Fast and epithermal neutron fields for accelerator based neutron capture therapies
Caractérisation de champs neutroniques rapides et épithermiques pour thérapie par capture neutronique basée sur accélérateurs
Résumé
Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is based on boron-10 neutron capture, producing an alpha particle and a lithium-7 nucleus. Tumoral cells are targeted by boron delivery agents. Neutron field irradiation of the tumor generate alpha particles and Li-7 inside the targeted cells. This cellular selectivity enables the use of this radiotherapy for recurrent and metastasized cancers, in which tumor tissue spread in normal tissue. BNCT have been used in clinical trails as a treatment for recurrent brain, head and neck cancers. However, the need for a sustainable neutron source in a hospital environment leads to the transition of reactor-based BNCT to accelerator-based BNCT, using compact accelerators of proton and deuteron beams coupled to solid or liquid targets. New characterizations of the neutron field are needed at the target level and after moderation.This manuscript details new elements to define an adapted neutron source for non-superficial tumors. Those elements are used in a moderator's numerical design, and an original method is described to validate the neutron source experimentally before clinical use. A numerical study based on Monte-Carlo methods was used to demonstrate the interest in reducing the neutron energy usually considered as adapted to treat deep-seated tumors of 10 keV to 1 keV. This diminution increases the contrast between the dose in the tumor and healthy tissues for tumors seated up to 6 cm depth. These results were used for the design of an original moderator. Simulations were realized to determine the adapted parameters to treat tumors located beyond 3 cm depth. Studies prescribe the use of a heavy water moderator, with a 25 cm radius for the half-sphere composing the moderator in order to improve the ratio between tumor dose and normal tissues dose. This moderator design extends treatment possibilities, with the possible irradiation of more than one patient by the same neutron source. This thesis also introduces a new method to experimentally validate the neutron source characteristics (from a dosimetric point of view) with a proof of concept of using a MIMAC micro-TPC detector as an active fantom. This use of the detector is characterized by measuring the therapeutic dose inside a reference material, at an equivalent depth of a given tumor depth inside tissues. This dose measurement is done by counting the number of neutron captures on a 10B sample. The use of that type of detector allows to discriminate and correctly characterize neutron capture on 10B of the sample. Moreover, the configuration used during the experiment is adapted to spectrometry in the epithermal range. This experiment demonstrates the possibility of using one detector to characterize spectroscopically and dosimetrically neutron fields in BNCT.This thesis's work could be completed by a more detailed study on the influence of local dose distribution in the moderator's conception. The experimental method presented needs validation of the double use of the MIMAC micro-TPC detector using a reference epithermal neutron field.
La Radiothérapie par Capture Neutronique du Bore (acronyme BNCT en anglais) repose sur l’utilisation de la capture neutronique sur l’isotope 10B du bore. Son principe se fonde sur la combinaison d’une fixation du 10B sur les cellules tumorales et d’une irradiation de neutrons épithermiques (E < 10 keV) entraînant l’irradiation de la cellule ciblée par des alphas et Li-7, produits de la réaction nucléaire. En raison de sa sélectivité à l’échelle cellulaire, cette radiothérapie apporte une solution de traitement pour les cancers récurrents ou métastasés dont les tissus tumoraux se mêlent aux tissus sains.La BNCT été utilisée dans des essais cliniques pour le traitement de cancers récurrents du cerveau, de la tête et du cou. Cependant, la nécessité d’une source neutronique viable en environnement hospitalier a engagé le passage de l'utilisation d'un réacteur nucléaire à des sources utilisant des accélérateurs compacts de protons ou deutonss. Cette transition s’accompagne d’un besoin de caractériser le champ neutronique au niveau de la cible et après modération.Ce manuscrit présente de nouveaux éléments de définition de cette source neutronique, utilisés pour la conception numérique d’un modérateur ainsi que la méthode permettant de valider expérimentalement la source neutronique avant son utilisation pour un traitement. Une étude par simulation numérique de méthode de Monte-Carlo a permi de démontrer l’intérêt de la diminution de 10 keV à 1 keV de l’énergie épithermique limite du champ neutronique source. Pour des tumeurs situées jusqu’à environ 6 cm de profondeur dans le cerveau, cette diminution permet d’améliorer le contraste entre la dose reçue par les tissus sains et les tissus tumoraux. Ces résultats ont été utilisé pour la conception d’un modérateur innovant. Des simulations ont été réalisées pour déterminer les paramètres adaptés au traitement de tumeurs situées à plus de 3 cm dans les tissus. Les recherches effectuées préconisent l’utilisation de l’eau lourde et d’un rayon de 25 cm pour la demi-sphère caractéristique du modérateur afin d’améliorer le rapport entre la dose dans les tissus sains et dans la tumeur. Le modèle de ce modérateur permet l’ouverture du traitement à l’irradiation de plusieurs patients par la même source neutronique. Cette thèse présente aussi une méthode de validation expérimentale de la source neutronique sous forme d’une preuve de concept de l’utilisation d’un détecteur micro-TPC type MIMAC en tant que fantôme actif. Cette utilisation du détecteur se caractérise par la mesure de la dose thérapeutique dans un matériau de référence à une profondeur équivalente à une profondeur donnée de tumeur dans les tissus. Cette mesure de dose est effectuée par comptage du nombre de captures neutroniques sur un échantillon de 10B. L’utilisation de ce type de détecteur permet de discriminer et de correctement caractériser la production d’une capture. De plus, la configuration utilisée lors de l’expérience est adaptée à la spectrométrie dans le domaine épithermique. Cette expérience démontre la possibilité de l’utilisation d’un seul détecteur pour caractériser de manière dosimétrique et spectroscopique le champ neutronique en BNCT.L’ensemble du travail de cette thèse pourra être complété par une étude plus approfondie de l’influence de la répartition locale de la dose dans la conception du modérateur. La méthode expérimentale exposée appelle à une validation de l’utilisation double du détecteur micro-TPC type MIMAC dans un champ neutronique épithermique de référence.
| Origine | Version validée par le jury (STAR) |
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