Inluence du TEL dans la réponse biologique aux irradiations FLASH
Des études récentes avec des faisceaux d'électrons et de protons ont montré que l’irradiation à des débits de dose supérieurs à 40 Gy/s peut être aussi efficace pour inhiber la croissance tumorale que l'irradiation à la dose conventionnelle actuellement utilisée (typiquement 1 Gy/min) mais beaucoup moins toxique pour les tissus sains. Ce phénomène est connu sous le nom « d'effet FLASH ». Cet effet est considéré comme l'une des découvertes les plus importantes de l'histoire récente de la radiobiologie en raison de son potentiel d'amélioration de la fenêtre thérapeutique entre le contrôle tumoral et la toxicité tissulaire normale. Des études récentes montrent que les mécanismes biologiques de l’effet FLASH sont liés à l’oxygénation différentielle des tissus. Cependant, les mécanismes exacts des effets biologiques cellulaires des irradiations FLASH ne sont pas complètement clairs et certains sont même contradictoires.
L’objectif de ce projet est une caractérisation moléculaire de l’effet FLASH sur un système modèle parfaitement maîtrisé in vitro. Les irradiations FLASH de cellules cancéreuses et de cellules saines seront comparées à des irradiations à débit de dose conventionnel en utilisant des électrons et des ions carbones dans les deux laboratoires associés. L’effet différentiel sera rapporté au condition d’oxygénation des cellules, au métabolisme REDOX / mitochondrial et aux modifications générales du métabolisme cellulaire.
Etude des scintillateurs plastiques pour les mesures neutroniques passive et active
Le travail doctoral proposé est dédié à l’optimisation des méthodes de caractérisation non-destructives de la quantité de plutonium dans les colis de déchets radioactifs. L’une des principales méthodes de mesure nucléaire pour atteindre cet objectif est basée sur le comptage passif des coïncidences entre neutrons de fission spontanée. La plupart des postes de mesure neutronique sont équipés de compteurs 3He qui présentent l’avantage d’avoir un bon rendement de détection tout en étant peu influencés par le rayonnement gamma.
Cependant, le prix de ces détecteurs a beaucoup augmenté ces dernières années et ils sont relativement lents car ils nécessitent une thermalisation préalable des neutrons à détecter. Les scintillateurs plastiques représentent une alternative 5 à 10 fois moins coûteuse à efficacité de détection équivalente, ce qui les rend intéressants pour la mise en œuvre sur des postes industriels. En contrepartie, ils sont très sensibles aux rayonnements gamma et au phénomène de diaphonie (coïncidences parasites dues aux diffusions entre détecteurs voisins). Une méthode innovante de discrimination des coïncidences utiles et parasites par différentiation des temps de vols entre neutrons et rayonnements gamma a été élaborée et validée lors de travaux précédents.
Il reste des verrous pratiques importants ciblés par la présente thèse afin de tendre vers un poste de mesure neutronique industriel munis de ces scintillateurs, notamment pour les déchets technologiques (ORANO La Hague, MELOX Cadarache). L’objectif principal en mesure neutronique passive sera de franchir une étape dans l’efficacité de détection, le traitement de données et la réduction des incertitudes liées aux effets de matrice et de localisation de la matière nucléaire, en associant étroitement expériences et modélisation. Un objectif secondaire de la thèse sera de démontrer la faisabilité de la mesure neutronique active en terme de traitements de données et de tenue aux forts taux de comptage pour la quantification de la masse de matière nucléaire (détections des neutrons de fissions induites par générateur de neutrons).
Le travail proposé ouvre des perspectives professionnelles en particulier vers les centres de recherche et les départements de R&D dans l’industrie.
Un stage de master 2 est proposé par l’équipe en complément de la thèse.
Imagerie avec des détecteurs Micromegas à lecture optique
Des développements récents ont montré que le couplage d'un détecteur gazeux Micromegas sur un substrat en verre avec une anode transparente et une caméra CCD permet la lecture optique des détecteurs Micromegas avec une résolution spatiale impressionnante. Ce test montre que le détecteur Micromegas en verre est bien adapté à l'imagerie. Des tests ont été réalisé avec des photons de rayons X faibles permettant une imagerie résolue en énergie ouvrant la voie à différentes applications. Nous nous concentrerons ici, d'une part, sur l'imagerie neutronique pour l'examen non destructif d'objets fortement émetteurs de rayons gamma, tels que le combustible nucléaire fraîchement irradié ou les déchets radioactifs et, d'autre part, nous aimerions développer un imageur bêta au niveau cellulaire dans le domaine de l'étude des médicaments anticancéreux.
Ces deux applications nécessitent des simulations pour optimiser les rendements lumineux, l'optimisation du mode de fonctionnement de la caméra et la conception des détecteurs compte tenu des contraintes spécifiques du démantèlement des réacteurs et des applications médicales : résolution spatiale et forte suppression des rayons gamma pour l'imagerie neutronique et mesures précises du taux et du spectre d'énergie pour le bêta. L'acquisition des images sera optimisée pour chaque cas et des algorithmes de traitement dédiés seront développés.