Le moteur de recherche
des thèses françaises
'%3e%3cpath%20style='fill:%2300a0dc;fill-opacity:1;stroke:none;stroke-width:.144606;stroke-opacity:1;stop-color:%23000'%20d='M41.8%20100.088H52.28c.46%200%20.831.421.831.945v10.25c0%20.524-.37.946-.831.946H41.8c-.46%200-.831-.422-.831-.945v-10.251c0-.524.37-.945.831-.945z'/%3e%3cpath%20d='m47.072%20102.02-4.87%202.656%204.87%202.657%203.985-2.174v3.06h.885v-3.543m-7.969%201.851v1.771l3.1%201.691%203.098-1.691v-1.77l-3.099%201.69z'%20style='fill:%23fff;fill-opacity:1;stroke-width:.442726'/%3e%3ccircle%20style='fill:%23009f1d;fill-opacity:1;stroke:%23fff;stroke-width:.379704;stroke-linecap:round;stroke-linejoin:round;stroke-miterlimit:4;stroke-dasharray:none;stroke-opacity:1;stop-color:%23000'%20cx='54.151'%20cy='101.224'%20r='3.451'/%3e%3cpath%20d='m55.669%2099.387.659.664-3.075%203.104-1.634-1.649.66-.663.974.979%202.416-2.435'%20style='fill:%23fff;fill-opacity:1;stroke:none;stroke-width:.30061;stroke-miterlimit:4;stroke-dasharray:none;stroke-opacity:1'/%3e%3c/g%3e%3c/svg%3e)
Application de codes Monte Carlo à la dosimétrie de la potentialisation par capture de neutrons par le bore 10 mise en œuvre en radiothérapie du cancer
| Auteur / Autrice : | Emmanuelle Bourhis |
| Direction : | Ahmed-Sabet Hachem |
| Type : | Thèse de doctorat |
| Discipline(s) : | Sciences physiques |
| Date : | Soutenance en 2000 |
| Etablissement(s) : | Nice |
| Ecole(s) doctorale(s) : | École doctorale Sciences fondamentales et appliquées (Nice) |
| Partenaire(s) de recherche : | Laboratoire : Laboratoire de physique électronique des solides (Nice) |
Mots clés
Résumé
La potentialisation par capture neutronique (PCN) peut être une nouvelle approche pour le traitement du cancer. Elle utilise la composante thermique déjà présente dans le faisceau de neutrons rapides des installations de neutronthérapie. Cette composante peut détruire sélectivement les cellules cancéreuses préalablement dopées de 10B renforçant ainsi le rôle destructeur des neutrons rapides. Ce travail consiste en la détermination du pourcentage de neutrons thermiques présents dans les faisceaux de neutrons rapides produits par les installations du centre Antoine Lacassagne de Nice et du Centre Hospitalier Régional d'Orléans. Des modèles de chaque source de neutrons primaires et de chaque système de collimation ont été développés à l'aide du code de calcul MCNP-4B et utilisés lors de la simulation Monte Carlo. Des courbes de rendement en profondeur ont été établies par simulation pour différents champs d'irradiation et pour deux gammes d'énergie (. . . ). Les résultats simulés ont été validés expérimentalement. La comparaison entre les résultats simulés et expérimentaux a mis en évidence l'importance du rôle de la composante photonique. L'étude des profils pour différents champs d'irradiation et différentes profondeurs a montré la bonne corrélation entre les résultats simulés et expérimentaux. Cette étude a également mis en évidence une composante de diffusion non négligeable hors du champ d'irradiation et issue du collimateur. Les modèles géométriques développés ont été utilisés pour l'étude par simulation du flux de neutrons thermiques produit. Le taux de neutrons thermiques présents dans le faisceau a été trouvé inférieur à 40% dans le cas de Nice et Orléans. Nous avons proposé des améliorations afin d'augmenter ce faible taux (. . . )