Concours de communications étudiantes Anthony J. Mackay 2026 : Découvrez les finalistes de cette année

Chaque année, le Comité des étudiants et des jeunes professionnels organise, conjointement au congrès annuel de l’ACRP, un concours de communications écrites pour les étudiants. Le concours est ouvert à tous les étudiants inscrits à temps plein dans un programme relié aux sciences des rayonnements, dans un établissement d’enseignement (collège ou université) canadien.

Les participants doivent soumettre un résumé de 750 mots maximum sur un sujet relié à un aspect du rayonnement ; le sujet est intentionnellement gardé très général afin de permettre la participation d’étudiants et d’étudiantes provenant de disciplines diverses.

Trois finalistes sont sélectionnés pour présenter leurs travaux au congrès lors d’une séance plénière. Les frais d’inscription au congrès (incluant un billet pour le banquet) et l’hébergement pour trois nuits sont payés pour les trois finalistes.

Les présentations sont jugées sur place et l’annonce du gagnant ou de la gagnante est faite durant le banquet du congrès. Le gagnant ou la gagnante reçoit le prix Anthony J. MacKay et un prix de 250 $ en espèces.

Tous les étudiants s’inscrivant au concours reçoivent un abonnement d’un an à l’ACRP.

Rencontrez les finalistes de cette année.

 

Ann Drakes

maîtrise en génie nucléaire (première année)
Ontario Tech University

Biographie :

Je fais présentement une maîtrise en génie nucléaire et conduis une expérience de recherche en conception de détecteur à neutrons, en mesure des rayonnements et en applications de la physique des réacteurs. Mes travaux intègrent la conception et les essais expérimentaux d’un détecteur avec les résultats d’une modélisation numérique à haute-fidélité en utilisant des outils tels que MCNP et Geant4 pour simuler les interactions des particules et les environnements de rayonnements complexes.

J’ai contribué à une publication révisée par des pairs sur les sciences et le génie nucléaires, mes recherches antérieures ayant été soutenues par la bourse de recherche de 1^er cycle du Conseil de recherches en sciences naturelles et en génie du Canada (CRSNG). Grâce à ma formation en astrophysique et ma passion pour la physique des particules, j’apporte un ensemble de compétences variées en méthodes expérimentales, en simulation et en analyse de données à l’étude des processus subatomiques et à la détection des rayonnements.  

En dehors de la recherche, je suis une épouse et une mère de trois enfants. J’aime la planche à neige, la natation et l’artisanat.

Résumé de l’article :

Évaluation de la faisabilité de la reconstruction tridimensionnelle du flux neutronique pour la physique d’un réacteur et la radioprotection dans le cœur d’un assemblage sous-critique modéré au graphite à l’aide d’un réseau de scintillateurs multimatériaux et de GEANT4

Coauteur : Kirk D. Atkinson, Ontario Tech University

La reconstruction précise des distributions spatiales du flux neutronique dans des assemblages de réacteurs sous-critiques est essentielle non seulement pour la validation des modèles neutroniques et la caractérisation du comportement de multiplication des neutrons, mais également pour soutenir la radioprotection, l’évaluation du blindage et l’exploitation sécuritaire dans des environnements de recherche sur les réacteurs universitaires. Ce travail étudie la faisabilité de la cartographie tridimensionnelle du flux neutronique au sein d’un assemblage sous-critique modéré au graphite grâce à l’élaboration et la simulation d’un système compact à détecteurs multiples capables de mesurer simultanément les champs de neutrons thermiques et rapides. Un réseau de détecteurs à scintillateurs miniatures comprenant des détecteurs 6LiF:ZnS(Ag), HDPE+6LiF:ZnS(Ag), EJ-276 et CLYC a été intégré à des photomultiplicateurs en silicium pour permettre la surveillance localisée des neutrons dans les contraintes spatiales d’un réseau de graphite.

Un modèle Monte Carlo Geant4 a été développé afin d’évaluer la réponse des détecteurs, d’optimiser la position pour des conditions représentatives du flux et des doses et d’évaluer la précision des mesures sous des champs neutroniques réalistes. Ce modèle incorpore la capture des neutrons, la diffusion, la production de lumière par scintillation et le transport des photons, permettant de comparer la sensibilité des neutrons en fonction de l’énergie pour différents matériels de détection. Les résultats préliminaires démontrent que les réseaux de détecteurs intégrés peuvent reproduire les distributions de flux axiales et radiales avec précision, soutenant les études de physique des réacteurs et une meilleure caractérisation des champs neutronique pour les applications de radioprotection.

 

Amitoj (Joe) Singh

maîtrise ès sciences en génie biomédical (première année)
Université de la Saskatchewan

Biographie :

J’ai une formation en génie chimique et en biologie. Je suis titulaire d’une certification en génie énergétique de cinquième classe. Je complète présentement une maîtrise ès sciences en génie biomédical à l’Université de la Saskatchewan. Mes travaux se concentrent sur les cibles de cyclotron et sur les systèmes automatisés de radiochimie et de synthèse peptidique. 

Je travaille en tant que technologue d’exploitation au Centre Fedoruk, où j’exploite le cyclotron, dirige la fabrication des cibles principales et des stations de cibles pour la production de radio-isotopes et où je soutiens le développement des infrastructures de recherche en radiomarquage et en imagerie. Je suis aussi le cofondateur et le directeur de General Science Inventions Inc., une entreprise de Saskatoon qui conçoit et fabrique des équipements pour la production, la synthèse, la purification des radio-isotopes, ainsi que le blindage contre le rayonnement et la décontamination.

Résumé de l’article :

Amélioration de la radioprotection lors du transport des radio-isotopes grâce à des insertions de blindage imbriquées

Coauteur : Matt Hutcheson, responsable de la radioprotection, (A)ACRP, Université de la Saskatchewan

Le zirconium 89 (⁸⁹Zr) produit au Centre Fedoruk de Saskatoon est expédié en fioles de 2 mL, mais les contenants blindés commerciaux en tungstène ou en plomb utilisés en transport sont conçus pour des fioles de 30 mL. En raison de ce décalage, un volume mort important contribue à des débits de dose externes élevés et rend difficile la conformité aux limites fixées par la réglementation sur le transport des marchandises dangereuses (TMD) et du principe du plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA).

Pour résoudre ce problème, cette recherche présente la conception, la fabrication et les essais d’insertions de blindage interne qui s’imbriquent de manière concentrique à l’intérieur d’un contenant blindé existant, permettant à la fois de maintenir en place la fiole plus petite et de transformer le volume mort en blindage efficace. Les blindages internes ont été fabriqués par moulage et par usinage de plomb puis de bismuth pour atténuer les risques associés à la contamination au plomb tout en conservant les performances du blindage.

Des mesures de débit de dose autour du contenant blindé ont été effectuées avec et sans les blindages internes utilisant des sources ⁸⁹Zr. Les résultats ont démontré des réductions de dose importantes avec les deux matériaux, particulièrement le long de l’axe de la fiole où le blindage était auparavant le plus faible. Par exemple, les débits de dose au-dessus et en diagonale ont été réduits de plusieurs fois lors des essais avec le plomb et le bismuth. Bien que les débits de dose absolus diffèrent en raison des différentes activités des sources, des améliorations d’atténuation constantes ont été observées à tous les emplacements de mesure.

De façon globale, la conception des blindages internes améliore efficacement le blindage des rayonnements sans modifier les contenants de transport existants, permettant une augmentation jusqu’à environ 90 % de l’activité de ⁸⁹Zr transportable pour le même indice de transport. La version en bismuth offre des performances comparables avec une toxicité réduite et cette approche est largement applicable à d’autres radio-isotopes et installations confrontées à des problèmes semblables d’inadéquation de taille des fioles.

 

Sid Ahmed Ryad Tiarti

maîtrise en santé environnementale et santé au travail (deuxième année)
Université de Montréal

Biographie :

Je suis étudiant à la maîtrise en recherche à l’École de santé publique de l’Université de Montréal (ESPUM). Je détiens une maîtrise en santé et sécurité au travail et j’ai précédemment travaillé comme spécialiste dans ce domaine où j’ai développé une solide expertise en matière d’évaluation des risques, de prévention des dangers et de protection de la santé au travail. 

Mes recherches actuelles portent sur l’exposition professionnelle au radon et l’estimation de la dose efficace afin de soutenir l’amélioration des pratiques en radioprotection. Ses champs d’intérêt comprennent la radioactivité environnementale, l’hygiène du travail et l’évaluation de l’exposition.  

Je souhaite poursuivre une carrière dans le domaine de la radioprotection et de la recherche. En dehors de mes études, je suis arbitre au soccer, ce qui témoigne de mon engagement, de ma forme physique, de mon esprit d’équipe et de mon désir de maintenir l’équité et l’intégrité dans un environnement compétitif.

Résumé de l’article :

Radon dans le milieu de travail : Estimation de la dose de rayonnements efficace

Coauteurs :

• Sabrina Gravel, Institut de recherche Robert-Sauvé en santé et en sécurité du travail (IRSST), École de santé publique de l’Université de Montréal (ESPUM), et Centre intégré universitaire de santé et de services sociaux (CIUSSS) du Centre-Sud-de-l’Î le-de-Montréal
• Maude Pomerleau, Institut de recherche Robert-Sauvé en santé et en Sécurité du travail (IRSST)

Le radon est reconnu comme l’une des principales sources d’exposition aux rayonnements naturels chez les humains et l’une des principales causes de cancer du poumon. À l’échelle mondiale, la dose efficace annuelle moyenne liée à l’exposition au radon est estimée à 1,2 mSv, dépassant la limite recommandée de 1 mSv/an pour le public et pour les travailleur·euse·s exposé·e·s à du matériel radioactif dans un contexte non professionnel.

Une campagne de mesure à long terme des concentrations de radon à l’intérieur a été menée durant la saison froide 2022-2023 dans différents environnements de travail dans quatre régions du Québec. Les régions ont été sélectionnées en fonction de leur potentiel de radon à l’intérieur (élevé ou faible), selon une carte prédictive du potentiel de radon. Les concentrations de radon ont été mesurées en utilisant des détecteurs passifs Alpha Track AT-100 approuvés par le Programme national de compétence sur le radon au Canada (PNCR-C). Des questionnaires ont été distribués dans les milieux de travail afin de recueillir des données sur les heures de travail, le nombre d’employés, la nature des tâches effectuées, les contraintes physiques associées aux tâches, la présence de matières radioactives naturelles (MRN), ainsi que le type de système de ventilation utilisé.

L’article décrit la méthodologie utilisée pour estimer la dose efficace de l’exposition professionnelle au radon, notamment la mesure des concentrations de radon, l’évaluation des facteurs d’équilibre et l’application des coefficients de conversion de dose appropriés, en conformité avec les directives internationales en matière de radioprotection. Il présente les principaux résultats des 354 mesures du radon effectuées dans 54 lieux de travail et illustre la gamme de niveaux d’exposition. Il aide à mieux comprendre l’exposition professionnelle au radon et ses implications en matière de radioprotection.