The emergence of small and affordable satellites has led to rapid growth in the number of launched satellites over the past two decades. To save costs, small satellites often use mass-produced electronic components not explicitly designed for the radiation environment of space, which reduces reliability and makes them unsuitable for higher orbits. Improved radiation protection would enable small satellites to operate in high radiation environments and increase their reliability. This work investigates how small satellite electronics can be protected against the high radiation environment of geostationary transfer orbit on the example of the Foresail-2mission. Foresail-2 is a planned 6U CubeSat mission to the Earth radiation belts and is intended to use consumer-grade electronics components. In this harsh environment, most semiconductor devices require radiation shielding. The Space EnvironmentInformation System of the European Space Agency was used to analyse expected particle spectra along the planned orbit through the radiation belts. These particle spectra were then used in Monte-Carlo simulations based on the Geant4 particle transport toolkit to simulate the performance of different shielding configurations. Several thousand multilayer shielding configurations were simulated to optimise the material composition and layer structure of multilayer shielding. The best multilayer configurations against the combined proton and electron spectra of the Earth’s radiation belts use materials with low proton numbers on top of materials with high proton numbers and can significantly outperform conventional aluminium shielding. However, the usage of alternative materials might introduce significant overhead in the design and manufacturing of the satellite structure. Additionally, the influence of satellite structure geometry and openings in the shield was analysed. Even a 1 cm2 opening in the shield can increase the total ionising dose received by electronic components over a mission lifetime by more than an order of magnitude. In conclusion, the work recommends an aluminium body of 6 mm or equivalent multilayer shielding for the Foresail-2 mission to reduce the radiation level to a tolerable level for consumer-grade electronics, while openings in the satellite body should be avoided or covered up with additional shielding. / FORESAIL

Die Protonentherapie zeichnet sich durch steile Dosisgradienten und damit einen gut lokalisierbaren Energieübertrag aus. Um dieses Potential voll ausschöpfen zu können, werden weltweit Möglichkeiten erforscht, die Dosisdeposition und insbesondere die Reichweite der Protonen im Patienten zu verifizieren. Eine vielversprechende, erst im letzten Jahrzehnt entdeckte Methode ist das Prompt Gamma-Ray Timing (PGT), das auf der Abhängigkeit der detektierten Flugzeitverteilung prompter Gammastrahlung von der Transitzeit der Protonen im Patienten beruht. In dieser Arbeit wird eine Geant4-Simulation zur Vorhersage der PGT-Spektren bei Bestrahlung eines PMMA-Phantoms entwickelt und durch den Vergleich mit experimentellen Daten validiert. Sowohl die Emissionsausbeute prompter Gammastrahlung im Phantom als auch die Detektionsrate werden abhängig von der Protonenenergie analysiert. Zur Vergleichbarkeit mit den gemessenen Spektren wird eine mehrschrittige Prozessierung der Simulationsergebnisse vorgestellt. Schließlich wird die Simulation genutzt, um die Sensitivität der PGT-Methode auf Reichweitenänderungen zu demonstrieren. Dafür können in das Phantom Cavitäten unterschiedlicher Dicke und verschiedenen Materials eingefügt werden. Für geeignet gewählte Verteilungsparameter der simulierten PGT-Spektren wird deren detektierte Änderung mit der bekannten induzierten Reichweitenänderung ins Verhältnis gesetzt. Die so bestimmte Sensitivität ist mit früheren Ergebnissen für gemessene Spektren im Rahmen der Unsicherheiten in Übereinstimmung.:1 Einleitung und Motivation 1 2 Theoretische Grundlagen 5 2.1 Wechselwirkung von Protonen mit Materie 5 2.1.1 Bethe-Bloch-Gleichung 6 2.1.2 Reichweite im CSDA-Modell 9 2.1.3 Tiefendosiskurve und Bragg-Peak 10 2.2 Prompt Gamma-Ray Timing 11 2.2.1 Emission prompter Gammastrahlung 11 2.2.2 Korrelation zur Protonen-Reichweite und Dosisdeposition 11 2.2.3 Idee des Prompt Gamma-Ray Timings 14 3 Material und Methoden 17 3.1 Dresdner IBA-Protonentherapie 17 3.1.1 Beschleunigungsprinzip des Isochronzyklotrons 17 3.1.2 Zeitliche Struktur der Protonen-Pakete 18 3.2 Teilchentransportrechnungen mit Geant4 20 3.3 PLD-Format für Pencil-Beam-Scanning-Pläne 21 3.3.1 Geometrische Definition der Spots 21 3.3.2 Dosimetrische Definition der Spots 23 3.3.3 Verwendete Bestrahlungspläne 24 3.4 Messaufbau zur experimentellen Validierung 26 3.4.1 Target – PMMA-Phantom mit verschiedenen Cavitäten 27 3.4.2 Detektoren – CeBr3-Szintillatoren mit Photomultipliern 27 4 Ergebnisse und Diskussion 29 4.1 Simulierte Emission prompter Gammastrahlung 29 4.1.1 Simulierte Emissionsspektren 29 4.1.2 Simulierte Emissionsprofile 30 4.1.3 Totale Emissionsausbeute 31 4.2 Simulierte Detektion prompter Gammastrahlung 33 4.2.1 Detektionsrate und Raumwinkeleffekt 33 4.2.2 Simulierte PGT-Spektren 35 4.2.3 Simulierte Energiespektren 37 4.3 Vergleich simulierter und gemessener Spektren 39 4.3.1 Nachverarbeitung der Simulationsergebnisse 40 4.3.2 Auswahl des Energiefensters 45 4.3.3 Empirisches Modell zur Beschreibung der Zeitspektren 47 4.3.4 Diskussion systematischer Abweichungen 49 4.4 Sensitivität der Simulation gegenüber induzierten Reichweitenänderungen 51 5 Zusammenfassung und Ausblick 59 Anhang 61 A Parameter des Messaufbaus 61 B Angepasste Modellparameter aus Abbildung 4.12 62 C Sensitivität auf Reichweitenänderung bei 162 MeV 63 Literaturverzeichnis 69 / Proton therapy is characterized by steep dose gradients and thus a well-localizable energy transfer. To fully harness this potential, possibilities are being explored worldwide to verify the dose deposition and especially the range of protons in the patient. A promising method discovered only in the last decade is prompt gamma-ray timing (PGT), which relies on the dependence of the detected time-of-flight distribution of prompt gamma radiation on the transit time of protons in the patient. In this study, a Geant4 simulation is developed to predict PGT spectra during irradiation of a PMMA phantom and validated by comparison with experimental data. Both the emission yield of prompt gamma radiation in the phantom and the detection rate are analyzed depending on the proton energy. For comparability with the measured spectra, a multi-step processing of the simulated results is presented. Finally, the simulation is used to demonstrate the sensitivity of the PGT method to changes in range. For this purpose, cavities of different thicknesses and materials can be inserted into the phantom. For appropriately chosen distribution parameters of the simulated PGT spectra, their detected change is compared to the known induced change in range. The sensitivity determined in this way is consistent with previous results for measured spectra within the uncertainties.:1 Einleitung und Motivation 1 2 Theoretische Grundlagen 5 2.1 Wechselwirkung von Protonen mit Materie 5 2.1.1 Bethe-Bloch-Gleichung 6 2.1.2 Reichweite im CSDA-Modell 9 2.1.3 Tiefendosiskurve und Bragg-Peak 10 2.2 Prompt Gamma-Ray Timing 11 2.2.1 Emission prompter Gammastrahlung 11 2.2.2 Korrelation zur Protonen-Reichweite und Dosisdeposition 11 2.2.3 Idee des Prompt Gamma-Ray Timings 14 3 Material und Methoden 17 3.1 Dresdner IBA-Protonentherapie 17 3.1.1 Beschleunigungsprinzip des Isochronzyklotrons 17 3.1.2 Zeitliche Struktur der Protonen-Pakete 18 3.2 Teilchentransportrechnungen mit Geant4 20 3.3 PLD-Format für Pencil-Beam-Scanning-Pläne 21 3.3.1 Geometrische Definition der Spots 21 3.3.2 Dosimetrische Definition der Spots 23 3.3.3 Verwendete Bestrahlungspläne 24 3.4 Messaufbau zur experimentellen Validierung 26 3.4.1 Target – PMMA-Phantom mit verschiedenen Cavitäten 27 3.4.2 Detektoren – CeBr3-Szintillatoren mit Photomultipliern 27 4 Ergebnisse und Diskussion 29 4.1 Simulierte Emission prompter Gammastrahlung 29 4.1.1 Simulierte Emissionsspektren 29 4.1.2 Simulierte Emissionsprofile 30 4.1.3 Totale Emissionsausbeute 31 4.2 Simulierte Detektion prompter Gammastrahlung 33 4.2.1 Detektionsrate und Raumwinkeleffekt 33 4.2.2 Simulierte PGT-Spektren 35 4.2.3 Simulierte Energiespektren 37 4.3 Vergleich simulierter und gemessener Spektren 39 4.3.1 Nachverarbeitung der Simulationsergebnisse 40 4.3.2 Auswahl des Energiefensters 45 4.3.3 Empirisches Modell zur Beschreibung der Zeitspektren 47 4.3.4 Diskussion systematischer Abweichungen 49 4.4 Sensitivität der Simulation gegenüber induzierten Reichweitenänderungen 51 5 Zusammenfassung und Ausblick 59 Anhang 61 A Parameter des Messaufbaus 61 B Angepasste Modellparameter aus Abbildung 4.12 62 C Sensitivität auf Reichweitenänderung bei 162 MeV 63 Literaturverzeichnis 69

Au cours du traitement d'une tumeur avec des ions légers, la position du pic de Bragg doit être connue avec précision. Une fraction importante des ions incidents subissent des collisions nucléaires avec les noyaux cibles conduisant à l'émission de particules promptes qui peuvent être porteuses d'informations sur le parcours des ions. Ce travail, qui se concentre sur les gamma prompts, montre que le rendement en profondeur de ces émissions est fortement corrélé au parcours des ions et que les taux de comptage mesurés permettent d'envisager un système d'imagerie réaliste, fonctionnant en temps réel. Dans ce but, nous avons réalisé des expériences au GANIL et au GSI avec un détecteur collimaté placé perpendiculairement à l'axe du faisceau et la technique du temps de vol a été utilisée pour réduire le bruit de fond induit par les neutrons et les particules chargées. Des simulations Geant4 ont été réalisées pour concevoir le dispositif expérimental et interpréter les données. Un accord qualitatif entre les simulations et l'expérience est observé pour la quantité d'énergie déposée dans le détecteur et pour la forme du spectre de temps de vol. Cependant, des divergences apparaissent pour le rendement de gamma prompts et la distribution en profondeur des gamma détectés. Ces divergences sont discutées, principalement en termes de modèles de physique nucléaire qui doivent être améliorés. Après avoir sélectionné les modèles physiques offrant les simulations les plus en accord avec les mesures, des études concernant les lieux d'émissions des gamma prompts et l'influence de la diffusion dans la cible ont été réalisés afin de déterminer l'impact sur la corrélation avec le parcours des ions.

La méthode de mesure de référence du débit d'émission de sources neutroniques se fonde sur la technique du bain de manganèse. Elle est destinée à étalonner des sources de neutrons utilisant des radionucléides (241AmBe, 239PuBe, 252Cf,...) en termes de débit d'émission neutronique sous 4π sr. Ce dispositif est complété par un banc de mesure de l'anisotropie d'émission utilisant un support rotatif et un compteur long de type BF3. La source à mesurer est immergée dans une solution de sulfate de manganèse et les neutrons émis sont capturés par les constituants du bain. Dans une configuration classique (sphère de bain de manganèse de 1 m de diamètre et solution concentrée), environ la moitié de ces neutrons conduisent à la création de 56Mn par réaction (n, γ) sur 55Mn. Le radionucléide 56Mn a une période radioactive d'environ 2,6 heures et le bain de manganèse atteint son activité de saturation en 56Mn quand le nombre d'atomes radioactifs créés par unité de temps devient égal au nombre d'atomes se désintégrant pendant ce même temps. Le débit d'émission de la source peut alors être déduit de l'activité en 56Mn de la solution à saturation, via une modélisation ad hoc des réactions nucléaires se produisant dans le bain. Cette installation a été récemment rénovée au LNE-LNHB afin de respecter les règles de sécurité et de radioprotection en vigueur. Cette rénovation a été l'occasion de moderniser et de remettre à niveau les méthodes de mesure et de modélisation du bain et d'entreprendre une étude sur le développement d'un détecteur original pour la mesure directe en ligne de l'activité du manganèse. Ce détecteur est fondé sur la méthode de mesure par coïncidences β-γ. La voie bêta est constituée de deux photomultiplicateurs permettant de détecter l'émission de lumière due à l'effet Cerenkov et la voie gamma utilise un détecteur à scintillateur solide. L'intérêt de cette méthode de mesure est qu'elle permet d'avoir accès à l'activité du bain sans nécessiter d'étalonnage préalable, contrairement à la méthode classique qui utilise un compteur gamma et nécessite la fabrication d'une source de haute activité. Le principe de mesure a été validé à l'aide d'un prototype de détecteur et d'une modélisation effectuée à l'aide du code de calcul stochastique GEANT4. Le détecteur définitif a été réalisé et les mesures obtenues ont été comparées à celles données par une méthode primaire présente au laboratoire. Par ailleurs, des modélisations du bain de manganèse effectuées sous GEANT4, MCNPX et FLUKA, ont été comparées afin de choisir le code le plus fiable. Cette comparaison a permis d'identifier des lacunes notamment dans le code GEANT4 ainsi que des facteurs d'incertitude nécessitant une attention particulière, tels que la modélisation de l'émission neutronique et le choix des sections efficaces. Enfin, un étalonnage de source neutronique a été réalisé grâce à la méthode Cerenkov-gamma et aux facteurs correctifs donnés par la nouvelle modélisation du bain sous MCNPX. Ces mesures ont été complétées dans le cadre d'une comparaison comprenant également des mesures par l'ancienne méthode après étalonnage du couple bain/détecteur par irradiation d'une cible de manganèse en réacteur. Au terme de cette étude, plusieurs voies d'améliorations ont été proposées, dont certaines font déjà l'objet de travaux au LNHB.

Thèse numérisée par la Division de la gestion de documents et des archives de l'Université de Montréal.

Mémoire numérisé par la Division de la gestion de documents et des archives de l'Université de Montréal.

Nesse trabalho medimos e analisamos distribuições angulares do espalhamento elástico para os isótopos 7Be, 9Be e 10Be em alvo de 12C. A distribuição do 7Be foi medida a uma energia de 18.8 MeV, em dois laboratórios, com o sistema TWINSOL, na Universidade de Notre dame, e com o sistema RIBRAS, na Universidade de São Paulo, onde foi completada a distribuição angular. As distribuições para o 9Be e 10Be foram medidas completamente no sistema RIBRAS, em energias de 26.0 e 23.2 MeV, respectivamente. Cada uma dessas distribuições angulares foi analisada considerando no modelo ótico e também o formalismo dos canais acoplados. Testamos múltiplos potenciais óticos em cada distribui9ção, com a finalidade de descrever a seção de choque elástica de cada sistema. Para os sistemas que envolvem núcleos fracamente ligados (7Be, 9Be e 8B) foram feitos cálculos com acoplamento do contínuo (CDCC), enquanto que para o núcleo 10Be, que é fortemente ligado, acoplamos os dois primeiros estados ligados. Também, a partir da análise de cada uma das distribuições elásticas, foi possível obter a seção total de reação, que foi comparada sistematicamente com outros núcleos leves espalhados em carbono. Dessa análise foi possível concluir que o canal do break up Coulombiano, nesses sistemas leves, não é fortemente influente na seção de choque total de reação, o que implica que a interação entre alvo e projétil é dominada pelo potencial nuclear. / In the present work, we measured elastic scattering angular distributions for teh isotopes 7Be, 9Be and 10Be on 12C target. The angular distribution of 7Be at 18.8 MeV, was measured in two laboratories, with the TWINSOL system, in Notre Dame University, and the RIBRAS system, in São Paulo University, where the angular distribution was completed. The angular distribution for 9Be and 10Be isotopes measured completely in the RIBRAS system at 26.0 and 23.2 MeV, respectively. All angular distribution were analized considering optical model and coupled channel formalism. We tested multiple optical potentials on each distribution to describe the elastic cross section for these systems. For the weakly bound projectiles (7Be, 9Be and 8B)calculations with continous coupling (CDCC) were performed, while for the 10Be nucleus, which is tghtly bound nucleus, we coupled the first two bound states. We also performed a systematic analysis of the total reaction cross section obtained from elastic scattering distribution of several light particles on 12C. From this analysis, we concluded that the Coulomb break up channel, in these light systems, does not have a strong influence on the total reaction cross section, what implies that the projetile-target interaction is dominated by the nuclear potential.

Ce travail vise à démontrer la faisabilité d'un dosimètre opérationnel neutrons basé sur la technologie CMOS. Le capteur utilisé (MIMOSA-5) doit pour cela être transparent aux γ et pouvoir détecter les neutrons sur une large gamme d'énergie en gardant évidemment une bonne efficacité de détection. La réponse du système de détection, constitué du capteur CMOS adjoint d'un matériau convertisseur (polyéthylène pour les neutrons rapides, 10B pour les neutrons thermiques), a été confrontée à des si-mulations Monte Carlo effectuées avec MCNPX et GEANT4. Un travail de validation de ces codes a préalablement été effectué pour justifier leur utilisation dans le cadre de notre application. Les expériences nous permettant de caractériser le capteur ont été menées au sein de l'IPHC ainsi qu'à l'IRSN/LMDN (Cadarache). Les résultats de l'exposition du capteur à des sources de photon pures et à un champ mixte n/γ (source 241AmBe) montrent la possibilité d'obtenir un système transparent aux γ par application d'une coupure appropriée sur le dépôt d'énergie (aux alentours de 100 keV). L'efficacité de détection associée est très satisfaisante avec une valeur de 10-3, en très bon accord avec MCNPX et GEANT4. La réponse angulaire du capteur a été étudiée par la suite à l'aide de la même source. La dernière partie de cette étude traite de la détection des neutrons thermiques (de l'ordre de l'eV). Les expériences ont été menées à l'IRSN sur une source de 252Cf modérée à l'eau lourde. Les résultats ob-tenus ont montré une très bonne efficacité de détection (allant jusqu'à 6×10-3 pour un convertisseur do-pé au 10B) en très bon accord avec GEANT4.

L'hadronthérapie est une technique innovante de radiothérapie par ions carbone ou protons visant à améliorer les traitements actuels. La précision balistique accrue renforce la nécessité d'un contrôle du dépôt de dose, si possible en temps réel. Une manière de réaliser ce contrôle est de détecter avec une caméra Compton le gamma prompt émis lors des fragmentations nucléaires pendant l'irradiation du patient. Dans un premier temps, la géométrie de deux types de caméra Compton (double diffusion puis simple diffusion) a été optimisée par simulation Monte Carlo. Cette optimisation a été réalisée en étudiant la réponse des caméras à une source ponctuelle de photons avec un spectre en énergie réaliste. La réponse de la caméra optimisée à l'irradiation d'un fantôme d'eau par un faisceau d'ions carbone ou de protons a ensuite été simulée. Ces simulations ont tout d'abord été confrontées à des mesures effectuées avec un prototype de taille réduite. Ces mesures ont ensuite été utilisées pour évaluer les taux de comptage dans les détecteurs attendus en conditions cliniques. Dans la configuration actuelle de la caméra, ces taux sont élevés et les phénomènes d'empilement risquent d'être problématiques. Enfin, il est démontré que le dispositif étudié est sensible à un déplacement du pic de Bragg de plus ou moins 5 mm malgré les problèmes de coïncidences fortuites et malgré le bruit introduit par l'algorithme de reconstruction utilisé.

<p>Neutron stimulated emission computed tomography (NSECT) is a non-invasive, tomographic imaging technique with the ability to locate and quantify elemental concentration in a tissue sample. Previous studies have shown that NSECT has the ability to differentiate between benign and malignant tissue and diagnose liver iron overload while using a neutron beam tomographic acquisition protocol followed by iterative image reconstruction. These studies have shown that moderate concentrations of iron can be detected in the liver with moderate dose levels and long scan times. However, a low-dose, reduced scan time technique to differentiate various liver diseases has not been tested. As with other imaging modalities, the performance of NSECT in detecting different diseases while reducing dose and scan time will depend on the acquisition techniques and parameters that are used to scan the patients. In order to optimize a clinical liver imaging system based on NSECT, it is important to implement low-dose techniques and evaluate their feasibility, sensitivity, specificity and accuracy by analyzing the generated liver images from a patient population. This research work proposes to use Monte-Carlo simulations to optimize a clinical NSECT system for detection, localization, quantification and classification of liver diseases. This project has been divided into three parts; (a) implement two novel acquisition techniques for dose reduction, (b) modify MLEM iterative image reconstruction algorithm to incorporate the new acquisition techniques and (c) evaluate the performance of this combined technique on a simulated patient population. </p><p>The two dose-reduction, acquisition techniques that have been implemented are; (i) use of a single angle scanning, multi-detector acquisition system and (ii) the neutron-time resolved imaging (n-TRI) technique. In n-TRI, the NSECT signal has been resolved in time by a function of the speed of the incident neutron beam and this information has been used to locate the liver lesions in the tissue. These changes in the acquisition system have been incorporated and used to modify MLEM iterative image reconstruction algorithm to generate liver images. The liver images are generated from sinograms acquired by the simulated n-TRI based NSECT scanner from a simulated patient population.</p><p>The simulated patient population has patients of different sizes, with different liver diseases, multiple lesions with different sizes and locations in the liver. The NSECT images generated from this population have been used to validate the liver imaging system developed in this project. Statistical tests such as ROC and student t-tests have been used to evaluate this system. The overall improvement in dose and scan time as compared to the NSECT tomographic system have been calculated to verify the improvement in the imaging system. The patient dose was calculated by measuring the energy deposited by the neutron beam in the liver and surrounding body tissue. The scan time was calculated by measuring the time required by a neutron source to produce the neutron fluence required to generate a clinically viable NSECT image.</p><p>Simulation studies indicate that this NSECT system can detect, locate, quantify and classify liver lesions in different sized patients. The n-TRI imaging technique can detect lesions with wet iron concentration of 0.5 mg/g or higher in liver tissue in patients with 30 cm torso and can quantify lesions at 0.3 ns timing resolution with errors &#8804; 17.8%. The NSECT system can localize and classify liver lesions of hemochromatosis, hepatocellular carcinoma, fatty liver tissue and cirrhotic liver tissue based on bulk and trace element concentrations. In a small patient with a torso major axis of 30 cm, the n-TRI based liver imaging technique can localize 91.67% of all lesions and classify lesions with an accuracy of 88.23%. The dose to the small patient is 0.37 mSv a reduction of 39.9% as compared to the NSECT tomographic system and scan times are comparable to that of an abdominal MRI scan. In a bigger patient with a torso major axis of 50cm, the n-TRI based technique can detect 75% of the lesions, while localizing 66.67% of the lesions, the accuracy of classification is 76.47%. The effective dose equivalent delivered to the larger patient is 1.57 mSv for a 68.8% decrease in dose as compared to a tomographic NSECT system.</p><p>The research performed for this dissertation has two important outcomes. First, it demonstrates that NSECT has the clinical potential for detection, localization and classification of liver diseases in patients. Second, it provides a validation of the simulation of a novel low-dose liver imaging technique which can be used to guide future development and experimental implementation of the technique.</p> / Dissertation