La radiochirurgie stéréotaxique consiste à irradier une petite zone cérébrale à l'aide d'un champ de radiation de très petite dimension. Contrairement à la radiothérapie externe conventionnelle, les tissus sains sont épargnés par l'amélioration géométrique de la conformité de dose plutôt que par fractionnement du traitement. L'utilisation de collimateurs très atténuant et d'un système de stéréotaxie permettent d'obtenir la conformité de dose et la précision spatiale nécessaires pour ce type de traitement. Par contre, de telles conditions d'irradiation engendrent l'addition de défis dosimétriques supplémentaires. À ce jour, aucun dosimètre ne possède toutes les propriétés nécessaires pour la mesure de dose en petits champs, que ce soit au niveau du volume sensible trop important, de la non équivalence à l'eau, de la dépendance angulaire ou sur le débit de dose. Nous proposons les détecteurs à scintillateur plastique à titre de référence pour la dosimétrie en petits champs, car ils possèdent plusieurs avantages très attrayants vis-à-vis la radiochirurgie stéréotaxique. Deux détecteurs ont donc été développés ayant des volumes sensibles cylindriques de 0.5 et 1.0 mm de diamètre ainsi qu'une longueur de 1.0 mm. Ceux-ci ont été comparés à plusieurs dosimètres commerciaux de radiochirurgie, soit la chambre à ionisation A-16, la diode SFD, la diode blindée 60008, la diode non blindée 60012 et la chambre à ionisation liquide (MicroLion). Pour ce faire, des facteurs de cône ont été mesurés sur un appareil CyberKnife. Pour évaluer la performance de chacun des détecteurs par rapport à l'eau, ces mesures ont été comparées à deux études Monte Carlo indépendantes. Finalement, des profils de dose ont été mesurés avec les deux détecteurs développés, une diode 60012 et des Gafchromics EBT2 pour vérifier si les propriétés des différents détecteurs créent des erreurs significatives sur ce type de mesure.

Mon projet de maîtrise visait le développement d'un dosimètre à fibre scintillante pour la curiethérapie. Ce dosimètre permettrait de faire face plus aisément aux cas complexes d'irradiation, de plus en plus fréquents en raison de l'arrivée de nouvelles modalités de traitement. Le dosimètre à fibre scintillante al' avantage de posséder un petit volume sensible, d'être équivalent à l'eau et d'être peu coûteùx. Ce mémoire présente donc le processus de conception d'un nouveau type de dosimètre. Des mesures effectuées à l'aide de l'équipement de traitement du centre de radio-oncologie de l'Hôtel-Dieu de Québec montrent en effet la capacité d'effectuer des mesures de profil et de rendement en profondeur pour un faisceau de photons. Des mesures de dose in vivo pour un traitement de curiethérapie sont aussi présentées.

L'étude des corrélations dans les noyaux légers riches en neutrons est importante pour comprendre leur structure. Dans cette optique, la réaction de dissociation de l'$^{8}$He à 15 MeV/nucléon sur cible de carbone a été étudiée pour la voie $^{6}$He+2n. Le dispositif expérimental était composé de deux détecteurs principaux : le télescope CHARISSA pour la détection des fragments chargés et DéMoN, permettant la détection de plusieurs neutrons en coïncidence. Un code de simulation a été développé pour faciliter l'interprétation des résultats en modélisant les corrélations, la réaction et le dispositif expérimental.<br />Deux techniques complémentaires ont été utilisées pour étudier les corrélations dans la dissociation de $^{8}$He. L'une, l'interférométrie d'intensité, permet de construire la fonction de corrélation neutron-neutron et de fournir une première estimation de la taille de la source d'émission, donc la distance moyenne les séparant. L'autre, basée sur les tracés de Dalitz, permet l'étude des corrélations neutron-neutron et coeur-n et a mis en évidence la décroissance séquentielle de l'$^{8}$He vers l'état fondamental résonant de l'$^{7}$He. Les caractéristiques spatio-temporelles de la dissociation de l'8He sur cible de carbone ont donc pu être déduites et la distance moyenne RMS entre deux neutrons de valence de l'$^{8}$He dans les états excités du continuum a été estimée à 7,3[=+]0,6 fm pour un temps d'émission entre ces neutrons de 1 000[=+]300 fm/c, de l'ordre de grandeur de la durée de vie de l'$^{7}$He.

Les corrélations jouent un rôle crucial dans la compréhension des noyaux légers à et au-delà de la dripline neutron. Dans cette optique, le noyau à halo de 2 neutrons 6He et les systèmes 5H, 7,9He et 10Li ont été étudiés via la mesure de la cassure des faisceaux d'6He et de 11,12Be. Les détecteurs CHARISSA et DEMON ont été utilisés. L'interprétation a été facilitée grâce au code de simulation SILLAGE modélisant le dispositif expérimental. Dans le cas de l'7He, l'existence d'un état excité avec Er ~ 1 MeV et gamma ~ 0.75 MeV a été confirmé. Le caractère virtuel de l'onde s de l'état fondamental du 10Li a été confirmée et une longueur de diffusion as ~ -16 fm déduite. Les résultats pour l'9He suggèrent qu'un état s virtuel existerait juste au dessus du seuil. L'étude de la cassure à trois corps de l'6He a permis de mettre en évidence que l'état 2+ décroissait de façon essentiellement directe, alors que le processus réactionnel du continuum est séquentiel, via un passage par l'5He. La distance rms entre les 2 neutrons de valence obtenue par l'interférométrie d'intensité est de 7,7 +- 0,8 fm. Cette valeur a été confirmée par une méthode utilisant les représentations de Dalitz. Une structure large a été mise en évidence dans l'5H avec Er ~ 1,8 MeV et gamma ~ 2,1 MeV. Une comparaison avec un modèle récent à trois corps suggère qu'il s'agit d'un état 1/2+. Une distance rms entre les deux neutrons de valence d'environ 5,4 fm a été extraite. Enfin, l'existence du tétraneutron a été recherchée via une nouvelle voie : 12Be* se fragmentant en 2 alpha + Xn. Aucun signal n'a été observé au delà de ce qui était attendu en provenance du bruit de fond.

Actuellement, les mesures de dose en radiothérapie sont effectuées en employant différents types de détecteurs tels que les chambres à ionisation, les diodes et les films radiosensibles. Bien que ces différents détecteurs permettent d’obtenir une mesure de dose très précise, aucun d’entre eux n’a les propriétés nécessaires pour permettre la mesure de dose en temps réel sur un patient tout en ne perturbant pas le champ radiatif de traitement. Depuis une vingtaine d’années, les scintillateurs plastiques gagnent en popularité grâce à leurs propriétés relativement identiques à celles de l’eau, et du fait qu’ils génèrent un signal lumineux proportionnel à la dose déposée. Cette étude vise à construire un dispositif CCD sans lentilles pour la collecte de la lumière de scintillation, pour ensuite caractériser le signal obtenu et comparer le tout à un système optique plus conventionnel à base de lentilles. Pour ce faire, nous avons conçu un détecteur à fibre scintillante ayant servi pour l’acquisition des mesures des deux systèmes étudiés, soit le système à objectif photographique et le système équipé d’un « taper » à fibre optique. Nous avons évalué les signaux mesurés en termes de qualité par le ratio de signal sur bruit, en limite minimale de dose mesurable, en stabilité et en reproductibilité des mesures. Les résultats obtenus démontrent la supériorité du nouveau système sans lentille sur le système conventionnel en termes de gain de collecte de photon et en diminution des incertitudes de mesures. Ces résultats ouvrent la voie à des applications de mesure de très faibles doses et à la réduction des dimensions des détecteurs à des fins d’applications cliniques « in vivo », ou encore pour effectuer divers tests de contrôle de qualité des appareils.

Tableau d’honneur de la Faculté des études supérieures et postdoctorales, 2012-2013. / La dosimetric dans la gamme d'énergie du kV représente l'un des défis majeurs de la radiologie diagnostique et interventionnelle ainsi qu'en radiothérapie superficielle. Les détecteurs utilisés actuellement comportent souvent des limitations quant à la justesse, du temps de réponse et de la taille. Les détecteurs à fibre scintillante plastique sont des détecteurs très prometteurs, n'offrant aucune de ces limitations. La perte de l'équivalence à l'eau causée par le gain en importance de l'effet photoélectrique avec des faisceaux entre 80 et 150 kVp est compensée par des facteurs de conversion basés sur la théorie des grandes cavités qui sont pondérés spectralement. De cette façon, la méthode est adaptable à différentes qualités de faisceau. La méthode est validée par des simulations Monte Carlo qui servent de références. La réponse du détecteur pour des faisceaux d'énergie effective variant entre 26 et 86 keV présente un coefficient de variation de 2.1% comparativement à 30% lorsqu'aucune correction est appliquée. La même méthode peut compenser le durcissement et la contribution du rayonnement diffusé lors de mesure de rendement en profondeur. Avec ce type de détecteur et la correction spectrale, il sera possible de mesurer en temps réel, avec une précision accrue, la dose reçue par le patient lors d'examens radiologiques. La petite taille du détecteur (1 mm de diamètre) ouvre la porte à des mesures in vivo afin d'obtenir des mesures expérimentales de la dose reçue non seulement à la peau mais aussi aux organes internes.

Le but de cette thèse est de développer de nouveaux systèmes de dosimétrie par scintillateurs plastiques afin de faciliter leur implémentation comme détecteurs de dose in vivo en temps réel pour la radiothérapie et surtout pour la curiethérapie à haut débit de dose. Dans un premier temps, la nécessité de soustraire la lumière induite dans le guide optique par effet de tige a été démontrée pour cette modalité d'irradiation. Le détecteur développé pour cette étude a ensuite été utilisé afin de démontrer sa capacité à effectuer des mesures de dose en temps réel lors de la délivrance d'un traitement de curiethérapie de prostate à haut débit de dose à l'intérieur d'un fantôme d'eau. La dose déposée à chaque position de source, dans chaque cathéter et pour la fraction entière était comparable à la dose attendue par le système de planification de traitement. Comme les dosimètres à scintillation jusqu’à ce jour nécessitent une fibre optique de transmission par scintillateur, la preuve de faisabilité pour la mesure adéquate de doses de radiation avec un détecteur multi-points utilisant une seule fibre de transmission a été effectuée. Cela a d’abord été effectué pour des détecteurs à 2 et 3 points de mesure exposés à des irradiations externes de haute énergie. Comme l'approche proposée permet la décomposition du signal en ses diverses composantes, une étude sur l'importance du signal de fluorescence dans l'effet de tige a été effectuée pour une multitude de modalités d'irradiation. Finalement, un détecteur à 3 points de mesure et une seule fibre optique collectrice a été utilisé en curiethérapie à haut débit de dose et inséré dans un unique cathéter pour effectuer la mesure de dose dans un fantôme d’eau. Sa capacité de mesurer efficacement la dose en de multiples positions simultanément a été démontrée. Un budget d'incertitude a aussi été effectué afin d'évaluer les limites sous lesquelles ce détecteur peut être utilisé comme potentiel dosimètre in vivo en clinique pour la curiethérapie à haut débit. / The goal of this thesis is to develop new plastic scintillation dosimetry systems to enable the measurement of in vivo doses in real time and the verification of the treatment delivery accuracy for radiation therapy, especially for high dose rate brachytherapy. The necessity to account for the stem effect light produced in the optical guide by radiation was first shown. The detector built for this study was then used to verify its accuracy to measure dose in real time during the delivery of a typical prostate treatment plan in high dose rate brachytherapy. This measurement was performed inside a water phantom. Dose deposited at each dwell position, inside each catheter and for the entire treatment delivery was measured and compared to the treatment planning system. Another part of this research project was on the development of an approach to render possible measurement at multiple positions with the use of multiple scintillating elements and only a single collecting optical guide. Plastic scintillation detectors with 2 and 3 points of measurement were first developed and used under external beam high energy radiation therapy. The approach enabled the calculation of different signal contributions over the total optical signal; a study was then performed to evaluate the importance of the fluorescence component on the total stem effect under a variety of irradiation modalities and conditions. Finally, a 3-point detector was inserted inside a single catheter to perform dosimetry under Ir-192 high dose rate brachytherapy in a water phantom. Its accuracy to measure dose was demonstrated. An uncertainty budget was also calculated in order to evaluate the limitations of this detector for its clinical potential as a real-time in vivo dosimeter.

Ce travail de thèse porte sur le développement de techniques de spectroscopie neutronique dans les champs de rayonnement mixte pour des applications liées aux réacteurs de recherche à neutrons rapides, en particulier l’installation MASURCA.La première partie est consacrée à l'étude des configurations expérimentales spéciales de MASURCA dans lesquelles un canal radial est construit pour extraire un faisceau continu de neutrons d'énergie intermédiaires et rapides, adaptable à différents besoins. Exploiter MASURCA en tant qu'installation de faisceau de neutrons ouvrirait de nouvelles possibilités d'expériences telles que des expériences de protection et de transport de neutrons rapides, la production de champs neutroniques standards (de référence), le développement et étalonnage de systèmes de détection des neutrons rapides, etc.La deuxième partie de la thèse est dédiée au développement d’une capacité de spectrométrie neutronique rapide pour la caractérisation en ligne de la distribution d'énergie neutronique. Différents types de détecteurs sont comparés. Le meilleur compromis pour ce spectromètre est un système combinant des compteurs proportionnels et des scintillateurs organiques. Ce système est capable de couvrir le domaine énergétique entre 10 keV et 10 MeV. Le scintillateur organique sélectionné est un monocristal de stilbène obtenu par un procédé “solution-grown” développé récemment. Au bilan, on conclut qu'un spectromètre à neutrons basé sur le stilbène de type “solution-grown” serait adapté à une utilisation dans MASURCA et dans d'autres champs de rayonnement mixte et qu'il serait plus performant que les systèmes de détection traditionnels. / This doctoral thesis work is focused on the development of neutron spectroscopy techniques in mixed radiations fields for fast research reactor applications, especially for the MASURCA facility.The first part of the thesis is dedicated to the study of special MASURCA configurations in which a radial channel is built to extract a continuous beam of intermediate-to-fast energy neutrons, tailorable to meet different needs. Operating MASURCA as a neutron beam facility would open up new possibilities of experiments, such as fast neutron attenuation and shielding experiments; measurements in standard (reference) fast neutron fields, development and calibration of fast neutron detection systems etc.The second part of the thesis is dedicated to the development of fast neutron spectrometric capabilities for the on-line characterization of the neutron energy distribution. Different candidate detector systems are compared. A “best compromise” spectrometer is shown to be a system combining proportional counters and organic scintillators. Such a system would be able to cover the neutron energy domain between 10 keV and 10 MeV. The selected organic scintillator is a stilbene single crystal obtained by a recently developed solution-grown process. Overall, it is concluded that a neutron spectrometer based on a solution-grown stilbene detector would be suitable for use in MASURCA and in other mixed radiations fields, and would perform better than traditional detector systems.

Le travail présenté dans ce mémoire de thèse concerne l'étude, la réalisation et la caractérisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore. Leur mise en œuvre au sein de dispositifs de détection de neutrons rapides et thermiques y est examinée.<br />Dans une première partie, le processus de fabrication et la méthode de dopage en éléments borés sont présentés de façon détaillée. Différentes analyses physico-chimiques (I.R., UV-vis et RMN) ont été utilisées pour caractériser le matériau obtenu et pour confirmer sa composition et sa structure. De plus, une série d'expériences sous rayonnements alpha et sous faisceaux de protons a permis de mesurer les caractéristiques de scintillation. L'émission lumineuse peut ainsi être déterminée grâce à la relation semi-empirique de Birks.<br />Une seconde partie rend compte de la modélisation complète de l'ensemble du détecteur : interaction rayonnement - matière, émission et parcours de la lumière, formation du signal. Le code de calcul MCNP (Monte Carlo N-Particles) a été couplé à un code de génération et de propagation de lumière développé au cours de ce travail. Ces moyens de simulation ont permis d'optimiser les dimensions du détecteur pour la détection neutronique et de cerner l'influence de la géométrie sur la collecte des photons de scintillation. L'efficacité de détection et la durée de vie des neutrons dans ce type de détecteurs ont été estimées. Les mesures confirment la validité des simulations.<br />Une troisième partie fait état des méthodes de discrimination neutron - gamma analogique (méthode du passage par zéro) et numérique (méthode de la comparaison de charges) mises en œuvre pour ce scintillateur. Leurs performances respectives sont comparées et discutées.<br />La dernière partie concerne les applications qui peuvent bénéficier de l'utilisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore, comme les fibres scintillantes dopées, la spectrométrie neutronique ou encore les systèmes de mesures des multiplicités neutroniques.

L'étude de la décroissance est un outil crucial pour la structure des noyaux exotiques. Ladécroissance des noyaux riches en neutrons est souvent suivie de l'émission de neutrons retardés. Ce travail porte sur le développement d'un nouveau multidétecteur pour la spectroscopie temps de vol des neutrons retardés. Ce détecteur utilisera un scintillateur liquide permettant la discrimination neutron-gamma et une électronique numérique. La discrimination neutron-gamma avec l'électronique numérique FASTER a tout d'abord été étudiée. Avec la méthode de comparaison de charges, une amélioration de la discrimination est obtenue par rapport à l'électronique classique. Di fférentes méthodes de discrimination ont ensuite été explorées avec des signaux échantillonnés et comparées. Le filtre de Gatti et De Martini est la meilleure méthode, suivie par la comparaison de charges. Afi n de dépasser les limitations des scintillateurs liquides pour les neutrons de basse énergie (<1 MeV), le rendement en lumière et la discrimination de 7 scintillateurs de petit volume (liquides, cristaux, nouveaux plastiques discriminants) ont été évalués. Les cristaux de stilbène et de paraterphényle présentent les meilleures performances. L'effi cacité de détection et le taux de diaphonie des modules envisagés ont été mesurés avec des neutrons monoénergétiques dans la gamme 0,5 à 15,5 MeV. Ces mesures de diaphonie sont les premières e ectuées à basse énergie neutrons (de 1,4 à 5 MeV). Les simulations Monte-Carlo réalisées sont en bon accord avec les données d'e fficacité. Bien qu'elles reproduisent également le comportement global de la diaphonie, des simulations plus sophistiquées doivent être développées.