Источники нейтронов на базе ускорителей для задач нейтронной и нейтронозахватной терапии тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.01 ВАК РФ

004617436

Кононов Олег Евгеньевич

Источники нейтронов на базе ускорителей для задач нейтронной и нейтронозахватной терапии

Специальность: 01.04.01 - Приборы и методы экспериментальной физики

Диссертация

на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

1 6 ЛЕН 2010

Обнинск 2010

004617486

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации -Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ).

Научный руководитель доктор физ.-мат. наук, профессор, Кононов Виктор Николаевич

Ведущая организация:

Федеральное государственное унитарное предприятие Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики (ФГУП "РФЯЦ - ВНИИЭФ"), г. Саров.

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор, профессор кафедры «Расчет и конструирование реакторов» НИЯУ «МИФИ» Казанский Юрий Алексеевич;

доктор технических наук, старший научный сотрудник ФГУП ВНИИФТРИ, г. Менделеево, начальник лаборатории нейтронных измерений, ученый-хранитель государственного эталона ГЭК-5180 Севастьянов Василий Дементьевич.

Защита состоится 28 января 2011 года в 10 часов на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу: 249033, г. Обнинск, Калужской обл., пл. Бондаренко, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Ученый секретарь диссертационного совет1

Ю. А. Прохоров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы диссертации

Каждый год около двух миллионов больных раком по всему миру получают одну из форм лучевой терапии. Почти целый век это, в основном, была дистанционная фотонная (рентгеновская) и электронная терапия, а также внутриполостная терапия имплантированными радиоактивными источниками (брахиотерпаия), при которой лучевое воздействие производится относительно редкоионизирующим электронным излучением. Вместе с тем, использование плотноионизирующего излучения в ряде случаев дает достаточно весомый выигрыш по сравнению с обычными методами, а в случае радиорезистентных опухолей это единственный возможный вид облучения.

На протяжении ряда лет в МРНЦ РАМН разрабатывается подход, в котором для повышения эффективности лечения опухоли терапия гамма источником сочетается с терапией пучком быстрых нейтронов, производящим в ткани плотноио-низирующие ядра отдачи. Кроме того, используется нейтронозахватная (борней-тронозахватная - БНЗТ) и дистанционная терапия с использованием буста (усиления эффекта) за счет введения препарата, содержащего бор, при взаимодействии нейтронов с которым в ткани также генерируются плотноионизирующие ионы гелия и лития.

Актуальность создания нейтронного источника клинического размещения на базе ускорителя как для дистанционной нейтронной терапии, так и для нейтроно-захватной терапии, следует из необходимости более полного использования в клинической практике возможностей дистанционной терапии быстрыми нейтронами и проведения дальнейших поисковых работ в этой области, а также для развития нейтронозахватной терапии - инновационной методики избирательной терапии рака. Недорогой компактный ускорительный источник нейтронов позволит широко применять перспективные методы нейтронной терапии и при этом может быть сравнительно легко расположен непосредственно в онкологическом центре.

Цель диссертационной работы состоит в разработке и всестороннем изучении источника нейтронов на базе ускорителя, обладающего широкой перспективой дальнейшего клинического применения. Проведенные исследования могут быть в дальнейшем использованы при разработке и создании серийных установок для нейтронной терапии клинического базирования.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. Уточнена база данных и разработано программное обеспечение для описания источника нейтронов на основе ядерных реакций Т(р,и)3Не, 71л(р,и)7Ве, Б(4и)3Не, Т(с/,и)4Не, в дальнейшем используемое в программах расчета дозо-вых полей методом Монте-Карло. Результаты моделирования были верифицированы экспериментально.

2. Получены новые данные об угловом распределении и выходе нейтронов из ядерных реакций \Щп)24Не, 9Ве(4и)10В, 7Ы(р,и)7Ве, 12ОДи)'3Ы.

3. Разработана уникальная установка для проведения различных видов нейтронной терапии на базе ускорителя КГ-2,5 ГНЦ РФ-ФЭИ.

4. Разработан высокоэффективный и компактный блок замедления-формирования пучка эпитепловых нейтронов для БНЗТ на основе ускорительного источника нейтронов.

5. Измерен энергетический спектр эпитепловых нейтронов, формируемый блоком замедления-формирования

6. Методом времени пролета измерен спектр быстрых нейтронов из реакции 71л(с1,п).

7. Разработан блок формирования пучка быстрых нейтронов для проведения дистанционной терапии, исследованы его дозиметрические и радиобиологические характеристики.

Научная и практическая значимость

Были созданы программные средства для расчета параметров источников нейтронов на основе реакций Т(р,п)3Не, 7У(р,п)7Ве, Б(с1,п)3Не, Т(с1,п)4Не. С целью создания оптимального блока замедления-формирования были проведены расчет-но-экспериментальные исследования различных материалов и его конструкции.

Проведена экспериментальная верификация результатов моделирования источника нейтронов.

Практическая значимость источника нейтронов на основе ускорителя для лечения онкологических заболеваний выражается в расширении возможностей онкологов эффективно лечить раковые опухоли различных типов, в том числе радиорезистентных, терапия которых без применения нейтронов не дает положительных результатов. Сопоставление результатов клинических исследований для сочетанной терапии быстрыми нейтронами и гамма-лучами с результатами, полученными для чистой гамма-терапии, показывают терапевтический выигрыш от 10 до 70% в зависимости от вида опухоли. Развитие методов нейтронозахватной терапии даст возможность лечить опухоли головного мозга, что в настоящее время невозможно другими существующими методами. Решение этих проблем является важной социальной задачей.

Основные положения диссертации, выносимые на защиту:

1. Программное обеспечение и результаты расчета параметров источников нейтронов на основе реакций Т(р,и)3Не, 71л(р,и)7Ве, О(с(,п)3Не, Т(#и)4Не с целью их использования в задачах математического моделирования.

2. Оптимизированные источники эпитепловых и быстрых нейтронов на основе ускорителя и двух компактных блоков формирования нейтронных пучков для проведения нейтронозахватной и быстрой (дистанционной) терапии.

3. Результаты измерения потока, спектра и пространственного распределения нейтронов и поглощенной дозы в воздухе и внутри фантомов.

Достоверность результатов диссертации Данные, полученные в диссертационной работе расчетными методами, были верифицированы экспериментально. Хорошее согласие между расчетом и экспериментом подтверждает достоверность результатов. Окончательная достоверность результатов была подтверждена в ходе Государственной сертификации пучков нейтронов на радиометрическом комплексе ГЭТ 51-80 ФГУП ВНИИФТРИ с выдачей соответствующих свидетельств о поверке.

Личный вклад автора: В ГНЦ РФ-ФЭИ был накоплен богатый опыт работы с ядерными реакциями для генерации пучков нейтронов, разработана и освоена времяпролетная методика проведения экспериментов. Используя научную базу было сделано:

• Разработаны программы для расчета пространственно-энергетического распределения нейтронов из реакций Т(р,и)3Не, 71л(р,и)7Ве, 0(с/,«)3Не, Т(^,л)4Не.

• Произведена оценка возможности использования источника нейтронов на основе реакции 1Ь\(р,п)1 Ве вблизи ее порога и предложен компактный формирователь пучка для проведения НЗТ.

• Используя расчеты методом Монте-Карло, проведены исследования и определены наиболее перспективные материалы для изготовления блока замедления-формирования (БЗФ) пучка эпитепловых нейтронов для НЗТ.

• Проведены расчеты распределений дозовых полей внутри фантомов с целью оптимизации конструкции БЗФ эпитепловых нейтронов.

• Предложена конструкция БЗФ и экспериментально измерены ее характеристики.

• Проведены расчетные исследования формирователей пучков быстрых нейтронов для дистанционной нейтронной терапии.

• Предложена конструкция и экспериментально измерены ее характеристики.

• Предложена оригинальная концепция использования узкого канала для проведения дистанционной терапии.

• Измерено пространственное распределение дозы внутри водного фантома для источника нейтронов на основе реакции

• Автор активно участвовал в подготовке и проведении экспериментов по измерению спектров нейтронов методом времени пролета и провел обработку результатов измерений.

Автор выражает благодарность коллективу, совместные усилия которого привели к созданию источников нейтронов для дистанционной и нейтронзахват-ной терапии, а именно:

автор выражает глубокую благодарность и признательность доктору физико-математических наук, профессору Кононову Виктору Николаевичу за руководство, помощь и участие в выполнение работ;

Боховко Михаилу Владимировичу за его огромный вклад в подготовку и проведение экспериментов;

автор благодарит коллектив ускорительного отдела ГНЦ РФ-ФЭИ за сотрудничество в проведении экспериментов и измерений;

Соловьеву Николаю Алексеевичу за помощь в проведении расчетов; автор благодарит сотрудников МРНЦ РАМН Корякина Сергея Николаевича и Ульяненко Степана Евгеньевича за сотрудничество в проведении исследований с лабораторными животными и предоставленные результаты;

автор выражает благодарность руководству отделения 1 - ИЯНФ, а именно Фурсову Борису Ивановичу и руководителю отдела №34 Глотову Александру Ивановичу, за помощь и участие в проведении работ.

Апробация работы. Основные результаты опубликованы в работах [1-14]. По материалам диссертации были сделаны доклады на международных конференциях:

1. NCT Osaka 2000 - 9 международный симпозиум по нейтронозахватной терапии, 2-6 октября 2000 года, Осака, Япония.

2. 10 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 8-13 сентября 2002, Эссен, Германия.

3. Open systems-2004, 5-9 июля 2004, Новосибирск, Россия.

4. 11 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 11-15 октября 2004, Бостон, США.

5. 12 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 9-13 октября 2006, Такаматсу, Япония.

6. 13 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 2-7 ноября 2008, Флоренция, Италия.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 30 печатных работ, в том числе четыре - в рекомендованных ВАК рецензируемых научных журналах и изданиях, в которых должны быть опубликованы основные научные результаты диссертации на соискание ученой степени доктора и кандидата наук.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 57 наименований. Общий объем работы составляет 106 станиц, включая 55 рисунков и 11 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В главе 1 описывается способ расчета харктеристик источников нейтронов на основе реакций Т(р,и)3Не, 1\л(р, и)7Ве, В(с/,и)3Не, Т(с/,и)4Не.

Для нейтронной терапии требуются источники нейтронов с полным потоком ~1013 нейтрон/с. Для нейтронозахватной терапии наиболее эффективными являются эпитепловые нейтроны в интервале энергий 0,5 эВ - 10 кэВ при плотности потока ~109 нейтрон/см2 с.

Нейтронные пучки с полным потоком ~1013 нейтрон/с в широком диапазоне энергий до 20 МэВ могут быть получены на ускорителях в ядерных реакциях Т(р,я)3Не, 7Ы(р,и)7Ве, Б(4«)3Не, Т(4«)4Не, 7Ы(й?,«)24Не, 9Ве(с/,й)'°В и ряде других реакций. Эти реакции на протяжении многих лет широко использовались в ядерно-физических экспериментах и достаточно хорошо изучены. Для первых четырех реакций существует оценка и создана база данных по дифференциальным сечениям и кинематические таблицы, которые позволяют рассчитать выход и пространственно-энергетическое распределение нейтронов из этих реакций в широкой области энергий падающих частиц. Однако данные для эндотермических реакций Т(/>,я)3Не и 71л(р,и)7Ве в припороговой области, представляющей определенный интерес для борнейтронзахватной терапии, в оценке отсутствуют. Кроме того, шаг по энергии падающих частиц для некоторых областей энергий является слишком грубым и требует уточнения.

Для ядерной реакции типа 2(1, 3)4 дифференциальный удельный выход нейтронов 3 под углом 9 в лабораторной системе (ЛС) к направлению падающих частиц на одну падающую частицу 1 из слоя мишени 2, в котором падающие частицы с кинетической энергией Т\ тормозятся на величину с1Ти составляет

—(9,71)=——(6,71) ¿Г,, (1)

ЛГ ' Ее, ЛГ 1

где -^-(0,71) - дифференциальное сечение реакции рождения нейтронов в ЛС, Хв, - суммарное сечение торможения падающих частиц в веществе мишени.

где Hj - число атомов i-го элемента в 1 см3 вещества мишени,

мозная способность.

Дважды дифференциальный удельный выход нейтронов, описывающий пространственно-энергетическое распределение нейтронов, равен:

Для расчета выхода и пространственно-энергетического распределения нейтронов из тонкого слоя мишени необходимо иметь данные по дифференциальным сечениям ядерной реакции, сечениям торможения падающих частиц и массам частиц, участвующих в реакции. При расчете этих величин в случае толстой по сравнению с пробегом падающих частиц мишени стохастическим характером их торможения и прослеживанием детальной траектории движения для энергии более 0,1 МэВ можно пренебречь и использовать следующую простую модель. Мишень разбивается на последовательность тонких слоев, в каждом из которых падающие частицы имеют постоянное значение энергии, а их торможение происходит при переходе границы между слоями без изменения направления движения. Для протонов и дейтонов с начальной энергией несколько МэВ и конечной энергией -0,1 МэВ такое приближение для решаемой задачи является достаточным, поскольку погрешность расчета выхода не превышает 2%.

На основе известных кинематических соотношений (A.M. Балдин, В.И. Гольдан-ский, И.А. Розенталь «Кинематика ядерных реакций» М. Физматгиз, 1959) были разработаны программы для расчета дважды дифференциального выхода нейтронов из двух пороговых реакций Т(р,л)3Не и 7Li(p,n)7Be и двух экзоэнергетических реакций D(i/,«)3He и Т(с/,/?)4Не. Для описания дважды дифференциальных выходов нейтронов из первых двух реакций в припороговой области были использованы аналитические аппроксимации. В области больших энергий использовались релятивистские формулы. Для более детального описания дифференциальных сечений было проведено уточнение оцененных данных по коэффициентам разложения по полиномам Лежандра и сечениям, которое проводилось с учетом новых экспериментальных данных, появившихся после публикации оценки. В расчетах выходов нейтронов использовались аналитические аппроксимации по сечениям торможения.

(3)

С использованием разработанных программ был рассчитан пространственно-энергетический выход нейтронов. Погрешность расчетных значений выхода нейтронов из толстых мишеней, основной вклад в которую вносит неопределенность данных по сечениям реакций, для большей части полученных результатов составляет 5%. В ряде случаев можно провести сравнение результатов расчетов пространственно-энергетического распределения нейтронов с экспериментом. Хотя число экспериментальных исследований, подходящих для такого сопоставления, невелико, в большинстве случаев имеется согласие результатов расчетов с прямыми измерениями. Пример сравнения представлен на рис. 1.

На рис. 2. представлено сравнение результатов интегрирования полученного в расчетах дважды дифференциального выхода нейтронов с результатами абсолютных измерений полного выхода нейтронов из толстой литиевой мишени в реакции 71л(р,п)7Ве. Представленные данные свидетельствуют о том, что в расчетной модели этого источника получено взаимосогласованное описание пространственно-энергетического распределения нейтронов для широкой области энергии про-

Эмергия нейтронов, МэВ

Рис. 1. Сравнение расчетного и экспериментально измеренного дважды дифференциального выхода нейтронов из реакции 71л(р,п)7Ве под углом 0° в ЛС для толстой металлической 1]_л мишени

тонов.

Основной практический интерес для пользователей, в том числе и для медицинских приложений, представляет дифференциальный выход в ЛС и полный выход нейтронов из толстых мишеней. Сравнение зависимости полного выхода нейтронов из толстых мишеней для ряда реакций, являющихся наиболее перспективными источниками нейтронов на основе ускорителей с энергией 2,5-3 МэВ, представлены на рис. 3. Кружками показаны экспериментальные данные, полученные автором [13].

Для ускорителя с предельной энергией 2,5-3 МэВ наибольший выход нейтронов может быть получен с использованием реакции 71л(р,и)7Ве и 7и(я',«)24Не. Реакция 7Ы(/;,я)7Ве является наиболее перспективной для создания пучков эпитеп-ловых нейтронов, необходимых для проведения нейтронозахватной терапии, поскольку она обладает высоким выходом нейтронов и диапазон энергии генерируемых нейтронов может быть сравнительно просто преобразован к оптимальному для НЗТ диапазону - 0,1-10 кэВ. Реакция 7Ы(йг,и)24Не является наиболее пер-

Энергия протонов, МэВ

Рис. 2. Зависимость полного выхода нейтронов из реакции 7Ы(р,п)7Ве от энергии протонов для толстой металлической 71л мишени

спективной для реализации источника быстрых нейтронов для дистанционной терапии. Практически важным представляется то обстоятельство, что в этих источ-

Энрегия протонов (дейтонов), кэВ

Рис. 3. Сравнение зависимости полного выхода нейтронов из толстых мишеней от энергии падающих частиц для реакций T(p,n)3He, D(d,n)3He, T(d,n)4He, 7Li(p,n)7Be, 7Li(d,n)24He, 9Be(d,n)10B, ,2C(d,n)13N, 9Be(p,n)9B (W.B. Howard. Nucí. Sei. Eng. 138,145-160, 2001). Кружками обозначены экспериментальные данные ФЭИ 2006 г.

В главе 2 описаны два способа формирования нейтронных пучков для ней-тронозахватной терапии. В первом используется эффект кинематической коллимации нейтронов вблизи порога реакции 7Li(p,w)7Be. Во втором используется смещение спектра нейтронов из той же реакции в эпитепловую область с помощью компактного блока замедления-формирования (БЗФ).

Предложенный ФЭИ в 1975 г. метод генерации эпитепловых нейтронов, основан на использовании протонов с энергией вблизи порога реакции 7Li(p,w)7Be. Этот метод характеризуется средней энергией нейтронов ~30-50 кэВ, а нейтроны, благодаря кинематической коллимации, вылетают из мишени в узком конусе в переднюю полусферу. Это, в принципе, позволяет отказаться от биологической защиты пациента и работать в «открытой геометрии» или с тонким фильтром для

уменьшения эффекта от быстрых нейтронов. Подобный источник выглядит весьма привлекательно для решения задач нейтронозахватной терапии.

Автором были проведены исследования возможности лечения онкологических больных методом борнейтронозахватной терапиис использованием реакции 1\л{р,п)1 Ве вблизи порога на базе сильноточного ускорителя КГ-2,5. Дозовое распределение в фантоме моделировалось с помощью программы расчета на основе метода Монте-Карло МСЫР. В расчетах применялась упрощенная модель фантома, которая представляла собой куб размером 20x20x20 см, два передних слоя которого моделировали кожу и череп, остальной объем - вещество мозга. Плотность и состав тканей соответствовали рекомендациям 1С1Ш-46. Объем фантома был разбит на кольцевые детекторы: первые 1,5 см с шагом 1 мм, затем с шагом 1 см в остальной части фантома. Все кольца имели ширину 1 см по радиусу. Нейтронным источником является толстая мишень из металлического 71л. Источник моделировался при помощи алгоритмов программ, описанных в главе 1 диссертации. Для расчета выхода сопутствующего ^излучения из литиевой мишени применены экспериментальные данные. Результатом расчетов является плотность потока нейтронов и фотонов внутри фантома. Дозовое распределение рассчитывали с помощью нейтронных керма-факторов, полученных на основании оцененных данных из библиотеки ЕНЭР/Вб, и рекомендованных коэффициентов относительной биологической эффективности для нейтронов. Также учитывалась доза от гамма-лучей фантома и мишени. Для всех расчетов число историй было не менее 107 и статистическая погрешность была не выше 5-7%.

Основная цель исследований состоит в нахождении оптимальной конфигурации источника нейтронов и оптимального формирователя спектра для облучения пациентов. Расчеты показывают, что увеличение радиуса источника нейтронов снижает нейтронную нагрузку на поверхность фантома при незначительном уменьшении дозы от реакции 10В(и, а)71л внутри него. Для определения энергии протонов, оптимальной с точки зрения увеличения скорости набора терапевтической дозы, автором были проведены расчеты с различными начальными энергиями протонов. Наиболее перспективным являются протоны с энергией 1,915 МэВ. Однако при этом доза от ядер отдачи на поверхности фантома становится неприемлемо высокой, и компенсировать это размером мишени не представляется воз-

можным. Таким образом, наиболее перспективным является использование фильтра для замедления нейтронного пучка перед попаданием в фантом. Основные результаты этих исследований представлены на рис. 4. Наиболее эффективным является фильтр из воды с толщиной 2,5 см. При использовании такого фильтра мощность дозы становится приемлемой для терапии при токе протонов 5 мА и временем облучения 20 - 30 мин. Однако следует отметить, что для применения данного метода точность установки и стабильность энергии ускорителя должна находиться в пределах 0,1-0,2 %. В противном случае нельзя гарантировать величину полученной поглощенной дозы и ее соответствие результатам планирования терапии. К сожалению, в настоящее время такие параметры работы ускорителя КГ-2,5 не могут быть обеспечены.

Для ускорителя КГ-2,5 более перспективным источником нейтронов является источник на основе реакции 71л(р,л)7Ве при начальной энергии протонов больше 2 МэВ с использованием БЗФ. Полный рассчитанный выход нейтронов при начальной энергии протонов 2,2, 2,3, 2,4, 2,8 МэВ, для которых проводились основные исследования этого источника, составляет, соответственно, 3,9-1012, 6,3-1012, 8,1-Ю12 и 1,37-Ю13 нейтронов в секунду при токе пучка 10 мА. Наряду с нейтронами в литиевой мишени рождаются гамма-лучи, основным источником которых

0123456789 10 Расстояние от поверхности фантома, см Рис. 4. Биологически взвешенные мощности дозы внутри фантома при энергии протонов 1,915 МэВ и токе пучка 1 мА и использовании водяного фильтра. 1,3- суммарная доза в опухоли и в здоровой ткани соответственно, 2,4,5 - доза от 10В(п,а)71л, у-лучей, протонов отдачи соответственно

является реакция 7Ы(р,р'))71л и радионуклид 7Ве. Выход гамма-лучей с энергией 0,478 МэВ из реакции 11л(р,р'$1А, рассчитанный для толстой 71л мишени составляет для тех же энергий протонов, соответственно, 2,3-1012, 2,8-Ю12, 3,2-Ю12, 5,МО12 гамма-квантов в секунду при токе пучка 10 мА. Их угловое распределение близко к изотропному.

При исследовании свойств различных материалов в качестве замедлителя для создания источника эпитепловых нейтронов на основе реакции 7Ы(р,«)7Ве была использована модель замедлителя виде шара, в центре которого размещался источник в виде тонкого диска с диаметром 4 см, к которому примыкает цилиндрическая полость с таким же диаметром (рис. 5).

Детекторы представляют криволинейные кольцевые элементы поверхности сферы, взятые с шагом 30° относительно направления пучка протонов и имеющие угол раствора ±15°. Основной задачей данного исследования было оценить качество материала с точки зрения формирования эпитеплового пучка нейтронов, а также качество самого пучка под различными углами относительно направления протонов.

В качестве критерия для выбора материала и оптимального размера замедлителя были приняты два параметра: фэп„ - плотность потока эпитепловых нейтронов с энергией больше 0,5 эВ на поверхности замедлителя при токе пучка протонов 10 мА и ¿/фЭШ1 - величина удельной мощности биологически взвешенной поглощенной дозы, создаваемой в ткани нейтронами и гамма квантами, приведенная к единичному потоку эпитепловых нейтронов на поверхности замедлителя. Для расчета биологически взвешенных поглощенных доз использовались значения керма-факторов и относительной биологической эффективности (ОБЭ), общепринятые для расчетов в БНЗТ. Желательно, чтобы величина £)/фэпи не превышала -2,8-10"12 ОБЭ Гр см2, что соответствует 12 ОБЭ Гр - толерантной дозы для здоровой ткани (кожи) согласно международным протоколам.

Рис. 5. Модель для расчета характеристик источника эпитепловых нейтронов в воздухе

Наиболее предпочтительными являются материалы, состоящие из элементов тяжелее водорода с большим сечением рассеяния быстрых нейтронов и малыми сечениями поглощения и активации в области медленных нейтронов. К таковым можно отнести тяжелую воду, оксиды и фториды бериллия, магния, алюминия, графит, фторуглеродные соединения и ряд других. Особый интерес представляют материалы, содержащие фтор, который в области энергий нейтронов выше 150 кэВ имеет сильные резонансы в полном сечении и большое сечение неупругого рассеяния нейтронов с возбуждением низколежащих уровней с энергиями 0,11 и 0,197 МэВ. В проведенных расчетах были исследованы следующие химические элементы и изотопы: D, 7Li, Ве, С, N, О, F, Mg, Al, Ti, Са в виде доступных их химических соединений, таких как D20, LiF, MgF2, CaF2, политетрафторэтилен (CF2)n - ПТФЭ, C6F6 (гексафторбензол), AIN, Fluental® и др. Последний материал представляет металлокерамический композит с составом 56% F, 43% А1, 1% LiF и применяется для формирования пучков эпитепловых нейтронов в ряде установок для БНЗТ. Были проведены расчеты для модели с радиусами 16, 18, 20, 22, 24, 26 и 28 см. Один из результатов представлен на рис. 6. Основные расчеты проводили для источника нейтронов при энергии протонов 2,3 МэВ и токе пучка 10 мА.

Плотность потока эпитепловых нейтронов на поверхности замедлителей для большинства материалов близка по величине и в первом приближении соответствует зависимости 1/R2, что является следствием слабого поглощения нейтронов в замедлителе и малых размеров источника. Исключением являются тяжелая вода и бериллий, для которых плотность потока эпитепловых нейтронов из-за большой замедляющей способности оказывается в 1,2-1,5 раза меньшей по сравнению с другими материалами и следует зависимости -1/R4.

Второй параметр £>/Фэпи характеризует качество пучка эпитепловых нейтронов. Его величина определяется, главным образом, ядрами отдачи, прямо связана с присутствием в спектре быстрых нейтронов и для исследуемых материалов различается в 20-30 раз. Удельный керма-фактор ¿у/фэпи, связанный с гамма-

лучами из сопутствующих реакций в мишени и гамма-лучами, рождающимися в замедлителе при переносе нейтронов, для исследованных материалов не превышает 10% от величины />/фэпи .

Эквивалентный керма фактор, ОБЭ Гр см2

Рис. 6. Плотность потока эпитепловых нейтронов и эквивалентные керма-факторы для различных материалов и размеров замедлителя при коллинеарной (0°) и ортогональной (90°) геометрии. Значения радиуса слева направо: 28, 26, 24, 22, 20, 18, 16 см. Толстая 71л мишень, энергия протонов 2,3 МэВ, ток 10 мА

В результате исследований было показано, что наилучшими характеристиками обладают пучки эпитепловых нейтронов, формируемые замедлителями из ВеБ и ПТФЭ. Наиболее перспективными материалами являются фторид магния (плотность 3,14 г/см3) и ПТФЭ (плотность 2,1 г/см3). Оба эти материала производятся промышленностью и имеют высокую чистоту: первый - в виде оптической керамики, второй - общедоступный фторполимер (например «Фторо-пласт-4»). Был сделан вывод, что использование в качестве источника нейтронов реакции 7Ы(р,п)7Ве при энергии протонов 2,3 МэВ, материал Р1иеггёа1® является менее подходящим замедлителем по сравнению с MgF2 и ПТФЭ. Как показано на рис. 7, с помощью замедлителя из М§Р2 формируется спектр эпитепловых нейтронов, наиболее близко соответствующий требованиям борнейтронозахватной терапии. Эти материалы обеспечивают самую маленькую примесь быстрых нейтронов, имея, вместе с тем, выраженный пик распределения в области 1-20 кэВ.

При оптимизации источника эпитепловых нейтронов на основе реакции 7У(/7,и)7Ве возникает вопрос о выборе энергии протонного пучка. С ростом энергии протонов растет полный выход нейтронов из толстой мишени. Наряду с этим возрастает энергия первичных нейтронов, вследствие чего становится необходимым увеличивать размеры замедлителя, а это, в свою очередь, уменьшает плотность потока эпитепловых нейтронов. Показано, что подходящее значение энергии ускорителя лежит в пределах 2,3 - 2,8 МэВ.

Более полной характеристикой пучка эпитепловых нейтронов являются результаты расчетов пространственного распределения поглощенной дозы в фантоме. В этих расчетах использовалась упрощенная модель фантома головы человека в форме куба с ребром длиной 20 см и блок замедлителя в виде прямоугольного параллелепипеда сложного состава для оптимизации композиции различных материалов. Рассматривалось два варианта размещения облучательного порта: первый - вдоль пучка, второй - под углом к 90 градусов относительно направления пучка протонов.

Энергия нейтронов, МэВ

Рис. 7. Энергетический спектр нейтронов из Р1ие1йа1® и графитового замедлителя с радиусом 20 см в коллинеарном направлении. Энергия протонов 2,3 МэВ ток 10 мА

Распределение компонентов мощности биологически взвешенной дозы по глубине фантома на его оси для замедлителя из фторида магния представлено на рисунке 8.

При расчетах мощности дозы предполагали, что концентрация нуклида 10В в здоровой ткани составляет 18 ррш, в опухоли 65 ррт, а относительная биологическая эффективность продуктов реакции 10В (п,а)\\ соответственно 1,3 и 3,8. Для замедлителя из ГГГФЭ распределение мощности дозы для опухоли практически такое же, как и на рис. 8, однако, мощность дозы в коже (здоровая ткань) оказывается в 1,25 раза больше чем в случае фторида магния. Для замедлителя из Р1иеШа1® увеличение мощности дозы в коже составляет 1,5 при одновременном уменьшении мощности дозы в опухоли в 1,2 раза на всех глубинах фантома.

Таким образом, по величине отношения мощности дозы в опухоли и коже замедлитель из фторида магния в 1,25 раза эффективнее замедлителя из ПТФЭ и в 1,8 раза из Р1иегНа1®. Поскольку ПТФЭ является более доступным материалом,

Рис. 8. Распределение по глубине фантома биологически взвешенной мощности дозы. Материал БЗФ М£р2, размер 40x40x40 см, энергия протонов 2,3 МэВ, ток пучка 1 мА. ТТ - полная доза в опухоли, ВТ - доза в опухоли от 10В(п,а)71л реакций, НТ - полная доза в здоровой ткани, Н - доза от протонов отдачи, N - доза от взаимодействия с азотом, в - доза от у-лучей

0 2 4 6 8 10 12 14

Расстояние от поверхности фантома, см

чем фторид магния, были проведены расчеты для комбинированного замедлителя, в котором параллелепипед с поперечными размерами 20x20 см из MgF2 размещался между мишенью и портом облучения, а остальной блок состоял из ПТФЭ. Результаты расчетов показали, что оптимальная длина вставки из фторида магния составляет 20 см в случае расположения облучательного порта на оси пучка протонов, а дозовые характеристики с таким комбинированным замедлителем совпадают с представленными на рисунке 8. Для порта облучения, расположенного ортогонально оси пучка протонов, длина вставки из фторида магния может быть сокращена до 15 см при сохранении дозовых кривых (рис. 8).

Качество пучка эпитепловых нейтронов для борнейтронзахватной терапии принято характеризовать следующими основными параметрами:

Достижимая глубина (AD) - глубина в фантоме, при которой мощность биологически взвешенной дозы в опухоли становится равной величине наибольшего значения мощности дозы для здоровой ткани.

Мощность биологически взвешенной дозы в опухоли на глубине AD (ADDR), которая характеризует время достижения максимально допустимой дозы на глубине AD.

Терапевтическое отношение (TR), равное отношению мощности дозы в опухоли к максимальной мощности дозы в здоровой ткани.

Достижимое дозовое отношение (AR) - отношение полной дозы в опухолевой ткани к полной дозе в здоровой, проинтегрированное от поверхности до глубины AD.

Отношение тока к потоку, J3n„/({),nii, характеризующее расходимость пучка эпитепловых нейтронов.

В таблице 1 приведены полученные значения параметров источника эпитепловых нейтронов на основе ускорителя и реакции 71л(р,и)7Ве для комбинированного замедлителя, состоящего из ПТФЭ и фторида магия при токе пучка протонов 10 мА и для реакторного источника FCB MIT. Сравнение показывает, что качество и интенсивность пучка эпитепловых нейтронов, который может быть создан на основе ускорителя, не уступает характеристикам пучка на базе 5 МВт ядерного реактора.

Таблица 1. Сравнение основных характеристик установки на базе ускорителя с комбинированным замедлителем и установки FCB MIT

AD, см Tï^-макс ADDR, ОБЭ сГр/мин AR «Лш/фэпи

Ускоритель с комбинированным замедлителем 9,1 6,2 100 (ток 10 м А) 5,6 0,64

FCB MIT 9,3 6,4 125 6 0,65

В главе 3 представлены экспериментальные исследования характеристик описанного в главе 2 БЗФ.

При лечении онкологических заболеваний ионизирующими излучениями важным аспектом является планирование проведения терапии. Критичным для систем планирования, особенно в нейтронной и нейтронозахватной терапии, будет описание источника излучения. Основываясь на рекомендациях Европейской комиссии Е011Т для удовлетворения требованиям качества проведения БНЗТ, наряду с компьютерным моделированием необходимо выполнить экспериментальную проверку расчетных результатов. Эти исследования включают измерение нейтронного спектра, геометрии пучка и дозиметрических характеристик установки. На ядерных реакторах в качестве основного применяется интегральный метод с использованием резонансных и пороговых активационных детекторов. В настоящей работе, наряду с активационной методикой, для исследований важнейшей характеристики БЗФ - энергетического спектра нейтронов - впервые был использован метод времени пролета.

Для реализации метода импульсный протонный пучок с энергий 2,3 МэВ и длительностью импульса на литиевой мишени 0,2 мкс обеспечивался путем специального режима работы электростатического ускорителя ЭГ-1. Для регистрации нейтронов использовалось литиевое стекло ЫЕ-905 толщиной 0,3 см и диаметром 5 см. Источник нейтронов и детектор установлены в разных помещениях, разделенных защитной стеной толщиной 2 м, в которой проделан канал диаметром 100 мм. Такая конфигурация обеспечивает минимальный фон детектора. Для определения эффективности детектора количество атомов 1л-6 в детекторе было измерено в резонансной области методом пропускания и составило

(5,05±0,15)• 1021 см"2. На следующем этапе методом Монте-Карло была рассчитана зависимость эффективности регистрации нейтронов от их энергии в области от

1 эВ до ~1 МэВ с учетом рассеяния нейтронов в стекле, воздухе и пропускания через фильтры.

Измерения в широкой области энергий нейтронов 0,001-1 МэВ выполнялись на пролетной базе 7 м с периодом импульсов 27 мкс при среднем протонном токе

2 мкА. Для исключения эффекта рециклических нейтронов использовался фильтр из ,0В с толщиной 2,7-1022 см"2. В области энергий 2,5 эВ -10 кэВ измерения были проведены на базе 3,5 м с периодом протонных импульсов 220 мкс. Для исключения рециклических нейтронов использовался комбинированный фильтр из 1п и С<1 с толщиной 1,34-10 см" и 4,7-10 см'. При обработке результатов была сделана поправка на блуждание нейтронов в материалах БЗФ. На рисунке 9 представлено сравнение измеренного и рассчитанного спектра нейтронов Величина плотности потока нейтронов отнесена к единичному интервалу летаргии. Статистическая погрешность измерений составляет 1-3%. Погрешность абсолютной величины плотности потока нейтронов не более 4%.

Энергия нейтронов, МэВ Рис. 9. Спектр нейтронов из БЗФ: Линия - рассчитанный спектр нейтронов, точки - результаты измерения. По вертикальной оси плотность потока нейтронов на поверхности детектора на расстоянии 7,14 м от БЗФ

Второй важно характеристикой БЗФ является пространственное распределение поглощенной нейтронной дозы внутри фантома. Поток тепловых нейтронов определяет дозу от реакции 10В(и, а) - основное воздействие на опухоль при БНЗТ. Для его измерения был выбран метод активации золотых фольг. Измерения проводились в полиэтиленовом фантоме. Мишень ускорителя находится в центре БЗФ. БЗФ изготовлен из М§Р2 (куб с ребром 20 см) и окружен ПТФЭ отражателем размером 40x40x40 см. Фантом изготовлен из полиэтиленовых пластин и имеет размер 20x20x20 см. Внутри фантома на определенном расстоянии от оси и глубине размещались золотые фольги (диаметр 6 мм и толщина ~50 мкм). Для определения эффекта от резонансных нейтронов некоторые фольги помещались в кадмиевый чехол с толщиной стенки 0,5 мм. Фантом устанавливался непосредственно перед БЗФ. Все измерения выполнены с протонным пучком при энергии 2,3 МэВ и токе 1 мА. Для измерения полного заряда применялся цифровой интегратор тока. Активность 198Аи, связанная с радиационным захватом нейтронов, измерялась при помощи сцитилляционного Иа1(Т1) гамма-спектрометра с колодцем. Эффективность спектрометра была прокалибрована относительно эталонного радиометрического комплекса КРОНА-1-ЭТАЛОН в ФГУП ВНИИФТРИ, Менделеево. После обработки результатов измерений для каждой фольги было получено число захватов в фольге на один нейтрон, генерируемый в мишени. Полный выход нейтронов из литиевой мишени составлял 6,3-10й нейтрон/с. Эта величина получена на основании измерения абсолютной активности 7Ве в литиевом слое мишени. Сравнение результатов измерений золотых фольг по глубине фантома с результатами расчетов методом Монте-Карло, выполненных для фольг с такой же толщиной, представлено на рис. 10. Удовлетворительное согласие экспериментальных и расчетных данных дает основание утверждать, что созданная модель источника нейтронов на основе реакции 1Ы(р,п)1 Ве и использованный в расчетах аппарат моделирования на основе метода Монте-Карло и существующих библиотек нейтронных сечений могут быть использованы в клинической практике для планирования БНЗТ.

Рис. 10. Сравнение экспериментальных и расчетных данных для золотых фольг в полиэтиленовом фантоме

В главе 4 описывается источник нейтронов для дистанционной терапии быстрыми нейтронами на базе ускорителя. Данные по выходу нейтронов из различных мишеней ускорителей в области энергий падающих частиц 2-3 МэВ представлены в ряде обзоров и монографий. Несмотря на большое число публикаций, в этих данных имеются значительные расхождения, в частности, для реакций 7Ы((/,и)24Не и 9Ве(^,«)'°В. В связи с этим были проведены новые измерения выхода и угловых распределений нейтронов из толстых по сравнению с пробегом падающих частиц мишеней для реакций 7ьади)24Не, 9Ве(4«)10В, 71л(р,и)7Ве, 12С(*/,и)13М. Измерения проводились на ионных пучках ускорителя Ван де Граафа ЭГ-2,5 ГНЦ РФ-ФЭИ в области энергий 0,75 - 2,2 МэВ. В качестве детекторов нейтронов использовались малогабаритные ионизационные камеры деления со слоями 235и и и, помещенные в защитные чехлы из 10В и кадмия. Эффективность камеры деления с 235и слабо зависит от энергии нейтронов в широкой области до ~5 МэВ. Ее величина была определена из измерений выходов нейтронов в реакции 7Ы(р,п)7Ве под различными углами вылета нейтронов. Для их интерполяции использовались расчеты угловых распределений нейтронов из толстой мишени по методике, описанной в главе 1. Полный выход нейтронов из реакции 7\л[р,п)7Ве был определен из измерения активности образовавшегося в литиевой

мишени 7Ве с помощью сцинтилляционного гамма-спектрометра с кристаллом №1(Т1). Эффективность камеры деления с 238и определялась относительно камеры деления с 235и из сравнения скоростей счета на спектре нейтронов из реакции 9Ве(с/,п)10В. В более широкой области энергий нейтронов вводилась поправка на зависимость сечения деления 238и от энергии нейтронов. Точность полученных результатов по измерению выхода нейтронов оценивается -10%. Результаты измерений представлены на рис. 3. Из рисунка видно, что самой перспективной реакцией для создания пучков быстрых нейтронов для терапии является 7Ы(4п)24Не. Эта реакция позволяет получать на ускорителях с энергией 2-3 МэВ наибольший выход жестких нейтронов с энергией до 18 МэВ. Для формирования терапевтического пучка необходимо использовать коллиматор и биологическую защиту. Для проведения оптимизации коллиматора необходимо иметь точное описание источника нейтронов. Для измерения энергетического спектра нейтронов из толстой литиевой мишени при энергии дейтонов 2 МэВ был использован метод времени пролета, осуществленный на ускорителе Ван-де-Граафа ЭГ-1 ГНЦ РФ-ФЭИ, работающем в импульсном наносекундном режиме. Длительность импульсов тока составляла ~3 не, период следования 1,8 мкс. Для того чтобы охватить широкий диапазон энергий нейтронов от 0,1 до 20 МэВ, использовались пролетные базы длиной 5,9 и 4,2 м. Источник нейтронов и детектор находились в различных помещениях, отделенных стеной из тяжелого бетона толщиной 2 м. Установка была оборудована двумя пролетными базами, ориентированными к направлению пучка дейтонов под углами 0° и 90°, что позволило измерить спектр нейтронов для обоих углов.

В качестве детекторов нейтронов использовалось литиевое стекло N£-905 толщиной 3 мм и диаметром 50 мм с фотоумножителем ФЭУ-30. В ряде опытов также применялся детектор нейтронов с кристаллом стильбена диаметром 60 мм и длиной 60 мм. Использование литиевого стекла позволило надежно провести измерение спектров нейтронов в области 0,1-2 МэВ, где существует наибольшая неопределенность в знании спектра. Измерение количества дейтонов, падающих на мишень, проводилось интегратором тока.

Обработка аппаратурных спектров проводилась с помощью специально разработанных программ. Результат представлен на рис. 11.

1,0x10'-

3 8.0х10 "

5 5

^ со я

3- га 6,0x10'

5 Ъ

а

Я °

■е § 4,0x10'-

I е-

II

3 Н 2,0x10®

ё °

4 3 ш

о.о-

\

А

/

/ '.л

-V

13

20

0 5 10

Энергия нейтронов, МэВ

Рис. 11 Энергетический спектр нейтронов из реакции 71л(с1,п)24Не для толстой мишени под углом 90°, энергия дейтонов 2 МэВ

Погрешность измерений составляет 5-7% в области энергий нейтронов до 2 МэВ и 7-10% для энергий выше 2 МэВ. Основным компонентом погрешности является погрешность энергетической зависимости эффективности регистрации нейтронов. Эффективность литиевого стекла определялась расчетным путем с учетом конечной геометрии методом Монте-Карло с использованием числа ядер 6Ы, которое было измерено по нейтронному пропусканию в области энергий 2-20 эВ методом времени пролета с точностью 3%. Эффективность детектора с кристаллом стильбена определялась из расчетов методом Монте-Карло с привязкой к эффективности литиевого стекла в области энергий нейтронов 1-2 МэВ. Полный выход нейтронов при энергии дейтонов 2 МэВ, проинтегрированный по всему спектру составляет (1±0,1)-108 мкКл"' для угла 0° и (6,9±0,07)-107 мкКл"1 для 90°. Эти данные также согласуются с выполненными измерениями активационного интеграла для ряда пороговых реакций в алюминии и изотопах никеля.

Для оценки возможности использования этого источника для терапии были выполнены расчеты дозовых полей в фантоме с пучком нейтронов, формируемым коллиматором (рис. 12).

Расчеты проводились для энергии дейтонов 2,3 МэВ, при которой полный выход нейтронов составляет 1,8х1012 мА'1. По результатам расчетов для этого источника нейтронов глубина половинного ослабления биологически взвешенной

эквивалентной дозы от протонов отдачи составляет 5,5 см. Расчет дозового распределения из узкого канала коллиматора показывает, что его можно использовать в режиме аналогичном «гамма-ножу».

Доза, создаваемая гамма-лучами захвата тепловых нейтронов в водороде фантома, практически равномерно распределена по всему объему фантома и не превышает 5 % от величины протонной компоненты. Характеристики пучка нейтронов можно изменить путем использования полиэтиленового фильтра, который заметно изменяет соотношения интенсивности нейтронов в жесткой и мягкой областях спектра. Это обстоятельство дает дополнительные возможности при планировании нейтронной терапии.

Таким образом, источник на основе ускорителя дейтонов с энергией 2-3 МэВ и при использовании реакции 71л(с/,л)24Не обеспечивает глубину половинного ослабления дозы -5,5 см и может рассматриваться в качестве перспективной установки для дистанционной нейтронной терапии в условиях клиники.

Используя результаты этих исследований, был изготовлен блок формирования пучка быстрых нейтронов из борированного полиэтилена с размерами 0,75x0,75x0,75 м. Конструкция блока позволяет изменять форму и размеры кол-лимирующего канала. Блок установлен в мишенном боксе ускорителя КГ-2,5.

Для on-line контроля дозиметрических характеристик и контроля мощности поглощенной дозы в процессе облучения были использованы тканеэквивалентные и магниевые ионизационные камеры RTW, Exradin ТЕ2, RTM Exradin ТМ2 и дозиметр ДКС-101. Камеры и дозиметр были поверены на государственном первичном эталоне ГЭТ 38-95 в ФГУП ВНИИФТРИ и имеют статус эталонов второго разряда, обеспечивающего измерение поглощенной дозы с точностью ±2,5%. В качестве мониторов использовались ионизационные камеры деления типа КНТ5, КНТ7, КНТ8,

При помощи дистанционно управляемого фантома и ионизационных камер были проведены измерения профиля пучка коллиматора. Профили дозовых полей для двух вариантов коллиматора представлены на рис. 13.

Рис. 12. Схематичное изображение коллиматора для реакции 7Li(d,n)24He

_____1. _1_ —»— ИТО 20 мм 7 • 20 мм [ п/' -□-тл/У60 тт П 2,2 ч [пис- .....—• Ъ V

—о— КМ\Л/ 60 тг щ а \

1 \ 1

1 « 1 \

-...........'/ \т г \ £ \ С

/ и

* 1 "ч .....

1—7. 0,0 - - ■=Ге

;.....'..............*......г ^ г -г............т 1 1 ■ ~г.........- -

-10 -8 -6 -4 -2 0 2 4 6 в 10

Расстояние от оси пучка, см

Рис. 13. Мощность поглощенной дозы при использовании коллиматора с коническим каналом. Канал коллиматора в форме конуса с выходной апертурой 60 и 20 мм. Профиль пучка измерен у стенки фантома (1,5 см воды + 1 см оргстекла) + 2 см воздуха от среза коллиматора

Заключительный этап исследования пучка быстрых нейтронов из реакции \Щп) 24Не состоял в проведении на ускорителе КГ-2,5 цикла радиобиологических исследований, выполненного в сотрудничестве с МРНЦ РАМН. Было проведено облучение 100 лабораторных животных для оценки противоопухолевой эффективности (саркома М-1) и оценки состояния нормальных тканей после воздействия терапевтического нейтронного пучка укорителя КГ-2,5.

Данное исследование включало в себя оценку коэффициента ОБЭ «чистого» пучка нейтронов с энергией до 16 МэВ, а также экспериментальное моделирование сочетанных гамма-нейтронных воздействий: по критериям противоопухолевой эффективности и терапевтического выигрыша с учетом влияния последовательности, интервала между фракциями, дозы за фракцию, вклада излучений различного качества. В целом результаты радиобиологического тестирования (выполненные в объеме стартовых экспериментальных исследований) позволяют прийти к следующим промежуточным заключениям:

1. В схемах гамма-нейтронной терапии на модельной опухоли саркома М-1 (условия и результаты облучения коррелируют с клиническими данными, полученными на реакторе БР-10) ОБЭ изменяется от 2,4 до 4,0 с увеличением суммарной поглощенной дозы.

2. Фракционированное гамма-нейтронное воздействие приводит к увеличению ОБЭ, при факторе терапевтического выигрыша близком к единице.

ВЫВОДЫ

1. Разработана математическая модель описания источника нейтронов на основе реакций Т(р, л)3Не, 7Li(p,/v)7Be, D(4«)3He, Т(с/,л/Не. На основании модели написаны программы для расчета дифференциального выхода нейтронов из различных ядерных реакций.

2. Реакция 7Li(p,n)7Be выбрана наиболее перспективной для создания пучков эпи-тепловых нейтронов для нейтронозахватной терапии.

3. Для припорогового источника эпитепловых нейтронов предложен компактный формирователь.

4. Предложен комбинированный блок замедления формирования из фторида магния и политетрафторэтилена для источника нейтронов на основе пучка протонов с энергией 2,3 МэВ, произведена его оптимизация.

5. Произведена экспериментальная верификация результатов расчетов на полномасштабном БЗФ пучка эпитепловых ней тронов.

6. Для реакций 7Li(J,«)24He, 9Ве(4«)'°В, 7Li(#«)7Be, nC{d,ri)nN проведены измерения выхода и пространственного распределения нейтронов при помощи малогабаритных ионизационных камер деления со слоями 235U и 238U.

7. Измерен спектр нейтронов из реакции 7Li(i/,«)24He методом времени пролета.

8. Разработана конструкция коллиматора для формирования пучка быстрых нейтронов. Предложена оригинальная концепция использования тонкого канала для формирования узкого пучка нейтронов для избирательного облучения опухоли аналогично «гамма-ножу».

9. При помощи ионизационных камер проведено измерение дозовых полей, создаваемых источником в водном фантоме.

Ю.Проведена серия предклинических исследований на животных.

Список основных работ, опубликованных по теме диссертации

1. Кононов В.Н., Боховко М.В., Кононов O.E., Кононова Н.П. Гамма-излучение нейтронного источника на основе реакции 7Li(/?,«)7Be: Препринт ФЭИ-2643, Обнинск, 1997.

2. B.F. Bayanov, M.V. Bokhovko, V.N. Kononov, Kononov O.E. et al. Accelerator based neutron source for NCT and FNT: Препринт Budker INP - 97-89, 1997.

3. B.F. Bayanov, M.V. Bokhovko, V.N. Kononov, Kononov O.E. et al. Accelerator based neutron source for neutron capture and fast neutron therapy at hospital// Nucl. Instr.&Meth., 1998, A413, c. 397-426.

4. Боховко M.B., Кононов B.H., Кононов O.E. Концепция основанного на ускорителе источника нейтронов для БНЗТ и 1БН / Избранные труды ФЭИ, 1999, с. 177-184.

5. M.V. Bokhovko, V.N. Kononov, Kononov O.E. et al. Accelerator based neutron source for the neutron capture therapy / IX NCT Symp, 0saka-2000. - P. 249-250.

6. O. Kononov, V. Kononov, V. Korobeynikov, S. Ognev, G. Silvestrov, N. Soloviev. Investigations of using near threshold 7Li(p,n)7Be reaction for NCT based on in phantom dose distribution / Proc. of 10th Int. Congr. on NCT. - Essen, Germany, Sept. 8-13 2002. -Monduzzi Editore, 2002. - p. 241-246.

7. Кононов O.E., Кононов B.H., Соловьев H.A. Источник нейтронов для борнейтро-нозахватной терапии на основе реакции 7Li(p,w)7Be вблизи порога // Атомная энергия, 2003, т.94, вып. 6, с. 469-472.

8. Кононов В.Н., Боховко М.В., Глотов А.И., Кононов О.Е., Фурсов Б.И. Установка для нейтронной терапии рака на базе сильноточного ускорителя протонов КГ-2,5 // Новые промышленные технологии, 2004, №4, с. 19 - 22.

9. Кононов В.Н., Боховко М.В., Кононов О.Е., Соловьев А.Н. Источник зпитепловых нейтронов на основе ускорителя для нейтронозахватной терапии // Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 3, с. 195.

Ю.О.Е. Kononov, V.N. Kononov, M.V. Bokhovko, V.V. Korobeynikov, N.A. Soloviov, A.S. Sysoev, I. A. Gulidov, W.T. Chu, D.W. Nigg. Optimization of an accelerator-based epithermal neutron source for neutron capture therapy / Proc. of 11th Int. Congr. on NCT. - Boston, USA, Oct. 10-15 2004 // Applied Radiation and Isotopes. - 2004,61, p. 1009-1013.

11. V. Kononov, O. Kononov, M. Bokhovko. Accelerator based neutron sources for medicine / Proc. Int. Symp. on BNCT. - 7 - 9 July 2004, Novosibirsk. Новосибирск, ИЯФ 2004-50,2004, с. 62 - 65.

12. V.N. Kononov, M.V. Bokhovko, O.E. Kononov, N.A. Soloviev, W.T.Chu. Accelerator-based fast neutron source for neutron therapy: Preprint IPPE-2995, Obninsk, 2005.

13. V.N. Kononov, M.V. Bokhovko, O.E. Kononov et al. Accelerator-based fast neutron source for fast neutron therapy // Nucl. Instr.&Meth., 2006, A564, p. 525-531.

14.Auterinen, O.Kononov, T. Seren, V.Kononov, M. Bokhovko. Collaborative characterization of the KG-2,5 accelerator epithermal neutron beam in Obninsk / Proc. of 13th Int. Congr. on NCT "A new option against cancer". - Florence, Italy, Nov. 2-7, 2008. -P. 449.

Подписано к печати 11.11.2010 г. Заказ №.688. Формат 60x84 V16. Усл. п. л. 0,9. Уч.-изд. л. 1,3. Тираж 45 экз.

Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко, 1 ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского.

Содержание.

Введение.

Глава 1. Источники нейтронов на основе ускорителя.

1.1. Основные расчетные соотношения.

1.1.1 Выход нейтронов.

1.1.2 Кинематические соотношения.

1.2 Расчет дважды дифференциального выхода нейтронов.

1.2.1 Реакция Т(р,пГ Не.

1.2.2 Реакция 0(с1,п)3Не.

1.2.3 Реакция Т(с1,п)4Не.

1.2.4 Реакция 71л(р,п)7Ве.

1.3 Сравнение реакций.

Выводы из главы 1.

Глава 2. Оптимизация пучка эпитепловых нейтронов.

2.1 Моделирование источника нейтронов в области энергий падающих протонов в припороговой области (энергия 1880 кэВ - 2 МэВ).

2.2 Моделирование источника нейтронов в области энергий протонов больше 2 МэВ.

2.3 Выбор материала замедлителя.

2.3.1 Характеристики пучка нейтронов в воздухе.

2.4 Дозовые распределения внутри фантома.

Выводы из главы 2.

Глава 3. Экспериментальные исследования эпитеплового источника нейтронов на базе ускорителя.

3.1 Измерение потока тепловых нейтронов внутри фантома.

3.2 Исследования формирователя эпитепловых нейтронов методом времени пролета.65 Выводы из главы 3.

Глава 4. Расчетные и экспериментальные исследования источника быстрых нейтронов на базе ускорителя.

4.1 Выход нейтронов из толстых мишеней.

4.2. Пучки быстрых нейтронов для дистанционной терапии.

4.2.1 Реакция 7Ы(р,«)7Ве.

4.2.2 Реакция 9Ве(с/,и)10В.

4.2.3 Реакция 71л(4>?)24Не.

4.3 Измерения дозовых распределений внутри фантома для источника нейтронов на основе реакции 7Ы(с1,п)24Не.

Выводы к главе 4.

Каждый год около двух миллионов больных раком по всему миру получают одну из форм лучевой терапии. Почти целый век это, в основном, была дистанционная фотонная (рентгеновская) и электронная терапия, а также внутриполостная терапия имплантированными радиоактивными источниками (брахитерапия).

Основные методы лечения рака представлены на рис. 1. Лучевая терапия является одним из основных методов, применяемых в онкологии, как отдельно от других, так и в сочетании с другими представленными методами. В лучевой терапии выделены три направления по частицам, воздействующим на клетки опухоли:

• электроны, как собственно электронные пучки, так и как частицы для генерации гамма-пучков на медицинских ускорителях, и уже в тканях преобразующиеся снова в электроны;

• ядра отдачи водорода, кислорода, углерода и азота от реакций с нейтронными пучками, из ядерных реакторов, мишеней циклотронов и ускорителей;

• ускоренные ионы водорода, углерода и др., разгоняемые до высоких энергий на больших ускорителях.

МРНЦ РАМН разрабатывает подход, в котором терапия гамма-источником сочетается с терапией пучком быстрых нейтронов для повышения эффективности лечения опухоли. Кроме того, используется терапия быстрыми нейтронами (дистанционная), нейтроно-захватная (борнейтронозахватная) и дистанционная терапия с использованием буста (усиления эффекта) за счет введения препарата, содержащего бор.

Электроны

Изотопные источники е' - ускорители у - источники (6°Со)

Ядерные реакторы р-, ¿1- циклотроны (12-60 МэВ)

Высоковольтные нейтронные генераторы -2,5 МэВ 7и(р,п)7Щс1,п)

0,3 МэВ Т(Ь,п)

Ядра отдачи Н, О, С, N

Ускореные ионы р, ,гС; Е-10 МэВ/нуклон

Большие ускорители

70%

Сочетанная 7-п терапия

30%

ТБН ядра отдачи '□(р.п) 0,01-0,3 МэВ 0,01-0,3 МэВ 7Ы(с1,п) 1-15 МэВ

БНЗТ 10В(п,а)7и 7Ы(р,п) 1-104 эВ

Буст ядра отдачи + ,0В(п,а)7и 7и(р,п)

Рис. 1. Лучевая терапия при лечении злокачественных новообразований.

В настоящее время лучевая терапия, особенно в ее современных подходах, демонстрирует довольно высокий процент излечения (более 50% для ряда злокачественных новообразований). Однако, требуется изыскать дополнительные подходы для того, чтобы помочь пациентам со злокачественными новообразованиями, не поддающимися лечению при помощи стандартных методик радиотерапии. Соответственно, такие методы станут серьезным прорывом в применении специализированных форм лучевой терапии за последние 30 лет и расширят стандартные области ее применения. Эти методы включают протонную терапию, терапию тяжелыми ионами, терапию, использующую искусственно созданные повышенные концентрации веществ с высоким сечением взаимодействия с нейтронами внутри опухоли, нейтронную радиотерапию. Новые подходы в ряде случаев весьма эффективны и дарят надежду большому числу пациентов, которым не способна помочь традиционная лучевая терапия.

Нейтронная терапия рака

Применение нейтронов для лучевой терапии рака является объектом исследования с момента открытия нейтрона Чадвиком в 1932 году. Терапия быстрыми нейтронами (ТБН), основанная на использовании хорошо коллимированного пучка нейтронов со средней энергией 15-20 МэВ для облучения части организма, содержащей раковую опухоль, так 1 же, как это делается при облучении высокоэнергетичными рентгеновскими лучами при гамма-терапии, была впервые применена Робертом Стоуном в лаборатории Беркли им. Лоуренса в 1938 году. Терапия быстрыми нейтронами в настоящее время является общепринятым способом лечения рака слюнной железы. Кроме того, достигнуты хорошие результаты при лечении рака простаты, некоторых сарком, и ряда других новообразований.

Медико-биологические и нейтронно-физические исследования показали, что для нейтронной терапии требуются источники нейтронов с полным потоком ~1013 нейтрон/с. При дистанционной терапии, в зависимости от вида опухоли и методики лечения, требуются пучки нейтронов с энергией 0,1 - 20 МэВ и плотностью потока 108 - 109 У нейтрон/см с и поперечным размером —10 см. Основной эффект при терапии быстрыми нейтронами происходит от протонов отдачи и падает с увеличением глубины проникновения нейтронного пучка. Очевидно, что максимальная доза достигается на поверхности облучаемого объекта. Основной характеристикой качества нейтронного пучка является глубина половинного ослабления дозы. В клинической практике в настоящее время в качестве источника нейтронов в основном используются ядерные реакторы или мощные циклотроны.

В России подобные технологии используются в г. Обнинске (Медицинский радиологический научный центр РАМН, Государственный научный центр РФ Физико-Энергетический Институт), г. Томске (НИИ онкологии Томского научного центра Сибирского отделения РАМН, НИИ ядерной физики Томского политехнического университета), г. Снежинске (Челябинский областной онкологический диспансер, ВНИИТФ - федеральный ядерный центр имени академика Забабахина). До настоящего времени в этих центрах осуществлено лечение более 1400 больных с тяжелыми, прогностически неблагоприятными формами злокачественных новообразований. ГНЦ РФ-ФЭИ и МРНЦ РАМН сотрудничают на протяжении нескольких десятков лет. На реакторе БР-10 ФЭИ был создан медицинский нейтронный пучок Б-3, на котором сотрудниками МРНЦ было пролечено более 400 пациентов и разработаны уникальные методики терапии. Такие оригинальные подходы к использованию нейтронов, существенно расширяющие возможности их применения, защищены авторскими свидетельствами и патентами. Так, сочетанная фотоннонейтронная терапия с вкладом нейтронов в дозу радикального курса 20-40 % дает возможность сохранить многие преимущества чисто нейтронного облучения, существенно уменьшив его побочные эффекты. Таким образом, создание нейтронного источника на основе ускорителя является естественным продолжением работ, начатых в ГНЦ РФ-ФЭИ.

Нейтронозахватная терапия рака

Нейтронозахватная терапия (НЗТ) является отдельным видом нейтронной терапии. Впервые НЗТ как концепция была предложена Лошером в 1936 году, а для лечения внутричерепных опухолей Свитом в 1951. НЗТ является бинарным методом, состоящим в применении двух отдельных составляющих, применение которых по отдельности друг от друга не имеет смысла, но в комплексе производит селективное поражение раковой опухоли. В НЗТ вещество-поглотитель нейтронов (в настоящее время главным образом применяется изотоп бора 10В, и, соответственно, Бор-НЗТ или БНЗТ) селективно накапливается в раковых тканях после введения больному борсодержащего фармпрепарата. В определенное время после введения препарата в прицельном объеме (зона раковой ткани + граничная область) создается поле тепловых нейтронов. Поле тепловых нейтронов внутри организма больного создается внешним пучком нейтронов из ядерного реактора или нейтронного источника на основе ускорителя. Тепловые нейтроны в прицельном объеме взаимодействуют с ядрами бора-10, который имеет высокое сечение поглощения тепловых нейтронов. Каждое такое поглощение заканчивается образованием альфа-частицы и иона лития. Эти две высокоэнергетичные частицы тормозятся в пределах объема, сравнимого с размерами раковой клетки, что с высокой вероятностью заканчивается ее гибелью в результате повреждения ДНК или других частей клетки. Процесс дает возможность избирательного поражения раковых опухолей при сохранении находящихся рядом здоровых клеток.

Первый клинический опыт применения БНЗТ для лечения злокачественных новообразований головного мозга был произведен в США в 50-х - начале 60-х годов прошлого века. Результаты этих попыток были неудачными. На тот момент необходимые для проведения терапии знания в области химии, физики и дозиметрии были недостаточны для задач БНЗТ. При лечении не было достигнуто положительного эффекта, и наблюдались отрицательные побочные эффекты. В результате эти попытки были прекращены. Однако, японские ученые продолжили исследования в области НЗТ и получили обнадеживающие результаты. [1, 2]. Кроме того, с момента начала исследований НЗТ были достигнуты успехи в сопутствующих технологиях. В результате произошло возрождение интереса к

НЗТ во всем мире. Благодаря успехам японцев и развитию необходимых для НЗТ сопутствующих технологий, исследования в настоящее время проводятся не только в Японии, но и в США, Европе и с 2006 года в Южной Америке.

В сентябре 1994 года в США была возобновлена попытка применения БНЗТ для лечения пациентов. Была начата Фаза 1 исследований в Массачусетском технологическом институте и независимо в Брукхевенской национальной лаборатории, Нью-Йорк. В этих исследованиях использовались эпитепловые пучки, существовавшие на реакторе Масса-чусетского технологического института (MIT) и на Брукхевенском медицинском исследовательском реакторе (BMMR). Первой реально облученной на эпитепловом пучке в рамках этих исследований опухолью стала меланома, локализованная на конечности. Исследования проводились в Массачусетсе в сотрудничестве с Медицинским центром Новой Англии как часть Фазы 1 в рамках изучения безопасности БНЗТ. Затем, через несколько дней, на эпитепловом пучке BMMR был облучен первый пациент с хорошо локализованной первичной опухолью головного мозга (глиобластома) [3]. Массачусетские исследования в дальнейшем были распространены на облучение первичных и метастазных опухолей головного мозга [4]. В этих двух исследованиях в качестве борсодержащего фармпрепарата использовался борфенилаланин (ВРА). Первичные исследования в рамках Фазы 1 в обоих центрах были завершены в 1999 году. Однако, дополнительные исследования по облучению глиобластомы и метастазов меланомы в MIT продолжаются до сих пор с использованием улучшенного источника эпитепловых нейтронов с урановым конвертером на исследовательском реакторе Массачусетского технологического института [5].

Несколько ранее Фаза 1 клинического использования БНЗТ для лечения глиобластомы была начата в рамках Европейской программы на исследовательском реакторе в Пет-тене [6], Нидерланды, с использованием в качестве борсодержащего фармперпарата BSH. Клинический опыт с использованием BSH также был начат в Чехии. Кроме того, последние годы исследования проводятся в Финляндии с использованием улучшенного эпи-теплового нейтронного пучка исследовательского реактора, расположенного в Техническом Исследовательском центре Финляндии, г. Оттаниеми недалеко от Хельсинки [7], и борсодержащего фармпрепарата ВРА. Наконец, исследования проводились с использованием эпитеплового пучка нейтронов на установке, созданной фирмой Studsvik AB на принадлежащем ей исследовательском реакторе в г. Ничёпинг, Швеция [8].

Результаты проводимых в настоящее время исследований БНЗТ с использованием эпитепловых нейтронов в рамках Фазы 1-2 неоднозначны. Основываясь на ограниченных доступных данных, как положительный результат можно отметить, что эффективность терапии для первичных опухолей головного мозга, по меньшей мере, не ниже, чем у лучших существующих альтернативных методов. Кроме того, показано, что условия облучения для пациента, заложенные в современных протоколах лечения, таковы, что толерантный уровень для здоровой ткани не достигается. Однако не продемонстрировано значительного статистического улучшения поражения опухоли в сравнении с остальными методиками, хотя, по меньшей мере, описано два случая полного излечения опухоли после облучения [4].

Таким образом, как и в случаях с остальными современными методами лечения рака, первоначальные результаты, полученные в современных исследованиях БНЗТ, не являются абсолютно подтверждающими эффективность этой методики, но показывают ее значительную перспективность как концепции. Дальнейшие более глубокие исследования, направленные на демонстрацию преимуществ эпитепловой БНЗТ, и возможно, БНЗТ, совмещенной с терапией быстрыми нейтронами [10], должны быть предприняты в ближайшее время. Однако, по крайней мере, в США, инициация любых подобных исследований, кроме текущих исследований в MIT, в сильной степени зависит от появления новых улучшенных протоколов и технологий лечения. Эти улучшения могут касаться усовершенствования борсодержащего фармпрепарата, улучшения протокола введения препарата, особенно в части создания комбинаций носителей бора с взаимодополняющими механизмами поглощения их опухолью [11], улучшения методик измерения биохимических характеристик различных перспективных носителей бора, дальнейшего улучшения методов расчетной и экспериментальной дозиметрии процесса облучения пациента, а также завершения дополнительных предклинических исследований, направленных на разработку дальнейшего понимания фундаментальных основ биохимии и радиобиологии БНЗТ.

Кроме вышеперечисленных областей, в которых продолжаются исследования, разработка источников нейтронов на основе ускорителей частиц и сопутствующих технологий, являющаяся предметом данной диссертационной работы, должна будет играть важнейшую роль для разработки БНЗТ как клинической технологии. Существующее поколение современных реакторных источников эпитепловых нейтронов [12, 13] весьма эффективно служит в качестве основного источника нейтронов для всех проводящихся исследований и будет продолжать работать в обозримом будущем. Однако, по ряду причин считается, что дальнейшее клиническое развитие технологии БНЗТ, как и окончательный перенос технологии БНЗТ в клинику, потребует источников нейтронов на основе ускорителя, скорее чем источников на основе реакторов.

Актуальность темы создания нейтронного источника клинического размещения на базе ускорителя, как для дистанционной нейтронной терапии, так и БНЗТ, следует из необходимости проведения дальнейших поисковых работ с пучками быстрых нейтронов и более полного их использования в клинической практике онкологических центров, а также для развития методики нейтронозахватной терапии. Недорогой, компактный ускорительный источник нейтронов позволит широко применять перспективные методы нейтронной терапии во всех онкологических центрах.

Цель диссертационной работы: разработка и всестороннее изучение источника нейтронов на базе ускорителя, обладающего широкой перспективой дальнейшего клинического применения. Проведенные исследования могут быть в дальнейшем использованы при разработке и создании серийных установок для нейтронной терапии клинического базирования.

Личный вклад автора:

• Разработаны программы для расчета пространственно-энергетического распределения и выходов нейтронов из реакций Т(р,/7)3Не, 11л(р,п)1 Ве, 0(б/,и)3Не, Т(й?,п)4Не.

• Произведена оценка возможности использования источника нейтронов на основе реакции 71Л(/?,я)7Ве вблизи ее порога и предложен компактный формирователь пучка для проведения НЗТ с использованием данного источника.

• Проведены расчетные исследования наиболее оптимального материала для изготовления формирователя пучка эпитепловых нейтронов для НЗТ на основании расчетов методом Монте-Карло.

• Проведены расчеты распределений дозовых полей внутри фантомов с целью оптимизации конструкции блока замедления-формирования эпитепловых нейтронов.

• Автор принял активное участие в экспериментах по исследованию разработанного блока замедления-формирования пучка эпитепловых нейтронов на ускорителях отдела 34 ГНЦ РФ-ФЭИ.

• Проведены расчетные исследования формирователей пучков быстрых нейтронов для дистанционной нейтронной терапии.

• Предложена оригинальная концепция использования тонкого канала для проведения дистанционной терапии.

• Автор принял участие в экспериментальных исследованиях источника быстрых нейтронов на ускорителях ГНЦ РФ-ФЭИ и обработке полученных результатов.

• Измерено пространственное распределение дозы внутри водного фантома для источника нейтронов на основе реакции 7!Л{с1,п) 24Не.

Автор выражает благодарность коллективу, совместные усилия которого привели к созданию источников нейтронов для дистанционной и нейтронозахватной терапии, а именно: автор выражает глубокую благодарность и признательность доктору физико-математических наук, профессору Кононову Виктору Николаевичу за руководство, помощь и участие в выполнении работ;

Боховко Михаилу Владимировичу за его огромный вклад в подготовку и проведение экспериментов; автор благодарит коллектив ускорительного отдела ГНЦ РФ-ФЭИ за сотрудничество в проведении экспериментов и измерений; благодарит Соловьева Николая Алексеевича за помощь в проведении расчетов; автор благодарит Корякина Сергея Николаевича и Ульяненко Степана Евгеньевича за сотрудничество в проведении исследований с лабораторными животными и предоставленные результаты; автор выражает благодарность руководству отделения 1 - ИЯНФ, а именно Фурсову Борису Ивановичу и руководителю отдела №34 Глотову Александру Ивановичу, за помощь и участие в проведении работ.

Основные положения диссертации, выносимые на защиту:

1. Программное обеспечение для расчета параметров источников нейтронов на основе реакций Т(р,и)3Не, 11л(р,п)1 Ве, 0(с/,п)3Не, Т(^,«)4Не с целью использования в задачах математического моделирования.

2. Оптимизированные источники эпитепловых и быстрых нейтронов на основе ускорителя и двух компактных блоков формирования нейтронных пучков для проведения нейтронозахватной и быстрой (дистанционной) терапии

3. Результаты измерения потока, спектра и пространственного распределения нейтронов и поглощенной дозы в воздухе и внутри фантомов.

Практическая значимость использования источника нейтронов на основе ускорителя для лечения онкологических заболеваний выражается в расширении возможностей онкологов эффективно лечить раковые опухоли различных типов, в том числе радиорезистентных, терапия которых без применения нейтронов невозможна, что является важной социальной задачей. Сопоставление результатов клинических исследований для сочетан-ной терапии быстрыми нейтронами и гамма-лучами с результатами, полученными для чистой гамма-терапии, показывают терапевтический выигрыш от 10 до 70% в зависимости от вида опухоли. Развитие методов нейтронозахватной терапии даст возможность лечить опухоли головного мозга, что в настоящее время невозможно другими существующими методами.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. На основе уточненных данных разработано программное обеспечение для описания источника нейтронов на основе ядерных реакций Т(/?,л)3Не, 71л(/?,л)7Ве, D(c/,/?)3He, T(i/,w)4He, в дальнейшем используемое в программах расчета методом Монте-Карло. Результаты моделирования были верифицированы экспериментально.

2. Получены новые данные об угловом распределении и выходе нейтронов из ядерных реакций 7Li(fiU)24He, 9Be(d,/7)10B, 7П(р,и)7Ве, 12C(d,/7)13N.

3. Разработана уникальная установка для проведения различных видов нейтронной терапии на базе ускорителя КГ-2,5 ГНЦ РФ-ФЭИ.

4. Разработан высокоэффективный и компактный блок замедления-формирования пучка эпитепловых нейтронов для ускорительного источника нейтронов.

5. Измерен энергетический спектр эпитепловых нейтронов, формируемый блоком замедления-формирования

6. Методом времени пролета измерен спектр нейтронов из реакции 7Li(d,n) 24Не.

7. Разработан блок формирования пучка быстрых нейтронов для проведения дистанционной терапии.

Апробация работы. Основные результаты опубликованы в работах [41, 53, 54, 55, 56]. По материалам диссертации были сделаны доклады на международных конференциях:

1. NCT Osaka 2000 - 9 международный симпозиум по нейтронозахватной терапии,

2-6 октября 2000 года, Осака, Япония.

2. 10 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 8-13 сентября 2002,

Эссен, Германия.

3. Open systems-2004, 5-9 июля 2004, Новосибирск, Россия.

4. 11 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 11-15 октября 2004,

Бостон, США.

5. 12 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 9-13 октября 2006, Такаматсу, Япония.

6. 13 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 2-7 ноября 2008, Флоренция, Италия.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 30 печатных работ, в том числе пять - в рекомендованных ВАК рецензируемых научных журналах и изданиях, в которых должны быть опубликованы основные научные результаты диссертации на соискание ученой степени доктора и кандидата наук.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 57 наименований. Общий объем работы составляет 106 страниц, включая 60 рисунков и 11 таблиц.

Выводы к главе 4

Рассмотрены возможные реакции для генерации нейтронов для дистанционной терапии на ускорителе. Для реакций Х\{с1,п)24Не, 9Ве(с/,и)10В, 7и(р,«)7Ве, 12ОДл)13М проведены измерения выхода и пространственного распределения нейтронов при помощи малогабаритных ионизационных камер деления со слоями 235и и 238и. Наиболее перспективными признаны реакции 71л(с/,и)24Не для терапии быстрыми нейтронами и 71л(/?,я)7Ве для бу-стовой терапии (совмещение быстрой и нейтронозахватной терапии). Методом Монте-Карло проведены расчеты и предложена конфигурация коллиматора для организации терапевтического пучка нейтронов. Для проведения качественного моделирования был измерен спектр нейтронов из реакции 7Ы(с/,л)24Не методом времени пролета на ускорителе ГНЦ РФ-ФЭИ ЭГ-1. По результатам расчета предложена оригинальная концепция использования тонкого канала для формирования узкого пучка нейтронов для избирательного облучения опухоли аналогично «гамма-ножу». На основании проведенных расчетов изготовлен и смонтирован на ускорителе КГ-2,5 блок коллиматора для проведения дистанционной терапии. Проведено измерение дозовых полей, создаваемых источником в водном фантоме, при помощи ионизационных камер и активационным методом. На основании расчетов и измерений сделан вывод о перспективности использования пучка для лечения онкологических больных. Выполнена Государственная сертификация источника нейтронов с участием сотрудников ВНИИФТРИ. Проведена серия предклинических исследований на животных.

Заключение

• Разработана математическая модель описания источника нейтронов на основе реакций Т(р,п)3Не, 11л{р,п)1 Ве, Б(^,л)3Не, Т(й?,я)4Не. На основании модели написан ряд программ для расчета дифференциального выхода нейтронов из различных ядерных реакций, которые можно реализовать на ускорителе.

• Для ускорителя с предельной энергией 2,5-3 МэВ наибольший выход нейтронов может быть получен с использованием реакции 7Ы(р,я)7Ве и 9Ве(£/,л)10В. Реакция 1\л(р,п)1 Ве выбрана наиболее перспективной для создания пучков эпитепловых нейтронов, необходимых для проведения нейтронозахватной терапии.

• Для припорогового источника эпитепловых нейтронов предложен компактный формирователь из воды, с добавлением лития, для поглощения тепловых нейтронов.

• Предложен комбинированный блок замедления-формирования из фторида магния и политетрафторэтилена, произведена его оптимизация.

• Произведена экспериментальная верификация результатов расчетов.

• Для реакций \Щп)2лШ, 9Ве(й?,и)10В, 7У(р,/?)7Ве, 12ОДп)13Ы проведены измерения выхода и пространственного распределения нейтронов при помощи малогабаритных ионизационных камер деления со слоями и и и.

• Измерен спектр нейтронов из реакции 71л(£/,я)24Не методом времени пролета.

• Предложена оригинальная концепция использования тонкого канала для формирования узкого пучка нейтронов для избирательного облучения опухоли аналогично «гамма-ножу».

• Проведено измерение дозовых полей, создаваемых источником в водном фантоме, при помощи ионизационных камер и активационным методом.

• Проведена серия предклинических исследований на животных.

• Проведена государственная сертификация источника эпитепловых и быстрых нейтронов.