Устройство для лучевой терапии быстрыми нейтронами

Устройство для лучевой терапии быстрыми нейтронами

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к области лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами. Нейтроны генерируют на ускорителях заряженных частиц.

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.

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.

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.

Одним из основных недостатков, возникающих при применении источников из ²⁵²Cf для контактной лучевой терапии, является обеспечение удовлетворительной защиты медицинского, обслуживающего и технического персонала.

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.

Недостатком устройства является отсутствие возможности его свободного перемещения в различные медицинские учреждения.

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.

К настоящему времени исследовательский ядерный реактор FRM выведен из эксплуатации.

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.

Недостаток устройства заключается в отсутствии его практического исполнения.

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.

Недостаток - к настоящему времени исследовательский ядерный реактор БР-10 выведен из эксплуатации.

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%.

Главный недостаток прототипа заключается в отсутствии его мобильности.

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.

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.

Однако такие условия, в свою очередь, требуют новое техническое решение для формирования радиационных полей с минимальной толщиной защиты.

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.

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).

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.

Пористые материалы заполнены жидкими органическими веществами, выбранными из веществ с большой проникающей способностью и с максимальным содержанием ядер водорода (дейтерия).

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.

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.

Для увеличения мощности дозы до 25% в водородосодержащей защите внутри нейтронного канала вставлен вкладыш из неводородосодержащих материалов.

Перечень фигур

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.

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.

Фиг.3. Схема для расчета терапевтической эффективности устройства: 4 - биологическая защита, 8 - водный фантом, 10 - источник нейтронов, 12 - нейтронный канал.

Фиг.4. Зависимость терапевтической эффективности устройства от радиуса источника нейтронов: 19 - R_ист.≤R_вх. при толщине защиты 15 см; 20 - R_ист.=R_вх. при толщине защиты 15 см; 21 - R_ист.≤R_вх. при толщине защиты 20 см; 22 - R_ист.=R_вх. при толщине защиты 20 см. R_ист. - радиус источника нейтронов, R_вх. - радиус входного отверстия нейтронного канала.

Описание устройства

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.

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.

Обоснование параметров установки

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.

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.

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.

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 n_Ta=0,055·10 яд./см³, а в соединении с водородом - ТаН (точнее TaH_0,78=15,04 г/см³) n_Ta=0,0498·10²⁴ яд./см³ - в этом соединении ядерная плотность тантала меньше на ~10%, но добавилось существенное количество ядер водорода n_H=0,0388·10²⁴ яд./см³. Для ТаН₂К n_Ta=0,044·10²⁴ яд./см³, n_H=0,0851·10²⁴ яд./см³.

Состав материалов устройства и его характеристики
№ п/п	Толщина, см, и материал биологической защиты	Материал функциональной защиты	Расстояние от защиты до фантома - РИП, см	Керма - К, сГр/мин (для 1011 н./с)	Н, см	Кор, %
1	2	3	4	5	6	7
1	УЦНТ 65-(45 см Fe	нет	20-86	9(1,5·1012 н/c)	1,5	1,4
	+15 см BCH2 + 5 см Fe)	нет	35-100	5,5(1,5·1012  н/с)
2	20 - Та	нет	1-21	12,5	3,5	4,2
3	20 - ТаН	нет	1-21	10,2	2,1	1,7
4	20 - ТаНК	нет	1-21	10,2	1,8	1,3
5	20 - TaH2K	нет	1-21	10,1	1,6	1,2
6	15 - ТаН	ТаН	0-26	7,2	1,7	1,5
7	15 - TaD2	TaD2	0-26	6,8	1,5	1,2
8	15 - TaB2K	TaB2K	0-26	7,7	1,7	1,6
9	15 - ТаН2	ТаН2	0-26	7	1,3	1,0
10	20 - ТаН	BN	0-31	5,1	1,9	1,5
11	20 - ТаН2	BN	0-31	5	1,4	1,4
12	20 - Та	Та	0-31	5,7	1,9	2,8
13	20 - W	W	0-31	5,9	1,6	2,3
14	20 - W2B	W2B	0-31	5,7	1,5	1,6
15	20 - WB2	WB2	0-31	5,6	1,4	1,5
16	20 - WN	WN	0-31	5,7	1,4	1,6
17	20 - WC	WC	0-31	5,7	1,5	1,7
18	20 - TaB2	TaB2	0-31	5,4	1,1	1,25
19	20 - TaN	TaN	0-31	5,5	1,4	1,85
20	20 - TaC	TaC	0-31	5,6	1,4	1,75
21	20 - ТаН2	W2B5	0-31	5	2,1	1
22	20 - TaH2	ZrH2	0-31	4,9	1,9	1,4
23	20 - ТаН	ZrH2	10-41	2,7	2,2	2,7
24	20 - ТаН	ZrH2	0-31	4,9	1,9	1,5
25	20 - ТаН	Li(AlH4)	0-31	4,9	2,1	2
26	20 - ТаН2	LiNH2	0-31	5	2,1	2
27	20 - ТаН	BN	0-31	5,1	1,9	1,5
28	20 - BN	ZrH2	0-31	5,4	2	2,3
29	20 - BN	BN	0-31	5,6	1,6	2,3
30	20 - BNK	BNK	0-31	5,5	1,4	1,4
31	20 - W2B5	ZrH2	10-41	2,8	2,3	2,6
32	20 - W2B5	ZrH2	0-31	5,3	1,7	1,4
33	20 - W2B5	ZrF4	0-31	5,5	2,1	2,3
34	20 - W2B5	BN	10-41	2,8	1,9	2,6
35	20 - W2B5	BN	0-31	5,5	1,5	1,4
36	20 - W2B5	Fe	0-31	5,5	2,1	0,9
37	25 - BN	BN	10-46	2,3	1,8	2,2
38	25 - BN	BN	0-36	4,1	1,2	1,8
39	25 - W2B5	W2B5	10-46	2,3	2,0	1,8
40	25 - W2B5	W2B5	0-36	4,1	1,6	1,6
41	25 - W2B5	BN	10-46	2,3	1,6	1,8
42	25 - W2B5	BN	0-36	4	1,1	1
43	25 - TaH2K	NH3BH3	10-46	2,1	2,2	2
44	25 - TaH2K	H2B(NH3)2BH4	10-46	2,1	1,6	1,4
45	25 - ТаН2	BeH2	0-36	3,63	1,85	1,2
46	25 - TaH2	Be3N2	0-36	3,76	1,8	1,1
47	25 - ТаН2	AlH3	0-36	3,52	1,6	1,0
48	25 - ТаН2	LiBH4	0-36	3,54	1,7	1,15
49	25 - TaH2	LiNH2	0-36	3,59	1,6	1,05
50	25 - ТаН2	Li3N	0-36	3,64	1,8	1,5
51	25 - ТаН2	Миш-Мет	0-36	3,56	1,75	0,7
52	25 - ТаН2	B3N3He6	0-36	3,5	1,9	1,45
53	25 - (W -1 5 см + BCH2 - 7 см + W - 3 см)	H2O + 6Li (7%)	0-36	3,6	2,0	2,7
54	25 - (W - 15 см + BCH2 - 7 см + W - 3 см)	NH3BH3	0-36	3,52	2,0	2,6
55	25 - ТаН2	NH3BH3	0-36	3,6	1,6	1
56	25 - ТаН2	ZrF4	10-46	2,1	2	2
57	25 - ТаН2	ZrF4	0-36	3,6	1,5	1,3
58	25 - ТаН2	ZrH2	10-46	2,1	1,6	1,6
59	25 - ТаН2	ZrH2	0-36	3,6	1,4	0,8
60	25 - ТаН2	Fe	10-46	2,1	1,5	2,2
61	25 - ТаН2	Fe	0-36	3,6	1,3	1,1
62	25 - ZrH2	ZrH2	0-36	3,96	1,85	3
63	15 - TaHK	нет	0-16	18	0,7	1,7
64	20 - TaHK	нет	0-21	10,3	0,5	1,2
65	20 - W2B5	нет	0-21	11,5	0,5	1,5
66	20 - BNK	нет	0-21	11,5	0,7	2,8
67	20 - W	нет	0-21	12,6	0,8	2,9
68	25 - ТаН	нет	20-46	2,1	3,1	4,7
69	251 - Предлагаемое решение - Устройство		0-26	7,1	0,4	1,6

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 σ_Ta=4,85·10^-24 см², на ядрах водорода при энергии нейтронов 14 МэВ сечение упругого рассеяния нейтронов σ_H=0,68·10^-24 см² [12]. Макроскопическое сечение замедления нейтронов с энергией 14 МэВ танталом ∑_Ta=n_Ta·σ_Ta=0,2668 1/см, гидридом тантала Следовательно, наличие водорода в гидриде тантала существенно не улучшает замедляющие свойства нейтронов с энергией 14 МэВ. Однако в результате их замедления на ядрах тантала в нейтронном спектре наблюдается широкий максимум в области энергий до 1 МэВ. Для этих энергий сечение замедления нейтронов ядром тантала σ_Ta≈(0,7-2,5)·10^-24 см², ∑_Ta=(0,0385-0,1375) 1/см, ядром водорода σ_H≈(11-4,3)·10^-24 см², - в этом случае эффективность замедления нейтронов ядрами водорода возрастает, что способствует переводу нейтронов в область энергий с меньшими факторами кермы и тем самым объясняет лучшее качество защиты TaH₂K по сравнению с танталом и другими его гидридами, что увеличивает мощность кермы с материалом защиты из тантала на ~25%, чем из гидрида тантала (п.2 и п.5 таблицы). Таким образом, если в водородосодержащей защите внутри нейтронного канала вставить вкладыш п.4 и п.7 таблицы, не меняя размеров канала из W, Ta, BN, боридов, нитридов, карбидов вольфрама, тантала и т.д. определенной толщины, мощность кермы можно увеличить.

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.

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.

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 - (R_ист.=R_вх.) и №2 - входной радиус нейтронного канала был максимальным и составлял 2,3 см, изменяли только размеры источника в названных диапазонах - (R_ист.≤R_вх.).

На Фиг.4 представлены результаты расчета терапевтической эффективности устройства F. При R_ист.=R_вх. - (20 и 22) F возрастает с увеличением радиуса источника. При R_ист.≤R_вх. - (19 и 21) она остается примерно постоянной величиной для различной толщины защиты, что является отличительной особенностью представленных данных.

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).

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 R_ист.=0,4 см и R_вх.=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.

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.

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.

Глубина половинной кермы в фантоме для различных комбинаций защиты составляет 5-6 см, что соответствует характеристикам ДТБН на пучке Б-3 реактора БР-10.

Принцип действия устройства

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.

Показатели достижения технического результата

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 ядер