontre la pratique radiologique actuelle. En effet, à force de se focaliser sur les acquis techniques et scientifiques, le cadre de radioprotection en place semble ne pas avoir suffisamment considéré l’apport essentiel que représente la connaissance des aspects sociaux, éthiques et humains que peuvent amener des domaines comme la bioéthique. Cette insuffisance fait en sorte que l’on se retrouve aujourd’hui face à des enjeux importants relatifs à la radioprotection du patient comme la surutilisation des examens radiologiques ou encore le manque d’information des acteurs du milieu face aux risques des rayonnements. Après un état des lieux des enjeux éthiques en radiologie diagnostique ayant un impact sur la radioprotection médicale des patients, un enjeu majeur de la pratique actuelle, qui est la justification inadéquate des prescriptions d’examens radiologiques, sera analysé selon une approche par principes. De cet exercice, visant à démontrer comment l’éthique peut concrètement contribuer à la radioprotection, découle l’impératif d’une vision nouvelle et globale permettant de proposer des pistes de solution aux controverses liées à l’utilisation actuelle de l’imagerie. Dans une perspective de santé des populations, il est important de contribuer à la diminution de la banalisation du recours au rayonnement ionisant dans la pratique médicale diagnostique en alliant bioéthique et radioprotection. Ce projet de recherche se veut être une étape limitée, mais nécessaire dans l’établissement de ce dialogue interdisciplinaire. / While imaging technologies represent a real achievement for modern medicine, their introduction seems not to have been preceded by a sufficiently reflective process that would have anticipated the multiple challenges arising in current radiological practice. In focusing on the technical and scientific achievements, the actual radiation protection framework fails to consider sufficiently the essential contribution brought by social, ethical and human dimensions of disciplines such as bioethics. This failure means that today we find ourselves faced with major issues related to patient radiation protection, such as overuse of radiological examinations or medical personnel’s lack of information about the risks of radiation. Following an overview of ethical issues in diagnostic radiology affecting medical radiation protection of patients, a major issue in current practice – i.e., the inadequate justification of radiological examination prescriptions – will be analyzed using a principle-based approach. From this exercise, which aims to demonstrate how ethics can contribute concretely to radiation protection, a need arises for a new and comprehensive vision leading to solutions for controversies related to the current use of medical imaging. In a population health perspective, it is important to contribute to the reduction of the trivialization of the use of ionizing radiation in diagnostic medical practice by combining both bioethics and radiation protection. This research project aims to be a modest but necessary first step in the establishment of such an interdisciplinary dialogue.

Ce travail de thèse s'inscrit dans le cadre du projet ALTO (Accélérateur Linéaire Auprès du Tandem d'Orsay), projet exploitant la photofission comme mode de production de noyaux riches en neutrons pour la séparation en ligne. Nos travaux portent sur l'étude des modes d'adaptation de l'environnement de production représenté par son ensemble cible-source d'ions.<br /> Nous avons mené une étude exhaustive de radioprotection pour dimensionner et définir la nature des blindages nécessaires pour faire face aux flux intenses de photons et de neutrons générés dans la cible de production.<br /> Les simulations Monte Carlo avec le code FLUKA nous ont permis de calculer le transport simultané des photons et des neutrons avec une modélisation intégrale des structures géométriques très complexes. Pour l'ensemble cible-source d'ions et les points critiques de pertes de faisceaux, nous proposons des blindages optimisés basés essentiellement sur la structure segmentée.<br /> Nous avons étudié l'adéquation d'une cible épaisse de carbure d'uranium pour la production de noyaux radioactifs riches en neutrons par photofission. En particulier, nous avons montré la validité du code FLUKA pour la photofission avec un faisceau d'électrons de 50 MeV, en comparant les résultats de calculs aux mesures expérimentales réalisées.<br /> Enfin, nous présentons nos travaux de conception et de développement d'un prototype de source d'ions de type FEBIAD destinée aux installations de seconde génération : la source IRENA. Ces travaux montrent à quel point les considérations de radioprotection sont également impliquées dans le développement de la source.

Les mesures fines des faibles radioactivités par la spectrométrie gamma nécessitent l'optimisation de la géométrie de détection et la connaissance du schéma de niveaux des raies gamma. Ainsi, on peut augmenter le taux de comptage et par conséquent, réduire l'incertitude statistique des pics spectraux exploités pour le calcul de l'activité des radio-isotopes en rapprochant le plus possible l'échantillon du détecteur. Cependant, l'augmentation du volume de l'échantillon demande une correction de l'auto-absorption des émissions par l'échantillon même, et le rapprochement du détecteur est à l'origine du phénomène de pic-somme. L'utilisation de MCNPX a permis de mettre en évidence les effets séparés de la densité de l'échantillon et le nombre atomique effectif dans l'atténuation des photons d'énergie inférieure à 100 keV. Les facteurs de correction du pic-somme sont obtenus par MCNPX, GESPCOR et ETNA. Ainsi, une base des données pour 244 radionucléides a été établie pour des géométries SG50 et SG500 au contact d'un détecteur. Dans une application à la radioprotection, des échantillons de matériaux de construction ont été analysés par la spectrométrie gamma. L'Uranium-238, le Thorium-232 et le Potassium-40 ont été identifiés et corrigés des effets sus-cités. La dosimétrie de leurs rayonnements gamma a permis d'évaluer les indices de risque, la dose absorbée et la dose efficace annuelle reçues provenant de ces matériaux. Les simulations par MCNPX corroborent le modèle de calcul de la dose absorbée. Il a permis aussi d'étudier la distribution de la dose dans les habitations de différentes dimensions. Les résultats obtenus sont en accord avec les limites règlementaires.

L’utilisation de systèmes d’imagerie à rayons X lors de chirurgies mini-invasives expose patients et staff médical à des radiations ionisantes. Même si les doses absorbées peuvent être faibles, l’exposition chronique peut causer des effets nocifs (e.g. cancer). Dans cette thèse, nous proposons des nouvelles méthodes pour améliorer la sécurité vis-à-vis des radiations ionisantes en salle opératoire hybride dans deux directions complémentaires. Premièrement, nous présentons des approches pour rendre les cliniciens plus conscients des irradiations grâce à des visualisations par réalité augmentée. Deuxièmement, nous proposons une méthode d'optimisation pour suggérer une pose de l’imageur réduisant la dose au personnel et patient, tout en conservant la qualité de l’image. Pour rendre ces applications possibles, des nouvelles approches pour la perception de la salle grâce à des caméras RGBD et pour la simulation en temps-réel de la propagation et doses de radiation ont aussi été proposées. / The use of X-ray imaging technologies during minimally-invasive procedures exposes both patients and medical staff to ionizing radiation. Even if the dose absorbed during a single procedure can be low, long-term exposure can lead to noxious effects (e.g. cancer). In this thesis, we therefore propose methods to improve the overall radiation safety in the hybrid operating room by acting in two complementary directions. First, we propose approaches to make clinicians more aware of exposure by providing in-situ visual feedback of the ongoing radiation dose by means of augmented reality. Second, we propose to act on the X-ray device positioning with an optimization approach for recommending an angulation reducing the dose deposited to both patient and staff, while maintaining the clinical quality of the outcome image. Both applications rely on approaches proposed to perceive the room using RGBD cameras and to simulate in real-time the propagation of radiation and the deposited dose.

Cette thèse traite de la relation entre le droit nucléaire et le droit de la santé. Le droit de la santé y est entendu dans son acception large, en tant que discipline juridique régissant la santé environnementale, soit la santé de l'homme dans son environnement naturel et de travail. Le droit nucléaire et le droit de la santé partageant le même objectif de protection de la santé de l'homme dans son environnement, le premier est nécessairement influencé par le second. La démonstration s'attache en particulier à caractériser cette relation évidente du droit nucléaire et du droit de la santé en matière de protection comme de responsabilité sanitaires liées aux risques nucléaires. De ce point de vue, elle oppose à la symbiose de ces deux droits en matière de protection sanitaire contre les risques nucléaires leur scission en matière de responsabilité sanitaire. La relation entre le droit nucléaire et le droit de la santé est en effet caractérisée par une symbiose parfaite en matière de protection sanitaire contre le risque nucléaire, quelle qu'en soit l'origine ; les différentes composantes du droit nucléaire, cristallisées autour du noyau dur de la radioprotection, se complétant afin de protéger la santé environnementale. Or, cette symbiose cède le pas à une véritable scission en matière de responsabilité sanitaire consécutive aux risques nucléaires ; cette dernière étant marquée par des régimes pluriels tributaires de l'origine médicale, professionnelle, civile ou bien encore militaire du risque nucléaire. Le dommage sanitaire radiologique est en effet appréhendé tantôt communément par le droit de la santé, tantôt spécialement par le droit nucléaire. / This PhD thesis deals with the relationship between nuclear law and health law. Health law is understood in its wide sense, as a legal discipline governing environmental health, i.e. the health of man in his natural and work environment. Nuclear law and health law sharing the same objective of protecting the health of man in his environment, the former is necessarily influenced by the latter. My demonstration focuses in particular on how to characterize this obvious relationship between nuclear law and health law regarding health protection as well as liability for nuclear risks. From this point of view, it opposes the symbiosis of these two fields of the law with regard to health protection against nuclear risks and their split with regard to health liability. The relationship between nuclear law and health law is indeed characterized by a perfect symbiosis regarding health protection against nuclear risk, whichever its origin; the various components of nuclear law, crystallized around the core of radiation protection, complementing one another in order to protect environmental health. However, this symbiosis gives way to a real split regarding health liability for nuclear risks; this one being marked by plural regimes which depend on the professional, medical, civil or military origin of the nuclear risk. The radiological health damage is indeed apprehended sometimes commonly by health law, sometimes specially by nuclear law.