Реакция Gd(n,γ) как источник ионизирующего излучения для нейтрон-захватной терапии тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.16 ВАК РФ

На правах рукописи УДК 539.125.5

Клыков Сергей Александрович

РЕАКЦИЯ са(п,у) КАК ИСТОЧНИК ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ ДЛЯ НЕЙТРОН-ЗАХВАТНОЙ ТЕРАПИИ

Специальность 01.04.16. - Физика атомного ядра и элементарных частиц

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Обнинск - 2004

Диссертационная работа выполнена в Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики.

Научный руководитель:

доктор физико-математических наук, профессор Матусевич Евгений Сергеевич

Научный консультант:

доктор биологических наук Ульяненко Степан Евгеньевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук,

профессор Наркевич Борис Ярославович

доктор физико-математических наук, Трыков Лев Алексеевич

Ведущая организация: Объединенный институт ядерных исследований.

Защита состоится ^ Olrг^г¿J2004 г. в //_на заседании

диссертационного совета Д 212.176.01 в Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики по адресу: 249040, Калужская обл., г.Обнинск, Студгородок 1, зал заседаний ученого совета.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Обнинского государственного технического университета атомной энергетики.

Автореферат разослан й- ^ с^еЯ-^Л J 2004 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.176.01 д.ф.-м.н., профессор

В.Л. Шаблов

ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Развитие новых эффективных методов лечения онкологических больных является важной задачей. Одним из них является нейтрон-захватная терапия (НЗТ). Особенно актуально использование НЗТ для лечения опухолей головного мозга, для которых любая другая терапия практически неэффективна. Среди элементов, пригодных для реализации НЗТ, первое место занимает изотоп 10В.' Однако не во всех отношениях он оказывается оптимальным. Существуют сложности с его доставкой в опухоль и удержанием в злокачественных клетках, обеспечении высокого градиента его концентраций: опухоль - здоровая ткань. Вместе с тем, в последнее время у специалистов вызывает интерес изотоп 1570с1. Его сечение захвата тепловых нейтронов в 64 раза больше, чем у и он был успешно применен в онкологической диагностике в качестве контрастного вещества. В настоящее время проводятся многочисленные исследования, направленные на изучение возможности применения гадолиния в качестве нейтрон-захватного нуклида (НЗН).

Несмотря на такие достоинства гадолиния, как высокий градиент накопления вещества в опухоли по отношению к здоровой ткани, большое сечение поглощения тепловых нейтронов, высокая радиобиологическая эффективность его Оже-электронов при расположении НЗН в ядре клетки, его использование в НЗТ имеет ряд недостатков, главным из которых является воздействие гамма-излучения гадолиния на здоровые ткани, окружающие опухоль. Это излучение уносит большую часть энергии реакции (суммарная энергия, гамма-излучения нейтрон-захватной реакции на 1570(1 - 7,9 МэВ, средняя - 2,8 МэВ), но оно имеет очень большой пробег в биологической ткани, в результате чего происходит облучение здоровых клеток и формируется не достаточно высокая доза в опухоли. На электроны и рентгеновское излучение приходится малая часть энергии, выделяющейся в вс1(п, у) реакции, - порядка 70 кэВ. Однако они могут играть существенную роль в воздействии на злокачественные клетки. Их вклад в поглощенную дозу и величина относительной биологической эффективности (ОБЭ) зависят от размера опухоли и расположения гадолиния по отношению к ядрам клеток.

Актуальность работы

Анализ данных литературы показывает, что в работах по нейтрон-захватной терапии на гадолинии (GdH3T) существуют проблемы в определении поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии (НЗРГ) в ткани человека. Дозиметрическое обоснование и планирование НЗТ требуют точных сведений, об интегральной поглощенной энергии и оптимальных условиях воздействия на опухоль. Данные разных авторов по энерговыделению и распределению дозы являются неполными, а зачастую и противоречивыми, что обусловило необходимость исследований по спектрометрии и дозиметрии излучений, возникающих в результате захвата нейтронов гадолинием.

В ряде работ отмечается, что электроны Оже с малой энергией могут оказывать более сильное биологическое воздействие, чем можно ожидать, исходя из величины поглощенной дозы в ткани. Хотя высокая ОБЭ и большая локальная доза Оже-электронов гадолиния открывает новые перспективы для GdH3T, необходимо прежде более детально изучить вопросы формирования дозы от других видов излучения НЗРГ -гамма-кванты, конверсионные электроны, рентгеновское излучение. Неопределенность в этих вопросах, которая, как было отмечено выше, часто встречается в литературе, ставит под вопрос многие достижения в области использования Оже-электронов в GdH3T.

Объект исследования

Объектом исследования является реакция радиационного захвата нейтронов на гадолинии.

Предмет исследования

Предметом исследования является распределение в органическом материале поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии при равномерном распределении гадолиния в изучаемом объекте и от тонкого слоя гадолиния.

Цель работы - проведение ядерно-физических исследований параметров излучения, возникающего в результате нейтрон-захватной реакции на гадолинии, для оценки эффективности применения Gd в НЗТ.

Для достижения этой цели были поставлены и решены следующие задачи:

1. Экспериментально оценен спектр поглощения в органическом материале конверсионных электронов и измерена поглощенная в ткани энергия гамма-излучения от тонкого слоя Оё.

2. Определена поглощенная энергия в объеме детектора, моделирующего опухоль с равномерным распределением гадолиния, от излучения, возникающего в результате НЗРГ.

3. Рассчитаны распределения поглощенной энергии от нейтронов, электронов и гамма-излучения в фантоме с Оё при облучении пучком нейтронов.

4. Проведен анализ литературных ядерно-физических данных о нейтрон-захватной реакции на гадолинии.

5. Оптимизированы методы, пригодные для измерения энергии, выделяемой от НЗРГ в объемах, моделирующих опухоль.

6. Определены условия оптимального распределения поглощенной энергии в опухоли и нормальной ткани при предполагаемом применении Оё в НЗТ.

Методы исследования были основаны на разработках, сделанных в области спектрометрии (сцинтилляционный детектор), дозиметрии (химический дозиметр Фрикке, термолюминисцентный дозиметр) и расчетов (метод Монте-Карло).

Научная новизна работы

В работе впервые предложен и применен в исследованиях химический дозиметр Фрикке с равномерно распределенным гадолинием. Дозиметр позволяет измерять суммарную поглощенную энергию от гамма-излучения, конверсионных электронов, рентгеновского излучения НЗРГ.

Впервые экспериментально оценен спектр поглощения в ткани конверсионных электронов, испускаемых из тонкого слоя гадолиния.

Получены новые данные о вкладе НЗРГ в поглощенную энергию в тканеэквивалентном фантоме, различные для тонкого слоя Оё и его равномерного распределения в модели опухоли.

Практическая значимость работы

Предложенный метод прямого измерения поглощенной энергии дозиметром Фрикке позволяет оценивать дозу при различных конфигурациях и размерах опухолей в условиях, адекватных реальному облучению больных при GdH3T.

Оптимизированы критерии выбора локализации злокачественных новообразований, которые являются наиболее приемлемыми для GdH3T, с учетом размера пучка нейтронов, его спектра, глубины расположения опухоли в ткани, распределения гадолиния.

Полученное распределение поглощенной в ткани энергии от тонкого слоя гадолиния позволяет предсказывать дозу при предполагаемом использовании в НЗТ аппликаторов, капсул или игл из Gd.

Положения, выносимые на защиту:

♦ Результаты измерений спектра утечки конверсионных электронов из тонкого слоя гадолиния.

♦ Результаты измерений поглощенной энергии гамма-излучения от тонкого образца гадолиния.

Метод измерения поглощенной энергии от продуктов реакции при равномерно распределенном гадолинии в модели

опухоли.

♦ Оптимальные параметры концентрации гадолиния, плотности потока тепловых нейтронов и размера пучка для GdH3T.

Апробация работы

Результаты работы представлены на следующих научных конференциях:

Европейский ядерный конгресс ENS, ENC'98,' World Nuclear Congress, г. Ницца, Франция, 25-28 октября 1998 г.

10-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "От первой в мире АЭС к энергетике XXI века", г. Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г.

Молодежная конференция ЯОР "Будущее России и ядерные технологии", г. Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г.

Международный симпозиум Международного экологического университета «Актуальные проблемы дозиметрии», г. Минск, Беларусь, 27-29 октября 1999 г.

Международный молодежный ядерный конгресс IYNC 2000, г. Братислава, Словакия, 9-14 апреля 2000 г.

Конкурс научных работ по фундаментальным проблемам радиобиологии, МРНЦ РАМН, г. Обнинск, 24-25 мая 2001 г.

Международная научно-техническая конференция ЯОР «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», г. Димитровград, 25-28 июня 2001 г.

10-й Международный конгресс по нейтрон-захватной терапии "Research and Development in Neutron Capture Therapy", г. Эссен, Германия, 8-13 сентября 2002 г.

14-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "Научное обеспечение безопасного использования энергетических ядерных технологий", г. Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г.

Основные материалы диссертации изложены в 10 опубликованных работах.

Структура и объем диссертации

Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения и двух приложений. Диссертация изложена на 138 страницах текста (включая приложения), содержит 31 рисунок, 35 таблиц, список литературы из 174 наименований.

Благодарность

Выражаю глубокую благодарность В.А. Дулину (ГНЦ РФ ФЭИ), Ю.А. Кураченко (ОИАТЭ), С.П. Капчигашеву и В.И. Потетне (МРНЦ РАМН) за ценные советы и оказанную помощь в выполнении данной работы.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В главе 1 представлен обзор и анализ литературных данных, выделены наиболее достоверные с нашей точки зрения спектрометрические характеристики излучения, возникающего в НЗРГ. Эти данные были использованы в собственных исследованиях. Глава 2 посвящена рассмотрению методов измерений и расчетов, примененных в работе. Описываются подобранные и использованные в исследованиях методы, пригодные для регистрации излучений НЗРГ, а так же условия и геометрия проведения экспериментов и расчетов. Рассмотрены два случая расположения гадолиния — равномерно распределенный в модели опухоли (глава 3) и тонкий слой с большой концентрацией Оё (глава 4). В итоге для обоих случаев получены распределения в ткани дозы от разных видов излучения, возникающих при ОёН3Т.

Глава 1. Гадолиний в нейтрон-захватной терапии (обзор литературы)

В главе представлены основные условия проведения нейтрон-захватной терапии. Рассмотрены основные характеристики реакции радиационного захвата нейтронов на гадолинии. Выявлены расхождения и пробелы в имеющихся в литературе спектральных данных об излучениях, возникающих в результате захвата нейтронов на Оё.

Проведенный анализ литературы показал, что средняя энергия спектра гамма-излучения 158Оё, возникающего в результате НЗРГ, равна 2 760 кэВ, выход - 2,86 гамма-квантов на захват. Средняя энергия конверсионных электронов Оё была определена равной 68,6 кэВ, их выход: 0,66 электрона на захват. Данные об Оже-электронах 158Оё противоречивы: их выход определен равным 4,1-9,7 электрон/захват, а суммарная энергия Оже-электронов - 3,9-4,8 кэВ/захват. Информация о рентгеновском излучении 158Оё различается еще сильнее. Величина его суммарной энергии у разных исследователей расходится почти в 4 раза: 10,7-38,4 кэВ/захват. Выход рентгеновского излучения различается в 2,5 раза: 0,33-0,84 квантов/захват.

Из анализа литературных данных также следует, что средняя энергия конверсионных электронов изотопа 156Gd равна 67,6 кэВ. Характер излучения, возникающего в результате нейтрон-захватной реакции на этом изотопе, такой же, как и у 158Gd. Другие спектральные сведения об излучениях этого изотопа, возникающих в результате нейтрон-захватной реакции, в литературе найдены не были. Несмотря на большое сечение захвата тепловых нейтронов 157Gd (255 000 барн), изотоп 155Gd (его сечение равно 61 000 барн) вносит около 20% в дозу, создаваемую гадолинием с естественным изотопным составом при захвате нейтронов.

Глава 2. Методы физико-дозиметрических исследований

Источники ионизирующего излучения. В работе использовано три источника нейтронов: тепловая колонна установки БФС-2, пучок тепловых нейтронов Т-4 реактора БР-10, пучок быстрых нейтронов Б-3 реактора БР-10 со средней энергией 0,85 МэВ, а так же две гамма-установки с источником 60Со Gamma-ceП-220 и Луч-1.

Методы измерений и расчета. Для изучения спектра утечки конверсионных электронов из тонкого слоя гадолиния была сконструирована специальная установка со стильбеновым сцинтилляционным детектором толщиной 1 мм. Органический сцинтиллятор моделировал биологическую ткань. Для получения минимальных шумов и наводок была разработана специальная схема, что позволило снизить шум установки и регистрировать электроны низких энергий (от 10-15 кэВ).

Для измерения поглощенной дозы от гамма-излучения тонкого слоя гадолиния использовали ТЛД-500К, изготовленные на основе монокристаллов оксида алюминия, с размерами: диаметр - 5 мм, высота —0,94 мм.

С помощью дозиметра Фрикке с хлоридом гадолиния была оценена поглощенная энергия от нейтрон-захватной реакции на гадолинии в модели с равномерно распределенным Gd. Предварительно исследовали линейность зависимости показаний от дозы на двух разных дозиметрических растворах: стандартного дозиметра Фрикке и модифицированного (FBX). В качестве добавок применяли два соединения: нитрат гадолиния (Gd(NO3)3*6H2O) и хлорид гадолиния (GdQ3-6H2O). Облучение проводили на установке Луч-1 и Gamma-ceП-220.

Среди химических дозиметров стандартный раствор дозиметра Фрикке с хлоридом гадолиния оказался наиболее пригодным для проведения экспериментальных исследований в области GdH3T. Раствор дозиметра Фрикке с нитратом гадолиния также может быть использован, но он менее предпочтителен. Это обусловлено тем, что хотя при добавлении в раствор дозиметра нитрата гадолиния сохраняется линейность «доза - показания», наблюдается существенное увеличение фона. Раствор дозиметра FBX оказался непригодным для использования после добавления хлорида и нитрата гадолиния.

Для обработки полученных экспериментальных данных, уточнения условий облучения и восстановления спектра конверсионных электронов гадолиния была использована программы MCNP 4B.

Для равномерного распределения Gd в опухоли было проведено математическое моделирование GdH3T в фантоме 16x16x16 см3 состоящем из воды. В кубе моделировался детектор в форме цилиндра (1=16 см, R=0,564 см), разделенного на 16 элементов объемом 1 см3 каждый (с центральной осью, совпадающей с осью падающего на фантом нейтронного пучка). Опухоль имитировалась тремя из них, расположенными на глубине 3- 6см (рис.1). Для расчета распределения дозы, создаваемой НЗРГ в тонком образце Gd, была использована та же модель, но с более тонкими элементами; моделирующими детекторы и слой гадолиния.

Глава 3. Определение поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии. Модели опухоли с равномерным распределением Gd

В результате измерений и обработки экспериментальных данных получена суммарная поглощенная энергия в дозиметре объемом 1,5 см3 (с равномерно распределенным Gd) от нейтрон-захватной реакции на гадолинии равной 85±9 кэВ на захват одного нейтрона. Эта энергия обусловлена у-излучением, конверсионными электронами и рентгеновским излучением - компонентами излучения, возникающего при нейтрон-захватной реакции на гадолинии. С помощью литературных данных и расчетов оценены вклады разных видов излучения НЗРГ.

Табл. 1. Энергия разного типа излучения от НЗРГ, поглощенная в дозиметре объемом 1,5 см3

Вид излучения Суммарная Конверсионные Рентген. 7-

электроны излучение излучение

Ej, кэВ/захват 85±9 45±1 2±0,4 38±10

Е,-, % 100 53 2 45

Стабильность var const var var

Из табл. 1 видно как соотносятся вклады в дозу от различных излучений НЗРГ. В пределах погрешности, вклад гамма-излучения практически равен вкладу конверсионных электронов. Чувствительность дозиметра в области энергий электронов в несколько кэВ уменьшается и оценки показали, что вкладом Оже-электронов в показания дозиметра можно пренебречь. Строка «Стабильность» указывает на то, зависит (var) или не зависит (const) парциальный вклад в дозу от размеров дозиметра и, соответственно, опухоли. Поскольку пробег рентгеновских квантов Gd в ткани около 7 см, а средний пробег его гамма-квантов - 25 см, вклад обоих в поглощенную дозу будет увеличиваться с увеличением размеров опухоли. Для злокачественного новообразования размером 1,5 см3 только 0,5% полной энергии у-излучения НЗРГ поглощается в нем.

X ш

§ О

= "я

р I

10 X ис

о ш

Ь о

2 5

¡2 & С >5

0 о>

1 х н

о с; с

О 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 Глубина, см

Рис. 2. Распределение плотности потока тепловых нейтронов по глубине фантома вдоль центральной оси пучка. Размеры пучков: 5 см х 5 см (1), 7 см х 7 см (2), 10 см х 10 см (3)

На рис. 2 представлено распределение плотности потока тепловых нейтронов вдоль оси пучка нейтронов Б-3 размерами: 5x5 см2, 7x7 см2, 10x10 см2 после полиэтиленового фильтра с бором толщиной 1 см. Этот пучок нейтронов выходит из отражателя быстрого реактора, поэтому доля нейтронов малых энергий в нем мала. Фильтр с бором эффективно поглощает тепловые нейтроны, что дополнительно снижает их число. В случае использования пучка быстрых нейтронов вклад тепловых нейтронов в суммарную дозу мал - несколько процентов, но их плотность потока на глубине 3-6 см для пучка 10x10 см2 за счет замедления быстрых и промежуточных нейтронов достигает 1,3x10" н/см2-с, при плотности потока падающего пучка нейтронов -1,4x10" н/см2-с, что достаточно для создания весомого вклада в дозу за счет НЗРГ.

Результаты вычислений распределения поглощенной дозы по глубине фантома при равномерном расположении 1000 ррт (ррт = мкг/г) гадолиния в модель опухоли, расположенной на глубине фантома 2-5 см, представлены на рис. 3. Моделировалось облучение пучком нейтронов Б-3, имеющим размеры 10x10 см2. 12

Рис. 3. Распределение мощности поглощенной дозы по глубине фантома с моделью опухоли, содержащей 1000ррт Сс1. Гамма-излучение без Сл/ обусловлено взаимодействием нейтронов с водородом

Как видно из рис. 3, доза от гамма-излучения гадолиния существенна в окружающих опухоль тканях, тогда как доза от электронов гадолиния поглощается локально и вносит около 50% в поглощенную дозу от нейтрон-захватной реакции на гадолинии. В результате, суммарная поглощенная доза в модели опухоли на 20% больше, чем без гадолиния, и превышает дозу в первых сантиметрах фантома.

На рис. 4 показаны результаты расчета глубинных распределений дозы в фантоме при расположении гадолиния не только в модели опухоли, но и во всем фантоме. Концентрация гадолиния в опухоли в расчетах была 1000 ррm, в фантоме - 100 ррm. Модель опухоли располагалась на расстоянии 3 см от поверхности фантома и была длиной 3 см (рис. 1).

Менее эффективное облучение модели опухоли при равномерном расположении гадолиния не только в опухоль, но и в окружающей ткани, чем при наличии Gd только в модели злокачественного новообразования (рис. 3), объясняется более сильным поглощением тепловых нейтронов в фантоме вокруг опухоли. В связи с этим доза в модели опухоли уменьшилась. Доза, обусловленная конверсионными и Оже электронами, напрямую определяется плотностью потока тепловых нейтронов и содержанием гадолиния в данном месте фантома. Увеличение поглощенной дозы в опухоли за счет нейтрон-захватной реакции на гадолинии ~10%, тогда как в расположенных рядом окружающих здоровых тканях ~3%, в основном, за счет гамма-излучения гадолиния. Таким образом, поглощенная доза в модели опухоли слабо увеличивается за счет НЗРГ при ненулевой концентрации гадолиния в окружающих тканях.

Рис. 5.А демонстрирует поглощение тепловых нейтронов на гадолинии при его расположении только в модели опухоли с концентрацией 1000 ррm. Как показано на рисунке, плотность потока тепловых нейтронов в опухоли ослабляется приблизительно на 25%.

На рис. 5.Б видно, что в присутствии гадолиния в фантоме тепловые нейтроны сильнее поглощаются и их плотность потока в опухоли уменьшается приблизительно на 40%. Это почти в два раза больше, чем при расположении гадолиния только в модели опухоли (рис. 5.А). Особенно сильное ослабление плотности потока тепловых нейтронов происходит за счет поглощения на гадолинии, расположенного рядом с опухолью. Из-за этого уменьшается плотность потока тепловых нейтронов в опухоли. Этому эффекту можно дать название - самоэкранировка гадолиния. Такой проблемы не существует для НЗТ с бором, так как: 1) сечение захвата тепловых нейтронов на 10В значительно меньше, чем сечение 157Оё; 2) концентрации бора в опухоли достигаются значительно меньшие, чем гадолиния; 3) энергия, выделяемая в реакции захвата нейтронов на 10В (2,3 МэВ), практически полностью поглощается в месте расположения элемента, тогда как при НЗТ с Оё только 1-2%; 4) ОБЭ излучения, возникающего при БНЗТ в 2-3 раза выше, чем ОБЭ излучения НЗРГ.

Эффект самоэкранировки особенно сильно проявляется при больших концентрациях гадолиния в злокачественном новообразовании — более 1000 ррт. Облучение опухоли получается неравномерным и менее эффективным. Действие самоэкранировки зависит от размера опухоли. Чем больше опухоль, тем больше этот эффект. Самоэкранировка делает нерациональным использование для НЗТ гадолиния, обогащенного по изотопу 157Оё.

Полученные результаты в основном относятся к пучку быстрых нейтронов. На специально сформированном пучке эпитепловых нейтронов соотношение между дозой от НЗРГ и дозой от других составляющих может быть иным - в пользу гадолиния.

Глава 4. Экспериментальное и расчетное определение поглощенной энергии реакции С(1(п, у) от тонкого слоя гадолиния

На рис. 6 представлен спектр поглощенных в органическом сцинтилляторе конверсионных электронов, рожденных в слое нитрата гадолиния толщиной 1 мг/см2. На рисунке указаны усредненные по энергетическим интервалам значения интенсивности в зависимости от энергии зарегистрированных электронов.

0,14 -,

ш

5 0,06 -

z

"О

о

<в

I 0,08 -ь

0,04 -

0,02 -

0,12 -

0,1

" 0 -I-1-1-1-1-1-1-.-1-1-I I -г-3

0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 Энергия электронов, кэВ

Рис. 6. Усредненная по энергетическим интервалам интенсивность конверсионных электронов гадолиния, поглощенных в органическом сцинтилляторе, от слоя нитрата гадолиния толщиной 1 мг/см2 в

Максимум спектра наблюдался в районе 70 кэВ. В области более 120 кэВ интенсивность электронов на порядок меньше интенсивности низкоэнергетичных электронов и для данного метода, учитывая его погрешность, практически совпадает с фоном. Из-за низкого разрешения метода (30%) в области 30 кэВ и рассеяния в кристалле сцинтиллятора спектральные линии размыты.

Количество зарегистрированных электронов на один захваченный нейтрон для энергетического диапазона от 20 до 250 кэВ оказалось равно (5,0±0,3)х10-2 электрон/захват, средняя энергия: 70±1 кэВ. Полная поглощенная энергия конверсионных электронов Gd была определена равной 4 кэВ на захват. Только 9% энергии, приходящейся на конверсионные электроны гадолиния, выходит из слоя нитрата гадолиния толщиной 1 мг/см2 и поглощается в рядом расположенной ткани (в телесном угле 2л). Остальная энергия конверсионных электронов гадолиния поглощается в самом образце с Gd или рассеивается в обратном направлении.

зависимости от их энергии

Вклад электронов, не оставивших всех своей энергии в детекторе, в область спектра ниже 40 кэВ значителен. Отношение числа электронов, вышедших из слоя в сторону детектора и зарегистрированной им к числу конверсионных электронов, возникших в реакции вс!(п, у), равно 1/13.

Измеренная ТЛД мощность дозы у-излучения от тонкого слоя нитрата гадолиния толщиной 1 мг/см2 при плотности потока тепловых нейтронов в образце 1,8-108н/см2с была определена равной 0,45±0,12сГр/мин.

На рис. 7 представлено распределение мощности поглощенной дозы в зависимости от расстояния в тканеэквивалентном материале от гамма-излучения и конверсионных электронов, возникающих в слое нитрата гадолиния толщиной 1 мг/см2 при плотности потока тепловых нейтронов в образце 1,8-108н/см2с. Расчетные распределения дозы от разных видов излучения НЗРГ по глубине фантома от тонкого слоя гадолиния были нормированы на экспериментальные значения.

Как видно на рис. 7, на расстоянии более 0,1 мм мощность дозы электронов гадолиния значительно меньше мощности дозы гамма-излучения гадолиния, хотя вплотную к аппликатору с гадолинием она приблизительно в 4 раза больше дозы гамма-излучения. (~2 сГр/мин). Таким образом, только на расстояниях меньше 100 мкм от тонкого слоя гадолиния конверсионные электроны вносят существенный вклад в поглощенную в ткани дозу от НЗРГ. Вклад рентгеновского излучения Gd в поглощенную дозу на расстояниях 1-2 мм от слоя в десятки раз меньше дозы гамма-излучения Gd.

Применение аппликаторов, капсул или игл из гадолиния в НЗТ приводит к тому, что относительный вклад конверсионных и Оже электронов гадолиния в формирование поглощенной дозы в окружающих злокачественное новообразование нормальных тканях уменьшается по сравнению с равномерным распределением гадолиния в опухоли. Доза от гамма-излучения гадолиния в этом случае на расстоянии приблизительно 50 мкм совпадает с дозой от конверсионных электронов Gd и далее существенно превосходит ее и медленно спадает с расстоянием от аппликатора (рис. 7). Таким образом, при использовании аппликаторов или игл из гадолиния в НЗТ можно рассматривать только дозу от гамма-излучения Gd. Все остальное излучение НЗРГ при этом не вносит существенного вклада в поглощенную дозу в расположенной рядом ткани.

выводы

1. Предложена новая методика непосредственного измерения поглощенной дозы, создаваемой реакцией нейтронного захвата на гадолинии, на основе химического дозиметра Фрикке с гадолинием при моделировании нейтрон-захватной терапии опухолей. Стандартный раствор дозиметра Фрикке с добавлением хлорида гадолиния оказался наиболее пригодным для экспериментальных исследований.

2. Получены новые данные о спектре поглощения в тканеэквивалентном материале конверсионных электронов от тонкого слоя Gd с энергией от 20 до 300 кэВ при облучении его тепловыми нейтронами. Суммарная поглощенная энергия конверсионных электронов от слоя нитрата гадолиния толщиной 1 мг/см2 была найдена равной 4 кэВ на захват - 9% от их полной энергии, выделяющейся в реакции, при интенсивности 0,05 электрона/захват.

3. С помощью дозиметра Фрикке определена поглощенная энергия от нейтрон-захватной реакции на гадолинии (модель опухоли размером 1,5 см3 с равномерно распределенным в ней Gd), оказавшейся равной 85 кэВ на захваченный нейтрон. Литературные данные и проведенные расчеты позволили оценить вклад в дозу отдельных компонент излучения нейтрон-захватной реакции на гадолинии: гамма-излучение - 45%, конверсионные электроны - 53%, рентгеновское излучение - 2%

4. В результате экспериментальных и расчетных исследований показано, что поглощенная в тканеэквивалентном материале доза, обусловленная нейтрон-захватной реакцией в расположенном рядом тонком слое гадолиния, формируется почти исключительно за счет гамма-излучения Gd. Установлено, что доза конверсионных электронов гадолиния на расстоянии от образца более 100 мкм в 10 и более раз меньше дозы гамма-излучения, тогда как вплотную к образцу она приблизительно в 4 раза превосходит дозу гамма-излучения Gd. Применение аппликаторов или игл из Gd в нейтрон-захватной терапии менее эффективно по сравнению с равномерным распределением гадолиния в опухоли, где конверсионные электроны гадолиния создают около 50% поглощенной дозы от нейтрон-захватной реакции.

5. Моделирование распределения поглощенной дозы по глубине фантома показало, что захватная реакция на гадолинии замедлившихся нейтронов при равномерном расположении Оё в злокачественном новообразовании обеспечивает увеличение дозы в опухоли при терапии на пучке быстрых нейтронов приблизительно на 20%. Однако градиент дозы в опухоли и окружающей здоровой ткани не является оптимальным, а невысокое содержание гадолиния в окружающей опухоль ткани 1/10 приводит к снижению терапевтического выигрыша приблизительно в 3 раза.

СПИСОК РАБОТ, ОБПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. А.А. Цибуля, С.А. Клыков. Применение программы MCNP к расчету нейтронных и гамма-полей в водном фантоме. VI-ая Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка, кадров», г.Обнинск, 2-6 октября 1995 г.: Тезисы докладов. Обнинск, ИАТЭ. -1995, с. 190.

2. S.A. Klykov, E.S. Matusevitch, Y. A. Kurachenko, A.A. Tsyboulia, S.E. Oulianenko, Y.Y. Ostroukhov. Gadolinium Neutron Capture Therapy at Fast Reactor. World Nuclear Congress ENC'98, Nice, France, 25-28 October 1998: Transactions. Nice, ENS. -1998, Vol. Ill, Poster Papers, pp.* 706-709;

3. СП. Капчигашев, Д.Д. Тикунов, А.И. Иванников, В.И. Потетня, С.А. Клыков, В.Г. Скворцов, В.Ф. Степаненко. Радиационный выход парамагнитных центров в эмали зубов под действием быстрых нейтронов //Известия вузов. Ядерная энергетика. -1998, №6, с. 15-22.

4. СП. Капчигашев, С.А. Клыков, Ю.А. Кураченко, Е.С Матусевич, В.И. Потетня, СЕ. Ульяненко. Применение химических дозиметров для определения поглощенной дозы от нейтрон захватной реакции на гадолинии: 10-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "От первой в мире АЭС к энергетике XXI века", г. Обнинск, 28 июня -2 июля 1999 г.: Сборник тезисов докладов и сообщений. Обнинск, ФЭИ. -1999,с.237-238.

5. С.А. Клыков, Е.С. Матусевич, СЕ. Ульяненко, СП. Капчигашев, В.И. Потетня, В.А. Дулин. Гадолиниевая нейтрон-захватная терапия: методы измерения излучаемой и поглощаемой энергии. Молодежная конференция ЯОР "Будущее России и ядерные технологии", г. Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г.: Сборник тезисов докладов и сообщений. Обнинск, ФЭИ. -1999, с. 56-57.

6. СА. Клыков, Е.С Матусевич, СЕ. Ульяненко. Нейтрон-захватная терапия с гадолинием и эффект самоэкранировки. Международный симпозиум "Актуальные проблемы дозиметрии", г. Минск, Белоруссия, 27 - 29 октября 1999 г.: Материалы. Минск, Международный экологический университет. -1999, с. 49-50.

7. S. Klykov, S. Kapchigashev, Yu. Kurachenko, E. Matusevich, V. Potetnya, S. Uljanenko. Experimental Determination of Energy Released in Neutron Capture by Gadolinium. International Youth Nuclear Congress, Bratislava, Slovakia, 9-14 April 2000: Proceedings, CD-ROM. Bratislava, IYNC - 2000, Nuclear Technology I, #10.

8. С.А. Клыков, СП. Капчигашев, В.И. Потетня, СЕ. Ульяненко, Е.С Матусевич, Ю.А. Кураченко. Экспериментальное определение энерговыделения при захвате нейтронов гадолинием //Атомная энергия. - 2001, т. 91, вып. 6, с. 480-483.

9. S. Uljanenko, S. Klykov, E. Matusevich, V. Dulin, Yu. Kurachenko. Gadolinium-157 Neutron Capture Conversion Electron Spectrum Experimental Investigations. 10th International Congress on Neutron Capture Therapy, Essen, Germany, 8-13 September 2002: Proceedings. Essen, ISNCT.-2002, pp. 389-393.

10. С.А. Клыков, С.Е. Ульяненко, Е.С Матусевич. Использование гадолиния в нейтрон-захватной терапии злокачественных новообразований. 14-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "Научное обеспечение безопасного использования энергетических ядерных технологий", г. Удомля, 30 июня -4 июля 2003 г.: Сборник докладов. Москва, ЯОР. - 2003, с. 456-457.

Заказ № 196 от 17.02.2004 г. Тираж 100 экз. 249037 Калужская обл., г. Обнинск, ул. Курчатова, 16А Типография ЗАО «БИСТ»

¿<- 4237

Список используемых сокращений.

Введение.

Глава 1. Гадолиний в нейтрон-захватной терапии (обзор литературы).

1.1 Нейтрон-захватная терапия: возможности и перспективы. Элементы с высоким сечением захвата тепловых нейтронов для нейтрон-захватной терапии.

1.2 Характеристики реакции радиационного захвата нейтронов на гадолинии.

1.3 Анализ спектральных характеристик излучений, возникающих в результате нейтронного захвата на 157С<1.

1.3.1 Гамма-излучение.

1.3.2 Электроны внутренней конверсии.

1.3.3 Оже-электроны.

1.3.4 Рентгеновское излучение.

1.3.5 Ядро отдачи.

1.4 Спектральные характеристики излучений, возникающих в результате нейтронного захвата на 155в<1.

1.5 Методические подходы к дозиметрии и спектрометрии нейтрон-захватной реакции на гадолинии.

Нейтрон-захватная терапия (НЗТ) и дистанционная нейтронная терапия (ДНТ) являются эффективными методами лечения онкологических заболеваний [1-3]. Дистанционная нейтронная терапия считается высоко эффективным методом, пригодным для лечения опухолей, расположенных близко к поверхности: слюнной железы, околоносовых пазух, мягкотканной саркомы, аденокарциномы предстательной железы, а также неоперабельных больных, рецидивных опухолей. В то же время, некоторые злокачественные новообразования не поддаются эффективному лечению нейтронами.

Нейтрон-захватная терапия злокачественных новообразований является перспективным развивающимся направлением и привлекает все большее внимание разных специалистов. Особенно она актуальна для лечения опухолей головного мозга, для которых любая другая терапия практически неэффективна. Среди элементов пригодных для реализации НЗТ первое место занимает изотоп Однако не всегда его применение оказывается эффективным. Существуют сложности с доставкой в опухоль и удержанием достаточного количества бора. Вместе с тем, в последнее десятилетие усилия ученых были направлены на поиск и практическое применение других элементов с большим сечением захвата тепловых нейтронов. В этом плане исследуется изотоп 157Gd. Его сечение захвата тепловых нейтронов в 64 раза больше, чем у 10В и он был успешно применен в диагностике в качестве контрастного вещества. В настоящее время проводятся многочисленные исследования, направленные на изучение возможности применения гадолиния в качестве нейтрон-захватного нуклида (НЗН).

Впервые гадолиний в качестве элемента для НЗТ был предложен в 1936 году в статье Locher [4], рассматриваемой как первая публикация о НЗТ. Первоначально из-за большого сечения поглощения тепловых нейтронов, большой энергии реакции и, самое главное, малой длины пробега возникающих в реакции частиц, 10В был выделен как наилучший элемент для НЗТ. Все исследования были главным образом направлены на использование этого изотопа [2, 5-17]. Однако, ученые столкнулись со сложностью его накопления и определения концентрации в опухоли. В 1984 году Gd-DTPA, а позже и другие соединения с гадолинием, способные с большим градиентом накапливаться в опухоли, были предложены в качестве контрастного вещества для ЯМР диагностики [18]. В то же время были получены первые положительные результаты применения бор-нейтрон-захватной терапии (БНЗТ) в Японии [2, 9, 19]. Все это, в совокупности с новыми знаниями о ядерных характеристиках гадолиния, возобновило интерес к гадолинию как возможному изотопу для НЗТ.

Первоначально во многих работах рассматривалось только распределение дозы от гамма-излучения, возникающего в результате Gd(n, у) реакции [20-25]. Однако Martin et al. [26, 27] и Laster et al. [28] отметили, что в их экспериментах с клетками эффект от нейтрон-захватной реакции на гадолинии (НЗРГ) был выше, чем ожидался только за счет гамма-излучения гадолиния. В работах [26, 27] был сделан вывод, что это вызвано электронами Оже, авторы [28] объяснили этот эффект действием электронов внутренней конверсии и Оже гадолиния. Однако, для точного объяснения этого явления необходимы данные о распределении доз от всех излучений, возникающих в реакции на гадолинии.

Несмотря на такие достоинства гадолиния, как высокий градиент отношения накопления вещества в опухоли по отношению к здоровой ткани, большое сечение поглощения тепловых нейтронов гадолинием, возможность использования высокоэффективных Оже-электронов гадолиния для разрушения опухолевых клеток, имеется ряд проблем. Самый главный вопрос заключается в воздействии гамма-излучения гадолиния на здоровые ткани, окружающие опухоль. Это излучение уносит большую энергию (суммарная энергия гамма-излучения реакции на ,57Gd - 7,9 МэВ, средняя - 2,8 МэВ), но оно имеет очень большой пробег в биологической ткани, что является причиной облучение здоровых клеток и недостаточно высокой дозы в опухоли. На электроны и рентгеновское излучение приходится малая часть энергии, выделяющейся в Gd(n, у) реакции - порядка 70 кэВ. Однако они могут играть существенную роль в воздействии на опухоль в зависимости от размера опухоли и расположения гадолиния по отношению к ядру клеток.

Актуальность работы

Анализ данных литературы показывает, что в работах по нейтрон-захватной терапии на гадолинии (СёНЗТ) существуют проблемы в определении поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии в ткани человека. Дозиметрическое обоснование и планирование НЗТ требуют точных сведений об интегральной поглощенной энергии и оптимальных условиях воздействия на опухоль. Данные разных авторов по энерговыделению и распределению дозы являются неполными, а зачастую и противоречивыми, что обусловило необходимость исследований по спектрометрии и дозиметрии излучений, возникающих в результате захвата нейтронов гадолинием.

В ряде работ отмечается, что электроны Оже с малой энергией могут иметь более сильное биологическое действие, чем ожидается, исходя из величины поглощенной дозы в ткани. Хотя высокая ОБЭ и большая локальная доза Оже-элекгронов гадолиния открывает новые перспективы для СёНЗТ, необходимо прежде более досконально изучить вопросы формирования дозы от других видов излучения НЗРГ - гамма-кванты, конверсионные электроны, рентгеновское излучение. Неопределенность в этих вопросах, которая, как было отмечено выше, часто встречается в литературе, ставит под вопрос многие достижения в области использования Оже-электронов в СёНЗТ. Объект исследования

Объектом исследования является реакция радиационного захвата нейтронов на гадолинии. Предмет исследования

Предметом исследования является распределение в органическом материале поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии при равномерном распределении гадолиния в изучаемом объекте и от тонкого слоя гадолиния.

Цель работы - проведение ядерно-физических исследований параметров излучения, возникающего в результате НЗРГ, для оценки эффективности применения Сё в НЗТ.

Для достижения этой цели были поставлены и решены следующие задачи:

1. Экспериментально оценен спектр поглощения в органическом материале конверсионных электронов и измерена поглощенная в ткани энергия гамма-излучения от тонкого слоя С&

2. Определена поглощенная энергия в объеме детектора, моделирующего опухоль с равномерным распределением гадолиния, от излучения, возникающего в результате НЗРГ.

3. Рассчитаны распределения поглощенной энергии от нейтронов, электронов и гамма-излучения в фантоме с С<1 при облучении пучком нейтронов.

4. Проведен анализ доступных литературных ядерно-физических данных о нейтрон-захватной реакции на гадолинии.

5. Оптимизированы методы, пригодные для измерения энергии, выделяемой от НЗРГ в объемах, моделирующих опухоль.

6. Определены условия оптимального формирования поглощенной энергии в опухоли и нормальной ткани при предполагаемом применении С<1 в НЗТ.

Методы исследования основаны на последних достижениях в области спектрометрии (сцинтилляционный детектор) и дозиметрии (химический дозиметр Фрикке), а также в расчетах (метод Монте-Карло). Научная новизна работы

В работе впервые предложен и применен в исследованиях химический дозиметр Фрикке с равномерно распределенным гадолинием. Дозиметр позволяет измерять суммарную поглощенную энергию от гамма-излучения, конверсионных электронов, электронов Оже, рентгеновского излучения НЗРГ.

С помощью стильбенового сцинтилляционного детектора впервые оценен спектр поглощения в ткани конверсионных электронов, испускаемых из тонкого слоя гадолиния.

Получены новые данные о вкладе НЗРГ в поглощенную энергию в тканеэквивалентном фантоме, различные для тонкого слоя С<1 и его равномерного распределения в модели опухоли.

Практическая значимость работы

Предложенный метод прямого измерения поглощенной энергии дозиметром Фрикке позволяет оценивать дозу при различных конфигурациях и размерах опухолей в условиях адекватных реальному облучению больных.

С учетом размера пучка нейтронов, его спектра, глубины расположения опухоли в ткани, распределения гадолиния оптимизированы критерии выбора локализации злокачественных новообразований, которые являются наиболее приемлемые для GdH3T.

Полученное распределение поглощенной в ткани энергии от тонкого слоя гадолиния позволяет предсказывать дозу при предполагаемом использовании в НЗТ аппликаторов, капсул или игл из Gd.

Положения, выносимые на защиту:

• Результаты измерения спектра утечки конверсионных электронов из тонкого слоя гадолиния, поглощенных в органическом материале.

• Результаты измерения поглощенной энергии гамма-излучения от тонкого образца гадолиния.

• Метод измерения поглощенной энергии от продуктов реакции Gd(n, у) при равномерно распределенном гадолинии в модели опухоли.

• Оптимальные параметры концентрации гадолиния, плотности потока тепловых нейтронов и размера пучка для GdH3T.

Апробация работы

Результаты работы представлены на следующих научных конференциях:

- Европейский Ядерный Конгресс ENS, ENC'98, World Nuclear Congress, г. Ницца, Франция, 25-28 октября 1998 г.

- Молодежная конференция ЯОР "Будущее России и Ядерные Технологии", г. Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г.

- 10-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "От Первой в Мире АЭС к Энергетики XXI Века", г. Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г.

- Международный симпозиум Международного экологического университета «Актуальные проблемы дозиметрии», г. Минск, Беларусь, 27-29 октября 1999 г.

- Международный молодежный ядерный конгресс IYNC 2000, г. Братислава, Словакия, 9-14 апреля 2000 г.

- Конкурс научных работ по фундаментальным проблемам радиобиологии, МРНЦ РАМН, г. Обнинск, 24-25 мая 2001 г.

- Международная научно-техническая конференция ЯОР «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», г. Димитровград, 25-28 июня 2001 г.

- 10-й Международный конгресс по нейтрон-захватной терапии "Research and Development in Neutron Capture Therapy", г. Эссен, Германия, 8-13 сентября 2002 г.

- 14-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "Научное обеспечение безопасного использования энергетических ядерных технологий", г. Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г.

Основные материалы диссертации изложены в 10 опубликованных работах.

Содержание работы

В главе 1 представлен обзор и анализ литературных данных, выделены наиболее достоверные с нашей точки зрения спектрометрические характеристики излучения, возникающего в НЗРГ. Эти данные были использованы в собственных исследованиях.

Глава 2 посвящена рассмотрению методов измерений и расчетов, примененных в работе. Описываются подобранные и использованные в исследованиях методы, пригодные для измерений излучений НЗРГ. Приводятся условия и геометрия проведения экспериментов и расчетов. Для проведения экспериментальной части работы были отработаны методики измерения и расчета, пригодные для измерения и моделирования распределения дозы от нейтрон-захватной реакции на гадолинии [164, 168, 169, 174].

В главах 3 и 4 приводятся результаты собственных исследований. Рассмотрены два случая расположения гадолиния - равномерно распределенный в модели опухоли и тонкий слой с большой концентрацией вё. В итоге для обоих случаев получены распределения в ткани дозы от разных видов излучения, возникающих при вёНЗТ. В рамках этого был измерен спектр поглощения в органическом материале конверсионных электронов от тонкого слоя вё и доза в ткани от его гамма-излучения [172]. Была проведена экспериментальная оценка поглощенной дозы в модели опухоли с равномерно распределенным гадолинием при облучении нейтронами. Предварительно был определен пригодный для измерений состав дозиметра [165, 171, 173]. Было выполнено расчетное моделирование распределения дозы по фантому при нейтрон-захватной терапии на гадолинии с использованием пучка быстрых нейтронов реактора [137]. Было исследовано влияние большого сечения поглощения медленных нейтронов гадолинием на формирование дозы в опухоли [170].

Благодарность

Выражаем глубокую благодарность В.А. Дулину (ГНЦ РФ ФЭИ), Ю.А. Кураченко (ОИАТЭ), С.П. Капчигашеву и В.И. Потетня (МРНЦ РАМН) за ценные советы и оказанную помощь в выполнении данной работы.

Выводы

1. Предложена новая методика непосредственного измерения поглощенной дозы, создаваемой реакцией нейтронного захвата на гадолинии, на основе химического дозиметра Фрикке с гадолинием для моделирования нейтрон-захватной терапии опухолей. Стандартный раствор дозиметра Фрикке с добавлением хлорида гадолиния оказался наиболее пригодным для экспериментальных исследований.

2. Получены новые данные о спектре поглощения в тканеэквивалентном материале конверсионных электронов тонкого слоя вс! с энергией от 20 до 300 кэВ при облучении его тепловыми нейтронами. Суммарная поглощенная энергия конверсионных электронов от слоя нитрата гадолиния толщиной 1 мг/см была найдена равной 4 кэВ на захват - 9% от их полной энергии, выделяющейся в реакции, при интенсивности 0,05 электрона/захват.

3. С помощью дозиметра Фрикке определена поглощенная энергия от нейтрон-захватной реакции на гадолинии (модель опухоли 1,5 см3, с равномерно распределенным в ней вё), равной 85 кэВ на захваченный нейтрон. Литературные данные и расчетные методики позволили оценить вклад в дозу отдельных компонент излучения нейтрон-захватной реакции на гадолинии: гамма-излучение - 48%, конверсионные электроны - 50%, рентгеновское излучение - 2%.

4. В результате экспериментальных и расчетных исследований показано, что поглощенная в тканеэквивалентном материале доза, обусловленная нейтрон-захватной реакцией в расположенном рядом тонком слое гадолиния, формируется в основном за счет гамма-излучения вс!. Установлено, что доза конверсионных электронов гадолиния на расстоянии от образца более 100 мкм в 10 и более раз меньше дозы гамма-излучения, тогда как вплотную к образцу она приблизительно в 4 раза превосходит дозу гамма-излучения вё. Применение аппликаторов или игл из вс! в нейтрон-захватной терапии менее эффективно по сравнению с равномерным распределением гадолиния в опухоли, где конверсионные электроны гадолиния создают около 50% поглощенной дозы от нейтрон-захватной реакции.

5. Моделирование распределения поглощенной дозы по глубине фантома показало, что захватная реакция на гадолинии замедлившихся нейтронов при равномерном расположении в<1 в злокачественном новообразовании обеспечивает увеличение дозы в опухоли при терапии на пучке быстрых нейтронов приблизительно на 20%. Однако градиент дозы в опухоли и окружающей здоровой ткани не является оптимальным, а невысокое содержание гадолиния в окружающей опухоль ткани 1/10 приводит к снижению терапевтического выигрыша приблизительно в 3 раза.

Заключение

Среди пригодных для нейтрон-захватной терапии нуклидов изотоп ,57С<1 обладает самым большим сечением захвата тепловых нейтронов — 255 ООО барн. При этом в природном гадолинии содержится 15,7% этого изотопа. Другой изотоп 155С<1 имеет сечение - 61 ООО барн, а его содержание в природном гадолинии - 14,8%. Энергия, выделяемая в (п, у) реакциях на этих изотопах, -7,94 МэВ и 8,54 МэВ, соответственно. Соединения с гадолинием применяются в онкологической диагностике, так как являются хорошими контрастными веществами и избирательно накапливаются в опухоли, особенно по ее периферии. Динамику их накопления и выведения в злокачественном новообразовании можно оценивать с помощью магнитно-резонансного томографа. Из-за этого гадолиний вызывает повышенный интерес и с точки зрения НЗТ.

Проведенный в настоящей работе анализ литературы показал, что средняя энергия спектра гамма-излучения 158Сс1, возникающего в результате НЗРГ, равна 2 760 кэВ, выход — 2,86 гамма-квантов на захват нейтрона гадолинием. Средняя

1 ^Я энергия конверсионных электронов вс1 была определена равной 68,6 кэВ, их 1 выход: 0,66 электрона на захват. Данные об Оже-электронах вс1 противоречивы: их выход разными авторами определен равным 4,1-9,7 электрон/захват, а суммарная энергия Оже-электронов:

1 СА

3,9-4,8 кэВ/захват. Информация о рентгеновском излучении в(1 различается еще сильнее. Величина его суммарной энергии у разных исследователей расходится почти в 4 раза: 10,7-38,4 кэВ/захват. Выход рентгеновского излучения различается в 2,5 раза: 0,33-0,84 квантов/захват.

Средняя энергия конверсионных электронов изотопа 156С<1 равна 67,6 кэВ. Известно, что характер излучения нейтрон-захватной реакции на этом изотопе такой же, как и у ,58Сс1. В вёНЗТ следует учитывать изотоп 155С<1, так как он вносит около 20% в дозу, создаваемую гадолинием с естественным изотопным составом при захвате нейтронов.

В диссертационной работе были рассмотрены два случая расположения гадолиния — равномерно распределенный в опухоли и тонкий слой с большой концентрацией вс!.

В качестве методов регистрации излучений НЗРГ в первом случае был использован химический дозиметр Фрикке, во втором (для измерения спектра утечки конверсионных электронов из тонкого слоя гадолиния) - спектрометр с органическим сцинтиллятором, а для измерения дозы гамма-излучения гадолиния - ТЛД из оксида алюминия.

При использовании ферросульфатного дозиметра для измерения дозы излучения, возникающего в результате реакции захвата нейтронов в гадолинии, главной технической проблемой был подбор такого состава дозиметра, который имел бы линейную зависимость своих показаний от дозы, поглощенной в нем. В результате исследований был определен оптимальный состав дозиметра и с его помощью измерена суммарная поглощенная энергия от НЗРГ в модели опухоли объемом 1,5 см3. Используя литературные данные об излучениях, возникающих в результате НЗРГ, и учитывая результаты собственных расчетов, был определен вклад разных видов излучения нейтрон-захватной реакции на гадолиния в поглощенную дозу.

Моделирование распределения дозы по глубине фантома при СёНЗТ было проведено с помощью программы МСЫР4В. Показана относительно низкая эффективность ОёНЗТ по сравнению с БНЗТ. Было определено влияние сильного поглощения гадолинием тепловых нейтронов в фантоме на эффективность ОёНЗТ.

Кроме того, изучение спектра поглощения конверсионных электронов в тканеэквивалентном материале, возникающих в результате 157Сс1(п, у)1580ё реакции в тонком образце гадолиния, позволило определить воздействие конверсионных электронов тонкого слоя вс! на рядом расположенную ткань. С помощью ТЛД была измерена поглощенная доза гамма-излучения в ткани от тонкого слоя гадолиния. Расчетные методы позволили уточнить условия облучения. На основе экспериментальных и расчетных данных было получено дозовое распределение по глубине тканеэквивалентного материала излучения от тонкого слоя гадолиния. Первоначально было сделано предположение, что в ткани рядом с тонким слоем гадолиния доза от конверсионных электронов вс! может значительно превосходить дозу от нейтронов и гамма-излучения, обязательных составляющих НЗТ. Результаты экспериментов и расчетов опровергли это предположение.

Гамма-излучение и конверсионные электроны гадолиния имеют ОБЭ равную 1, что обуславливает более низкую биологическую эффективность всШЗТ по сравнению с БНЗТ. На основании проведенных исследований можно утверждать: вёНЗТ является менее эффективной, чем БНЗТ. Ситуация может измениться, если удастся доставить препарат с гадолинием непосредственно к ядру злокачественных клеток. В этом случае Оже-электроны, возникающие в нейтрон-захватной реакции на гадолинии могут внести значительный вклад в воздействие на опухоль.

Главное преимущество гадолиния - большое сечение захвата тепловых нейтронов, может играть и негативную роль. Целесообразность достижения большой концентрации гадолиния в опухоли ограничено сильным поглощением тепловых нейтронов на гадолинии (эффект «самоэкранировки»). Расположенные первыми на пути падающего пучка нейтронов атомы гадолиния эффективно поглощают тепловые нейтроны, в результате чего до более глубоко расположенных атомов гадолиния доходит значительно меньшее их количество. Чем больше концентрация гадолиния, тем сильнее уменьшается поток тепловых нейтронов и становится неравномерной доза, создаваемая в опухоли.

Проделанная работа позволила уточнить физико-дозиметрические параметры реакции Сс1(п, у), выделить слабые и сильные стороны вёНЗТ, что позволяет более осмыслено рассматривать использование гадолиния для НЗТ.

В результате проведенной работы были сделаны следующие выводы:

1. И. А. Гулидов, Ю.С. Мардынский, А.Ф. Цыб, А.С.Сысоев. Нейтроны ядерных реакторов в лечении злокачественных новообразований. - МРНЦ РАМН, Обнинск. -2001.

2. R. Barth, A. Soloway, R. Brugger. Boron neutron capture therapy of brain tumors: past history, current status, and future potential //Cancer Investigation. 1996, 14 (6), pp. 534-550.

3. А.Ф. Цыб, C.E. Ульяненко, Ю.С. Мардынский, B.A. Соколов, В.И. Потетня, Т.С. Цыб, С.П. Капчигашев, И.А. Гулидов, А.С. Сысоев. Нейтроны в лечении злокачественных новообразований. МРНЦ РАМН, Обнинск. - 2003.

4. G.L. Locher. Biological effects and therapeutic possibilities of neutrons //American Journal of Roentgenology. 1936,36, pp. 1-13.

5. J.P. Pignol, P. Chauvel. Neutron capturing irradiation: principle, current results and perspectives //Bulletin du Cancer Radiotherapie. 1995, 82, pp. 283-297.

6. A. Mill. Tumours in the neutron trap //New Scientist. 1989, 18 Nov., pp. 56-59.

7. Р.Ф. Барт, A.X. Солоуэй, Р.Г. Фэрчайлд. Бор-нейтрон-захватная терапия рака //«Мир Науки» . 1990, 12, М: Изд-во «Мир», с. 56-61.

8. L.E. Farr, W.H. Sweet, J.S. Robertson, S.G. Foster, H.B. Locksley, D.L. Sutherland, M.L. Mendelsohn, E.E. Stickey. Neutron capture therapy with boron in the treatment of glioblastoma multiform //American Journal of Rentgenology. 1954, 71, pp. 279-293.

9. D.N. Slatkin. A history of boron neutron capture therapy of brain tumors //Brain 114. 1991, pp. 1609- 1629.

10. A.H. Soloway, H. Hatanaka, M.A. Davis. Penetration of brain and brain tumor. VII. Tumor-binding sulfhydiyl boron compounds //Journal of Medicinal Chemistry. -1967, 10, pp. 714-717.

11. H. Hatanaka. Boron neutron capture therapy for tumors. H. Hatanaka (ed), Boron Neutron Capture Therapy for Tumors. Nishimura, Niigata, Japan. - 1986, pp. 1-28.

12. A.H. Soloway, R.F. Barth, R.A. Gahbauer, T.E. Blue, J.H. Goodman. The rational and requirements for the development of boron neutron capture therapy of brain tumors //Journal ofNeuro-Oncology, 1997,33, pp. 9-18.

13. A.H. Soloway, R.F. Barth, M.D. Carpenter. Advances in neutron capture therapy. -New York, Plenum Press. 1993.

14. D. Gabel, R. Moss. Boron neutron capture therapy. — 1992, New York, Plenum Press.

15. Y. Mishima. Cancer neutron capture therapy. -New York, Plenum Press. 1996.

16. R.F. Barth, A.H. Soloway, R.G. Fairchild, R.M. Brugger. Boron neutron capture therapy for cancer: Realities and prospects //Cancer. 1992,70, pp. 2995-3007.

17. R.V. Dorn. Boron neutron capture therapy (BNCT): A radiation oncology perspective //International Journal of Radiation Oncology, Biology, Physics. 1994, 28, pp. 1189-1201.

18. H.J. Weinmann, R.C. Brasch, W.R. Press, and G.E. Wesbey. Characteristics of Gadolinium-DTPA complex A potential for NMR contrast agent //American Journal of Roentgenology. -1984,142 (3), pp. 619-624.

19. R.M. Brugger, J.A. Shih. Evaluation of gadolinium-157 as a neutron therapy agent //Strahlentherapie und Onkologie. 1989, February/March, Volume 165, No. 2/3, pp. 153-156.

20. T. Matsumoto. Transport calculations of depth-dose distributions for gadolinium neutron capture therapy //Physics in Medicine and Biology. 1992, 37(1), pp.155-162.

21. J.T. Masiakowski, J.L. Horton, L.J. Peters. Gadolinium neutron capture therapy for brain tumors: a computer study //Medical Physics. 1992, Sep-Oct, 19, pp. 1277-1284.

22. J.L. Shih, R.M. Brugger. Gadolinium as a neutron capture therapy agent //Medical Physics. 1992, May-Jun, 19, pp. 733-744.

23. K.-P. Cheng, K. Unlu, A.J. Teachout, N.M. Abdurrahman, B.W. Wehring. Gadolinium neutron capture therapy dosimetry measurements. Transactions of the American Nuclear Society. 1995, Oct-Nov, 73, pp. 30-31.

24. BJ. Allen, B.J. McGregor, R.F. Martin. Neutron capture therapy with Gadolinium-157 //Strahlentherapie und Onkologie. 1989, February/March, Volume 165, No. 2/3, p. 156-158.

25. R.F. Martin, G. D'Cunha, M. Pardee, BJ. Allen. Induction of double-strand breaks following neutron capture by DNA-bound 157Gd //International Journal of Radiation Biology. 1988, Aug, Vol. 54, no. 2, pp. 205-208.

26. R.F. Martin, G. D'Cunha, M. Pardee, B.J. Allen. Induction of DNA double-strand breaks by 157Gd neutron capture //Pigment Cell Research. 1989, Jul-Aug, 2, pp. 330-332.

27. B.H. Laster, G. Shani, S.B. Kahl, L. Warkentien. The biological effects of Auger electrons compared to alpha-particles and Li ions //Acta Oncologica. 1996, 35 (7), pp. 917-923.

28. М.И. Шальнов. Тканевая доза нейтронов. М.: Атомиздат. - 1960.

29. A.B. Савич, В.К. Мазурик. Особенности механизмов действия плотноионизирующих излучений. М.: Изд-во Медицина. - 1985.

30. Г.М. Обатуров, В.А. Соколов, Т.С. Цыб. Актуальные проблемы радиобиологии нейтронов //Радиационная биология. Радиоэкология. 1997, т.37, вып. 4, с. 475-481.

31. G. Pfister, G. Hehn, F. El-Husseini. Optimization of fast neutron spectra available for neutron capture therapy //Strahlentherapie und Onkologie. 1989, Februaiy/March, Volume 165, No. 2/3, pp. 107-109.

32. F.M. Wagner, L. Koester. Fast neutrons for BNCT //Strahlentherapie und Onkologie. 1989, February/March, Volume 165, No. 2/3, pp. 115-117.

33. F.M. Wagner, L. Koester, Th. Auberger, W. Reuschel, M. Mayr, P. Kneschaurek, A. Breit, H. Schraube. Fast reactor neutrons for the treatment of superficial carcinomas //Nuclear Science and Engineering. 1992, 110, pp. 32-37.

34. R.L. Moss, O. Aizawa, D. Beynon, R. Brugger, G. Constantine, O. Harling, H.B. Liu, P. Watkins. The requirements and development of neutron beams for neutron capture therapy of brain cancer //Journal of Neuro-Oncology. 1997, 33, pp. 27-40.

35. Y. Ronen, M. Aboudy, and D. Regev. Homogeneous 242mAm-fueled reactor for neutron capture therapy //Nuclear Science and Engineering. 2001, 138, pp. 295-304.

36. C.-K.Ch. Wang, Th.E. Blue, R.A. Gahbauer. A design study of an accelerator-based epithermal neutron capture therapy //Strahlentherapie und Onkologie. 1989, February/March, Volume 165, No. 2/3, pp. 75-78.

37. Б.М. Втюрин, B.H. Иванов, А.Г. Коноплянников, А.Ф. Цыб, Е.А. Карелин, Г.П. Елисютин, В Л. Комар, В. Д. Абдуллаев, Б.К. Никишин. Эффекты нейтронного и гамма-излучений источников на основе 252Cf. М.: Энергоатомиздат. 1986.

38. J.K. Kim, J.C. Yanch, and M.J. Wilson. Californium-based epithermal neutron beams for neutron capture therapy. A. Soloway R.F. Barth, and D.E. Cartenter, (eds), Advances in Neutron Capture Therapy. -Plenum Press, New York. 1993, pp. 131-134.

39. A.V. Miller, J.L. Horton. Advantage of 252Cf combined with 257Gd for treatment of bulky. Abstracts of the 7th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. -1996, B-22, Zurich, p. 42.

40. M.J. Rivard, D.S. Waid, M. Yudelev, J.G. Wierzbicki. Measured gadolinium neutron capture dose enhancement using 252Cf brachytherapy sources. Abstracts of the 7th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 1996, J-24, Zurich, p. 120-121.

41. J.G. Wierzbitski, Y. Maruyama, C.W. Alexander. Cf-252 for teletherapy and thermalized Cf-252 neutrons for brachytherapy //Nuclear Science Applications. -1991, Vol. 4, pp. 361-366.

42. Физические величины: Справочник. А.П. Бабичев, H.A. Бабушкина, A.M. Братковский и др. Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Михайлова. -М.: Энергоатомиздат. 1991.

43. M.F. Hawthorne. The role of chemistry in the development of boron neutron therapy of cancer //Angewandte Chemie, International Edition. 1994, 32, pp. 950-984.

44. G.A. Miller, N.E. Hertel, B.W. Wehring, J.L. Horton. Gadolinium neutron capture therapy//Nuclear Technology. 1993, 103 (3), pp. 320-331.

45. T. Matsumoto, K. Kato, Y. Sakuma, A. Tsuruno, M. Matsubayashi. Phantom experiment of depth-dose distributions for gadolinium neutron capture therapy //JAERI-M. 1993, #93-228, Pt2, pp. 892-898.

46. Yu.S. Ryabukhin. Integrated approach in the planning of neutron capture therapy //Strahlentherapie und Onkologie. 1989, February/March, Volume 165, No. 2/3, pp. 158-162.

47. J.L. Shih, R.M. Brugger. Neutron induced brachytherapy: a combination of neutron capture therapy and brachytherapy //Medical Physics. 1992, Mar-Apr, 19, pp. 369-375.

48. Y. Akine, N. Tokita, T. Matsumoto, H. Oyama, S. Egawa, O. Aizawa. Radiation effect of gadolinium-neutron capture reactions on the survival of Chinese hamster cells //Strahlentherapie und Onkologie. 1990, Dec, 166, pp. 831-833.

49. Y. Akine, N. Tokita, K. Tokuuye, M. Satoh, H. Churei, C.L. Pechoux, T. Kobayashi, K. Kanda. Suppression of rabbit VX-2 subcutaneous tumor growth by gadolinium neutron capture therapy //Japanese Journal of Cancer Research. 1993, 84 (8), pp. 841-843.

50. V.F. Khokhlov, P.N. Yashkin, D.I. Silin, E.S. Djorova, R. Lawaczeck. Neutron capture therapy with gadopentate dimeglumine: experiments on tumour-bearing rats //Academic Radiology. 1995, May, Vol.2, No.5, pp. 392-398.

51. J.G. Wierzbicki, Y. Maruyama, A.T. Porter. Measurements of augmentation of 252Cf implant by 10B and 157Gd neutron capture //Medical Physics. 1994, June, 21 (6), pp. 787-790.

52. J.G. Wierzbicki, W.Roberts, M.J.Rivard, D.S. Waid. 15,Eu isotope for neutron capture therapy? Abstracts of the 7th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 1996, G-10, Zurich, p. 97.

53. J.F. Heinfeld. Uranium-loaded apoferritin with antibodies attached: Molecular design for neutron-capture therapy. Proceedings of the National Academy of Sciences of the USA. 1992, November, Vol. 89, pp. 11064-11068.

54. H.B. Liu, R.M. Brugger, B.H. Laster, D.D. Greenberg, C.R. Gordon, L.S. Warkentien. Physical and biological doses produced from neutron capture in a 235U foil //Medical Physics. 1995, May, 22, pp. 591-595.

55. H.B. Liu, R.M. Brugger, J.L. Shih. Neutron capture therapy with 235U seeds //Medical Physics. 1992, May-Jun, 19 (3), pp. 705-708.

56. A.C. Давыдов. Теория атомного ядра. М.: Гос. изд-во физико-математической литературы. - 1958.

57. Дж. Блатг, В. Вайскопф. Теоретическая ядерная физика. М.: Изд-во иностранной литературы. - 1954.

58. R.C. Greenwood, C.W. Reich, Н.А. Baader, H.R. Koch, D. Breitig, O.W.B. Schult,

59. B. Fogelberg, A. Backlin, W. Mampe, T. Von Egidy, K. Schreckenbach. Collective1 <8and two-quasiparticle states in Gd observed through study of radiative neutron capture in 157Gd //Nuclear Physics. 1978, A304, pp. 327-428.

60. К.Н. Мухин. Экспериментальная ядерная физика. Том I. Физика атомного ядра. -М.: Энергоатомиздат. 1983.

61. G.DeStasio, B.H. Frazer, B.Gilbert, B. Sobderegger, K.Richter, C. Salt,

62. P. Casalbore, S. Howard, D. Rajesh, J.F. Fowler, M.P. Mehta, R. Pallini,th

63. D. Mercanti. New criteria for GdNCT agents. Proceedings of the 10 International Congress on Neutron Capture Therapy. 2002, September 8-13, Essen, Germany, pp.813-817.

64. J.T. Goorley. A comparison of three gadolinium based approaches to cancer therapy: Ph.D. Thesis. Massachusetts Institute of Technology. - 2002.

65. Справочник: Ядерно-физические константы для нейтронного активационного анализа. А.И. Алиев, В.И. Дрынкин, Д.И. Лейпунская, В. А. Касаткин. -М.: Атомиздат. 1969.

66. J. Stepanek. Radiation spectrum of 158Gd and radial dose distribution //Elsevier Science, Advances in Neutron Capture Therapy, Vol. II, Chemistry and Biology. -1997, pp. 425-429.

67. C.-K.C. Wang, M. Sutton, and T.M. Evans. Dosimetric aspects of 1С and Auger emissions from 157Gd(n,y) reactions for neutron capture therapy. Abstracts of the 7th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 1996, J-64, Zurich, p. 139.

68. J.K. Tuli. Evaluated Nuclear Structure Data File. Brookhaven National Laboratory Report BNLNCS-51655-Rev.87. 1987.

69. D.E.Cullen, S.T.Perkins. The 1991 Livermore Evaluated Atomic Data Library (EADL). Livermore, CA: Lawrence Livermore National Laboratory, Report UCRL-50400. - 1991, Vol. 30.

70. M. Тюбиана, Ж. Дютрекс, А. Дютрекс, П. Жоке. Физические основы лучевой терапии и радиологии. М: Изд-во «Медицина». - 1969.

71. F. Shikata, Н. Tokumitsu, Н. Ichikawa, Y. Fukumori. Enhanced cellular accumulation of gadolinium incorporated into chitosan nanoparticles. Proceedings of the 11th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 2000, pp. 321-322.

72. T. Watanabe, H. Tokumitsu, H. Ichikawa, Y. Fukumori. Biodistribution of I.V. injected gadolinium-containing lipid-nanoemulsion in tumor-bearing hamsters. Proceedings of the 11th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 2000, pp. 323-324.

73. D. Mercanti, P. Casalbore, F. Sanita, F. Rosi, A. Festinesi, R. Pallini, B. Gilbert, G. De Stasio. Glioblastoma, Gadolinium (III) and NCT: An in vitro study. Proceedings of the 11th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 2000, pp. 219-220.

74. L. Stalpers, S. Kuipers, C. Vroegindeweij, B. Slotman, F. Stecher-Rasmussen. Towards gadolinium neutron capture therapy. Proceedings of the 11th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 2000, pp. 227-228.

75. F. Girard, H. Fukuda, H. Nakamura, K. Nakamura, K. Yoshida. MR imaging of rat tumor with 10B carborane gadolinium complex. Abstracts of the 7th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 1996, E-44, Zurich, p. 77.

76. X. Wang, R. Song, Y. Zhao, Y. Liu. Boronated gadolinium (III) compounds for use in neutron capture therapy. Abstracts of the 7th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 1996, E-39, Zurich, p. 75.

77. H. Tokumitsu. Pharmaceutical studies on gadolinium-loaded chitosan particulate system for neutron-capture therapy: Ph.D. Thesis. Kobe Gakuin University. - 2000.

78. T. Goorley, H. Nikjoo. Electro and photon spectra for 3 gadolinium therapy approaches //Radiation Research. 2000, 154 (5), pp. 556-563.

79. B.R. Sonderegger, B.H.Frazer, L. Wiese, K.L.Richter, C. Salt, J.F. Fowler, M.P. Mehta, and G. De Stasio. Gadolinium neutron capture therapy. Abstracts of the 35th SRC Users' Meeting. 2002, October 25.

80. L.M. Wiese, B.H.Frazer, B.R. Sonderegger, B.Gilbert, K.L. Richter, P. Casalbore, L.M. Larocca, R. Pallini, and G. De Stasio. In vivo study of gadolinium uptake by brain cancer. Abstracts of the 35th SRC Users' Meeting. 2002, October 25.

81. M.O. Oyewumi, and R.J. Mumper. Engineering tumor-targeted gadolinium hexanedione nanoparticles for potential application in neutron capture therapy //Bioconjugate Chemistry. 2002, 13, pp. 1328-1335.

82. M.O. Oyewumi, and R.J. Mumper. Influence of formulation parameters on gadolinium entrapment and tumor cell uptake using folate-coated nanoparticles //International Journal of Pharmaceutics. 2003,251, pp. 85-97.

83. M.O. Oyewumi, and R.J. Mumper. Gadolinium loaded nanoparticles engineered from microemulsion templates //Drug Development and Industrial Pharmacy. 2002, 28 (3), pp. 317-328.

84. W. Xiangyun, W. Yonghui, W. Yi, L. Yuanfang. Radiopharmaceutical chemestry in Peking University (PKU) //Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences. 2000, Vol. l,No. l,pp. 15-18.

85. K. Tokuuye, N. Tokita, Y.Akine, H.Nakayama, Y. Sakurai, T. Kobayashi, K. Kanda. Comparison of radiation effect of gadolinium and boron neutron capture reactions //Strahlentherapie und Onkologie. 2000, Feb, 176 (2), pp. 81-83.

86. В.Н.Кулаков, В.Ф. Хохлов, П.В. Ижевский, Ю.В. Гольтяпин, С.М. Никитин, В.Б. Коршунов. Свойства нового магнитно-резонансного препарата на основе комплекса гадолиния. Применение нейтронов в онкологии. Сборник трудов. — Томск: Изд-во НТЛ. 1998, с. 23.

87. В.Ф. Степаненко. Радиобиологическая значимость электронов малых энергий при внутреннем гамма-электронном облучении (радиационные аспекты): Дисс. работа на соискание ученой степени кандидата биологических наук. НИИМР, г. Обнинск. - 1978.

88. С.П. Капчигашев, В.И. Потетня, О.И. Потетня. Применение ферросульфатного раствора в дозиметрических исследованиях на пучках излучений реактора //Атомная энергия. 1984, апрель, т.56. вып.4, с. 246-247.

89. В.И. Потетня, Е.В. Ходырева, С.П. Капчигашев, B.C. Нешина. Химическая дозиметрия пучка реактора БР-10. Нейтроны и тяжелые заряженные частицы в биологии и медицине. НИИМР, Обнинск. - 1989, с. 119-122.

90. А.И.Абрамов, Ю.А.Казанский, Е.С.Матусевич. Основы экспериментальных методов ядерной физики. М.: Атомиздат. - 1977.

91. Т.Matsumoto, О.Aizawa, Т.Nozaki, T.Sato. Development of dose measuring system for thermal neutron capture therapy //Strahlentherapie und Onkologie. 1989, February/March, Volume 165, No. 2/3, pp. 112-115.

92. Ю.И. Колеватов, В.П.Семенов, Л.А. Трыков. Спектрометрия нейтронов и гамма-излучения в радиационной физике. М.: Энергоатомиздат. - 1990.

93. А.А. Туманов. Метод измерения спектров и доз нейтронов с помощью трековых детекторов: Дисс. работа на соискание ученой степени кандидата технических наук. МИФИ, г. Москва. - 1982.

94. В.П. Семенов. Исследования и разработка метода спектрометрии нейтронов в широком энергетическом диапазоне: Дисс. работа на соискание ученой степени кандидата технических наук. Институт Биофизики Минздрава СССР, г. Москва. - 1976.

95. Л.В. Грошев, И.С. Шапиро. Спектрометрия атомных ядер. М: Гос. изд-во технико-теоретической литературы. - 1952.

96. К. Зигбан. Бета- и гамма- спектроскопия. М.: Государственное изд-во физико-математической литературы. - 1959.

97. Z.W.Bell, G.M.Brown, and C.H.Ho. Gadolinium-loaded plastic and rubber scintillators. Presented at the INMM 41st Annual Meeting. 2000, July 17-20, New Orleans, LA, http://www.yl2.doe.gov/orsens/pubs/ydw-1824.pdf.

98. T.A. Buchholz, G.E. Laramore, K.J. Stelzer, R. Risler, P. Wootton, and T.W. Griffin. Boron neutron capture enhancement fast neutron radiotherapy for malignant gliomas and other tumors //Journal of Neuro-Oncology. 1997,33, p. 171-178.

99. B.H. Иванов. Теоретическое и экспериментальное исследование распределения доз при нейтронозахватной терапии: Дисс. работа на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. НИИМР, г. Обнинск. - 1974.

100. И.А. Гулидов. Сочетанная гамма-нейтронная терапия больных злокачественными новообразованиями с использованием быстрых нейтронов реактора: Дисс. работа на соискание ученой степени доктора медицинских наук. МРНЦ РАМН, г. Обнинск. - 1998.

101. A. Wambersie, G.W. Barendsen, N. Breteau. Overview and prospects of the application of fast neutrons in cancer therapy //Journal Européen de Radiothérapie. -1984, 5, pp. 248 264.

102. J. Stepanek, and P. Cereghetti. Auger-electron spectra of l58Gd and radial energy and dose distributions. Abstracts of the 7th Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. 1996, J-38, Zurich, p. 128.

103. В.Л. Мазанов, В.Ф. Хохлов, П.В. Ижевский, И.Н. Шейио. Расчетная оценка эффективности использования гадолиния-157 в нейтрон-захватной терапии. Применение нейтронов в онкологии. Сборник трудов. — Томск: Изд-во НТЛ. -1998, с. 18.

104. С.П. Капчигашев, В.И. Потетня, Е.В. Ходырева, B.C. Нешина. Глубинное распределение нейтрон-захватных событий на ядрах 10В при облучении водного фантома нейтронами из каналов реактора БР-10 //Медицинская радиология. 1991, т.36 (8), с. 44-47.

105. Ю.И. Колеватов, А.К. Кременецкий, Л.А. Трыков. Спектр нейтронов, выходящих из канала реактора БР-10. Препринт ФЭИ-1825. 1987.

106. С.П. Капчигашев, И.М. Черниченко, М.В. Кузнецов, Г.М. Обатуров, О.В. Баранов, В.В. Коробейников. Формирование поглощенной дозы при облучении водного фантома нейтронами //Медицинская радиология. 1990, Т.35 (2), с. 45-48.

107. В.О.Вяземский, И.И.Ломоносов, А.Н.Писаревский, Х.В.Протопопов, В.А. Рузин, Е.Д. Тетерин. Сцинтилляционный метод в радиометрии. -М.: Госатомиздат. 1961.

108. Л.К.Л. Юан, В. Цзянь-Сюн. Принципы и методы регистрации элементарных частиц. -М.: Изд-во иностранной литературы. 1963.

109. В.Б. Лукьянов. Измерение и идентификация бета-радиоактивных препаратов. -М.: Госатомиздат. 1963.

110. В.В.Плетнев. Исследование характеристик полей рассеянных в веществе электронов в диапазоне энергий 103 105 эВ: Дисс. работа на соискание ученой степени физико-математических наук. - МИФИ, г. Москва. - 1976.

111. Л.В.Тимофеев. Дозиметрические исследования источников бета-излучения медицинского применения: Дисс. работа на соискание ученой степени кандидата технических наук. Институт Биофизики, г. Москва. - 1974.

112. А.И Денисиков. Разработка и усовершенствование методов и аппаратуры для измерения активности бета-активных нуклидов: Дисс. работа на соискание ученой степени кандидата технических наук. ВНИИФТРИ, г. Москва. - 1971.

113. К.П.Яковлев. Математическая обработка результатов измерений. -М.: Государственное изд-во технико-теоретической литературы. 1953.

114. Д. Худсон. Статистика для физиков. М.: Изд-во «Мир». - 1970.

115. И.В.Михайлова, В.А.Дулин. Проверка сечений захвата Np-237 и Аш-241 в экспериментах на критических сборках //Ядерная энергетика. 1998, г. Обнинск, №3, стр. 28-34.

116. Паспорт на партию детекторов ТЛД-500К. 1991, ТУ 3903-2069200-01-87, Филиал «Корунд», г. Свердловск.

117. А.К. Пикаев. Дозиметрия в радиационной химии. М.: Наука. - 1975.

118. Б.М.Исаев, Ю.И.Брегадзе. Нейтроны в радиобиологическом эксперименте. — М.: Наука. 1967,.

119. B.L.Gupta, K.R.Gomathy. Consistency of ferrous sulphate-benzoik acid-xylenol orange dozimeter //International Journal of Applied Radiation and Izotopes. 1974, Vol. 25, pp. 509-513.

120. Описание программы MCNP 4B. -LANL. 1997.

121. F.H. Attix. Introduction to radiological physics and radiation dosimetry. New York, John Wiley & Sons, Inc. - 1986.

122. С.П. Капчигашев, Д.Д. Тикунов, А.И. Иванников, В.И. Потетня, С.А. Клыков, В.Г. Скворцов, В.Ф. Степаненко. Радиационный выход парамагнитных центров в эмали зубов под действием быстрых нейтронов //Ядерная энергетика-Известия вузов. 1998, №6, стр. 15-22.

123. С.А. Клыков, С.П. Капчигашев, В.И. Потетня, С.Е. Ульяненко, Е.С. Матусеви**, Ю.А. Кураченко. Экспериментальное определение энерговыделения при захвате нейтронов гадолинием //Атомная энергия. 2001, декабрь, т. 91, вып. стр. 480-483.

124. С.А.Клыков, Е.С. Матусевич, С.Е. Ульяненко. Нейтрон-захватная терапия с гадолинием и эффект самоэкранировки. Материалы Международного симпозиума "Актуальные проблемы дозиметрии". 1999, 27-29 октября, г. Минск, стр. 49-50.

125. А.А.Цибуля, С.А.Клыков. Применение программы MCNP к расчету нейтронных и гамма-полей в водном фантоме. Тезисы докладов VI-ой Международной конференции «Безопасность и подготовка кадров». 1995, 2-6 октября, г. Обнинск, стр. 190.