La radiothérapie interne ou vectorisée consiste à injecter aux patients des radiopharmaceutiques afin de délivrer des doses de rayonnements aux tumeurs ou organes ciblés. La réalisation d’études dosimétriques est nécessaire pour chaque patient traité par radiothérapie vectorisée ainsi que pour les sujets contaminés par inhalation, blessure ou ingestion. Afin d’atteindre la précision requise dans de tels cas, nous avons développé une méthode dosimétrique, basée sur le code Monte-Carlo de transport des particules MCNPX. L’anatomie de chaque patient ou sujet contaminé est prise en compte sous forme d’une géométrie voxélisée créée à partir d’images tomodensitométriques (CT) ou de résonance magnétique (IRM). Cet outil baptisé ŒDIPE (acronyme d’outil d’évaluation de la dose interne personnalisée) permet de réaliser des études dosimétriques à l’échelle des organes et du voxel. La validation d’un tel outil est complexe car les sources de variations du calcul dosimétrique sont multiples : méthodes de calcul, définitions et représentativité de la géométrie. L’étude présentée ici a pour but de valider l’outil ŒDIPE par comparaison de ses résultats avec des mesures expérimentales obtenues à l’aide de fils thermoluminescents. La comparaison des doses moyennes calculées et mesurées est satisfaisante. Cependant, la mesure et le calcul des distributions spatiales de dose le long des fils thermoluminescents, bien qu’ayant des allures comparables, présentent des écarts significatifs. Cela est dû au fait qu’il est impossible de faire correspondre exactement une portion de fil à un voxel donné.

Le traitement recommandé en cas de contamination accidentelle par un composé hybride d’oxydes de plutonium et d’uranium (MOX) est l’administration d’acide diethylène-triamine-pentaacétate (DTPA) afin d’accélérer l’excrétion du plutonium. L’uranium et le DTPA étant deux composés néphrotoxiques, l’administration de DTPA consécutif à une contamination par un composé contenant de l’uranium, est susceptible de potentialiser les effets néphrotoxiques de l’uranium. L’objectif de ce travail a été d’étudier in vitro sur une lignée de cellules tubulaires proximales de rein (LLC-PK1) la cytotoxicité induite par des concentrations croissantes d’uranium en présence ou en absence de 3 formes chimiques de DTPA. Les résultats ont montré que le DTPA, utilisé seul, n’induisait aucune toxicité à la concentration testée (420 µM). Cependant, l’administration de DTPA augmentait le taux de mortalité cellulaire induit par l’uranium. Cette augmentation était maximale pour les concentrations en uranium proches de la concentration létale pour 50 % des cellules et atteignait respectivement 37, 31 et 28 % pour le DTPA anhydre, le Na3CaDTPA et le Na3ZnDTPA. Ces résultats suggèrent que le DTPA est un composé susceptible de potentialiser la néphrotoxicité induite par l’uranium.

The spectrometer of linear energy transfer (LET) based on the chemically etched polyallyldiglycolcarbonate (PADC) track-etch detector was developed several years ago in our institute. LET spectra are estimated through track parameters determination carried out by an automatic optical image analyzer LUCIA G. This LET spectrometer enables determining LET of particles approximately from 10 to 700 keV/µm. From the LET spectra, dose characteristics can be calculated. This contribution presents the use of this spectrometer in some applications – studies in 18 MV radiotherapy bremsstrahlung beam and investigation onboard a commercial aircraft during more than 6 months long exposure. The LET spectra obtained in both experiments represent mainly the contribution of secondary or tertiary particles created through the nuclear reactions of photons (bremsstrahlung beam) or neutrons and neutron-like reacting particles (onboard aircraft) in the detector itself or in the surroundings material. The dose due to the photoparticles represents about 3 × 10-4 of the photon dose; for the dose equivalent this value is about 2 × 10-3 Sv/Gy. Regarding the onboard aircraft exposure, the results obtained using LET spectrometer were compared with those achieved with other methods and a reasonable agreement were stated.

The natural (226Ra, 228Th, 232Th and 40K) and anthropogenic (137Cs) radionuclides concentrations in three crustaceans species (Penaeus monodon, Metapenaeus monoceros and Panulirus versicolor), collected from the bay of Bengal, were determined with an aim of assessing any internal radiation hazard due to consumption of the shell fishes and establishing a database for radioactivity levels of the species. Very low level of radioactivity was observed in all the species. The average activity of 226Ra observed in P. monodon was 1.21 ± 0.27 Bq kg–1 fw; in M. monoceros was 0.70 ± 0.08 Bq kg–1 fw, and in Panulirus versicolor was 1.04 ± 0.09 Bq kg–1 fw. The activity of 232Th observed in these species was 1.30 ± 0.37, 0.76 ± 0.34 and 1.32 ± 0.70 Bq kg–1 fw, and 228Th was 0.55 ± 0.26, 0.31 ± 0.14 and 0.74 ± 0.22 Bq kg–1 fw, respectively. The average activity of 40K observed in these species was 12.56 ± 1.18, 6.38 ± 1.02 and 10.07 ± 1.52 Bq kg–1 fw, respectively. The activity of radiocaesium (137Cs) was below detection limit. The results indicate that the natural and artificial radionuclides observed in three crustaceans species are safe for human health. A significant relationship was observed between 226Ra and 232Th in both the P. monodon (r = 0.839, p ≤  0.05, df = 4) and the Panulirus versicolor (r = 0.906, p ≤  0.05, df = 4).

De nombreuses études suggèrent que les cellules souches adultes et plus particulièrement les cellules souches Mésenchymateuses humaines (CSMh) pourraient être utilisées pour réparer de nombreux organes. Nous avons étudié la capacité des CSMh à réduire les lésions cutanées radio induite. Pour induire des lésions sévères de la peau, des souris NOD/SCID ont été irradiées au niveau de la patte droite postérieure (30 Gy, débit 2,7 Gy/mn) en utilisant une source gamma au 60Co. Les CSMh ont été injectées 24 heures après irradiation par voie intraveineuse. La présence de cellules humaines, la sévérité des lésions et les processus de cicatrisation ont été étudiés sur les échantillons de peau prélevés de 3 à 8 semaines après irradiation. Nous avons pu observer que chez les souris greffées avec des CSMh, le niveau d’atteinte cutanée radio induite est significativement plus faible. Les scores cliniques utilisés pour l’étude de l’évolution des lésions cutanées de la peau sont significativement améliorés et une cicatrisation plus rapide est observée en comparaison des souris non injectées. La présence de cellules humaines a pu être détectée par PCR quantitative dans les zones cutanées en cours de cicatrisation. Ces résultats suggèrent premièrement que les CSMh sont capables de coloniser la peau altérée par les rayonnements ionisants et deuxièmement qu’elles accélèrent le processus de réparation de ce tissu limitant ainsi les complications tissulaires radio induites. La greffe de CSMh pourrait être un traitement thérapeutique efficace des phases précoces du syndrome cutané radio induit.

Radioactivity concentrations of 238U, 232Th and 40K in common brands of Portland cement in Nigeria have been measured using a shielded 7.6 cm × 7.6 cm NaI(Tl) detector coupled to a Canberra series 10 plus multichannel analyzer. The cement samples show significant spread in their radioactivity concentrations, even among samples of the same brand. The weighted means of the activity concentrations of 238U, 232Th and 40K in the different brands were 52.4, 4.1 and 91.8 Bq/kg, respectively. The radium equivalent ranged between 29.1 and 128.1 Bq/kg with a weighted mean value of 68.5 Bq/kg. The values are lower than corresponding values in cement samples in most other countries as contained in recent publications. They are also lower than the UNSCEAR recommended maximum of 370 Bq/kg. The safety criteria developed by ITB Poland for radioactivity in building materials, especially for radon build-up in homes were however, exceeded in some of the cement samples.

Simultaneous measurement of tritium in urine and saliva in exposed workers reveals differences in the kinetic fate of this radioelement in these two bodily fluids. During two years, four cases of accidental exposure, affecting seven workers, were used for these bioassays. Since the concentration of tritium increases much faster in saliva than in urine, a ratio estimated at 1 to 30 at about 30 minutes after contamination occurs, it is possible to consider saliva assay as an alternative to urine assay, which is more common practice today.