La toxicité de l’uranium (U) résulte de la combinaison de ses propriétés chimiques, en tant que métal lourd, et de ses propriétés radiologiques, en tant qu’émetteur de rayonnements ionisants. L’identification de marqueurs biologiques permettant de discriminer pour un composé uranifère donné la part de sa toxicité chimique, de la part de sa toxicité radiologique, évite de sous-estimer les effets sur la santé des mélanges isotopiques ayant une faible activité spécifique et donc un faible impact en terme de dose tels que l’U appauvri en 235U. Les données de la littérature montrent que les meilleurs candidats pour répondre à cette problématique sont des marqueurs cytogénétiques. La recherche de biomarqueurs de contamination par l’U a été mise en oeuvre sur trois modèles cellulaires (fibroblastes de souris, lymphocytes de rat et humains) exposés à divers mélanges isotopiques de l’U (diverses activités spécifiques). Le test des micronoyaux (MN) avec marquage centromérique a été réalisé afin de discriminer les effets chimiotoxiques des effets radiotoxiques de l’U. Ces études révèlent que le seul dénombrement des cellules binucléées avec des MNx ne suffit pas à évaluer avec précision la génotoxicité de l’U. En revanche, les fréquences d’apparition de cellules binucléées avec des MNx centromères-négatifs ou avec un pont nucléoplasmique peuvent refléter le niveau des effets radiotoxiques de l’U. Par ailleurs, la numération des cellules binucléées avec des MNx centromères-positifs et des cellules mononuclées avec des MNx peut refléter le niveau des effets chimiotoxiques de l’U. Ces marqueurs cytogénétiques validés sur différents modèles biologiques permettent de déterminer pour un mélange isotopique donné de l’U la part des effets génotoxiques liée à sa chimiotoxicité de la part des effets génotoxiques liée à sa radiotoxicité. Ces marqueurs biologiques pourraient compléter les marqueurs classiques de dosimétrie pour évaluer les conséquences de la contamination interne à l’U. / Uranium (U) is a heavy metal that is also considered as an alpha emitter. Thus the origin of U toxicity is both chemical and radiological. The identification of biomarkers to discriminate chemical and radiological toxicity for a given U compound is required to assess accurately the health effects of isotopic mixtures such as depleted U in 235U with a low specific activity. Data from the literature show that the best candidates are cytogenetic markers. In the present work, the assessment of biomarkers of U contamination was performed on three cellular models (mouse fibroblasts, rat lymphocytes and human lymphocytes) that were exposed to different isotopic mixtures of U. The cytokinesis-block micronucleus (MN) centromere assay was performed to discriminate the chemotoxic and radiotoxic effects of U. This study showed that the evaluation of micronuclei in binucleated cells could not assess U genotoxicity accurately. Instead, the assessment of centromerenegative micronuclei and nucleoplasmic bridges correlated with the radiotoxic effects of U. The evaluation of centromere-positive micronuclei and micronuclei in mononucleated cells correlated with the chemotoxic effects of U. These cytogenetic markers should be validated on different biological models and could be proposed to discriminate radiological and chemical toxicity of a given isotopic mixture of U. These four cytogenetic markers could be a useful complement of the classical dosimetric biomarkers for the assessment of internal uranium contamination.

La toxicité de l’uranium (U) résulte de la combinaison de ses propriétés chimiques, en tant que métal lourd, et de ses propriétés radiologiques, en tant qu’émetteur de rayonnements ionisants. L’identification de marqueurs biologiques permettant de discriminer pour un composé uranifère donné la part de sa toxicité chimique, de la part de sa toxicité radiologique, évite de sous-estimer les effets sur la santé des mélanges isotopiques ayant une faible activité spécifique et donc un faible impact en terme de dose tels que l’U appauvri en 235U. Les données de la littérature montrent que les meilleurs candidats pour répondre à cette problématique sont des marqueurs cytogénétiques. La recherche de biomarqueurs de contamination par l’U a été mise en oeuvre sur trois modèles cellulaires (fibroblastes de souris, lymphocytes de rat et humains) exposés à divers mélanges isotopiques de l’U (diverses activités spécifiques). Le test des micronoyaux (MN) avec marquage centromérique a été réalisé afin de discriminer les effets chimiotoxiques des effets radiotoxiques de l’U. Ces études révèlent que le seul dénombrement des cellules binucléées avec des MNx ne suffit pas à évaluer avec précision la génotoxicité de l’U. En revanche, les fréquences d’apparition de cellules binucléées avec des MNx centromères-négatifs ou avec un pont nucléoplasmique peuvent refléter le niveau des effets radiotoxiques de l’U. Par ailleurs, la numération des cellules binucléées avec des MNx centromères-positifs et des cellules mononuclées avec des MNx peut refléter le niveau des effets chimiotoxiques de l’U. Ces marqueurs cytogénétiques validés sur différents modèles biologiques permettent de déterminer pour un mélange isotopique donné de l’U la part des effets génotoxiques liée à sa chimiotoxicité de la part des effets génotoxiques liée à sa radiotoxicité. Ces marqueurs biologiques pourraient compléter les marqueurs classiques de dosimétrie pour évaluer les conséquences de la contamination interne à l’U. / Uranium (U) is a heavy metal that is also considered as an alpha emitter. Thus the origin of U toxicity is both chemical and radiological. The identification of biomarkers to discriminate chemical and radiological toxicity for a given U compound is required to assess accurately the health effects of isotopic mixtures such as depleted U in 235U with a low specific activity. Data from the literature show that the best candidates are cytogenetic markers. In the present work, the assessment of biomarkers of U contamination was performed on three cellular models (mouse fibroblasts, rat lymphocytes and human lymphocytes) that were exposed to different isotopic mixtures of U. The cytokinesis-block micronucleus (MN) centromere assay was performed to discriminate the chemotoxic and radiotoxic effects of U. This study showed that the evaluation of micronuclei in binucleated cells could not assess U genotoxicity accurately. Instead, the assessment of centromerenegative micronuclei and nucleoplasmic bridges correlated with the radiotoxic effects of U. The evaluation of centromere-positive micronuclei and micronuclei in mononucleated cells correlated with the chemotoxic effects of U. These cytogenetic markers should be validated on different biological models and could be proposed to discriminate radiological and chemical toxicity of a given isotopic mixture of U. These four cytogenetic markers could be a useful complement of the classical dosimetric biomarkers for the assessment of internal uranium contamination.

Le cancer du sein est un problème de santé public majeur. Avec 500 000 décès dans le monde chaque année, il concentre de nombreux efforts dans la recherche de nouvelles thérapies et de biomarqueurs aussi bien diagnostiques, pronostiques que de suivi thérapeutique. D'un point de vue diagnostique, la mammographie est actuellement la méthode de dépistage de référence. Cependant, elle présente de nombreuses limites, notamment chez les femmes avec une densité mammaire élevée. L'identification de marqueurs permettant de mettre en évidence de petites tumeurs ou pronostiquer l'évolution de ces tumeurs serait une aide précieuse dans la prise en charge de la maladie. D'un point de vue thérapeutique, la radiothérapie est l'un des traitements principaux contre le cancer du sein. Cependant, certaines patientes peuvent développer d'importants effets secondaires tardifs sévères. La prédiction de cette radiotoxicité est un enjeu majeur car elle permettrait d'identifier les patients à risque, de leur proposer un traitement personnalisé et au final d'optimiser leur prise en charge thérapeutique. Malgré de nombreux efforts, il n'existe à l'heure actuelle aucun marqueur prédictif de la radiotoxicité tardive utilisé en routine clinique.Ce travail de thèse a pour objectif d'identifier des marqueurs protéiques, d'une part pour le diagnostic et le pronostic des formes précoces du cancer du sein, et d'autre part pour la prédiction de la réponse à la radiothérapie. Grâce à différentes approches de protéomique, j'ai pu identifier trois signatures protéiques : (1) une signature d'autoanticorps sériques (GAL3, RACK1, PAK2, PHB2 et RUVBL1) pour le diagnostic des carcinomes canalaires in situ (CCIS) et des cancers précoces, (2) une signature d'autoanticorps sériques (CIRBP, ECHDC1, HMGN1, PSRC1 et RBP-Jκ) pronostic de la progression de CCIS en cancer invasif et (3) cinq protéines lymphocytaires (AK2, ANX1, APEX1, HSPA8 et IDH2) prédictives d'une toxicité radio-induite tardive. Au delà de leur intérêt diagnostic, pronostic ou prédictif, ces signatures ont également permis d'identifier de nouveaux partenaires moléculaires susceptibles d'être impliqués dans les mécanismes de carcinogénèse mammaire et de radiotoxicité tardive. / Breast cancer is a major public health problem. With 500,000 deaths every year around the world, it focuses on many efforts in the search for new therapies and for therapeutic monitoring, diagnosis or prognosis biomarkers. From a diagnostic point of view, mammography remains gold standard for breast cancer detection. However, it has many limitations, especially in women with significant breast density. The identification of biomarkers for early diagnosis or for prognosis of in situ tumors in this population at risk would be a valuable improvement in the breast cancer management. Considering treatment strategies, radiotherapy has become a major treatment against breast cancer. However, some patients can develop severe radiation-induced late side effects. Their prediction is a main challenge as clinicians will be able to identify patients at risk and develop individualized treatment. Despite all efforts, no biomarkers are validated and used in clinical routine for normal tissues outcomes after irradiation. The aim of my PhD work was to identify protein markers for the diagnosis and prognosis of early-stage breast cancers, and also for the prediction of radiation-induced severe late effects. With different proteomic approaches, I was able to identify three protein signatures: (1) a serum autoantibody signature for the diagnosis of DCIS and node negative early-stage breast cancers (GAL3, RACK1, PAK2, and PHB2 RUVBL1), (2) a serum autoantibody signature of ductal carcinoma in situ progression to invasive breast cancer (CIRBP, ECHDC1, HMGN1, PSRC1 and RBP-Jκ) and (3) five lymphocyte proteins (AK2, ANX1, APEX1, HSPA8 and IDH2 ) that could predict late radiation-induced toxicity. In addition, these signatures allowed to identify new molecular partners likely to be involved in the mechanisms of mammary carcinogenesis and in the late radio-induced toxicity.

Dans l'éventualité d'une contribution significative du nucléaire aux besoins énergétiques mondiaux, le problème de la gestion des déchets actuels remet en question la pérennité de la liere REP. En complément des recherches sur le stockage et l'incinération de ces déchets, il convient donc d'envisager des systemes innovants dédiés à une production d'énergie nucléaire durable, aussi sobre, propre et sûre que possible. Nous nous intéressons ici au concept de réacteur à sels fondus, dont le combustible est liquide. Cette particularité autorise un retraitement en ligne pyrochimique, qui peut permettre de s'affranchir de certaines limites neutroniques. Le projet MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) d'un réacteur à sels fluorures et à modérateur graphite a ainsi montré à la fin des années 1960 que la surgénération en cycle thorium et en spectre thermique est accessible avec un retraitement en ligne approprié.<br> A l'aide d'outils de simulation développés autour du code Monte Carlo MCNP, nous réévaluons dans un premier temps les performances d'un système de référence inspiré du projet MSBR. L'étude complète de la phase de mise à l'équilibre de ce réacteur d'une puissance de 2500 MWth, démarré en 232Th/233U, nous permet de valider nos choix de référence. L'équilibre obtenu montre une réduction importante des inventaires et des radiotoxicités induites par rapport aux autres cycles possibles. Le retraitement en ligne associé est suffisamment efficace pour rendre le systeme surgénérateur, avec un temps de doublement d'une trentaine d'années à l'équilibre.<br> A partir du système de référence, nous testons ensuite différentes options en termes d'économie de neutrons, de transmutation et de contrôle de la réactivité. Il en ressort que c'est le retraitement en ligne qui apporte le plus de flexibilité à ce système particulièrement bien adapté à la production d'énergie en cycle thorium. L'étude de scenarios de transition à cette filière quantifie les limites d'un éventuel déploiement à partir du parc français actuel, et montre enfin qu'une gestion raisonnée du plutonium disponible serait nécessaire dans tous les cas.

Le code MURE est basé sur le couplage d’un code Monte Carlo statique et le calcul de l’évolution pendant l’irradiation et les différentes périodes du cycle (refroidissement, fabrication). Le code MURE est ici utilisé pour analyser deux différentes questions : le mono-recyclage de l’Am dans les réacteurs français de type REP et la conversion du coeur du MNSR (Miniature Neutron Source Reactor) au Ghana d’un combustible à uranium hautement enrichi (HEU) vers un combustible faiblement enrichi (LEU), dans le cadre de la lutte contre la prolifération. Dans les deux cas, une comparaison détaillée est menée sur les taux d’irradiation et les radiotoxicités induites (combustibles usés, déchets).Le combustible UOX envisagé est enrichi de telle sorte qu’il atteigne un taux d’irradiation de 46 GWj/t et 68 GWj/t. Le combustible UOX usé est retraité, et le retraitement standard consiste à séparer le plutonium afin de fabriquer un combustible MOX sur base d’uranium appauvri. La concentration du Pu dans le MOX est déterminée pour atteindre un taux d’irradiation du MOX de 46 et 68 GWj/t. L’impact du temps de refroidissement de l’UOX usé est étudié (5 à 30 ans), afin de quantifier l’impact de la disparition du 241PU (fissile) par décroissance radioactive (T=14,3 ans). Un refroidissement de 30 ans demande à augmenter la teneur en Pu dans le MOX. L’241Am, avec une durée de vie de 432 ans, jour un rôle important dans le dimensionnement du site de stockage des déchets vitrifiés et dans leur radiotoxicité à long terme. Il est le candidat principal à la transmutation, et nous envisageons donc son recyclage dans le MOX, avec le plutonium. Cette stratégie permet de minimiser la puissance résiduelle et la radiotoxicité des verres, en laissant l’Am disponible dans les MOX usés pour une transmutation éventuelle future dans les réacteurs rapides. Nous avons étudié l’impact neutronique d’un tel recyclage. Le temps de refroidissement de l’UOX est encore plus sensible ici car l’241Am recyclé est un fort poison neutronique qui dégrade les performances du combustible (taux d’irradiation, coefficients de vide et de température). Néanmoins, à l’exception de quelques configurations, le recyclage de l’Am ne dégrade pas les coefficients de sûreté de base. Le réacteur MNSR du Ghana fonctionne aujourd’hui avec de l’uranium enrichi à 90,2% (HEU), et nous étudions ici la possibilité de le faire fonctionner avec de l’uranium enrichi à 12,5%, en passant d’un combustible sur base d’aluminium à un oxyde. Les simulations ont été menées avec le code MURE, et montrent que le coeur LEU peut-être irradié plus longtemps, mais demande d’intervenir plus tôt sur le pilotage en jouant sur la quantité de béryllium en coeur. Les flux de neutrons dans les canaux d’irradiation sont similaires pour les coeurs HEU et LEU, de même pour les coefficients de vide. Le combustible LEU usé présente cependant une radiotoxicité et une chaleur résiduelle plus élevée, du fait de la production plus importante de transuraniens pendant l’irradiation. / The MURE code is based on the coupling of a Monte Carlo static code and the calculation of the evolution of the fuel during irradiation and cooling periods. The MURE code has been used to analyse two different questions, concerning the mono-recycling of Am in present French Pressurized Water Reactor, and the conversion of high enriched uranium (HEU) used in the Miniature Neutron Source Reactor in Ghana into low enriched uranium (LEU) due to proliferation resistance issues. In both cases, a detailed comparison is made on burnup and the induced radiotoxicity of waste or spent fuel. The UOX fuel assembly, as in the open cycle system, was designed to reach a burn-up of 46GWd/T and 68GWd/T. The spent UOX was reprocessed to fabricate MOX assemblies, by the extraction of Plutonium and addition of depleted Uranium to reach burn-ups of 46GWd/T and 68GWd/T, taking into account various cooling times of the spent UOX assembly in the repository. The effect of cooling time on burnup and radiotoxicity was then ascertained. Spent UOX fuel, after 30 years of cooling in the repository required higher concentration of Pu to be reprocessed into a MOX fuel due to the decay of Pu-241. Americium, with a mean half-life of 432 years, has high radiotoxic level, high mid-term residual heat and a precursor for other long lived isotope. An innovative strategy consists of reprocessing not only the plutonium from the UOX spent fuel but also the americium isotopes which dominate the radiotoxicity of present waste. The mono-recycling of Am is not a definitive solution because the once-through MOX cycle transmutation of Am in a PWR is not enough to destroy all the Am. The main objective is to propose a “waiting strategy” for both Am and Pu in the spent fuel so that they can be made available for further transmutation strategies. The MOXAm (MOX and Americium isotopes) fuel was fabricated to see the effect of americium in MOX fuel on the burn-up, neutronic behavior and on radiotoxicity. The MOXAm fuel showed relatively good indicators both on burnup and on radiotoxicity. A 68GWd/T MOX assembly produced from a reprocessed spent 46GWd/T UOX assembly showed a decrease in radiotoxicity as compared to the open cycle. All fuel types understudy in the PWR cycle showed good safety inherent feature with the exception of the some MOXAm assemblies which have a positive void coefficient in specific configurations, which could not be consistent with safety features. The core lifetimes of the current operating 90.2% HEU UAl fuel and the proposed 12.5% LEU UOX fuel of the MNSR were investigated using MURE code. Even though LEU core has a longer core life due to its higher core loading and low rate of uranium consumption, the LEU core will have it first beryllium top up to compensate for reactivity at earlier time than the HEU core. The HEU and LEU cores of the MNSR exhibited similar neutron fluxes in irradiation channels, negative feedback of temperature and void coefficients, but the LEU is more radiotoxic after fission product decay due to higher actinides presence at the end of its core lifetime.