Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Гадолиний в нейтрон-захватной терапии 12
1.1 Нейтрон-захватная терапия: возможности и перспективы. Элементы с высоким сечением захвата тепловых нейтронов для нейтрон-захватной терапии 17
1.2 Характеристики реакции радиационного захвата нейтронов на гадолинии 22
1.3 Анализ спектральных характеристик излучений, возникающих в результате нейтронного захвата на 157Gd 36
1.3.1 Гамма-излучение 37
1.3.2 Электроны внутренней конверсии 39
1.3.3 Оже-электроны 42
1.3.4 Рентгеновское излучение 44
1.3.5 Ядро отдачи 46
1.4 Спектральные характеристики излучений, возникающих в результате нейтронного захвата на 155Gd 46
1.5 Методические подходы к дозиметрии и спектрометрии нейтрон-захватной реакции на гадолинии 49
1.6 Заключение к обзору литературы 52
Глава 2. Методы физико-дозиметрических исследований 56
2.1 Источники ионизирующего излучения 56
2.2 Измерение и обработка спектра электронов, возникающих в нейтрон-захватной реакции на гадолинии 59
2.2.1 Экспериментальное устройство для регистрации спектра конверсионных электронов Gd 59
2.2.2 Условия проведения эксперимента и обработки данных 64
2.2.3 Восстановление спектра конверсионных электронов гадолиния 67
2.2.3.1 Модель расчёта выхода электронов внутренней конверсии из образца с гадолинием 68
2.2.3.2 Методика восстановления спектра источника 69
2.3 Использование термолюминисцентных дозиметров для регистрации гамма-излучения нейтрон-захватной реакции на гадолинии 71
2.4 Измерение поглощенной энергии дозиметром Фрикке от нейтрон захватной реакции на гадолинии 72
2.4.1 Исследование отклика дозиметра Фрикке с гадолинием на гамма-излучение и определение зависимости оптического спектра химического дозиметра от содержания соединений с гадолинием...75
2.4.2 Облучение дозиметра Фрикке с гадолинием нейтронами 78
2.5 Математическое моделирование пространственного распределения излучения и поглощенной энергии при нейтрон-захватной терапии с гадолинием 81
2.6 Выводы к главе 2 82
Глава 3. Определение поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии. Модели опухолей с равномерным распределением Gd 84
3.1 Результаты измерений дозы от нейтрон-захватной реакции на гадолинии химическими дозиметрами 84
3.2 Расчетное моделирование переноса радиационного излучения в фантоме человека при нейтрон-захватной терапии с гадолинием 86
3.2.1 Оценка влияния размера пучка на распределение плотности потока тепловых нейтронов по глубине фантома 86
3.2.2 Формирование поглощенной дозы при нейтрон-захватной терапии с гадолинием на пучке быстрых нейтронов 88
3.3 Выводы к главе 3 94
Глава 4. Экспериментальное и расчетное определение поглощенной энергии реакции Gd(n, у) от тонкого слоя гадолиния 96
4.1 Измерение спектра поглощенной энергии конверсионных электронов Gd в органическом материале 96
4.2 Измерение поглощенной энергии гамма-излучения Gd 103
4.3 Оценка распределения поглощенной дозы в ткани от излучения, возникающего в результате нейтрон-захватной реакции в тонком слое Gd 105
4.4 Выводы к главе 4 108
Заключение 110
Выводы 113
Литература 115
Приложение 1 135
- Характеристики реакции радиационного захвата нейтронов на гадолинии
- Методические подходы к дозиметрии и спектрометрии нейтрон-захватной реакции на гадолинии
- Использование термолюминисцентных дозиметров для регистрации гамма-излучения нейтрон-захватной реакции на гадолинии
- Расчетное моделирование переноса радиационного излучения в фантоме человека при нейтрон-захватной терапии с гадолинием
Введение к работе
Нейтрон-захватная терапия (НЗТ) и дистанционная нейтронная терапия (ДНТ) являются эффективными методами лечения онкологических заболеваний [1-3]. Дистанционная нейтронная терапия считается высоко эффективным методом, пригодным для лечения опухолей, расположенных близко к поверхности: слюнной железы, околоносовых пазух, мягкотканной саркомы, аденокарциномы предстательной железы, а также неоперабельных больных, рецидивных опухолей. В то же время, некоторые злокачественные новообразования не поддаются эффективному лечению нейтронами.
Нейтрон-захватная терапия злокачественных новообразований является перспективным развивающимся направлением и привлекает все большее внимание разных специалистов. Особенно она актуальна для лечения опухолей головного мозга, для которых любая другая терапия практически неэффективна. Среди элементов пригодных для реализации НЗТ первое место занимает изотоп 10В. Однако не всегда его применение оказывается эффективным. Существуют сложности с доставкой в опухоль и удержанием достаточного количества бора. Вместе с тем, в последнее десятилетие усилия ученых были направлены на поиск и практическое применение других элементов с большим сечением захвата тепловых нейтронов. В этом плане исследуется изотоп 157Gd. Его сечение захвата тепловых нейтронов в 64 раза больше, чем у 10В и он был успешно применен в диагностике в качестве контрастного вещества. В настоящее время проводятся многочисленные исследования, направленные на изучение возможности применения гадолиния в качестве нейтрон-захватного нуклида (НЗН).
Впервые гадолиний в качестве элемента для НЗТ был предложен в 1936 году в статье Locher [4], рассматриваемой как первая публикация о НЗТ. Первоначально из-за большого сечения поглощения тепловых нейтронов, большой энергии реакции и, самое главное, малой длины пробега возникающих в реакции частиц, 10В был выделен как наилучший элемент для НЗТ. Все исследования были главным образом направлены на использование этого изотопа [2, 5-17]. Однако, ученые столкнулись со сложностью его накопления и определения концентрации в опухоли. В 1984 году Gd-DTPA, а позже и другие соединения с гадолинием, способные с большим градиентом накапливаться в опухоли, были предложены в качестве контрастного вещества для ЯМР диагностики [18]. В то же время были получены первые положительные результаты применения бор-нейтрон-захватной терапии (БНЗТ) в Японии [2, 9, 19]. Все это, в совокупности с новыми знаниями о ядерных характеристиках гадолиния, возобновило интерес к гадолинию как возможному изотопу для НЗТ.
Первоначально во многих работах рассматривалось только распределение дозы от гамма-излучения, возникающего в результате Gd(n, у) реакции [20-25]. Однако Martin et al. [26, 27] и Laster et al. [28] отметили, что в их экспериментах с клетками эффект от нейтрон-захватной реакции на гадолинии (НЗРГ) был выше, чем ожидался только за счет гамма-излучения гадолиния. В работах [26, 27] был сделан вывод, что это вызвано электронами Оже, авторы [28] объяснили этот эффект действием электронов внутренней конверсии и Оже гадолиния. Однако, для точного объяснения этого явления необходимы данные о распределении доз от всех излучений, возникающих в реакции на гадолинии.
Несмотря на такие достоинства гадолиния, как высокий градиент отношения накопления вещества в опухоли по отношению к здоровой ткани, большое сечение поглощения тепловых нейтронов гадолинием, возможность использования высокоэффективных Оже-электронов гадолиния для разрушения опухолевых клеток, имеется ряд проблем. Самый главный вопрос заключается в воздействии гамма-излучения гадолиния на здоровые ткани, окружающие опухоль. Это излучение уносит большую энергию (суммарная энергия гамма-излучения реакции на ,57Gd - 7,9 МэВ, средняя - 2,8 МэВ), но оно имеет очень большой пробег в биологической ткани, что является причиной облучение здоровых клеток и недостаточно высокой дозы в опухоли. На электроны и рентгеновское излучение приходится малая часть энергии, выделяющейся в Gd(n, у) реакции - порядка 70 кэВ. Однако они могут играть существенную роль в воздействии на опухоль в зависимости от размера опухоли и расположения гадолиния по отношению к ядру клеток.
7 Актуальность работы
Анализ данных литературы показывает, что в работах по нейтрон-захватной терапии на гадолинии (GdH3T) существуют проблемы в определении поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии в ткани человека. Дозиметрическое обоснование и планирование НЗТ требуют точных сведений об интегральной поглощенной энергии и оптимальных условиях воздействия на опухоль. Данные разных авторов по энерговыделению и распределению дозы являются неполными, а зачастую и противоречивыми, что обусловило необходимость исследований по спектрометрии и дозиметрии излучений, возникающих в результате захвата нейтронов гадолинием.
В ряде работ отмечается, что электроны Оже с малой энергией могут иметь более сильное биологическое действие, чем ожидается, исходя из величины поглощенной дозы в ткани. Хотя высокая ОБЭ и большая локальная доза Оже-электронов гадолиния открывает новые перспективы для GdH3T, необходимо прежде более досконально изучить вопросы формирования дозы от других видов излучения НЗРГ - гамма-кванты, конверсионные электроны, рентгеновское излучение. Неопределенность в этих вопросах, которая, как было отмечено выше, часто встречается в литературе, ставит под вопрос многие достижения в области использования Оже-электронов в GdH3T. Объект исследования
Объектом исследования является реакция радиационного захвата нейтронов на гадолинии. Предмет исследования
Предметом исследования является распределение в органическом материале поглощенной энергии от нейтрон-захватной реакции на гадолинии при равномерном распределении гадолиния в изучаемом объекте и от тонкого слоя гадолиния.
Цель работы - проведение ядерно-физических исследований параметров излучения, возникающего в результате НЗРГ, для оценки эффективности применения Gd в НЗТ.
8 Для достижения этой цели были поставлены и решены следующие задачи:
Экспериментально оценен спектр поглощения в органическом материале конверсионных электронов и измерена поглощенная в ткани энергия гамма-излучения от тонкого слоя Gd.
Определена поглощенная энергия в объеме детектора, моделирующего опухоль с равномерным распределением гадолиния, от излучения, возникающего в результате НЗРГ.
Рассчитаны распределения поглощенной энергии от нейтронов, электронов и гамма-излучения в фантоме с Gd при облучении пучком нейтронов.
Проведен анализ доступных литературных ядерно-физических данных о нейтрон-захватной реакции на гадолинии.
Оптимизированы методы, пригодные для измерения энергии, выделяемой от НЗРГ в объемах, моделирующих опухоль.
Определены условия оптимального формирования поглощенной энергии в опухоли и нормальной ткани при предполагаемом применении Gd в НЗТ.
Методы исследования основаны на последних достижениях в области спектрометрии (сцинтилляционный детектор) и дозиметрии (химический дозиметр Фрикке), а также в расчетах (метод Монте-Карло). Научная новизна работы
В работе впервые предложен и применен в исследованиях химический дозиметр Фрикке с равномерно распределенным гадолинием. Дозиметр позволяет измерять суммарную поглощенную энергию от гамма-излучения, конверсионных электронов, электронов Оже, рентгеновского излучения НЗРГ.
С помощью стильбенового сцинтилляционного детектора впервые оценен спектр поглощения в ткани конверсионных электронов, испускаемых из тонкого слоя гадолиния.
Получены новые данные о вкладе НЗРГ в поглощенную энергию в тканеэквивалентном фантоме, различные для тонкого слоя Gd и его равномерного распределения в модели опухоли.
9 Практическая значимость работы
Предложенный метод прямого измерения поглощенной энергии дозиметром Фрикке позволяет оценивать дозу при различных конфигурациях и размерах опухолей в условиях адекватных реальному облучению больных.
С учетом размера пучка нейтронов, его спектра, глубины расположения опухоли в ткани, распределения гадолиния оптимизированы критерии выбора локализации злокачественных новообразований, которые являются наиболее приемлемые для GdH3T.
Полученное распределение поглощенной в ткани энергии от тонкого слоя гадолиния позволяет предсказывать дозу при предполагаемом использовании в НЗТ аппликаторов, капсул или игл из Gd.
Положения, выносимые на защиту:
Результаты измерения спектра утечки конверсионных электронов из тонкого слоя гадолиния, поглощенных в органическом материале.
Результаты измерения поглощенной энергии гамма-излучения от тонкого образца гадолиния.
Метод измерения поглощенной энергии от продуктов реакции Gd(n, у) при равномерно распределенном гадолинии в модели опухоли.
Оптимальные параметры концентрации гадолиния, плотности потока тепловых нейтронов и размера пучка для GdH3T.
Апробация работы
Результаты работы представлены на следующих научных конференциях:
Европейский Ядерный Конгресс ENS, ENC98, World Nuclear Congress, г. Ницца, Франция, 25-28 октября 1998 г.
Молодежная конференция ЯОР "Будущее России и Ядерные Технологии", г. Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г.
10-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "От Первой в Мире АЭС к Энергетики XXI Века", г. Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г.
Международный симпозиум Международного экологического университета «Актуальные проблемы дозиметрии», г. Минск, Беларусь, 27-29 октября 1999 г.
Международный молодежный ядерный конгресс IYNC 2000, г. Братислава, Словакия, 9-14 апреля 2000 г.
Конкурс научных работ по фундаментальным проблемам радиобиологии, МРНЦ РАМН, г. Обнинск, 24-25 мая 2001 г.
Международная научно-техническая конференция ЯОР «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», г. Димитровград, 25-28 июня 2001 г.
10-й Международный конгресс по нейтрон-захватной терапии "Research and Development in Neutron Capture Therapy", г. Эссен, Германия, 8-13 сентября 2002 г.
14-я Ежегодная конференция Ядерного общества России "Научное обеспечение безопасного использования энергетических ядерных технологий", г. Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г.
Основные материалы диссертации изложены в 10 опубликованных работах.
Содержание работы
В главе 1 представлен обзор и анализ литературных данных, выделены наиболее достоверные с нашей точки зрения спектрометрические характеристики излучения, возникающего в НЗРГ. Эти данные были использованы в собственных исследованиях.
Характеристики реакции радиационного захвата нейтронов на гадолинии
Радиационные переходы, в которых участвуют сильно возбужденные состояния, играют важную роль при радиационном захвате нейтронов. Сначала происходит захват нейтрона ядром мишени (гадолиния), и образуется составное ядро, находящееся в возбужденном состоянии. Энергия возбуждения ядра -Е=8 + Sn, где є - суммарная кинетическая энергия нейтрона, a Sn - энергия связи составного ядра. Из этого состояния совершаются радиационные переходы на более низкие энергетические уровни до тех пор, пока не достигается основное состояние. После попадания нейтрона в ядро и образования составного ядра имеется определенная вероятность испускания у-кванта. Эта вероятность является суммой вероятностей всех переходов. При переходе ядра в основное состояние происходит излучение каскада у-квантов. На элементах среднего и тяжелого веса при захвате нейтрона происходит каскадное испускание двух или трех у-квантов на захват [65, 66]. Переход в основное состояние может происходить напрямую или путем ряда последовательных переходов. Наибольшая энергия у-квантов (с точностью до малой поправки на энергию отдачи) равна энергии связи нейтрона с ядром. Их спектр имеет сложную, плохо разрешимую структуру [67, 68]. Форма спектра у-квантов зависит от относительной вероятности переходов между различными уровнями ядра, от числа и расположения уровней. Процесс передачи энергии возбуждения ядра атомным электронам носит название внутренняя конверсия. Передача энергии возбуждения ядра электронам может происходить и в том случае, когда испускание гамма-излучения абсолютно запрещено (0 - 0 - переходы). Внутреннюю конверсию и испускание у-квантов следует рассматривать как две альтернативные возможности передачи энергии возбуждения ядром. Полная вероятность перехода ядра из возбужденного в основное состояние равна сумме вероятностей радиационного перехода и внутренней конверсии.
Итак, при переходе ядра из возбужденного состояния в основное или другое возбужденное, кроме основного процесса, испускания гамма-квантов, происходит передача энергии электронам, окружающим ядро в атоме. Наличие электронной оболочки, с одной стороны, несколько изменяет вероятность у-излучения ядром, а с другой стороны, приводит к новому механизму перехода ядра в основное состояние путем непосредственной передачи энергии возбуждения электронам атома. В результате этой передачи энергии электрон переходит из связанного состояния в состояние непрерывного спектра и покидает атом. Энергия испускаемого электрона равна разности энергий теряемой ядром и связи электрона на соответствующей оболочке атома. Те = Е - 1к, где Те - кинетическая энергия электронов; 1к - потенциал ионизации К-электронов. Однако, если энергия Е, освобождаемая при ядерном переходе, меньше энергии связи К-электрона, то конверсия на К-электронах становится энергетически невозможной и наблюдается конверсия на L-электронах и т.д. Относительная вероятность конверсионного излучения и у-излучения, т.е. отношение полного числа испущенных электронов Ne к полному числу гамма-квантов Ny, испущенных в реакции, носит название коэффициента внутренней конверсии - а= — = ак + aL + ам + ... Здесь ак = (Ne)K/Ny - парциальный коэффициент внутренней конверсии для электронов К-оболочки, aL - для электронов L-оболочки и т.д. Из самого характера явления следует, что конверсионное излучение должно всегда сопровождаться испусканием характеристического рентгеновского излучения и электронов Оже [69]. Последние испускаются в процессе непосредственной передачи энергии возбуждения атома одному из его внешних электронов. Оставленные испущенными электронами вакансии заполняются электронами соседних уровней, при этом атом в результате этих переходов испускает каскад Оже-электронов. Испускание рентгеновских лучей и электронов Оже является двумя конкурирующими процессами, обусловленными образованием вакансий в электронных орбитах атома. Та часть первоначальных вакансий в определенной оболочке, которая приводит к испусканию рентгеновских лучей, называется выходом флюоресценции. Точно так же определяется выход электронов Оже как доля вакансий, приводящих к испусканию Оже-электронов. В большинстве случаев в процессе испускания Оже-электронов принимают участие два электрона и три электронных оболочки. В исходном состоянии атома на некоторой оболочке Vo имеется одна вакансия, в конечном состоянии имеется две вакансии, которые можно обозначить Хр и Yq. Индексы 0, р, q обозначают подоболочки. Следовательно, любой переход можно записать в виде соотношения V0—+XpYq, дающего сведения об условиях ионизации в начальном и конечном состояниях атома. Символ VoXpYq используется для однозначного определения некоторого Оже-электрона.
Символ V0 обозначает первичную вакансию, заполняемую электроном из оболочки Хр, причем освободившаяся энергия передается электрону из оболочки Yq, который покидает атом и переходит в свободное состояние. Рентгеновские лучи, обусловленные заполнением первичной вакансии в К-оболочке, называются К-излучением и т.д. Название К-электроны Оже относится к электронам, возникающим в результате заполнения первичной вакансии на К-оболочке, например KLiLm, KLnMi, KLmNv. Аналогично Lr, М-, ... электроны Оже связаны с первичным незанятым местом на L-, М-,... оболочках [131]. Таким образом, процесс, происходящий в 157Gd (п, у) реакции, можно разделить на три этапа. 1 этап: Ядро 157Gd поглощает тепловой нейтрон, в результате чего образуется Gd в возбужденном состоянии. 2 этап: Возбуждение ядра 158Gd снимается гамма-излучением, конкурирующим с испусканием конверсионных электронов. 3 этап: Вакантный уровень, оставленный испущенным конверсионным электроном, заполняется электроном с примыкающего уровня. Разница в энергиях связи между этими двумя уровнями ведет к эмиссии характеристического рентгеновского излучения или электрона малой энергии. Эта эмиссия продолжается, пока все вакансии не заполнят валентные уровни. Суммарно, может быть испущено до десяти Оже-электронов на один поглощенный нейтрон. Такой же процесс происходит и на изотопе 5 Gd. Эффект Оже оказывает сильное радиобиологическое действие, когда атомы гадолиния находятся в непосредственной близости от ядра злокачественной клетки. Из-за того, что Оже-электроны обладают низкой
Методические подходы к дозиметрии и спектрометрии нейтрон-захватной реакции на гадолинии
Для GdH3T важно определить в опухоли и окружающих тканях: 1. поток тепловых и эпитепловых нейтронов, который определяет число нейтрон-захватных реакций и 2. поглощенную дозу от НЗРГ и других излучений. Следует учитывать, что доза в месте проведения НЗТ формируется разными видами излучения - нейтроны, электроны, гамма-излучение. Их пробеги и механизм передачи энергии биологической ткани сильно различаются. Излучение от НЗРГ можно разделить на гамма- и электронное. Биологическая эффективность обоих, за исключением Оже-электронов и рентгеновского излучения, приблизительно одинакова. Гамма-излучение гадолиния со средней энергией 2,76 МэВ слабо ионизирует среду и имеет большой пробег в ткани. Электроны гадолиния, наоборот, обладая малой средней энергией: 68 кэВ (конверсионные электроны) и 0,5 кэВ (Оже-электроны), оставляют практически всю свою энергию в месте рождения. Из-за этого методы их регистрации должны различаться. При наличии информации о плотности потока нейтронов, их спектра и количество НЗН в ткани, можно определить число нейтрон-захватных событий и поглощенную дозу. В связи с тем, что взаимодействие промежуточных и быстрых нейтронов с гадолинием пренебрежимо мало по сравнению с взаимодействием тепловых нейтронов (рис. 1.2), при проведении НЗТ необходимо знать плотность потока медленных (до 0,5 эВ) нейтронов в месте проведения терапии в течение всего времени облучения. Для регистрации тепловых нейтронов необходимо иметь вещество, обладающее большим сечением их захвата и систему, регистрирующую вторичное излучение, возникающее в результате реакции захвата нейтронов. В таком качестве в детекторах обычно используют 10В, 6Li, 235U, 239Pu, I97Au, 157Gd. При моделировании НЗТ наиболее часто для измерения плотности потока тепловых нейтронов применяется золотая активационная фольга [51, 60]. Она имеет форму тонкого слоя, в результате чего поглощение нейтронов в ней невелико, из-за этого она не вносит сильных искажений в поток тепловых нейтронов. Камеры деления с 233U, 235U, 239Pu и пропорциональный счетчик с бором так же эффективно регистрируют тепловые нейтроны, причем в непрерывном режиме [124]. Однако большой размер ограничивает их применение для НЗТ.
Для определения дозы от тепловых нейтронов может быть использован химический дозиметр Фрикке с бором [122, 123]. Медленные нейтроны можно экспериментально отделить от нейтронов с большей энергией при помощи кадмия или бора, имеющих высокое сечение поглощения нейтронов с малой энергией. Сцинтилляционные детекторы или термолюминесцентные дозиметры (ТЛД) могут регистрировать тепловые нейтроны, используя реакцию (п, а) на Li и ,0В, при введении этих изотопов в состав детектора. В работах [125, 126] потоки тепловых нейтронов измерялись детекторами из литийсодержащего стекла с обогащением по 6Li или покрытые материалом, содержащим этот изотоп. Необходимо отметить, что кроме тепловых нейтронов важно знать о вкладе в дозу промежуточных, быстрых нейтронов и гамма-излучения. Знание спектра и плотности потока этих излучений важно для определения дозы, создаваемой ими в ткани. Для этого используются сцинтилляционные, трековые, полупроводниковые и др. детекторы [127-129]. Для измерения дозы гамма-излучения гадолиния часто используют ТЛД [51]. При этом не используют ТЛД с литием, потому что изотоп 6Li с большой вероятностью поглощает тепловые нейтроны. ТЛД из-за своего малого размера является одним из наиболее пригодных дозиметров для GdH3T. Поиск наиболее подходящих дозиметров остается актуальной задачей. В работе по GdH3T [125] для измерения гамма-излучения гадолиния были применены ТЛД диаметром — 8 мм и толщиной - 1 мм из алюмофосфатного стекла, активированного марганцем.
Кроме ТЛД для измерения поглощенной дозы гамма-излучения гадолиния можно использовать рентгеновскую пленку [51]. Она удобна из-за того, что является очень тонкой и не искажает дозовое поле. Ионизационные камеры и полупроводниковые дозиметры, хотя и могут измерять дозу гамма-излучения, имеют слишком большой размер и не подходят для НЗТ. Также для измерения дозы от у-излучения может быть использована ЭПР-дозиметрия с эмалью зубов, т.к. эмаль имеет низкую чувствительность к нейтронам и может быть использована в виде порошка с малыми размерами [164]. Кроме того, она обладает высокой чувствительностью к электронам. В работе [67] для измерения спектра гамма-излучения гадолиния был использован полупроводниковый Ge(Li) детектор.
При этом диапазон энергии был от 70 кэВ до 8 МэВ. Кроме того, в этой же работе для измерения спектра гамма-квантов с энергией от 20 кэВ до 2,1 МэВ авторы использовали магнитные спектрометры с изогнутым кристаллом [130-131]. Еще в работе [67] была использована система у-у совпадений с сцинтилляционным Nal(Tl) и полупроводниковым Ge(Li) детекторами. При этом достигалась большая точность. В более ранних исследованиях [68] для регистрации гамма-излучения использовались: комптоновский магнитный спектрометр, парный магнитный спектрометр совместно с дифракционным кристаллическим спектрометром, сцинтилляционный детектор с кристаллом Nal(Tl). В работе [67] для регистрации конверсионных электронов гадолиния был применен магнитный спектрометр. Диапазон энергий был от 20 до 1630 кэВ и от 3,5 до 7 МэВ. Исследователи [68] для регистрации электронов применяли спектрометр двойной фокусировки. Использованные спектрометры имели высокое разрешение, но были громоздки и сложны. Эти работы были направлены на изучения спектральных характеристик НЗРГ. В дозиметрии электронов гадолиния имеются свои особенности. В связи с тем, что эти электроны имеют малую энергию и как следствие малый пробег, притом, что гамма-излучение гадолиния наоборот обладает большим пробегом, для измерения дозы электронов необходимо иметь дозиметр с инкорпорированным гадолинием или чтобы детектор был очень тонким. В последнем случае может использоваться рентгеновская пленка [51]. Из-за малой толщины, вклад электронов внутренней конверсии гадолиния в суммарную регистрируемую дозу детектором значителен, что упрощает измерения. Этот
Использование термолюминисцентных дозиметров для регистрации гамма-излучения нейтрон-захватной реакции на гадолинии
В эксперименте со сцинтилляционным спектрометром измеряли поглощенную энергию от электронов тонкого слоя гадолиния. Для определения поглощенной энергии от гамма-излучения тонкого слоя гадолиния использовали ТЛД-500К. Они изготовлены на основе монокристаллов оксида алюминия - сс-А1203:С. Эффективный атомный номер материала детекторов - 10,2, их вес — 75±6 мг, размеры: диаметр - 5,0±0,15 мм, высота - 0,94±0,06 мм. Для считывания информации с детекторов использовали термолюминесцентный дозиметрический прибор КВТ-02М. ТЛД измеряли дозу гамма-излучения и конверсионных электронов гадолиния, однако последние составляли малую часть поглощенной в дозиметрах дозы. Чувствительность детекторов к экспозиционной дозе у-излучения - 1,45-1011 Гр"1 [158]. Предварительно их откалибровали на гамма-установке Луч-1. Основные характеристики ТЛД приведены в таблице 2.8. Время нахождения детекторов на свету: при освещенности 300 лк - не более 1 мин., при освещенности 150 лк — не более 3 мин. Работать с детекторами рекомендуется в помещении с освещенностью не более 150 лк. ТЛД-500К необходимо подвергнуть отжигу при облучении дозой более 10 сГр. Положительными чертами ТЛД-500К являются: высокая чувствительность, низкий собственный фон, отсутствие фединга, химическая инертность, механическая прочность, возможность многократного использования без термообработки. До настоящего времени остается нерешенной задача экспериментального определения поглощенной дозы в опухоли от излучения, возникающего в реакции нейтронного захвата на гадолинии. В рамках данной работы для измерения поглощенной энергии от реакции захвата нейтронов гадолинием было предложено использование ферросульфатного дозиметра. Ранее химические дозиметры успешно применялись для измерения дозы от нейтрон-захватных событий на 10В [122, 143].
Они обладают рядом характеристик, делающих их удобными для исследований, в частности, возможностью моделировать объект практически любой формы и высокой тканеэквивалентностью [159]. Химические дозиметры применимы для измерений высоких по мощности доз (до 10 Гр/с). Их принцип заключается в регистрации необратимых химических изменений, производимых излучением в веществе. Продукты химических реакций определяются либо непосредственно по изменению цвета, либо косвенно с помощью анализатора (титрованием, измерением электропроводности, спектрофотометрией и др.). Химические дозиметры могут определять поглощенную дозу напрямую без знания спектрального состава излучения и коэффициентов кермы. Эффективный порядковый номер раствора химического дозиметра близок к эффективному порядковому номеру воды или ткани, что соответствует целям определения поглощенной дозы в биологической ткани. Химические методы дозиметрии, использующие водяные растворы, основаны на химических реакциях, происходящих при радиолизе воды (косвенное действие излучения), а не прямое воздействие излучения на растворенное в воде вещество. Однако при высокой концентрации растворенного вещества прямое действие излучения на него становится значительным. На радиолиз воды оказывает влияние ЛПЭ измеряемого излучения, концентрация растворенного кислорода, мощность поглощенной дозы, значение рН раствора, агрегатное состояние, изотопный состав и др. Химические дозиметры имеют много преимуществ. Среди них: тканеэквивалентность, прямое измерение поглощенной дозы, простота приготовления, высокая стабильность, хорошо известная чувствительность к у-излучению и электронам, возможность измерять дозу в объекте с инкорпорированным источником, высокая точность и простота измерений, чувствительность к нейтронам, дешевизна раствора, возможность принятия дозиметром любой формы, т.к. раствор - жидкий. К недостаткам можно отнести: влияние посторонних примесей на показания, необходимость быстрой обработки показаний после эксперимента, в связи с возможными посторонними реакциями, необходимость достаточно большой дозы облучения стандартного раствора для получения достоверных показаний. Для количественного определения продуктов радиолиза вводится понятие химического выхода реакции (G). Под G понимают число атомов, изменяющихся или образующихся на 100 эВ энергии, поглощенной в растворе дозиметра. Состав ферросульфатного дозиметра может быть описан следующим образом. Сульфат железа FeSC 4, растворенный в определенном соотношении в разбавленной серной кислоте H2SO4, насыщенной кислородом, является наиболее распространенной химической системой, применяемой для дозиметрии ионизирующего излучения. При взаимодействии продуктов радиолиза воды с Fe и растворенным кислородом образуется Fe . Количество образованных в растворе ионов Fe3+ пропорционально дозе излучения, полученной раствором за определенное время.
Выход ионов G при температуре 20С равен 15,6±0,5. На выход Fe3+ влияют концентрация кислорода и присутствие органических загрязнений. При уменьшении концентрации кислорода и наличии органических загрязнений выход Fe3+ уменьшается. Число образовавшихся в результате облучения и завершения всех реакций ионов трехвалентного железа Fe3+ служит мерой поглощенной энергии. В качестве стандартного ферросульфатного дозиметра принимают следующий состав: 2 г FeSCy7H20, Зг NaCl, ПО см3 концентрированной H2SO4, растворенной в дистиллированной воде, на 5 л дозиметрического раствора. Раствор разливают в прозрачные ампулы, которые затем помещают в поле излучения для определения дозы. Появление ионов трехвалентного железа характеризуется изменением оптической плотности раствора. Максимум поглощения в спектре видимого света регистрируется при 305 нм. Концентрацию ионов Fe3+ можно определить сравнением оптической плотности облученного So6n и необлученного SHeo6jl растворов на спектрофотометре участка спектра с длиной волны 305 нм. Спектрофотометр измеряет отношение интенсивности падающего и прошедшего через раствор света. Пусть 1о и I - соответственно интенсивность падающего и прошедшего
Расчетное моделирование переноса радиационного излучения в фантоме человека при нейтрон-захватной терапии с гадолинием
Как уже отмечалось выше, ДНТ высоко эффективна, но имеет существенный недостаток - поглощенная доза быстро спадает с глубиной в ткани. Так для пучка Б-3 реактора БР-10 со средней энергией 0,85 МэВ, на расстоянии от поверхности 5,5 см полная поглощенная доза падает в два раза по сравнению с дозой на поверхности фантома. Важно найти способ увеличения дозы на глубине, т.к. лечение опухолей расположенных не на поверхности является особенно важной задачей. В настоящее время предпринимаются попытки использовать нейтрон-захватную терапию для увеличения эффективности терапии быстрыми нейтронами [33-38,135-140], сочетая преимущества обоих методов лечения. Iі о О X 1-о к с На рис. 3.1 представлены результаты вычислений распределения по глубине фантома плотности потока тепловых нейтронов при разных размерах падающего пучка быстрых нейтронов Б-3 реактора БР-10 (табл. 2.2). Как видно из рисунка, при максимальном размере падающего пучка нейтронов (10x10 см2) накопление тепловых нейтронов на глубине фантома 3-6 см максимально. При этом в районе 3-6 см для пучка 5x5 см наблюдался пологий максимум плотности потока тепловых нейтронов, для 7x7 см2 тоже пологий, но в меньшей степени, а для пучка 10x10 см2 - сильно выделенный максимум. Этот эффект можно использовать для комбинирования НЗТ и ДНТ при соответствующей локализации опухоли. В случае использования пучков быстрых нейтронов вклад тепловых нейтронов в суммарную дозу мал - несколько процентов, но их плотность потока из-за замедления быстрых и промежуточных нейтронов для пучка 10x10 см2 достигает 1,3 х 108 н/см2-с на глубине 3-6 см, при плотности потока падающего пучка нейтронов - 1,4 x 10 н/см -с (табл. 2.2-2.4), что достаточно для создания весомого вклада в дозу за счет НЗРГ.
Эти данные находятся в хорошем согласии с результатами эксперимента, полученными Капчигашевым и др. [145]. Исследование распределения плотности потока тепловых нейтронов по глубине фантома в зависимости от энергии нейтронов падающего пучка проводилось многими авторами [72, 138]. Было показано, что для пучка тепловых нейтронов в фантоме наблюдается сильное ослабление плотности потока тепловых нейтронов с глубиной. Пучки с более высокой энергией имели максимум плотности потока на глубине 3-6 см в фантоме. Наибольшее количество тепловых нейтронов на этой глубине оказалось у пучка с широким спектром нейтронов в эпитепловой области энергий [72]. Это объясняет большую плотность потока тепловых нейтронов в фантоме на глубине 3-6 см для пучка Б-3, в состав которого входит большое количество эпитепловых нейтронов (табл. 2.2). Как видно из рисунка 3.1 для пучка с широким спектром нейтронов, в отличие от пучка тепловых нейтронов, на глубине от 0 до 2 см в фантоме количество тепловых нейтронов минимально. Следовательно, для НЗТ опухолей, расположенных на поверхности наиболее целесообразно использовать тепловые нейтроны или эпитепловые нейтроны с болюсом, который, замедляя нейтроны, приближает максимум плотности потока тепловых нейтронов к поверхности. При этом для пучка эпитепловых нейтронов сохраняется пологий максимум плотности потока тепловых нейтронов, что обеспечивает более равномерное облучение опухоли тепловыми нейтронами и более высокую эффективность НЗТ. На основе теоретических, экспериментальных и расчетных данных было получено распределение поглощенной дозы по глубине фантома для медицинского пучка Б-3 с борным полиэтиленовым фильтром (раздел 2.5). Его спектр представлен в табл. 2.2, плотность потока падающих нейтронов была 1,4-10 н/см с (мощность реактора - 8 МВт), размер пучка нейтронов - 10x10 см2. На рис. 2.11 показана схема расположения фантома и модели опухоли по отношению к пучку. Модель опухоли имела форму цилиндра радиусом 0,564 см и длиной 3 см и была расположена на глубине 2-5 см в фантоме на оси падающего пучка нейтронов. Результаты вычислений представлены на рис. 3.2. Как видно из рис. 3.2 доза от гамма-излучения гадолиния существенна в окружающих опухоль тканях, тогда как доза от электронов гадолиния поглощается локально и вносит около 50% в поглощенную дозу от НЗРГ. В результате, суммарная поглощенная доза в модели опухоли на 20% больше, чем без гадолиния, и превышает дозу на глубине фантома до 2-х сантиметров. Рис. 3.3 демонстрирует поглощение тепловых нейтронов на гадолинии, при его концентрации в модели опухоли 1000 ррт. Как показано на рисунке ПЛОТНОСТЬ потока в опухоли ослабляется приблизительно на 25%. Это необходимо учитывать при вычислениях дозы от НЗРГ. На рис. 3.4 показаны результаты вычисления глубинных распределений дозы в фантоме при расположении гадолиния не только в модели опухоли, а во всем фантоме. Концентрация гадолиния в опухоли в расчетах была 1000 ррт, отношение концентраций гадолиния в опухоли и нормальных тканях было 10, т.е. в фантоме концентрация гадолиния была 100 ррт.
Модель опухоли располагалась на расстоянии 3 см от поверхности фантома и была длиной 3 см (рис. 2.11). На рис. 3.4 видно, что распределение суммарной поглощенной дозы в фантоме в случае наличия гадолиния в фантоме значительно уступает по эффективности распределению при его расположении только в модели опухоли (рис. 3.2). Это объясняется более сильным поглощением тепловых нейтронов в фантоме вокруг опухоли (рис. 3.5) и более мощным воздействием на здоровые ткани гамма-излучения НЗРГ, возникающего во всем фантоме. В связи с этим число НЗРГ и доза в опухоли уменьшились. Суммарная поглощенная доза в модели опухоли оказалась меньше, чем на глубине в фантоме до 2-х сантиметров. Гамма-излучение гадолиния имеет большую длину пробега, поэтому его доза в здоровой ткани высока. Из-за этого градиент дозы опухоль — здоровая ткань значительно уменьшился. Однако, если опухоль расположена на глубине с наибольшей плотностью потока тепловых нейтронов, то увеличение дозы может быть достигнуто главным образом в раковых клетках. Выигрыш в увеличении дозы в опухоли при этом незначителен, что видно на рис. 3.4. Доза, обусловленная электронами, поглощается локально, и, следовательно, она напрямую определяется плотностью потока тепловых нейтронов и содержанием гадолиния в данном месте фантома. Суммарная поглощенная доза в модели опухоли за счет НЗРГ увеличилась приблизительно на 10%, тогда как в расположенных рядом окружающих здоровых тканях на 3%, в основном, за счет гамма-излучения гадолиния. Из рис. 3.5 видно, что с присутствием гадолиния не только в модели опухоли, но и в фантоме, тепловые нейтроны сильнее поглощаются и плотность потока тепловых нейтронов сильно уменьшается в
