RU2442620C2 - Device for fast neutrons radiation cancer therapy - Google Patents
Device for fast neutrons radiation cancer therapy Download PDFInfo
- Publication number
- RU2442620C2 RU2442620C2 RU2009141893/14A RU2009141893A RU2442620C2 RU 2442620 C2 RU2442620 C2 RU 2442620C2 RU 2009141893/14 A RU2009141893/14 A RU 2009141893/14A RU 2009141893 A RU2009141893 A RU 2009141893A RU 2442620 C2 RU2442620 C2 RU 2442620C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- protection
- biological
- functional
- kerma
- Prior art date
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims abstract description 30
- 238000011275 oncology therapy Methods 0.000 title 1
- 230000004224 protection Effects 0.000 claims abstract description 125
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 53
- -1 polyethylene Polymers 0.000 claims abstract description 21
- 230000001225 therapeutic effect Effects 0.000 claims abstract description 18
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 17
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 claims abstract description 13
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 claims abstract description 13
- 238000001959 radiotherapy Methods 0.000 claims abstract description 7
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000011148 porous material Substances 0.000 claims abstract description 5
- 229910052987 metal hydride Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 150000004681 metal hydrides Chemical class 0.000 claims abstract description 4
- GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N tantalum atom Chemical compound [Ta] GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 21
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 19
- 229910052715 tantalum Inorganic materials 0.000 claims description 19
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 18
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 claims description 11
- DNISYQIZVIFCRA-UHFFFAOYSA-N 4-(1-aminoethyl)-2,6-ditert-butylphenol Chemical compound CC(N)C1=CC(C(C)(C)C)=C(O)C(C(C)(C)C)=C1 DNISYQIZVIFCRA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 claims description 8
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 claims description 7
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 7
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims description 5
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims description 5
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 229910001122 Mischmetal Inorganic materials 0.000 claims description 4
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- WHXSMMKQMYFTQS-BJUDXGSMSA-N (6Li)Lithium Chemical compound [6Li] WHXSMMKQMYFTQS-BJUDXGSMSA-N 0.000 claims description 3
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- SIAPCJWMELPYOE-UHFFFAOYSA-N lithium hydride Chemical compound [LiH] SIAPCJWMELPYOE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 230000035515 penetration Effects 0.000 claims description 2
- OMQSJNWFFJOIMO-UHFFFAOYSA-J zirconium tetrafluoride Chemical compound F[Zr](F)(F)F OMQSJNWFFJOIMO-UHFFFAOYSA-J 0.000 claims description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims 2
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims 2
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims 2
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims 2
- 229910052582 BN Inorganic materials 0.000 claims 1
- PZNSFCLAULLKQX-UHFFFAOYSA-N Boron nitride Chemical compound N#B PZNSFCLAULLKQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims 1
- 229910000103 lithium hydride Inorganic materials 0.000 claims 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 claims 1
- NFFIWVVINABMKP-UHFFFAOYSA-N methylidynetantalum Chemical compound [Ta]#C NFFIWVVINABMKP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 229910003468 tantalcarbide Inorganic materials 0.000 claims 1
- MZLGASXMSKOWSE-UHFFFAOYSA-N tantalum nitride Chemical compound [Ta]#N MZLGASXMSKOWSE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- UONOETXJSWQNOL-UHFFFAOYSA-N tungsten carbide Chemical compound [W+]#[C-] UONOETXJSWQNOL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 206010028980 Neoplasm Diseases 0.000 abstract description 12
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 abstract description 7
- 239000002131 composite material Substances 0.000 abstract description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 210000004940 nucleus Anatomy 0.000 abstract 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract 1
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 22
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 15
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 10
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 8
- 238000009203 neutron therapy Methods 0.000 description 8
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- 238000002560 therapeutic procedure Methods 0.000 description 6
- 238000013461 design Methods 0.000 description 5
- CKJMHSMEPSUICM-UHFFFAOYSA-N di-tert-butyl nitroxide Chemical compound CC(C)(C)N([O])C(C)(C)C CKJMHSMEPSUICM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 5
- 239000003350 kerosene Substances 0.000 description 5
- 238000000034 method Methods 0.000 description 5
- 238000011160 research Methods 0.000 description 5
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 4
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 3
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 3
- 210000001519 tissue Anatomy 0.000 description 3
- QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N zirconium dihydride Chemical compound [ZrH2] QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910000568 zirconium hydride Inorganic materials 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 2
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 2
- 210000003484 anatomy Anatomy 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 201000010099 disease Diseases 0.000 description 2
- 208000037265 diseases, disorders, signs and symptoms Diseases 0.000 description 2
- 229910052731 fluorine Inorganic materials 0.000 description 2
- 210000000867 larynx Anatomy 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- TVEXGJYMHHTVKP-UHFFFAOYSA-N 6-oxabicyclo[3.2.1]oct-3-en-7-one Chemical compound C1C2C(=O)OC1C=CC2 TVEXGJYMHHTVKP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N Boron-10 Chemical compound [10B] ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 201000009030 Carcinoma Diseases 0.000 description 1
- 229910052684 Cerium Inorganic materials 0.000 description 1
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M Fluoride anion Chemical compound [F-] KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N Fluorine Chemical compound FF PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 1
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000342 Monte Carlo simulation Methods 0.000 description 1
- 229910052779 Neodymium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052777 Praseodymium Inorganic materials 0.000 description 1
- 208000019155 Radiation injury Diseases 0.000 description 1
- 229910052772 Samarium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 231100000987 absorbed dose Toxicity 0.000 description 1
- 230000000259 anti-tumor effect Effects 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 210000004556 brain Anatomy 0.000 description 1
- ZMIGMASIKSOYAM-UHFFFAOYSA-N cerium Chemical compound [Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce] ZMIGMASIKSOYAM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004980 dosimetry Methods 0.000 description 1
- 238000004004 elastic neutron scattering Methods 0.000 description 1
- 238000009204 fast neutron therapy Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000011737 fluorine Substances 0.000 description 1
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 229910052746 lanthanum Inorganic materials 0.000 description 1
- FZLIPJUXYLNCLC-UHFFFAOYSA-N lanthanum atom Chemical compound [La] FZLIPJUXYLNCLC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002045 lasting effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 210000005075 mammary gland Anatomy 0.000 description 1
- 238000005272 metallurgy Methods 0.000 description 1
- QEFYFXOXNSNQGX-UHFFFAOYSA-N neodymium atom Chemical compound [Nd] QEFYFXOXNSNQGX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000771 oncological effect Effects 0.000 description 1
- 210000000056 organ Anatomy 0.000 description 1
- 239000011368 organic material Substances 0.000 description 1
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- PUDIUYLPXJFUGB-UHFFFAOYSA-N praseodymium atom Chemical compound [Pr] PUDIUYLPXJFUGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000693 radiobiological effect Effects 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N samarium atom Chemical compound [Sm] KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 201000000849 skin cancer Diseases 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 1
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
- Pharmaceuticals Containing Other Organic And Inorganic Compounds (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами. Нейтроны генерируют на ускорителях заряженных частиц.The invention relates to the field of radiation therapy of malignant tumors with fast neutrons. Neutrons generate at charged particle accelerators.
Лучевая терапия является основным методом лечения для 70% больных онкологическими заболеваниями. Причем для 20% из них, страдающих резистентными опухолями, целесообразно использовать плотно-ионизирующие излучения - нейтроны, протоны, пи-мезоны, тяжелые ионы. Эти излучения обладают более высокой эффективностью воздействия на резистентные виды опухолей, плохо поддающиеся лечению гамма-, рентгеновским и электронным излучениями. В настоящее время из плотно-ионизирующих излучений наиболее перспективными и доступными в клинической практике являются нейтроны, как быстрые в области энергий 0,5-30 МэВ, используемых в дистанционной терапии, так и эпитепловых энергий 1 эВ - 30 кэВ - для нейтрон-захватной терапии.Radiation therapy is the main treatment for 70% of cancer patients. Moreover, for 20% of them suffering from resistant tumors, it is advisable to use dense ionizing radiation - neutrons, protons, pi-mesons, heavy ions. These radiations have a higher efficiency of action on resistant types of tumors that are difficult to treat with gamma, X-ray, and electron radiation. Currently, the most promising and accessible in clinical practice of dense-ionizing radiation are neutrons, both fast in the range of energies of 0.5-30 MeV used in remote therapy, and epithermal energies of 1 eV - 30 keV for neutron capture therapy .
В нейтронной терапии в последние годы 20 века в США, странах ЕС, Японии, Южной Корее, Саудовской Аравии, ЮАР наибольшее распространение получили источники быстрых нейтронов с энергиями 21-29 МэВ интенсивностью (2÷5)·1012 н./(см2·с), получаемые на ускорителях бомбардировкой протонами (или дейтронами) бериллиевой мишени. Глубинное распределение поглощенной дозы в ткани для этих энергий быстрых нейтронов подобно высоковольтному рентгеновскому излучению, половинная доза расположена в диапазоне 8÷15 см при расстоянии источник-пациент (РИП)=1-1,5 м. Использование таких источников позволяет лечить глубоколежащие опухоли. Для энергий нейтронов 6 МэВ глубина половинной дозы расположена в диапазоне 8,5 см для РИП=1,25 м. Как правило, равномерный поток нейтронов по полю облучения удается достичь на расстоянии ~1 м от источника нейтронов.In neutron therapy in the last years of the 20th century in the USA, EU countries, Japan, South Korea, Saudi Arabia, South Africa, fast neutron sources with energies of 21-29 MeV with an intensity of (2 ÷ 5) · 10 12 n./ (cm 2 · C) obtained at accelerators by bombardment by protons (or deuterons) of a beryllium target. The deep distribution of the absorbed dose in the tissue for these fast neutron energies is similar to high-voltage X-rays, the half dose is in the range of 8-15 cm at the source-patient distance (RIP) = 1-1.5 m. Using these sources allows the treatment of deep-lying tumors. For neutron energies of 6 MeV, the half dose depth is in the range of 8.5 cm for RIP = 1.25 m. As a rule, a uniform neutron flux along the irradiation field can be achieved at a distance of ~ 1 m from the neutron source.
В МРНЦ РАМН накоплен уникальный опыт физико-дозиметрических, клинических и радиобиологических исследований с различными источниками нейтронного излучения - ядерными реакторами, ускорителями, генератором ИНГ-031 и изотопным источником калифорния-252 [1]. 1 грамм 252Cf испускает мощный поток нейтронов ~2,3×1012 н./с. Средняя энергия нейтронов спектра деления 252Cf составляет 2,15 МэВ при соотношении доз гамма-излучения и нейтронов ~35% и 65%. При этом используются внутритканевые источники двух видов: штырьковые, представляющие собой линейные источники излучения, и гибкие сборки из точечных источников. Разработаны аппараты для дистанционной подачи источников к месту облучения: АНЕТ-1 для внутритканевой и АНЕТ-В для внутриполостной терапии. К настоящему времени эффективность контактной терапии с использованием излучения 252Cf изучена по отношению к широкому кругу опухолей. Апробированы различные варианты методик применения излучения 252Cf в лучевой терапии. Приобретенный к настоящему времени клинический опыт показывает, что применение излучения 252Cf открывает дополнительные возможности в плане местного усиления противоопухолевого воздействия. Анализ биофизических факторов приводит к выводу о высокой опасности нейтронов 252Cf.The MRRC of the RAMS has accumulated unique experience in physical dosimetric, clinical, and radiobiological studies with various sources of neutron radiation — nuclear reactors, accelerators, an ING-031 generator, and an isotopic source of California-252 [1]. 1 gram of 252 Cf emits a powerful neutron flux of ~ 2.3 × 10 12 n./s. The average neutron energy of the 252 Cf fission spectrum is 2.15 MeV with a dose ratio of gamma radiation and neutrons of ~ 35% and 65%. In this case, two types of interstitial sources are used: pin sources, which are linear radiation sources, and flexible assemblies from point sources. Devices have been developed for remote supply of sources to the irradiation site: ANET-1 for interstitial tissue and ANET-B for intracavitary therapy. To date, the effectiveness of contact therapy using 252 Cf radiation has been studied in relation to a wide range of tumors. Various versions of the methods for using 252 Cf radiation in radiation therapy have been tested. Clinical experience acquired to date shows that the use of 252 Cf radiation offers additional opportunities for local enhancement of antitumor effects. The analysis of biophysical factors leads to the conclusion about the high danger of 252 Cf neutrons.
Одним из основных недостатков, возникающих при применении источников из 252Cf для контактной лучевой терапии, является обеспечение удовлетворительной защиты медицинского, обслуживающего и технического персонала.One of the main disadvantages arising from the use of 252 Cf sources for contact radiation therapy is the satisfactory protection of medical, attendant and technical personnel.
Известно устройство для терапии быстрыми нейтронами на базе циклотрона У-120 в НИИ онкологии Томского научного центра РАМН [2]. Быстрые нейтроны со средней энергией 6,5 МэВ интенсивностью 6,5·109 н./(стерадиан·мкА·с) на выходе коллиматора размерами 15×15 см2 генерируют с помощью ядерной реакции 9Be(d,n)l0B. Пучок нейтронов, сформированный специальным коллиматором длиной 85 см из железа и борированного полиэтилена, введен в медицинский блок. Мониторирование интенсивности нейтронного пучка во время терапевтического сеанса осуществляется ионизационной камерой. Мощность дозы на поверхности фантома составляет 15 сГр/мин для РИП=100 см при максимальном токе дейтронов на мишени. Планирование нейтронной терапии для различных локализаций злокачественных новообразований осуществляется с помощью пары ионизационных камер и фантома.A device for fast neutron therapy based on the U-120 cyclotron at the Oncology Research Institute of the Tomsk Scientific Center RAMS [2]. Fast neutrons with an average energy of 6.5 MeV and an intensity of 6.5 · 10 9 N / (steradian · μA · s) at the output of a collimator measuring 15 × 15 cm 2 are generated using the nuclear reaction 9 Be (d, n) l0 B. A neutron beam formed by a special collimator 85 cm long made of iron and boron polyethylene is introduced into the medical unit. The neutron beam intensity is monitored during a therapeutic session by an ionization chamber. The dose rate on the phantom surface is 15 cGy / min for RIP = 100 cm at the maximum deuteron current on the target. Planning of neutron therapy for various locations of malignant neoplasms is carried out using a pair of ionization chambers and a phantom.
Недостатком устройства является отсутствие возможности его свободного перемещения в различные медицинские учреждения.The disadvantage of this device is the inability to freely move it to various medical institutions.
Известно устройство для дистанционной нейтронной терапии (ДТБН) с использованием нейтронов исследовательского ядерного реактора FRM в г. Мюнхене (ФРГ) [3]. В этом методе кресло пациента располагается в пучке нейтронов ядерного реактора в медицинском блоке. В помещении ядерного реактора устанавливается фильтр, который выводит из пучка нейтроны малых энергий и спектр нейтронов пучка становится жестче. Сеанс нейтронной терапии осуществляют при открытом шибере (заслонке) нейтронов, а при закрытом - проводят подготовку пациента к лечению.A device for remote neutron therapy (DTBN) using neutrons research nuclear reactor FRM in Munich (Germany) [3]. In this method, the patient’s chair is located in the neutron beam of a nuclear reactor in a medical unit. A filter is installed in the room of a nuclear reactor, which removes low-energy neutrons from the beam and the beam neutron spectrum becomes harder. A neutron therapy session is carried out with the neutron gate open (shutter), and when closed, the patient is prepared for treatment.
К настоящему времени исследовательский ядерный реактор FRM выведен из эксплуатации.To date, the FRM research nuclear reactor has been decommissioned.
Известно устройство для терапии на основе генератора быстрых нейтронов с энергией 14 МэВ на вакуумных трубках с использованием ядерной реакции 3T(d,n)4He с выходом 5·1012 н./с. Устройство планировалось установить в Германском исследовательском онкологическом центре (г. Гейдельберг) [4]. Это устройство содержит источник нейтронов, испускаемых мишенью, окруженный радиационной защитой. В защите расположен нейтронный канал (коллиматор). Мишень расположена вблизи торца коллиматора. Система формирования радиационного поля в этой установке выполнена из железа, борированного полиэтилена и свинца. Сменные коллиматоры в форме усеченных пирамид из специальной стали формируют поля квадратного или прямоугольного сечения размерами 8×8, 10×10, 12×12, 13×13 и 15,5×10 см2. Мощность дозы (кермы) для РИП=100 см составляет >15 сГр/мин и 20 сГр/мин для РИП=85 см. Половинная доза расположена на глубине 10,8 см. Качество радиационной защиты Н, определяемое как расстояние от края нейтронного канала на поверхности защиты со стороны пациента, на котором керма уменьшается с 80% до 20%, составляет 2,5 см. Для измерения дозы во время терапевтического сеанса используется измерительная система с детектором на основе тканеэквивалентной ионизационной камеры, которая расположена в центре пучка нейтронов внутри нейтронного канала. Такой же детектор используется для исследования дозовых распределений в водном фантоме с клиновидным фильтром при планировании нейтронной терапии злокачественных новообразований сложной геометрической формы.A device for therapy based on a fast neutron generator with an energy of 14 MeV on vacuum tubes using the nuclear reaction 3 T (d, n) 4 He with a yield of 5 · 10 12 n./s. The device was planned to be installed at the German Research Cancer Center (Heidelberg) [4]. This device contains a source of neutrons emitted by the target, surrounded by radiation protection. A neutron channel (collimator) is located in the shield. The target is located near the end of the collimator. The radiation field formation system in this installation is made of iron, boron polyethylene and lead. Replaceable collimators in the form of truncated pyramids of special steel form square or rectangular fields of
Недостаток устройства заключается в отсутствии его практического исполнения.The disadvantage of this device is the lack of its practical implementation.
На пучке нейтронов Б-3 реактора БР-10 ГНЦ РФ ФЭИ впервые в мире был доведен до клинического использования способ ДТБН [5]. В реакторном зале на выходе канала Б-3 помещали фильтр нейтронов из борированного полиэтилена толщиной 1 см или из 2 см полиэтилена + 3 см титана, при этом средняя энергия нейтронов составляла 0,85 МэВ и 0,95 МэВ для каждого фильтра соответственно. Пучок быстрых нейтронов выводили в медицинский блок. Кресло пациента располагали в медицинском блоке вблизи коллиматора на расстоянии ~10 м от активной зоны, плотность потока быстрых нейтронов на номинальной мощности реактора 7,6 МВт составляла ~2,3·108 н./(см2·с). Коллиматор с профилем пучка нейтронов прямоугольной формы выполнен из чередующихся слоев свинца и борированного полиэтилена. Размеры профиля пучка нейтронов плавно менялись от 4×4 см2 до 10×10 см2. Мощность кермы на поверхности фантома достигала 18 сГр/мин при ее половинной глубине - 5,5 см. В последнее время эксплуатации реактора БР-10 мощность снижали до 4,3 МВт, а мощность кермы соответственно до ~10 сГр/мин, что не препятствовало успешному проведению ДТБН.For the first time in the world, the DTBN method was brought to clinical use on the B-3 neutron beam of the BR-10 reactor of the State Scientific Center of the Russian Federation [5]. A neutron filter of 1 cm thick boron or 2 cm of polyethylene + 3 cm of titanium was placed in the reactor hall at the exit of channel B-3, while the average neutron energy was 0.85 MeV and 0.95 MeV for each filter, respectively. A beam of fast neutrons was brought to the medical unit. The patient’s chair was placed in a medical unit near the collimator at a distance of ~ 10 m from the active zone, the fast neutron flux density at a nominal reactor power of 7.6 MW was ~ 2.3 · 10 8 n./ (cm 2 · s). A collimator with a rectangular neutron beam profile is made of alternating layers of lead and borated polyethylene. The dimensions of the neutron beam profile smoothly varied from 4 × 4 cm 2 to 10 × 10 cm 2 . The power of the kerma on the phantom surface reached 18 cGy / min at its half depth of 5.5 cm. Recently, the operation of the BR-10 reactor reduced power to 4.3 MW, and the power of the kerma, respectively, to ~ 10 cGy / min, which did not interfere successful DTBN.
Недостаток - к настоящему времени исследовательский ядерный реактор БР-10 выведен из эксплуатации.The disadvantage is that the BR-10 research nuclear reactor has been decommissioned by now.
Прототипом предложенного технического решения является устройство Уральского центра нейтронной терапии (УЦНТ). Нейтронная терапия осуществляется на генераторе "НГ-12И" с использованием ядерной реакции 3T(d,n)4He. Интенсивность потока нейтронов с энергией 14 МэВ из мишени ускорителя составляет 1,5·1012 н./с [6]. При этом диаметр мишени составляет 25 мм. Пучок нейтронов выводят в медицинский блок. В зависимости от локализации онкологического заболевания пациент может располагаться в двух положениях: на кресле или на кровати на расстоянии 85 см и 105 см от источника нейтронов, соответствующих каждому положению. Составной коллиматор расположен в защите и выполнен в определенной последовательности: 45 см железа + 15 см борированного полиэтилена + 5 см железа. Мощность кермы на поверхности фантома составляет 5,5 сГр/мин для РИП=105 см. Половинная керма расположена на глубине 9 см. Вклад гамма-излучения в суммарную керму составляет 4-8%.The prototype of the proposed technical solution is the device of the Ural Center for Neutron Therapy (UCNT). Neutron therapy is carried out on an NG-12I generator using the nuclear reaction 3 T (d, n) 4 He. The intensity of the neutron flux with an energy of 14 MeV from the accelerator target is 1.5 · 10 12 n / s [6]. The diameter of the target is 25 mm. The neutron beam is displayed in a medical unit. Depending on the localization of the oncological disease, the patient can be located in two positions: on a chair or on a bed at a distance of 85 cm and 105 cm from a neutron source corresponding to each position. The composite collimator is located in the protection and is made in a certain sequence: 45 cm of iron + 15 cm of borated polyethylene + 5 cm of iron. The kerma thickness on the phantom surface is 5.5 cGy / min for RIP = 105 cm. The half kerma is located at a depth of 9 cm. The contribution of gamma radiation to the total kerma is 4-8%.
Главный недостаток прототипа заключается в отсутствии его мобильности.The main disadvantage of the prototype is the lack of mobility.
Технический результат предлагаемого изобретения заключается в улучшении эксплуатационных характеристик устройства для лечения быстрыми нейтронами, включая его мобильность. При этом должны быть обеспечены клинические требования, направленные на уменьшение ожидаемых лучевых повреждений и повышение терапевтической эффективности. Обозначенный технический результат может быть получен за счет создания оптимального формирователя радиационных полей и необходимой радиационной защиты пациента для источника нейтронов с энергией 14 МэВ с выходом 1011 н./c.The technical result of the invention is to improve the operational characteristics of the device for treatment with fast neutrons, including its mobility. In this case, clinical requirements aimed at reducing the expected radiation injuries and increasing therapeutic efficacy should be provided. The indicated technical result can be obtained by creating the optimal shaper of radiation fields and the necessary radiation protection of the patient for a neutron source with an energy of 14 MeV with an output of 10 11 n./s.
В настоящее время во ВНИИА им. Н.Л.Духова разрабатывается портативный генератор НГ-24 - источник нейтронов с энергией 14 МэВ с использованием ядерной реакции 3T(d,n)4He интенсивностью ~1011 н./с для лучевой терапии. При этом следует отметить, что известные стационарные источники нейтронов с энергией 14 МэВ превышают выход нейтронов из мишени генератора НГ-24 в 15÷50 раз [2, 4, 6]. Для удовлетворения клинических требований с источником нейтронов НГ-24 к мощности дозы на объект 8-18 сГр/мин и качеству защиты необходимо РИП уменьшить до 15-25 см.Currently, VNIIA them. NLDukhova is developing a portable generator NG-24 - a neutron source with an energy of 14 MeV using the nuclear reaction 3 T (d, n) 4 He with an intensity of ~ 10 11 n / s for radiation therapy. It should be noted that the known stationary neutron sources with an energy of 14 MeV exceed the neutron yield from the target of the NG-24 generator by 15–50 times [2, 4, 6]. To meet the clinical requirements with the neutron source NG-24, the dose rate per object at 8-18 cGy / min and the quality of protection must be reduced to 15-25 cm.
Однако такие условия, в свою очередь, требуют новое техническое решение для формирования радиационных полей с минимальной толщиной защиты.However, such conditions, in turn, require a new technical solution for the formation of radiation fields with a minimum thickness of protection.
Для обеспечения оптимального формирования радиационных полей нами были проведены физико-дозиметрические исследования по поиску материалов защиты и созданию конструкции терапевтической установки. При расчете радиационных полей использован метод Монте-Карло [7], применяемый для проектирования активных зон ядерных реакторов и радиационной защиты. Расчетные исследования показали, что известные защитные материалы (железо, борированный полиэтилен, свинец), а также специальный материал, используемый для радиационной защиты при работе и транспортировке отработанных тепловыделяющих сборок с атомных станций [8], по своим характеристикам не удовлетворяют клиническим требованиям. Поэтому был расширен спектр поиска материалов, включая соли металлов, металлоподобные соединения, органические материалы, растворители и некоторые заполнители пористых материалов. Всего было рассмотрено ~140 соединений.To ensure the optimal formation of radiation fields, we conducted physical dosimetric studies to search for protection materials and create the design of a therapeutic unit. When calculating the radiation fields, the Monte Carlo method [7] was used, which is used to design the active zones of nuclear reactors and radiation protection. Computational studies have shown that the known protective materials (iron, boron polyethylene, lead), as well as special materials used for radiation protection during operation and transportation of spent fuel assemblies from nuclear plants [8], do not meet clinical requirements in their characteristics. Therefore, the range of search for materials was expanded, including metal salts, metal-like compounds, organic materials, solvents, and some aggregates of porous materials. A total of ~ 140 compounds were examined.
Наши теоретические исследования показали, что наиболее приемлемой конструкцией, обеспечивающей клинические условия, является установка с генератором нейтронов и нейтронным каналом, встроенным в биологическую защиту. В качестве материалов с высокой эффективностью, замедляющих быстрые нейтроны, могут быть использованы вольфрам, бориды, нитриды, карбиды вольфрама; тантал, бориды, нитриды, карбиды тантала; вещества с высокой ядерной плотностью водорода (BeH2, LiBH4, NH3BH3, H2B(NH3)2BH4 [9], Li[AlH4], AlH3, B3N3H6, LiNH2 и т.д.), BN [10], Li3N, Be3N2, гидрид мишметалла, гидрид циркония, фторид циркония, гидриды тантала (см. таблицу).Our theoretical studies have shown that the installation with a neutron generator and a neutron channel integrated into biological protection is the most acceptable design that provides clinical conditions. As materials with high efficiency, slowing down fast neutrons, tungsten, borides, nitrides, tungsten carbides can be used; tantalum, borides, nitrides, tantalum carbides; substances with a high nuclear density of hydrogen (BeH 2 , LiBH 4 , NH 3 BH 3 , H 2 B (NH 3 ) 2 BH 4 [9], Li [AlH 4 ], AlH 3 , B 3 N 3 H 6 , LiNH 2 etc.), BN [10], Li 3 N, Be 3 N 2 , mishmetal hydride, zirconium hydride, zirconium fluoride, tantalum hydrides (see table).
Сущность изобретения заключается в том, что в известное по прототипу устройство, включающее генератор нейтронов, окруженный сверху защитой из борированного полиэтилена, расположенный вплотную к биологической защите и на одной оси с встроенным в нее нейтронным каналом, дополнительно введена функциональная защита, прилегающая вплотную к биологической защите. Обе защиты выполнены в виде усеченных конусов, вставленных один в другой, с большим основанием со стороны выходного отверстия нейтронного канала и меньшим - со стороны генератора нейтронов. При этом части биологической и/или функциональной защиты выполнены однородными - из одного материала или составными - из разных материалов в виде чередующихся слоев. Обе защиты или их части выполнены из любой комбинации материалов: W, Та, гидридов металлов - ТаН, ТаН2, ТаН3, TaD, TaD2, TaD3, гидрида мишметалла, ZrH2 и металлоподобных веществ: WB, W2B, WB2, W2B5, WN, WC, W2C, Та2В, ТаВ2, Та3В2, Та3В4, TaN, TaC, а также из веществ, содержащих легкие ядра (водород, дейтерий, бериллий, литий, бор, углерод, азот, кислород, фтор и т.д.) BN, Li3N, LiH, Be3N2, ZrF4. В качестве высокоэффективных материалов, замедляющих нейтроны, использованы водородосодержащие вещества: NH3BH3, Н2В(NH3)2ВН4, LiBH4, BeH2, Li[AlH4], AlH3, B3N3H6, LiNH2, а также раствор бора-10, лития-6 в легкой или тяжелой воде.The essence of the invention lies in the fact that in the known prototype device, including a neutron generator, surrounded on top by a shield of boron polyethylene, located close to the biological protection and on the same axis with a built-in neutron channel, additional functional protection is introduced adjacent to the biological protection . Both shields are made in the form of truncated cones inserted one into the other, with a larger base on the side of the neutron channel outlet and a smaller base on the side of the neutron generator. Moreover, parts of the biological and / or functional protection are made homogeneous - from one material or composite - from different materials in the form of alternating layers. Both protections or parts thereof are made of any combination of materials: W, Ta, metal hydrides - TaN, TaN 2 , TaN 3 , TaD, TaD 2 , TaD 3 , mischmetal hydride, ZrH 2 and metal-like substances: WB, W 2 B, WB 2 , W 2 B 5 , WN, WC, W 2 C, Ta 2 B, TaB 2 , Ta 3 B 2 , Ta 3 B 4 , TaN, TaC, as well as from substances containing light nuclei (hydrogen, deuterium, beryllium , lithium, boron, carbon, nitrogen, oxygen, fluorine, etc.) BN, Li 3 N, LiH, Be 3 N 2 , ZrF 4 . Hydrogen-containing substances were used as highly effective materials that slow down neutrons: NH 3 BH 3 , Н 2 В (NH 3 ) 2 ВН 4 , LiBH 4 , BeH 2 , Li [AlH 4 ], AlH 3 , B 3 N 3 H 6 , LiNH 2 , as well as a solution of boron-10, lithium-6 in light or heavy water.
Пористые материалы заполнены жидкими органическими веществами, выбранными из веществ с большой проникающей способностью и с максимальным содержанием ядер водорода (дейтерия).Porous materials are filled with liquid organic substances selected from substances with high penetration and with a maximum content of hydrogen nuclei (deuterium).
При малой толщине защиты предлагаемого устройства терапевтическая эффективность обеспечивает защиту здоровых участков тела пациента, зависит от размеров входного отверстия нейтронного канала и источника нейтронов, а также суммарной толщины обеих защит. Эффективность определена соотношением F=D/L, где D - расстояние от среза выходного отверстия нейтронного канала на поверхности защиты до точки, в которой керма составляет до 20% от кермы в центре пучка нейтронов, a L - расстояние, прошедшее нейтроном любой энергии без взаимодействия с материалами защиты.With a small thickness of the protection of the proposed device, therapeutic effectiveness provides protection for healthy areas of the patient’s body, depends on the size of the inlet of the neutron channel and the neutron source, as well as the total thickness of both shields. Efficiency is determined by the relation F = D / L, where D is the distance from the exit cutoff of the neutron channel on the protection surface to the point at which the kerma is up to 20% of the kerma in the center of the neutron beam, and L is the distance passed by a neutron of any energy without interaction with protection materials.
При лечении злокачественных новообразований гортани, молочной железы очаг заболевания располагают вблизи выходного отверстия нейтронного канала. В этом случае в функциональной защите имеется выемка в соответствии с анатомией тела или облучаемого органа пациента.In the treatment of malignant neoplasms of the larynx, mammary gland, the focus of the disease is located near the outlet of the neutron channel. In this case, there is a recess in the functional protection in accordance with the anatomy of the patient’s body or body.
Для увеличения мощности дозы до 25% в водородосодержащей защите внутри нейтронного канала вставлен вкладыш из неводородосодержащих материалов.To increase the dose rate up to 25%, a liner of non-hydrogen-containing materials is inserted inside the neutron channel in a hydrogen-containing shield.
Перечень фигурList of figures
Фиг.1. Конструкция многофункционального терапевтического устройства: 1 - генератор нейтронов НГ-24, 2 - биологическая защита из материала А, 3 - биологическая защита из материал Б, 4 - биологическая защита из материала В, 5 - функциональная защита из материала А, 6 - функциональная защита из материала Б, 7 - функциональная защита из материала В, 8 - водный фантом, 9 - кронштейн, 10 - источник нейтронов, 11 - борированный полиэтилен, 12 - нейтронный канал.Figure 1. The design of the multifunctional therapeutic device: 1 - neutron generator NG-24, 2 - biological protection from material A, 3 - biological protection from material B, 4 - biological protection from material B, 5 - functional protection from material A, 6 - functional protection from material B, 7 - functional protection from material C, 8 - water phantom, 9 - bracket, 10 - neutron source, 11 - borated polyethylene, 12 - neutron channel.
Фиг.2. Распределение кермы на глубине 0,5 см в фантоме по радиусу нейтронного канала и в тени защиты в установке с функциональной защитой: 13 - (65 - УЦНТ), 14 - (25 - ТаН), 15 - (15 - ТаН+ТаН), 16 - (20 - ТаН+ТаН), 17 - (20 - W2B5+ZrH2), 18 - (25 - Устройство), Н - качество радиационной защиты.Figure 2. Distribution of the kerma at a depth of 0.5 cm in the phantom along the radius of the neutron channel and in the shadow of protection in an installation with functional protection: 13 - (65 - UCNT), 14 - (25 - TaN), 15 - (15 - TaN + TaN), 16 - (20 - TaN + TaN), 17 - (20 - W 2 B 5 + ZrH 2 ), 18 - (25 - Device), N - quality of radiation protection.
Фиг.3. Схема для расчета терапевтической эффективности устройства: 4 - биологическая защита, 8 - водный фантом, 10 - источник нейтронов, 12 - нейтронный канал.Figure 3. The scheme for calculating the therapeutic effectiveness of the device: 4 - biological protection, 8 - water phantom, 10 - neutron source, 12 - neutron channel.
Фиг.4. Зависимость терапевтической эффективности устройства от радиуса источника нейтронов: 19 - Rист.≤Rвх. при толщине защиты 15 см; 20 - Rист.=Rвх. при толщине защиты 15 см; 21 - Rист.≤Rвх. при толщине защиты 20 см; 22 - Rист.=Rвх. при толщине защиты 20 см. Rист. - радиус источника нейтронов, Rвх. - радиус входного отверстия нейтронного канала.Figure 4. The dependence of the therapeutic effectiveness of the device on the radius of the neutron source: 19 - R source . ≤R in. with a thickness of protection of 15 cm; 20 - R source = R in. with a thickness of protection of 15 cm; 21 - R source ≤R in. with a thickness of protection of 20 cm; 22 - R source = R in. with a thickness of protection of 20 cm. R source. is the radius of the neutron source, R I. - radius of the inlet of the neutron channel.
Описание устройстваDevice description
Генератор нейтронов НГ-24 (1) (Фиг.1) расположен вплотную к биологической защите (3, 4) на одной оси с нейтронным каналом (12), выполненным в форме усеченного конуса. Его большее основание (выходное отверстие нейтронного канала) обращено к пациенту, а меньшее (на входе) диаметром 2,3 см - к НГ-24. При этом диаметр активной части источника нейтронов составлял 2,25 см. Диаметр выходного отверстия канала может быть выбран в зависимости от размеров полей облучения опухолей: от 4 см до 10 см. Биологическая защита (2, 3, 4) выполнена в виде составных частей из различных материалов (А, Б, В). Каждая часть выполнена в форме усеченного конуса, которые вставлены друг в друга. Функциональная защита (5, 6, 7) выполнена в такой же конусной форме из различных или таких же материалов и установлена вплотную к биологической защите на одной оси нейтронного канала (12). Для исследования распределения дозовых полей использован водный фантом (8) размерами 30×30×30 см3.The neutron generator NG-24 (1) (Figure 1) is located close to the biological protection (3, 4) on the same axis as the neutron channel (12), made in the form of a truncated cone. Its larger base (exit hole of the neutron channel) is facing the patient, and the smaller (at the entrance) 2.3 cm in diameter is facing NG-24. The diameter of the active part of the neutron source was 2.25 cm.The diameter of the channel outlet can be selected depending on the size of the tumor irradiation fields: from 4 cm to 10 cm. Biological protection (2, 3, 4) is made in the form of components various materials (A, B, C). Each part is made in the form of a truncated cone, which are inserted into each other. Functional protection (5, 6, 7) is made in the same conical shape from different or the same materials and is installed close to biological protection on one axis of the neutron channel (12). To study the distribution of dose fields, an aqueous phantom (8) with dimensions of 30 × 30 × 30 cm 3 was used .
Рассматриваемое устройство крепят к полу или стене с помощью кронштейна (9). Мишень генератора нейтронов (10) располагают на расстоянии 0,5-1 см от начала нейтронного канала (12). Для защиты пациента от рассеянного излучения генератор сверху окружен борированным полиэтиленом (11) с наружным диаметром 80 см и высотой 120 см.The device in question is attached to the floor or wall using the bracket (9). The target of the neutron generator (10) is located at a distance of 0.5-1 cm from the beginning of the neutron channel (12). To protect the patient from scattered radiation, the generator is surrounded by borated polyethylene (11) with an outer diameter of 80 cm and a height of 120 cm from above.
Обоснование параметров установкиJustification of installation parameters
На начальном этапе проектирования терапевтической установки были проведены расчетные исследования качества защиты прототипа УЦНТ с источником нейтронов с энергией 14 МэВ интенсивностью 1,5·1012 н./с [6]. Его биологическая защита выполнена из чередующихся слоев: 45 см железа + 15 см борированного полиэтилена (BCH2) + 5 см железа - общая толщина защиты составляет 65 см. Источник нейтронов выполнен в форме диска диаметром 2,5 см, расположен на расстоянии 1 см от входного отверстия нейтронного канала диаметром 3 см. Выходной диаметр нейтронного канала конической формы составляет 6 см. Водный фантом размерами 30×30×30 см3 располагали на расстоянии 20 см от защиты - РИП=86 см. Результаты расчетных исследований представлены в п.1 таблицы и на Фиг.2 - (13). Мощность кермы на поверхности фантома составляет 9 сГр/мин с источником нейтронов энергией 14 МэВ, интенсивностью 1,5·1012 н./с для РИП=86 см, Н=1,5 см, Кор=1,4%, что удовлетворяет медицинским требованиям и соответствует европейскому протоколу.At the initial stage of designing a therapeutic installation, computational studies of the quality of protection of a prototype UCNT with a neutron source with an energy of 14 MeV and an intensity of 1.5 · 10 12 n./s were carried out [6]. Its biological protection is made of alternating layers: 45 cm of iron + 15 cm of borated polyethylene (BCH 2 ) + 5 cm of iron - the total thickness of the protection is 65 cm. The neutron source is made in the form of a disk with a diameter of 2.5 cm, located at a distance of 1 cm from neutron channel inlet with a diameter of 3 cm. The output diameter of the conical neutron channel is 6 cm. A water phantom with dimensions of 30 × 30 × 30 cm 3 was placed at a distance of 20 cm from protection — RIP = 86 cm. The results of computational studies are presented in Table 1 and in Fig.2 - (13). The kerma power on the phantom surface is 9 cGy / min with a neutron source of
В таблице приведены результаты расчетных исследований. В первом столбце указан порядковый номер расчета, во втором - толщина биологической защиты и ее материал, в третьем - материал функциональной защиты, в четвертом - мощность кермы, в пятом столбце - качество защиты - Н. В последнем столбце представлены значения кермы - Кор (на критические органы - глаза, головной мозг и т.д.) на расстоянии 15-20 см от центральной оси пучка относительно величины кермы - К в центре.The table shows the results of computational studies. The first column shows the calculation number, the second shows the thickness of the biological protection and its material, the third shows the material of the functional protection, the fourth shows the power of the kerma, the fifth column shows the quality of the protection, N. The last column shows the values of the kerma - Kor (on critical organs - eyes, brain, etc.) at a distance of 15-20 cm from the central axis of the beam relative to the size of the kerma - K in the center.
В нашей малогабаритной установке (см. Фиг.1) с генератором нейтронов НГ-24 - (1) и выходом нейтронов 1011 н./с проведены расчетные исследования. Толщину биологической защиты изменяли в интервале 15-20-25 см - (2, 3, 4) и толщина функциональной защиты - (5, 6, 7) составляла 10 см. Результаты расчетов приведены в п.п.2-69 таблицы и некоторые композиции защит на Фиг.2.In our small-sized installation (see Figure 1) with the neutron generator NG-24 - (1) and a neutron yield of 10 11 n./s, computational studies were carried out. The thickness of the biological protection was changed in the range of 15-20-25 cm - (2, 3, 4) and the thickness of the functional protection - (5, 6, 7) was 10 cm. The calculation results are given in items 2-69 of the table and some composition protection in Figure 2.
При проектировании малогабаритной радиационной защиты рассматривали различные материалы и их сочетания. В качестве одной из комбинаций рассматривали тантал и его гидриды: ТаН, ТаН2, ТаН3. Результаты расчетов с биологической защитой толщиной 20 см из Та и ТаН приведены в п.2 и п.3 таблицы. Гидрид тантала, ввиду его пористости, пропитан керосином с объемной долей 10% - ТаНК - п.4 и TAH2K с такой же долей керосина - п.5. Дозиметрические характеристики защиты из тантала и из гидридов тантала с увеличением относительной доли ядер водорода приближаются к защитным характеристикам прототипа с материалом ТаН2К. Такой результат объясняется тем, что количество ядер в металлическом тантале с удельным весом d=16,6 г/см3 nTa=0,055·10 яд./см3, а в соединении с водородом - ТаН (точнее TaH0,78=15,04 г/см3) nTa=0,0498·1024 яд./см3 - в этом соединении ядерная плотность тантала меньше на ~10%, но добавилось существенное количество ядер водорода nH=0,0388·1024 яд./см3. Для ТаН2К nTa=0,044·1024 яд./см3, nH=0,0851·1024 яд./см3.When designing small-sized radiation protection, various materials and their combinations were considered. Tantalum and its hydrides were considered as one of the combinations: TaH, TaH 2 , TaH 3 . The results of calculations with biological protection with a thickness of 20 cm from Ta and TaH are given in
В результате взаимодействия нейтронов с энергией 14 МэВ с ядрами тантала по ядерным реакциям (n,2n)-σ(n,2n)=2,26·10-24 см2 и неупругого рассеяния - (n,n')-σ(n,n')=2,45·10-24 см2, суммарное сечение замедления нейтронов при неупругом, упругом рассеяниях и (n,2n) реакции σTa=4,85·10-24 см2, на ядрах водорода при энергии нейтронов 14 МэВ сечение упругого рассеяния нейтронов σH=0,68·10-24 см2 [12]. Макроскопическое сечение замедления нейтронов с энергией 14 МэВ танталом ∑Ta=nTa·σTa=0,2668 1/см, гидридом тантала 
В рассмотренных выше расчетных исследованиях фантом располагали на расстоянии 1 см от выхода коллиматора, что позволяет лечить злокачественные новообразования кожи. При лечении гортани фантом расположен на расстоянии 10 см от торца коллиматора. В свободное пространство между биологической защитой и головой пациента установлена дополнительная - функциональная защита толщиной 10 см с таким же внешним диаметром, а внутренний ее размер является продолжением нейтронного канала конусной формы - п.п.5, 6, 7 таблицы. В функциональной защите для плеча выполнена выемка в наиболее эффективных материалах, например из TaH2K, TaB2K, BNK, боридов вольфрама, определенных размеров в зависимости от анатомии тела пациента. В расчетах п.п.6, 7, 8, 9 таблицы представлены варианты характеристики обоих видов защит, состоящих из одних гомогенных материалов: ТаН-ТаН, TaD2-TaD2 (дейтерид тантала), TaB2K-TaB2K (борид тантала с 10% долей керосина), TaH2-TaH2. При этом толщина биологической защиты составляет 15 см, что заметно отличает от толщины защиты УЦНТ, хотя дозиметрические характеристики вариантов нашей установки мало отличаются от прототипа. В расчетных исследованиях п.10 таблицы при толщине биологической защиты 20 см и РИП=31 см с функциональной защитой представлена комбинация материалов ТаН-BN, а в расчете п.11 таблицы ТаН2-BN также с РИП=31 см. В п.п.12÷20 таблицы представлены результаты расчетов комбинаций двух видов защит как с чистыми материалами Та-Та, W-W, а также их металлоподобных соединений: W2B, WB2, W2B5, WN, WC, TaB2, TaN, TaC. В расчетах с п.22 по п.27 таблицы в качестве биологической защиты использованы гидриды тантала, а функциональные - выполнены из ZrH2, LiNH2, Li(AlH4), BN. В п.п.28÷36 таблицы рассмотрены различные виды материалов функциональной защиты, включая BNK - с 10% объемной долей керосина, при толщине биологической защиты 20 см. В качестве функциональной защиты использованы также известные материалы из ZrF4 - п.33 и Fe - п.36 таблицы. В расчетах п.п.37÷52 толщина биологической защиты составляет 25 см, в качестве функциональной защиты, кроме названных, добавлены материалы: NH3BH3, Н2В(NH3)2ВН4, BeH2, Be3N2, AlH3, Li3N, В3N3Н6, LiBH4, а также гидрид мишметалла. Гидрид мишметалла состоит из (25-35)% лантана, (40-50)% церия, (4-15)% празеодима, (4-15)% неодима, (1-7)% самарий + гадолиний, а также 5,4% водорода по массе [13]. В расчетах п.п.53, 54 таблицы биологическая защита выполнена в виде чередующихся слоев вольфрама 15 см и 3 см, между ними борированный полиэтилен толщиной 7 см. В качестве функциональной защиты в первом варианте использована вода с литием-6 с объемной долей 7%, во втором - NH3BH3. В расчетах п.п.55÷61 таблицы в качестве биологической защиты использован TaH2, функциональная защита выполнена из NH3BH3, из гидрида или фторида циркония, из железа с РИП 36 см и 46 см. В расчете п.62 таблицы в качестве материалов обоих видов защит используется гидрид циркония. В п.68 таблицы представлены результаты только с биологической защитой толщиной 25 см из ТаН с фантомом, расположенным на расстоянии 20 см от нее, качество защиты Н и Кор не соответствуют прототипу. В приведенных выше расчетах радиус источника составляет 2,25 см, входной радиус коллиматора равен 2,3 см.In the above computational studies, the phantom was placed at a distance of 1 cm from the collimator exit, which makes it possible to treat malignant skin neoplasms. When treating the larynx, the phantom is located at a distance of 10 cm from the end of the collimator. In the free space between the biological protection and the patient’s head, an additional -
Улучшить качество защиты можно другим способом - уменьшением радиуса источника нейтронов и входного отверстия нейтронного канала. При конструировании радиационной защиты введем понятие терапевтической эффективности устройства - F. Она определена выражением F=D/L, где D - расстояние от среза нейтронного канала (точка С) на поверхности защиты до точки В (Фиг.3, D=ВС), в которой керма составляет до 20% от кермы в центре пучка. Величина D характеризуется нейтронно-физическими свойствами материалов защиты. Величина L - расстояние, прошедшее быстрым нейтроном без взаимодействия с материалами защиты (4) до точки В (Фиг.3, ВА1, ВА2, ВА3 и ВА4), усредненное, по всей поверхности источника нейтронов (10, Фиг.3). Величина L определена геометрическими размерами защиты устройства. На Фиг.3 поверхность источника нейтронов схематически разделена на 2 части - круг радиусом R1 и кольцо радиусами R1, R2. При вычислении величины L поверхность источника разделена на большее число частей в форме колец. В качестве детектора нейтронов использован водный фантом (8) толщиной 1 см, который располагали вплотную к защите; детекторы также разделены на круг радиусом r1 и несколько колец радиусами r1…r7.The quality of protection can be improved in another way - by reducing the radius of the neutron source and the neutron channel inlet. When designing radiation protection, we introduce the concept of therapeutic efficiency of the device - F. It is defined by the expression F = D / L, where D is the distance from the cutoff of the neutron channel (point C) on the surface of protection to point B (Figure 3, D = BC), in which kerma is up to 20% of the kerma in the center of the beam. The value D is characterized by the neutron-physical properties of the protective materials. The value of L is the distance traveled by a fast neutron without interaction with the protection materials (4) to point B (Figure 3, BA1, BA2, BA3 and BA4), averaged over the entire surface of the neutron source (10, Figure 3). The value of L is determined by the geometric dimensions of the protection device. In Fig. 3, the surface of the neutron source is schematically divided into 2 parts — a circle of radius R1 and a ring of radius R1, R2. When calculating the value of L, the surface of the source is divided into a larger number of parts in the form of rings. As a neutron detector, an aqueous phantom (8) 1 cm thick was used, which was placed close to the shield; the detectors are also divided into a circle of radius r1 and several rings of radius r1 ... r7.
Исследование терапевтической эффективности установки с источником нейтронов НГ-24 осуществляли с биологической защитой из TaB2 с керосином для двух толщин 15 см и 20 см - Фиг.3. Пространственное распределение доз на поверхности защиты - (4) определяли с помощью водного фантома - (8), расположенного вплотную к защите. Источник нейтронов - (10) толщиной 2 мм располагали на расстоянии 1 см от входного отверстия коллиматора - (12). Радиусы источника нейтронов составляли: 0,25 см, 0,5 см, 1 см, 1,5 см и 2,25 см. Радиус выходного окна нейтронного канала конической формы равен 3 см. При вычислении величины F рассматривали две геометрии: №1 - радиус входного отверстия нейтронного канала равен радиусу источника - (Rист.=Rвх.) и №2 - входной радиус нейтронного канала был максимальным и составлял 2,3 см, изменяли только размеры источника в названных диапазонах - (Rист.≤Rвх.).The study of the therapeutic effectiveness of the installation with a neutron source NG-24 was carried out with biological protection from TaB 2 with kerosene for two thicknesses of 15 cm and 20 cm - Figure 3. The spatial distribution of doses on the protection surface - (4) was determined using an aqueous phantom - (8) located close to the protection. A neutron source - (10) with a thickness of 2 mm was located at a distance of 1 cm from the inlet of the collimator - (12). The radii of the neutron source were: 0.25 cm, 0.5 cm, 1 cm, 1.5 cm and 2.25 cm. The radius of the exit window of the conical neutron channel is 3 cm. In calculating the value of F, two geometries were considered: No. 1 - radius of inlet channel equal to the radius of the neutron source - (. R = R ist Rin.) and №2 - input range neutron channel had a maximum of 2.3 cm, only changed dimensions of the source in these ranges - (R ist ≤R Rin. . ).
На Фиг.4 представлены результаты расчета терапевтической эффективности устройства F. При Rист.=Rвх. - (20 и 22) F возрастает с увеличением радиуса источника. При Rист.≤Rвх. - (19 и 21) она остается примерно постоянной величиной для различной толщины защиты, что является отличительной особенностью представленных данных.Figure 4 presents the results of calculating the therapeutic efficacy of device F. When R East. = R in. - (20 and 22) F increases with increasing source radius. When R ist. ≤R in. - (19 and 21) it remains approximately constant for different thicknesses of protection, which is a distinctive feature of the data presented.
Терапевтическая эффективность установки УЦНТ с конусной формой нейтронного канала с РИП=86 см, D=1,55 см, L=20,2 см составляет F=0,077. В предлагаемой нами установке F=0,065 при толщине защиты 20 см и диаметре источника нейтронов и входного отверстия нейтронного канала 0,75 см - (22) (Фиг.4). Для толщины защиты 15 см F=0,115 при тех же параметрах источника нейтронов и канала - (20) (Фиг.4).The therapeutic efficacy of a UCNT installation with a conical shape of the neutron channel with RIP = 86 cm, D = 1.55 cm, L = 20.2 cm is F = 0.077. In our installation, F = 0.065 with a thickness of 20 cm and a diameter of the neutron source and the neutron channel inlet 0.75 cm - (22) (Figure 4). For a thickness of protection of 15 cm, F = 0.115 with the same parameters of the neutron source and channel - (20) (Figure 4).
Расчетные исследования по улучшению эффективности радиационной защиты выполнены с биологической защитой толщиной 15 см из TaHK (п.63 таблицы) с фантомом вплотную к ней без функциональной защиты. В этом расчете радиус источника равен 0,3 см, входной радиус нейтронного канала - 0,43 см, величина Н=0,7 см, что лучше, чем у прототипа. В п.64 с толщиной биологической защиты 20 см из TaHK с радиусом источника 0,4 см и входным радиусом нейтронного канала 0,52 см получено качество защиты Н=0,5 см. В отличие от результатов п.4 с тем же материалом защиты, но с радиусом источника, равным 2,25 см, и входным радиусом нейтронного канала 2,3 см, величина Н=1,8 см. В п.п.65-67 с другими материалами защиты толщиной 20 см: W2B5, BNK и W при Rист.=0,4 см и Rвх.=0,52 см качество защиты Н составляет 0,7-0,8 см, причем Кор=2,8-2,9%, что несколько хуже прототипа. Таким образом, качество защиты - Н устройства улучшается с меньшими размерами источника нейтронов и соответствующими им входными размерами нейтронного канала диаметром 0,3÷1,5 см.Computational studies to improve the effectiveness of radiation protection were carried out with
Полученные данные свидетельствуют о возможности оптимального выбора материалов из TaH2K, W2B5 и BN с толщинами биологической защиты 15 см, функциональной - 10 см. Качество защиты Н=0,4 см лучше прототипа, что позволит уменьшить лучевую нагрузку на здоровые ткани, расположенные вблизи опухоли, Кор=1,6% - п.69 таблицы.The data obtained indicate the possibility of an optimal choice of materials from TaH 2 K, W 2 B 5 and BN with biological protection thicknesses of 15 cm, functional - 10 cm. The quality of protection N = 0.4 cm is better than the prototype, which will reduce radiation exposure to healthy tissues located near the tumor, Cor = 1.6% - p. 69 of the table.
Мощность кермы для биологической защиты с толщинами 15 см, 20 см и 25 см с фантомом в непосредственной близости от защиты составляет (7-7,2) сГр/мин, (5-5,5) сГр/мин, (3,6-4,1) сГр/мин соответственно. Для биологической защиты толщиной 20 см и функциональной защитой с фантомом вплотную, мощность кермы составляет 5÷5,5 сГр/мин. При расположении фантома на расстоянии 10 см от функциональной защиты мощность кермы составляет 2,7÷2,8 сГр/мин. Для удовлетворения клинических требований по мощности кермы необходимо выход источника нейтронов увеличить до 10 сГр/мин, что возможно при форсированном режиме работы генератора НГ-24 в течение терапевтического сеанса длительностью 10-15 минут.The power of the kerma for biological protection with thicknesses of 15 cm, 20 cm and 25 cm with a phantom in the immediate vicinity of the protection is (7-7.2) cGy / min, (5-5.5) cGy / min, (3.6- 4.1) cGy / min, respectively. For
Глубина половинной кермы в фантоме для различных комбинаций защиты составляет 5-6 см, что соответствует характеристикам ДТБН на пучке Б-3 реактора БР-10.The depth of the half kerma in the phantom for various protection combinations is 5-6 cm, which corresponds to the characteristics of the DTBN on the B-3 beam of the BR-10 reactor.
Принцип действия устройстваThe principle of operation of the device
Терапевтическую установку собирают в медицинском блоке из защитных материалов, генератора нейтронов НГ-24 и соответствующих электрических кабелей для подключения к блоку управления. Вблизи источника нейтронов устанавливают детектор для измерения нейтронной дозы. В соседнем помещении размещают приборы, контролирующие длительность сеанса терапии. На начальном этапе проводят исследования доз в фантоме - по глубине и по радиусу пучка нейтронов. После расчетно-экспериментального анализа данных дозиметрии приступают к нейтронной терапии.The therapeutic unit is assembled in a medical unit from protective materials, an NG-24 neutron generator and appropriate electrical cables for connection to a control unit. A detector for measuring the neutron dose is installed near the neutron source. In the next room place devices that monitor the duration of the therapy session. At the initial stage, dose studies in the phantom are carried out - in depth and along the radius of the neutron beam. After the calculation and experimental analysis of dosimetry data, neutron therapy is started.
Показатели достижения технического результатаIndicators of achievement of the technical result
Предлагаемое устройство позволяет реализовать наш ранее приобретенный клинический опыт в лечении некоторых разновидностей онкологических заболеваний, расположенных на глубине до 5 см, методом ДТБН. Накопленный опыт на стационарном ядерном реакторе БР-10 ГНЦ РФ ФЭИ может быть перенесен на мобильные источники быстрых нейтронов с энергией 14 МэВ, основанные, например, на генераторе НГ-24. При этом соблюдаются медицинские требования по мощности дозы и качеству защиты здоровых участков тела пациента. Кроме того, стоимость материалов коллиматора и защиты вместе с генератором НГ-24 существенно ниже стоимости стационарного источника быстрых нейтронов - ядерного реактора. Такое решение обозначенной проблемы позволит оснастить медицинские клиники и онкологические диспансеры безопасными в эксплуатации терапевтическими мобильными установками доступных размеров и интенсивностей нейтронного излучения.The proposed device allows us to implement our previously acquired clinical experience in the treatment of certain types of cancer, located at a depth of 5 cm, by DTBN method. The experience gained at the stationary nuclear reactor BR-10 of the SSC RF IPPE can be transferred to mobile sources of fast neutrons with an energy of 14 MeV, based, for example, on the NG-24 generator. At the same time, medical requirements for dose rate and quality of protection of healthy areas of the patient’s body are observed. In addition, the cost of collimator materials and protection together with the NG-24 generator is significantly lower than the cost of a stationary fast neutron source - a nuclear reactor. Such a solution to this problem will allow equipping medical clinics and oncology clinics with safe-to-use therapeutic mobile units of affordable sizes and neutron radiation intensities.
ЛитератураLiterature
1. Втюрин В.Б. Эффекты нейтронного и гамма-излучений источников на основе Cf252. М.: Энергоиздат, 1986.1. Vtyurin VB Effects of neutron and gamma radiation sources based on Cf 252 . M .: Energoizdat, 1986.
2. Б.Н.Зырянов, Л.И.Мусабаева, В.Н.Летов, В.А.Лисин. Дистанционная нейтронная терапия. Томск, 1991.2. B.N. Zyryanov, L.I. Musabaeva, V.N. Letov, V.A. Lisin. Remote neutron therapy. Tomsk, 1991.
3. Wagner F.N., Koester L., Auberger Th., Reushel W., Mayr M., Kneschaurek P., Breit A., Schraube H. Fast neutrons for the treatment of suoerficial carcinoma. // J. Nucl. Sci. Eng., 1992, Vol.110, pp.32-37.3. Wagner F.N., Koester L., Auberger Th., Reushel W., Mayr M., Kneschaurek P., Breit A., Schraube H. Fast neutrons for the treatment of suoerficial carcinoma. // J. Nucl. Sci. Eng., 1992, Vol. 110, pp. 32-37.
4. Verbeke JM, Leung KN, Vujic J. Development of a sealed-accelerator-tube neutron generator. Appl Radiat Isot 1998 May-Jun; 49(5-6):723-725.4. Verbeke JM, Leung KN, Vujic J. Development of a sealed-accelerator-tube neutron generator. Appl Radiat Isot 1998 May-Jun; 49 (5-6): 723-725.
5. И.А.Гулидов, Ю.С.Мардынский, А.Ф.Цыб, A.C.Сысоев. Нейтроны ядерных реакторов в лечении злокачественных новообразований. Обнинск, 2001.5. I.A. Gulidov, Yu.S. Mardynsky, A.F. Tsyb, A.C. Sysoev. Neutrons of nuclear reactors in the treatment of malignant neoplasms. Obninsk, 2001.
6. Важенин А.В., Рыковский Г.Н. Уральский центр нейтронной терапии, история создания, методология, результаты работы. М.: Издательство РАМН, 2008.6. Vazhenin A.V., Rykovsky G.N. Ural neutron therapy center, history of creation, methodology, results of work. M .: Publishing house of RAMS, 2008.
7. J.F.Breismeister “MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code System. Version 4A”. Los - Alamos National Laboratory, Report LA - 12625-M, 1993.7. J.F. Breismeister “MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code System. Version 4A. " Los - Alamos National Laboratory, Report LA - 12625-M, 1993.
8. (WO/1994/014167) Radiation-barrier material capable of simultaneous shielding against γ-ray, X-ray and neutron beam.8. (WO / 1994/014167) Radiation-barrier material capable of simultaneous shielding against γ-ray, X-ray and neutron beam.
9. WADC Technical Report 59-207. The University Michigan College.9. WADC Technical Report 59-207. The University of Michigan College.
10. Химия. Справочное руководство. Л., 1975.10. Chemistry. Reference guide. L., 1975.
11. Химическая энциклопедия в 5 томах. Большая Российская энциклопедия. М., 1995.11. Chemical Encyclopedia in 5 volumes. Great Russian Encyclopedia. M., 1995.
12. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоиздат, 1981.12. Group constants for reactor design and protection. M .: Energoizdat, 1981.
13. Б.А.Колачев, А.А.Ильин. Гидриды металлов. Справочник. М: Металлургия, 1992.13. B.A. Kolachev, A.A. Ilyin. Metal hydrides. Directory. M: Metallurgy, 1992.
Claims (9)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009141893/14A RU2442620C2 (en) | 2009-11-16 | 2009-11-16 | Device for fast neutrons radiation cancer therapy |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009141893/14A RU2442620C2 (en) | 2009-11-16 | 2009-11-16 | Device for fast neutrons radiation cancer therapy |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2009141893A RU2009141893A (en) | 2011-05-27 |
| RU2442620C2 true RU2442620C2 (en) | 2012-02-20 |
Family
ID=44734283
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009141893/14A RU2442620C2 (en) | 2009-11-16 | 2009-11-16 | Device for fast neutrons radiation cancer therapy |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2442620C2 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2589446C1 (en) * | 2015-09-24 | 2016-07-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Medical neutron source, nuclear reactor for medical neutron source, method for using medical neutron source |
| RU2713484C2 (en) * | 2014-07-15 | 2020-02-05 | Токемек Энерджи Лтд | Protection materials for thermonuclear reactors |
| RU2770392C1 (en) * | 2018-08-24 | 2022-04-15 | Ауэр Юнайтед Корпорейшн. | Collimator, a radiation therapy device and a method for controlled actuation of it |
| RU2796768C2 (en) * | 2022-11-16 | 2023-05-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный медицинский исследовательский центр радиологии" Министерства здравоохранения Российской Федерации (ФГБУ "НМИЦ радиологии" Минздрава России) | Biological protection to the neutron generator for remote therapy with 14 mev neutrons |
-
2009
- 2009-11-16 RU RU2009141893/14A patent/RU2442620C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| WAGNER, KNEUSCHAUREC ET ALL. THE MUNICH FISSION NEUTRON THERAPY FACILITY MEDAPP AT THE RESEARCH REACTOR FRM. STRAHLENTHER ONCOL, 2008, 184:643-646. * |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2713484C2 (en) * | 2014-07-15 | 2020-02-05 | Токемек Энерджи Лтд | Protection materials for thermonuclear reactors |
| US10636528B2 (en) | 2014-07-15 | 2020-04-28 | Tokamak Energy Ltd | Shielding materials for fusion reactors |
| RU2589446C1 (en) * | 2015-09-24 | 2016-07-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Medical neutron source, nuclear reactor for medical neutron source, method for using medical neutron source |
| WO2017052418A1 (en) * | 2015-09-24 | 2017-03-30 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Nuclear reactor for medical neutron source |
| US11291862B2 (en) | 2015-09-24 | 2022-04-05 | Research And Development Center For Innovations | Medical source of neutrons, nuclear reactor for a medical neutron source, and method of application of a medical neutron source |
| RU2770392C1 (en) * | 2018-08-24 | 2022-04-15 | Ауэр Юнайтед Корпорейшн. | Collimator, a radiation therapy device and a method for controlled actuation of it |
| RU2796768C2 (en) * | 2022-11-16 | 2023-05-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный медицинский исследовательский центр радиологии" Министерства здравоохранения Российской Федерации (ФГБУ "НМИЦ радиологии" Минздрава России) | Biological protection to the neutron generator for remote therapy with 14 mev neutrons |
| RU2809943C1 (en) * | 2023-07-06 | 2023-12-19 | Михаил Викторович Яковлев | Method for online monitoring of position of beam of charged particles in real time during radiation therapy operations |
| RU2823904C1 (en) * | 2024-03-04 | 2024-07-30 | Михаил Викторович Яковлев | Method for real-time monitoring of current density distribution in cross section of beam of charged particles in real time during radiation therapy operations |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2009141893A (en) | 2011-05-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Naseri et al. | A review on photoneutrons characteristics in radiation therapy with high-energy photon beams | |
| Hendee et al. | Radiation therapy physics | |
| Thomadsen et al. | Potential hazard due to induced radioactivity secondary to radiotherapy: The report of task group 136 of the American Association of Physicists in Medicine | |
| Fantidis et al. | Optimization of beam shaping assembly design for boron neutron capture therapy based on a transportable proton accelerator | |
| Sakurai et al. | The medical‐irradiation characteristics for neutron capture therapy at the Heavy Water Neutron Irradiation Facility of Kyoto University Research Reactor | |
| RU2442620C2 (en) | Device for fast neutrons radiation cancer therapy | |
| Jing et al. | A portable fast neutron irradiation system for tumor therapy | |
| Wang et al. | An AB-BNCT epithermal neutron source using 7Li (p, n) 7Be reaction | |
| Wierzbicki et al. | Measurement of augmentation of 252Cf implant by 10B and 157Gd neutron capture | |
| Ghassoun et al. | Spatial and spectral characteristics of a compact system neutron beam designed for BNCT facility | |
| Enferadi et al. | Nuclear reaction cross sections for proton therapy applications | |
| Masoudi et al. | Investigating a multi-purpose target for electron linac based photoneutron sources for BNCT of deep-seated tumors | |
| Ye | Boron self‐shielding effects on dose delivery of neutron capture therapy using epithermal beam and boronophenylalanine | |
| Lipengolts et al. | Binary technologies of malignant tumors radiotherapy | |
| Nourmohammadi et al. | A review on the radiation therapy technologist received dose from induced activation in high-energy medical linear accelerators | |
| CN109925610B (en) | Neutron capture therapy system | |
| Hultqvist et al. | Secondary absorbed doses from light ion irradiation in anthropomorphic phantoms representing an adult male and a 10 year old child | |
| Alikaniotis et al. | Radiotherapy dose enhancement using BNCT in conventional LINACs high-energy treatment: Simulation and experiment | |
| Polaczek-Grelik et al. | Vicinity of the Entrance to Linac Radiotherapy Room | |
| Wysocka-Rabin et al. | Monte Carlo study of a new mobile electron accelerator head for Intra Operative Radiation Therapy (IORT) | |
| Tujii et al. | Research on radiation protection in the application of new technologies for proton and heavy ion radiotherapy | |
| US20230117131A1 (en) | Optimization of Radionuclides for Treatment of Cutaneous Lesions | |
| Badhrees et al. | The Perspectives of the Boron Neutron Capture Therapy-Clinical Applications Research and Development in Saudi Arabia | |
| Lewis et al. | Monte Carlo design study of a moderated source for in vivo neutron activation analysis of aluminium | |
| Shuai et al. | An accelerator-based neutron source design with a thermal neutron port and an epithermal neutron port for boron neutron capture therapy |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20120103 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20141227 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20161117 |