Soutenance mémoire
Kerma (KINETIC ENERGY RELEASED IN MATERIALS)
La dose absorbée est le concept fondamental qui intéresse le radiophysicien et le radiothérapeute. Sa mesure directe est possible mais difficile. Aussi, pour les besoins de la radiothérapie, est–on amené à pratiquer des déterminations indirectes, ce qui conduit à introduire les notions de kerma. Cette grandeur est plus accessible à la mesure et on peut en déduire, sous certaines conditions, une évaluation de la dose absorbée. Le kerma correspond à la conversion de l’énergie transportée par le rayonnement en énergie transférée à la matière. Il est le quotient de dEtr par dm où dEtr est la somme des énergies cinétiques initiales de toutes les particules ionisantes chargées libérées par des particules ionisantes non chargées dans une masse dm d’un matériau donné.
Utilisation d’étalons primaires plus robustes
Même si la grandeur principale utilisée en radiothérapie est la dose absorbée dans l’eau, la plupart des protocoles utilisés au niveau national, régional et international est basée sur le kerma dans l’air déterminé avec des étalons liés aux étalons primaires. Même s’il y a une bonne cohérence des résultats lors des comparaisons de ces étalons, la grande faiblesse de ce protocole réside sur la dépendance de ces étalons au type de chambre d’ionisation. En plus, on a trouvé aussi que, pour différents étalons primaires, les facteurs d’atténuation des négatons frappant la paroi des chambres d’ionisation utilisées pour la détermination de kerma dans l’air diffèrent d’une valeur atteignant jusqu’à 0,7% [8]. Par contre, les étalons primaires de dose absorbée dans l’eau sont basés sur un certain nombre de paramètres physiques. Il n’y a pas de supposition ni facteurs de correction communs à ces paramètres.
Chambre d’ionisation
On pourra utiliser des chambres d’ionisation cylindriques pour le faisceau gamma du 60Co, pour les faisceaux de photons de haute énergie et pour les faisceaux de négatons d’énergies supérieures à 10 MeV. Le volume de la cavité de la chambre cylindrique doit être compris entre 0,1 et 1 cm3. Les chambres d’ionisation, dont les parois sont faites de graphite, ont une meilleure stabilité à long terme et donnent une réponse uniforme par rapport aux chambres dont les parois sont construites avec des plastiques. Cependant, ces dernières sont plus robustes et par conséquent, plus appropriées pour les mesures de routine. Les chambres à plaques parallèles sont recommandées pour les faisceaux de négatons pour toutes les énergies et leur utilisation est obligatoire pour des énergies inférieures à 10 MeV. Un des avantages de l’utilisation des chambres à plaques parallèles pour les faisceaux de négatons est la possibilité de réduire les effets de perturbation de diffusion des négatons.
But et principe de l’intercomparaison
Le réseau des Laboratoires Secondaires d’Etalonnage pour la Dosimétrie (LSED) a été établi par l’Agence Internationale de l’Energie Atomique (A.I.E.A) et l’Organisation Mondiale de la Santé (OMS) afin d’améliorer la précision sur la mesure de dose en radiothérapie. Depuis 1976, l’AIEA offre un service d’audit de qualité par intercomparaison de dose par voie postale aux LSED membres du réseau. L’intercomparaison est la comparaison des doses, des mesures et des méthodes de calcul entre plusieurs laboratoires d’étalonnage. Elle a pour but d’évaluer la performance des LSED sur l’étalonnage des dosimètres utilisés en radiothérapie. Pour l’audit de qualité par voie postale à travers le réseau des LSED, l’A.I.E.A envoie cinq dosimètres thermoluminescents (TLD) en poudre dans les capsules. Les LSED à son tour procèdent à l’irradiation de ces TLD avec une dose de 2 Gy et en utilisant les conditions de référence (distance sourcechambre : 80 cm, profondeur géométrique de la chambre d’ionisation : 5 cm, dimension du champ : 10 cm x 10 cm). Trois dosimètres sont irradiés pour vérifier la répétitivité de la méthode, les deux autres servent de témoins pour les doses reçues lors du trajet des dosimètres entre Vienne et le lieu d’irradiation. Après irradiation, les TLD sont renvoyés à l’A.I.E.A-Vienne. L’AIEA va enfin mesurer la dose reçue par les TLD et comparer la valeur mesurée avec la valeur prévue.
Historique du service de radiothérapie du CHU-HJRA d’Ampefiloha
Le service de radiothérapie du CHU-HJRA d’Ampefiloha est le seul service qui traite les cancers par l’utilisation de rayonnements ionisants à Madagascar. Plus de 1000 malades par an viennent consulter ce service pour la maladie cancéreuse. Il dispose de trois techniques pour traiter différents types de cancers :
– La chimiothérapie, très utilisée pour le traitement du cancer de seins
– La cobalthérapie pour tous les types de cancers
– La curiethérapie, utilisant la source de 137Cs à bas débit de dose.
Dans le cadre du projet MAG/6/002 intitulé « Renforcement de la radiothérapie et de la médecine nucléaire à Madagascar », l’A.I.E.A a fourni en 1999 un appareil de curiethérapie muni d’une source de137Cs , destiné à la curiethérapie. Cet appareil n’est pas encore opérationnel pour des raisons techniques. Avant, on utilisait des aiguilles de radium, mais leur utilisation a été abandonnée depuis 1995 puisque leur emploi devenait difficile dès les années 50 dû aux exigences croissantes et légitimes de la réglementation sur la protection contre les rayonnementsionisants. Une unité de téléthérapie modèle ALCYON II, munie d’une source de 60Co, a été installée en 1993 mais avant cette date, une autre unité de type Cyclodine PHILIPS a été déjà implantée dans le service de radiothérapie de l’hôpital CHU-HJRA d’Ampefiloha. Ce service utilisait un programme informatique spécifique à cette unité, conçu par un physicien de l’Ile de La réunion. Cette unité était tombée en panne depuis le mois de novembre 2000, et en conséquence, les 1000 patients ont été privés de leurs radiothérapies. Afin d’éviter les évacuations sanitaires qui s’avèrent très coûteuses, et même les décès des malades, dus à l’insuffisance du traitement, le Ministère de la Santé a acheté, dans le cadre du projet CRESAN 2 , une nouvelle unité de cobalthérapie modèle FYC 260. Pour respecter la réglementation en vigueur en matière de radioprotection à Madagascar, il a demandé l’assistance de l’I.N.S.T.N pour les travaux de remplacement de l’ancienne unité de cobalthérapie ainsi que le stockage de la source inutilisée. Les techniciens de l’I.N.S.T.N étaient intervenus au service de radiothérapie le 8 octobre 2001. Ils ont suggéré la construction d’une salle du côté adjacent de la salle de radiothérapie pour le stockage temporaire de l’ancienne source scellée de 60Co. Deux techniciens chinois ont été venus à Madagascar pour la réalisation complète de l’installation de cette nouvelle unité.
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Table des matières
1. INTRODUCTION
1.1 Historique du protocole de détermination de la dose absorbée dans l’eau
1.2 Objectifs du travail
1.3 Plan du travail
PARTIE I: METHODE DE DETERMINATION DES DOSES DELIVREES AUX PATIENTS
2. METHODE DE Détermination de la dose absorbée dans l’eau sous les conditions de référence
2.1 Grandeurs et unités dosimétriques
2.1.1Dose absorbée
2.1.2 Kerma dans l’air
2.2 Détermination de la dose absorbée dans l’eau sous les conditions de référence
2.2.1 Protocole basé sur le facteur d’étalonnage en terme de kerma dans l’air, NK
2.2.2 Protocole basé sur le facteur d’étalonnage en terme de dose absorbée dans l’eau, ND, w
2.2.2.1 Avantages de l’utilisation du ND, w
2.2.2.2 Formalisme basé sur le ND, w
2.2.2.3 Système de dosimètre
2.2.2.4 Application du protocole aux faisceaux gamma de 60Co
2.2.2.5 Application du protocole aux faisceaux de photons de haute énergie
2.2.2.6 Application du protocole aux faisceaux de négatons de haute énergie
3. INFORMATIONS DE BASE OBTENUES À PARTIR DES MESURES FAITES DANS UN FANTÔME D’EAU
3.1 Rendement de dose en profondeur (RP)
3.2 Conversion du RP pour différentes distancessource.peau
3.3 Rapport tissus .air (RTA)
3.4 Facteur de retrodiffusion (FRD)
3.5 Relation entre RTA et RP
3.5 Rapport tissu .fantôme (RTF) et rapport tissu. maximum (RTM)
4. METHODE DE DETERMINATION DES DOSES DELIVREES AUX PATIENTS
4.1 Facteur d’ouverture du collimateur (FOC)
4.2 Calcul du temps de traitement des patients
4.2.1 Traitement effectué à la distance source – peau (DSP)
4.2.2 Traitement effectué à la distance source – axe (DSA)
5. METHODE D’ESTIMATION DES INCERTITUDES
5.1 Incertitude de type A
5.2 Incertitude de type B
5.3 Incertitude combinée et incertitude étendue
PARTIE II : RESULTATS DE L’APPLICATION PRATIQUE DU PROTOCOLE BASE SUR LE ND, w
6. DÉTERMINATION DE LA DOSE ABSORBÉE DANS L’EAU SOUS LES CONDITIONS DE RÉFÉRENCE
6.1 Faisceaux gamma de 60Co
6.1.1 Mesures effectuées au laboratoire d’étalonnage de l’A.I.E.A, Vienne
6.1.2 Mesures effectuées au service de radiothérapie du CHU.HJRA d’Ampefiloha
6.1.2.1 Unité de traitement ALCYON II
6.1.2.1.1 Chambre d’ionisation NE 2581
6.1.2.1.2 Chambre d’ionisation NE 2577
6.1.2.1.3 Chambre d’ionisation PTW 30001
6.1.2.1.4 Chambre d’ionisation PTW 30004
6.1.2.2 Unité de traitement FYC 260
6.1.3 Mesures effectuées au service de radiothérapie de l’Institut Salah Azaiz, Tunisie
6.2 Faisceaux de photons de haute énergie
6.3 Faisceaux de négatons de haute énergie
7. ESTIMATION DES INCERTITUDES SUR LA DOSE ABSORBÉE DANS L’EAU
7.1 .Faisceaux gamma de 60Co
7.1.1 Protocole basé sur le NK
7.1.2 Protocole basé sur le ND, w
7.2 Faisceaux de photons de haute énergie
7.3 Faisceaux de négatons de haute énergie
8. INTERPRETATION DES RESULTATS ET VALIDATION DE LA METHODE DE DETERMINATION DES DOSES DELIVREES AUX PATIENTS
PARTIE III: TRAITEMENT DE DONNEES DE LA DOSIMETRIE AU SERVICE DE RADIOTHERAPIE DU CENTRE HOSPITALIER UNIVERSITAIRE (CHU.HJRA) D’AMPEFILOHA
9. PRÉSENTATION DU SERVICE DE RADIOTHÉRAPIE DU CENTRE HOSPITALIER UNIVERSITAIRE D’AMPEFILOHA
9.1 Historique du service de radiothérapie du CHU.HJRA d’Ampefiloha
9.2 Unité de Cobalthérapie utilisée par le service de radiothérapie du CHU.HJRA d’Ampefiloha
10. DÉTERMINATION DES FACTEURS DE DÉBIT DE DOSE
10.1 Facteur d’ouverture du collimateur (FOC)
10.2 Facteurs de transmission des dispositifs modificateurs de faisceau
10.2.1 Facteur de transmission de l’écran plombé
10.2.2 Facteur de transmission des filtres
11. PRÉSENTATION DU PROGRAMME INFORMATIQUE
11.1 Présentation
11.2 Organigrammes
11.3 Procédures d’utilisation
12. COMMENTAIRE ET DISCUSSION
13. CONCLUSION
13.1 Avantages de l’utilisation du ND, w
13.2 Intérêts de l’informatisation de la dosimétrie en radiothérapie
ANNEXES
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