Ce travail de thèse a visé à étudier les paramètres toxicocinétiques et toxicologiques de l'uranium chez le poisson. Il apparaît que l'uranium est hautement bioaccumulé et bioconcentré par les poissons. Sa répartition, bien que généralisée à l'ensemble de l'organisme, est néanmoins très hétérogène (branchies et foie constituant des sites majeurs d'accumulation). On note une perturbation du système antioxydant hépatique (inhibition des activités SOD, CAT et GPx ; déplétion du GSHtot) et du système cholinergique cérébral (inhibition/suractivation de l'AChE). Des atteintes génotoxiques surviennent également au niveau sanguin, hépatique et gonadique. L'activité radiologique de l'uranium influe sur les cinétiques d'apparition de ces perturbations biochimiques, celles-ci apparaissant d'autant plus précocement que l'activité délivrée est importante. Des atteintes histologiques (de différentes natures selon l'activité radiologique mise en jeu) sont également constatées (branchies, muscle).

Le monde médical dispose de plus en plus de sources d'images différentes, non seulement pour réaliser un diagnostic mais aussi pour évaluer l'efficacité d'un traitement et pour être guidé dans les interventions chirurgicales. Parallèlement, le développement des techniques opératoires s'oriente vers la chirurgie non " à ciel ouvert ", notamment la coelioscopie, qui permet de diminuer les risques liés à l'intervention ainsi que le temps d'hospitalisation du patient. En revanche, elle rend moins intuitive la réalisation de l'acte chirurgical, notamment du fait de la vision réduite à l'utilisation d'une ou plusieurs caméras dans la région d'intérêt. Durant ma thèse, j'ai conçu et mis en oeuvre des nouvelles méthodes informatiques de traitement 3D d'images radiologiques ainsi que de nouvelles utilisations médicales de ces images. Les contributions présentées concernent la visualisation et le traitement des données, la segmentation de structures 3D, la fusion mono et multimodale et l'aide à la réalisation d'interventions. Les applications présentées concernent notamment la planification et la réalisation d'interventions sous coelioscopie et de ponctions mais aussi l'imagerie industrielle. L'utilisation conjointe de différentes modalités d'images permet d'améliorer la visualisation, la manipulation et la compréhension de scènes tridimensionnelles, conduisant à une plus grande compréhension des observations et à une meilleure prise de décision.

Depuis plusieurs années, la Haute Autorité de Santé favorise la diffusion des démarches d'évaluation des pratiques des professionnels de santé. L'idée est de faire progresser la qualité et la sécurité des traitements endodontiques réalisés dans un Centre de Soins et de traitements dentaires en analysant le résultat des traitements réalisés par rapport à des recommandations de bonnes pratiques, puis en mettant en oeuvre des actions d'amélioration. L'évaluation du traitement endodontique a fait l'objet de nombreuses études publiées au cours de ces dernières années. Les résultats hétérogènes rapportés reflètent des différences considérables entre les études concernant notamment l'échantillonnage (type et nombre de dents composant l'échantillon, sélection des cas cliniques), le traitement (procédures, techniques, restauration), et la méthodologie utilisée (conception de l'étude, interprétation radiographique, période de suivi, analyses, mesures des résultats, et critères de succès/échec. Ce travail vise à définir les critères de qualité d'un traitement endodontique afin d'évaluer si les traitements endodontiques réalisés dans le service d'odontologie du CHU de Clermont satisfont ces critères. Une revue de la littérature permet d'établir que 3 critères relevés sur les radiographies postopératoires permettent de décrire le résultat du traitement endodontique. La longueur de l'obturation, sa densité et le fait que l'ensemble du réseau canalaire est concerné par le traitement peuvent être associés en un indicateur mixte qui reflète avant tout le résultat de la phase instrumentale de la procédure. Dans une deuxième partie, cet indicateur composite a été utilisé dans une étude rétrospective des traitements endodontiques réalisés par les étudiants de 4ème et 5ème année au CHU de Clermont-Ferrand. Les critères de qualité technique des traitements impliquaient : 1°) que la limite de l'obturation soit située dans les 2 mm apicaux (pour toutes les racines) ; 2°) que l'image de l'obturation reflète soit dense, homogène et n'incluant pas de vides ; 3°) que tous les canaux visibles et/ou attendus soient obturés. Cette étude rapporte un taux de succès de 58%, valeur relativement haute, par rapport aux études similaires qui varient de 26 % à 57%. Ce pourcentage est dépendant du type de dent, de son état pulpaire, mais ne dépend pas ni de l'expérience de l'étudiant, ni de l'état périapicale. Cet indicateur a également été utilisé dans une deuxième étude qui est la première à fournir des données qualitatives et quantitatives sur les traitements endodontiques réalisés sous anesthésie générale. La qualité technique des traitements sous anesthésie générale est équivalente à celle qui est acceptée par des critères académiques dans les services hospitalo-universitaires. Cette première analyse encourage la réalisation de soins endodontiques sous anesthésie générale et fait la promotion des indications d'anesthésie générale chez l'adulte à des fins de soins dentaires conservateurs. Le pourcentage de traitements endodontiques réalisés dans le respect des recommandations professionnelles de la HAS et satisfaisant les standards académiques des traitements endodontiques constitue un indicateur de qualité des soins. Les deux études qui supportent cette thèse révèlent que les valeurs de cet indicateur pourraient être améliorées. / No abstract available

Les enjeux industriels et financiers associés au démantèlement des installations nucléaires sont considérables. Après l'enlèvement des procédés et des matières nucléaires, les bâtiments font l'objet d'un assainissement complet des structures de génie civil. Pour cela, un état radiologique initial doit être réalisé pour définir le zonage déchet opérationnel. La méthodologie développée repose sur un séquençage des étapes d'investigation : analyse historique et fonctionnelle, cartographie surfacique puis investigations en profondeur. Cette méthodologie, associée à des outils d'analyse et de traitement des données, permet d'optimiser les coûts d'investigation et les volumes de déchets produits. Une campagne de mesures surfaciques, menée dans une installation nucléaire du CEA au début de la thèse, a permis d'éprouver la méthodologie proposée et d'exploiter la pertinence du traite-ment des données par géostatistique : analyse exploratoire et variographique, cartographies d'estimation, analyses de risque, comparaison de modèles isofactoriels pour modéliser les distri-butions statistiques très contrastées et la structuration des valeurs extrêmes. Des prélèvements destructifs viennent compléter les différentes cartographies surfaciques et sont intégrés grâce au traitement multivariable. La catégorisation des déchets découle finalement du risque de dépassement de seuils radiologiques. L'approche géostatistique permet également de dresser un inventaire des structures spatiales des contaminations radiologiques dans les installations nucléaires. Des recommandations d'échantillonnage sont ainsi produites afin de rationnaliser la stratégie d'investigation et d'en optimiser les coûts.

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Ce travail de thèse introduit une nouvelle méthode pour la caractérisation radiologique des déchets très faiblement radioactifs produits au sein de l’Organisation Européenne pour la Recherche Nucléaire (CERN). La méthode se base sur : 1. le calcul des radionucléides en présence, i.e. les radionucléides qui peuvent être produits lors de l’interaction des particules avec la matière et les structures environnantes les accélérateurs, 2. la mesure directe des émetteurs gamma et, 3. la quantification des émetteurs alpha et beta purs et de rayons X de faible énergie, appelés radionucléides difficile-a-mesurer (DTM), en utilisant les méthodes dites des «scaling factor» (SF), «correlation factor» (CF) et activité moyenne (MA). La première phase du processus de caractérisation est le calcul des radionucléides en présence à l’aide de codes de calcul analytiques ou Monte Carlo. Après le calcul de l’inventaire radiologique, les radionucléides émetteurs gamma sont mesurés par spectrométrie gamma dans chaque colis de la population. L’émetteur gamma dominant, appelé « key nuclide » (KN), est identifié. La méthode dite des «scaling factors» permet d’estimer l’activité des radionucléides DTM après évaluation de la corrélation entre l’activité des DTM et l’activité de l’émetteur gamma dominant obtenue à partir d’échantillons. Si une corrélation existe, l’activité des radionucléides DTM peut être évaluée grâce à des facteurs de corrélation expérimentaux appelés « scaling factors », sinon l’activité moyenne obtenue à partir d’échantillons prélevés dans la population est attribuée à chaque colis. Lorsque les activités des émetteurs alpha et beta purs et des émetteurs X de faible énergie ne peuvent pas être estimées par mesure la méthode des « correlation factors » s’applique. La méthode des « correlation factors » se base sur le calcul de corrélations théoriques entre l’émetteur gamma dominant et les radionucléides de très faible activité. Cette thèse décrit en détail la nouvelle technique de caractérisation radiologique, montre un cas d’application complet et présente les résultats de l’industrialisation de la méthode ayant permis la caractérisation radiologique de plus de 1000 m3 de déchets radioactifs au CERN entre 2015 et 2017. / This thesis introduces a new method to characterize metallic very-low-level radioactive waste produced at the European Organization for Nuclear Research (CERN). The method is based on: 1. the calculation of a preliminary radionuclide inventory, which is the list of the radionuclides that can be produced when particles interact with a surrounding medium, 2. the direct measurement of gamma emitters and, 3. the quantification of pure-alpha, pure-beta and low-energy X-ray emitters, called difficult-to-measure (DTM) radionuclides, using the so-called scaling factor (SF), correlation factor (CF) and mean activity (MA) techniques. The first stage of the characterization process is the calculation of the radionuclide inventory via either analytical or Monte Carlo codes. Once the preliminary radionuclide inventory is obtained, the gamma-emitting radionuclides are measured via gamma-ray spectrometry on each package of the waste population. The major gamma-emitter, called key nuclide (KN), is also identified. The scaling factor method estimates the activity of DTM radionuclides by checking for a consistent and repeated relationship between the key nuclide and the activity of the difficult to measure radionuclides from samples. If a correlation exists the activity of DTM radiodionuclides can be evaluated using the scaling factor otherwise the mean activity from the samples collected is applied to the entire waste population. Finally, the correlation factor is used when the activity of pure-alpha, pure-beta and low-energy X-ray emitters is so low that cannot be quantified using experimental values. In this case a theoretical correlation factor is obtained from the calculations to link the activity of the radionuclides we want to quantify and the activity of the key nuclide. The thesis describes in detail the characterization method, shows a complete case study and describes the industrial-scale application of the characterization method on over 1’000 m3 of radioactive waste, which was carried out at CERN between 2015 and 2017.

En France, 23 000 tonnes de graphites irradiés générés par le démantèlement des réacteurs nucléaires de première génération Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) sont en attente d'une solution de gestion à long terme. Cette thèse porte sur le comportement du tritium, l'un des principaux contributeurs à l'inventaire radiologique des graphites à l'arrêt des réacteurs. Afin d'anticiper des rejets de tritium lors du démantèlement ou de la gestion des déchets, il est indispensable d'obtenir des données sur sa migration, sa localisation et son inventaire. Notre étude repose sur la simulation du tritium par implantation de l'ordre de 3 % at. de deutérium jusqu'à environ 3 μm dans un graphite nucléaire vierge. Celui-ci a ensuite subi des recuits jusqu'à 300 h et 1300 ° C sous atmosphère inerte, gaz caloporteur UNGG et gaz humide, dans le but de reproduire des conditions proches de celles rencontrées en réacteur et lors des opérations de gestion des déchets. Les profils et la répartition spatiale du deutérium ont été analysés via la réaction nucléaire 2H(3He,p)4He. Les principaux résultats montrent un relâchement thermique du deutérium se produisant selon trois régimes contrôlés par le dépiégeage de sites superficiels ou interstitiels. L'extrapolation des données au cas du tritium tend à montrer que son relâchement thermique en réacteur pourrait avoir été inférieur à 30 % et localisé à proximité des surfaces libres du graphite. L'essentiel de l'inventaire en tritium à l'arrêt des réacteurs serait retenu en profondeur dans les graphites irradiés, dont la décontamination nécessiterait alors des températures supérieures à 1300 °C, et serait plus efficace sous gaz inerte que sous gaz humide / In France, 23 000 t of irradiated graphite that will be generated by the decommissioning of the first generation Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) nuclear reactors are waiting for a long term management solution. This work focuses on the behavior of tritium, which is one of the main contributors to the radiological inventory of graphite waste after reactor shutdown. In order to anticipate tritium release during dismantling or waste management, it is mandatory to collect data on its migration, location and inventory. Our study is based on the simulation of tritium by implantation of approximately 3 at. % of deuterium up to around 3 μm in a virgin nuclear graphite. This material was then annealed up to 300 h and 1300 °C in inert atmosphere, UNGG coolant gas and humid gas, aiming to reproduce thermal conditions close to those encountered in reactor and during waste management operations. The deuterium profiles and spatial distribution were analyzed using the nuclear reaction 2H(3He,p)4He. The main results evidence a thermal release of implanted deuterium occurring essentially through three regimes controlled by the detrapping of atomic deuterium located in superficial or interstitial sites. The extrapolation of our data to tritium suggests that its purely thermal release during reactor operations may have been lower than 30 % and would be located close to the graphite free surfaces. Consequently, most of the tritium inventory after reactor shutdown could be trapped deeply within the irradiated graphite structure. Decontamination of graphite waste should then require temperatures higher than 1300°C, and would be more efficient in dry inert gas than in humid gas

Contexte : Les premières implantations PACS (Picture Archiving and Communication System) remontent aux années 80. Le rehaussement récent du PACS au sein d’un centre hospitalier universitaire a permis d’étudier l’introduction d’innovations dans une technologie mature. Objectif : Dans un premier temps, effectuer une revue de la littérature sur les études évaluant la perceptions des utilisateurs de l’implantation des PACS. Deuxièmement, évaluer dans une étude de cas si le niveau d’alignement entre les tâches et la technologie prédit l’utilisation et la perception des bénéfices. Méthodes : Il y a eu une revue systématique de la littérature afin d’identifier les études sur la perception des utilisateurs du PACS. Une adaptation du modèle TTF (Task-Technology-Fit) développé par Goodhue (1995) a servi de base théorique pour l’étude de cas effectuée par questionnaire auto-administré. Résultats : Les modèles recensés dans la revue systématique sont mieux adaptés à des nouvelles implantions PACS qu’à des systèmes matures en évolution. Il y a une corrélation significative entre le niveau de l’alignement, tel que perçu par les utilisateurs, et la perception des bénéfices nets, ainsi que l’utilisation de la technologie. L’étude a démontré un écart entre la perception des utilisateurs et celle des développeurs interviewés. Conclusions : Cette étude supporte la validité du concept alignement tâche-technologie dans l’analyse d’un rehaussement PACS. Il est important de maintenir une interaction soutenue entre développeurs et utilisateurs, qui va audelà de la phase initiale de développement. / Context: The first PACS deployments date to the early 1980’s. The recent upgrade of PACS in a university teaching hospital has offered the opportunity to study the introduction of innovations in a mature technology. Objective: First, to conduct a literature review of studies evaluating user perceptions following deployment of PACS. Second, to evaluate in a case study if task-technology fit predicts utilisation and perceived benefits. Methods: A systematic review of the literature was conducted to identify studies evaluating user perceptions. An adaptation of the Task-Technology-Fit model developed by Goodhue (1995) served as a theoretical basis for the case study conducted with an auto-administered survey. Results: The models used in the studies identified in the review are more suited for initial deployments of PACS, rather than mature systems in a state of continuous evolution. There is a significant correlation between the level of task-technology fit and the users’ perception of net benefits, as well as use. The study also revealed a divide between the perception of users and that of developers involved in product evolution. Conclusion: The findings validate the use of task-technology fit to study a PACS upgrade. It is important to maintain a continuous interaction between users and developers beyond the early phases of product development.

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.

Objectif : L’objectif de cette étude rétrospective est d’évaluer l’efficacité clinique et radiologique du peroxyde d’hydrogène 3% dans les pulpotomies de molaires primaires et de les comparer aux pulpotomies faites avec une dilution 1:5 de la formule de formocrésol de Buckley. Méthode : Les données cliniques et radiologiques de 401 molaires primaires traitées par pulpotomies avec un suivi minimum de 24 mois, sauf en cas d’échec, ont été obtenues des dossiers de 216 enfants. Résultats : Aucune différence statistiquement significative n’a été observée entre les résultats des pulpotomies au formocrésol et au peroxyde d’hydrogène à l’analyse clinique (p=0,435) et radiologique (p=0,2447). La probabilité cumulative de survie clinique était supérieure ou égale à 98% pour les molaires traitées au formocrésol et 99% pour celles traitées au peroxyde d’hydrogène, à tous les temps de suivi, variant de 19 mois à 106 mois. Radiologiquement, la probabilité cumulative de survie au 24e mois était de 81% pour le formocrésol et de 91% pour le peroxyde d’hydrogène. Conclusions : Le peroxyde d’hydrogène a démontré des taux de succès clinique et radiologique comparables à ceux du formocrésol pour les pulpotomies de molaires primaires. / Purpose: The objective of this retrospective study was to evaluate the clinical and radiological success of 3% hydrogen peroxide in primary molar pulpotomies and compare them to pulpotomies made with a 1:5 dilution of Buckley’s formocresol formula. Methods: Clinical and radiographic data of 401 pulpotomized primary molars with a minimum follow-up of 24 months, except in cases of failure, were obtained from the records of 216 children. Results: No statistically significant difference was observed between the results of formocresol and hydrogen peroxide pulpotomies clinically (p = 0.435) and radiologically (p = 0.2447). The cumulative probability of clinical survival was greater than or equal to 98% for molars treated with formocresol and 99% for those treated with hydrogen peroxide at all follow-up periods, ranging from 19 to 106 months. Radiologically, the cumulative probability of survival at 24 months was 81% for formocresol and 91% hydrogen peroxide. Conclusion: Hydrogen peroxide has demonstrated clinical and radiological success rates comparable to those of formocresol in primary molar pulpotomies