Activation d'un LINAC

Bonsoir a tous,
Je me pose une question dont je n'ai jamais eu de réponses claires dans mes cours.
Elle concerne le monde merveilleux de la radiothérapie externe.
Je voudrais savoir ce qu'il se passe lorsque l'on irradie un corps humain, composé grossièrement de C, N, O, H ou des matériaux de fort Z, tungstene, plomb... avec des énergies photoniques de fortes tensions, de 18 à 225 MeV.
En effet j'ai constaté aujourdhui que les photons X reçu par un travailleur en radiothérapie est déjà de l'ordre de la dizaine de microgray par jour, alors que les neutrons ne sont pas comptabilisé par les dosimétres actifs portés.

Je me demande donc quels types de réactions nucléaires ont lieu, a la fois dans la tete de l'accélérateur et dans le patient, et donc la durée des expositions possibles dans la salle de traitement.

Si une personne peut m'éclairer, car cette question reste en suspend depuis déja quelques mois dans mon esprit ...

Radioprotectionellement

Bonsoir,

Si tu envoies des photons (disons d'énergie supérieure à 10 MeV) sur des noyaux, il va se produire des réactions photonucléaires : absorption du photon et émission d'un nucléon, réaction (gamma, p), (gamma, n), le noyau fils sera excité et ou radioactif, il y aura donc encore soit désintégration et ou émission photon gamma en plus, etc.
La matière (la tête de l'accélérateur ou les tissus humains) est donc activée.
Les réactions que j'ai étudiées sur les C, N, O, H contenus dans de l'air (hormis les C-14, H-3 formés en petites quantités) produisent principalement des émetteurs bêta plus d'assez courte période (C-11, N-13, O-15 entres autres).

Le but de la radiothérapie externe, si je ne m'abuse est bien de détruire des cellules cancéreuses, on se doute que localement à l'interaction rayon-matière, ça ne doit pas être la fête...

Voici déjà pour ma contribution.
@+
SW

Pour completer la réponse de SW, le seuil pour une réaction (gamma, n) sur du W-186 est de 7, 19 MeV (donc compatible avec la radiothérapie). Pour un accélérateur de 18 MeV on a dans le faisceau environ 3 mSv neutron pour 1 Gy photon,
H*

Bonsoir, merci pour votre contribution, j'ai toutes ces notions d'activation de la matière, mon problème est plus terre à terre, je cherche à avoir des chiffres, des doses, des énergies et les demi vies des matériaux activés, le type d'énergie présent et leur pourcentage, j'ai fait quand meme quelques recherches dans mes cours et sur internet mais je n'ai rien trouvé.
Cependant je ne comprend pas bien, quand vous parlez de réactions gamma,p ou gamma,n cela signifie que l'atome de la matière capte un gamma et emet un proton ou un neutron, cela signifie qu'il n y a pas que les neutrons qui seraient dangereux en radiothérapie ?
Mais il n'y a pas de gamma issu du tube linéaire, ce sont que des X ( mais ca c'est pas très important ! ) ca doit etre le meme principe ...
Je me demande donc d'ou proviennent les X ou gamma captés par nos dosimètres actifs, ce sont des rayonnements issus d'atomes devenuent métastables, quels atomes, quels energies, quels demi vie, cela signifie que si on augmente le temps avant de rentrer dans la salle, on peut reduire les expositions ?

Peut etre y a t il des personnes qui ont mis des dosimètres actifs a neutrons ou des dosimètre passifs sur des manipulateurs et ont ces ordres de grandeurs sous le coude !

Merci encore pour vos explications, je reste sur la fréquence !!!

H*(10) a écrit:

Pour completer la réponse de SW, le seuil pour une réaction (gamma, n) sur du W-186 est de 7, 19 MeV (donc compatible avec la radiothérapie). Pour un accélérateur de 18 MeV on a dans le faisceau environ 3 mSv neutron pour 1 Gy photon,
H*

Ca c'est top, merci beaucoup je vais regarder de ce coté la, ca signifierai qu'après une irradiation d'un patient a 6.5 Gy, il y a un faisceau de 19.5 mSv, c'est énorme !!!
Si vous aviez la demi vie du tungstène activé, mais je vais poursuivre mes recherches pour ne pas abuser de votre savoir !
merci encore

Pour la periode il suffit de prendre les reactions possibles et voir la periode engendrée. Exemple W-186 (gamm,n)W185 soit 75 jours de période. Pour l'équivalent de dose neutron dans le faisceau tu as l'approximation :
Hn/Dg=0, 015.E^2-0, 103.E+0, 015 (voir physique appliquée à l'exposition externe : dosimétrie et radioprotection)
H*

Bonsoir,
pour moi, tu n'as émission de neutrons que pendant la phase d'exposition du patient.
Par contre, il y a émission de photons pendant les phases d'exposition et post-exposition : pendant la phase d'exposition, ce sont les X de freinage qui sont utilisés pour le traitement du patient, et en post exposition, ce sont des gamma issus de la désintégrations des produits d'activation "créé" au niveau de la tête de l'accélérateur. En radiothérapie externe, le personnel est plus exposé dans la salle de traitement quant il va chercher le patient que pendant la phase de traitement proprement dit (pour une salle de traitement digne de ce nom...)
Les débits de dose mesurés vont être fonction de l'énergie et du temps d'exposition (à un point de mesure donné).
Dans le cadre des contrôles techniques externes de RP, des "mesures d'activation" sont réalisées, regardes ton rapport de contrôle. Des mesures neutrons et photons sont aussi réalisées tout autour de la salle de traitement.

Fred a écrit:

pour moi, tu n'as émission de neutrons que pendant la phase d'exposition du patient.
.

Bonsoir,
Évidemment, j'espère que mon post n'a pas fait supposer le contraire
H*

Bonsoir,
Dans les têtes d'accélérateur, tout dépend des matériaux utilisés bien sûr.
On a retrouvé plein, dont des isotopes de cobalt, de manganèse et avec une certaine constance le Na-22.
Dans le patient, la réaction gamma-neutron va conduire à transformer l'O-16 en O-15.
Tu devrais retrouver du précis dans une des publication de la SFPM.

ch'tite question : n'as-tu pas un spectromètre pas trop loin ?

à bientôt,

H*(10) a écrit:

Fred a écrit:

pour moi, tu n'as émission de neutrons que pendant la phase d'exposition du patient.
.

Bonsoir,
Évidemment, j'espère que mon post n'a pas fait supposer le contraire
H*

Bonjour,
non, pas d'équivoque dans ton post mais vu que Sievert a écrit "En effet j'ai constaté aujourdhui que les photons X reçu par un travailleur en radiothérapie est déjà de l'ordre de la dizaine de microgray par jour, alors que les neutrons ne sont pas comptabilisé par les dosimétres actifs portés.", j'ai préféré précisé la chose...

Sievert a écrit:

ca signifierai qu'après une irradiation d'un patient a 6.5 Gy, il y a un faisceau de 19.5 mSv, c'est énorme !!!
Si vous aviez la demi vie du tungstène activé, mais je vais poursuivre mes recherches pour ne pas abuser de votre savoir !
merci encore

Il faut quand même relativiser la chose. L'impact neutron n'est alors que de 0,3 %... J'ai comme un doute sur le fait que la détermination des 6,5 Gy ne soit entachée que d'une erreur inférieur à ces 0,3 %...