Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Источники нейтронов на основе ускорителя 14
1.1. Основные расчетные соотношения 15
1.1.1 Выход нейтронов 15
1.1.2 Кинематические соотношения 16
1.2 Расчет дважды дифференциального выхода нейтронов 18
1.2.1 Реакция Т(р,п)Чіе 19
1.2.2 Реакция D(d,n)3He 22
1.2.3 Реакция T(d,n)4He 24
1.2.4 Реакция 7Li(p,n)7Be 27
1.3 Сравнение реакций 36
Выводы из главы 1 38
Глава 2. Оптимизация пучка эпитепловых нейтронов 39
2.1 Моделирование источника нейтронов в области энергий падающих протонов в припороговой области (энергия 1880 кэВ - 2 МэВ) 39
2.2 Моделирование источника нейтронов в области энергий протонов больше 2 МэВ ..44
2.3 Выбор материала замедлителя 49
2.3.1 Характеристики пучка нейтронов в воздухе 50
2.4 Дозовые распределения внутри фантома 58
Выводы из главы 2 62
Глава 3. Экспериментальные исследования эпитеплового источника нейтронов на базе ускорителя 63
3.1 Измерение потока тепловых нейтронов внутри фантома 63
3.2 Исследования формирователя эпитепловых нейтронов методом времени пролета ..65 Выводы из главы 3 70
Глава 4. Расчетные и экспериментальные исследования источника быстрых нейтронов на базе ускорителя 72
4.1 Выход нейтронов из толстых мишеней 72
4.2. Пучки быстрых нейтронов для дистанционной терапии 75
4.2.1 Реакция 7U(p,n)7Bc 75
4.2.2 Реакция 9Be(t/,«)10B 78
4.2.3 Реакция 7Li(4 )24He 81
4.3 Измерения дозовых распределений внутри фантома для источника нейтронов на основе реакции 7Li(d,n)24He 89
Выводы к главе 4 100
Заключение 101
Литература 1
- Расчет дважды дифференциального выхода нейтронов
- Моделирование источника нейтронов в области энергий протонов больше 2 МэВ
- Исследования формирователя эпитепловых нейтронов методом времени пролета
- Реакция 9Be(t/,«)10B
Введение к работе
Актуальность темы диссертации
Каждый год около двух миллионов больных раком по всему миру получают одну из форм лучевой терапии. Почти целый век это, в основном, была дистанционная фотонная (рентгеновская) и электронная терапия, а также внутриполостная терапия имплантированными радиоактивными источниками (брахиотерпаия), при которой лучевое воздействие производится относительно редкоионизирующим электронным излучением. Вместе с тем, использование плотноионизирующего излучения в ряде случаев дает достаточно весомый выигрыш по сравнению с обычными методами, а в случае радиорезистентных опухолей это единственный возможный вид облучения.
На протяжении ряда лет в МРНЦ РАМН разрабатывается подход, в котором для повышения эффективности лечения опухоли терапия гамма источником сочетается с терапией пучком быстрых нейтронов, производящим в ткани плотноио-низирующие ядра отдачи. Кроме того, используется нейтронозахватная (борней-тронозахватная - БНЗТ) и дистанционная терапия с использованием буста (усиления эффекта) за счет введения препарата, содержащего бор, при взаимодействии нейтронов с которым в ткани также генерируются плотноионизирующие ионы гелия и лития.
Актуальность создания нейтронного источника клинического размещения на базе ускорителя как для дистанционной нейтронной терапии, так и для нейтроно-захватной терапии, следует из необходимости более полного использования в клинической практике возможностей дистанционной терапии быстрыми нейтронами и проведения дальнейших поисковых работ в этой области, а также для развития нейтронозахватной терапии - инновационной методики избирательной терапии рака. Недорогой компактный ускорительный источник нейтронов позволит широко применять перспективные методы нейтронной терапии и при этом может быть сравнительно легко расположен непосредственно в онкологическом центре.
Цель диссертационной работы состоит в разработке и всестороннем изучении источника нейтронов на базе ускорителя, обладающего широкой перспективой дальнейшего клинического применения. Проведенные исследования могут быть в дальнейшем использованы при разработке и создании серийных установок для нейтронной терапии клинического базирования.
Научная новизна работы заключается в следующем:
Уточнена база данных и разработано программное обеспечение для описания источника нейтронов на основе ядерных реакций T(p,n) Не, Li(p,n) Be, D(d,n) Не, T(d,n) Не, в дальнейшем используемое в программах расчета дозо-вых полей методом Монте-Карло. Результаты моделирования были верифицированы экспериментально.
Получены новые данные об угловом распределении и выходе нейтронов из ядерных реакций 7Li(W,w)24He, 9Be(d,«)10B, 7Li(p,w)7Be, 12ОД«)13К
Разработана уникальная установка для проведения различных видов нейтронной терапии на базе ускорителя КГ-2,5 ГНЦ РФ-ФЭИ.
Разработан высокоэффективный и компактный блок замедления-формирования пучка эпитепловых нейтронов для БНЗТ на основе ускорительного источника нейтронов.
Измерен энергетический спектр эпитепловых нейтронов, формируемый блоком замедления-формирования
Методом времени пролета измерен спектр быстрых нейтронов из реакции 7Li(d,n).
Разработан блок формирования пучка быстрых нейтронов для проведения дистанционной терапии, исследованы его дозиметрические и радиобиологические характеристики.
Научная и практическая значимость
Были созданы программные средства для расчета параметров источников нейтронов на основе реакций T(p,n) Не, Li(p,n) Be, D(d,n) Не, T(d,n) Не. С целью создания оптимального блока замедления-формирования были проведены расчет-но-экспериментальные исследования различных материалов и его конструкции.
Проведена экспериментальная верификация результатов моделирования источника нейтронов.
Практическая значимость источника нейтронов на основе ускорителя для лечения онкологических заболеваний выражается в расширении возможностей онкологов эффективно лечить раковые опухоли различных типов, в том числе радиорезистентных, терапия которых без применения нейтронов не дает положительных результатов. Сопоставление результатов клинических исследований для сочетанной терапии быстрыми нейтронами и гамма-лучами с результатами, полученными для чистой гамма-терапии, показывают терапевтический выигрыш от 10 до 70% в зависимости от вида опухоли. Развитие методов нейтронозахватной терапии даст возможность лечить опухоли головного мозга, что в настоящее время невозможно другими существующими методами. Решение этих проблем является важной социальной задачей.
Основные положения диссертации, выносимые на защиту:
Программное обеспечение и результаты расчета параметров источни-ков нейтронов на основе реакций Т(р,п) Не, Li(p,n) Be, D(d,n) Не, T(d,n) Не с целью их использования в задачах математического моделирования.
Оптимизированные источники эпитепловых и быстрых нейтронов на основе ускорителя и двух компактных блоков формирования нейтронных пучков для проведения нейтронозахватной и быстрой (дистанционной) терапии.
Результаты измерения потока, спектра и пространственного распределения нейтронов и поглощенной дозы в воздухе и внутри фантомов.
Достоверность результатов диссертации Данные, полученные в диссертационной работе расчетными методами, были верифицированы экспериментально. Хорошее согласие между расчетом и экспериментом подтверждает достоверность результатов. Окончательная достоверность результатов была подтверждена в ходе Государственной сертификации пучков нейтронов на радиометрическом комплексе ГЭТ 51-80 ФГУП ВНИИФТРИ с выдачей соответствующих свидетельств о поверке.
Личный вклад автора: В ГНЦ РФ-ФЭИ был накоплен богатый опыт работы с ядерными реакциями для генерации пучков нейтронов, разработана и освоена времяпролетная методика проведения экспериментов. Используя научную базу было сделано:
Разработаны программы для расчета пространственно-энергетического рас-пределения нейтронов из реакций Т(р,п) Не, Li(p,n) Be, D(d,ri) Не, T(d,ri) Не.
Произведена оценка возможности использования источника нейтронов на ос-нове реакции Li(p,ri) Be вблизи ее порога и предложен компактный формирователь пучка для проведения НЗТ.
Используя расчеты методом Монте-Карло, проведены исследования и определены наиболее перспективные материалы для изготовления блока замедления-формирования (БЗФ) пучка эпитепловых нейтронов для НЗТ.
Проведены расчеты распределений дозовых полей внутри фантомов с целью оптимизации конструкции БЗФ эпитепловых нейтронов.
Предложена конструкция БЗФ и экспериментально измерены ее характеристики.
Проведены расчетные исследования формирователей пучков быстрых нейтронов для дистанционной нейтронной терапии.
Предложена конструкция и экспериментально измерены ее характеристики.
Предложена оригинальная концепция использования узкого канала для проведения дистанционной терапии.
Измерено пространственное распределение дозы внутри водного фантома для источника нейтронов на основе реакции Li(d,n)2 Не.
Автор активно участвовал в подготовке и проведении экспериментов по измерению спектров нейтронов методом времени пролета и провел обработку результатов измерений.
Автор выражает благодарность коллективу, совместные усилия которого привели к созданию источников нейтронов для дистанционной и нейтронзахват-ной терапии, а именно:
автор выражает глубокую благодарность и признательность доктору физико-математических наук, профессору Кононову Виктору Николаевичу за руководство, помощь и участие в выполнение работ;
Боховко Михаилу Владимировичу за его огромный вклад в подготовку и проведение экспериментов;
автор благодарит коллектив ускорительного отдела ГНЦ РФ-ФЭИ за сотрудничество в проведении экспериментов и измерений;
Соловьеву Николаю Алексеевичу за помощь в проведении расчетов;
автор благодарит сотрудников МРНЦ РАМН Корякина Сергея Николаевича и Ульяненко Степана Евгеньевича за сотрудничество в проведении исследований с лабораторными животными и предоставленные результаты;
автор выражает благодарность руководству отделения 1 - ИЯНФ, а именно Фурсову Борису Ивановичу и руководителю отдела №34 Глотову Александру Ивановичу, за помощь и участие в проведении работ.
Апробация работы. Основные результаты опубликованы в работах [1-14]. По материалам диссертации были сделаны доклады на международных конференциях:
NCT Osaka 2000 - 9 международный симпозиум по нейтронозахватной терапии, 2-6 октября 2000 года, Осака, Япония.
10 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 8-13 сентября 2002, Эссен, Германия.
Open systems-2004, 5-9 июля 2004, Новосибирск, Россия.
11 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 11-15 октября 2004, Бостон, США.
12 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 9-13 октября 2006, Такаматсу, Япония.
13 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 2-7 ноября 2008, Флоренция, Италия.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 30 печатных работ, в том числе четыре - в рекомендованных ВАК рецензируемых научных журналах и изданиях, в которых должны быть опубликованы основные научные результаты диссертации на соискание ученой степени доктора и кандидата наук.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 57 наименований. Общий объем работы составляет 106 станиц, включая 55 рисунков и 11 таблиц.
Расчет дважды дифференциального выхода нейтронов
Как уже было сказано, для нейтронной терапии требуются источники нейтронов с полным потоком -10 нейтрон/с. Для терапии быстрыми нейтронами требуются пучки нейтронов с энергией 0,1 - 20 МэВ и плотностью потока 108 - 109 нейтрон/см2 с и поперечным размером -10 см. Для нейтронозахватной терапии наиболее эффективными являются эпитепловые нейтроны в интервале энергий 1 эВ - 10 кэВ при плотности потока—10 нейтрон/см" с.
В настоящее время в качестве источника нейтронов в основном используются ядерные реакторы или мощные циклотроны. Использование подобных сооружений в составе онкологической клиники, как правило, не представляется возможным. В связи с этим является актуальной задача разработки источника нейтронов на основе недорогого, компактного ускорителя, эксплуатация которого не связана с большой радиационной и ядерной опасностью. Наиболее подходящим для этой цели типом ускорителя является ускоритель прямого действия, позволяющий получать пучки протонов и дейтронов с энергией 2-3 МэВ и величиной тока 1-10 мА. Нейтронные пучки с полным потоком -1013 нейтрон/с в широком диапазоне энергий до 20 МэВ могут быть получены на подобных ускорителях в ядерных реакциях Т(р,п)3Не, 7Li(p,rc)7Be, D(d,nfHe, T(d,n)4He, 7Li(d,n)24Re, 9Be(d,/?)l0B и ряде других. Эти реакции на протяжении многих лет широко использовались в ядерно-физических экспериментах и достаточно хорошо изучены.
Для первых четырех реакций в работах [14, 15] была выполнена оценка и созданы база данных по дифференциальным сечениям и кинематические таблицы, которые позволяют рассчитать выход и пространственно-энергетическое распределение нейтронов из этих реакций в широкой области энергий падающих частиц. Погрешность оцененных данных не превышает 5%. Однако, данные для эндотермических реакций Т(р,п)3Не и Li(p,«)7Be в припороговой области, представляющей определенный интерес для бор-нейтронзахватной терапии, в работах [14, 15] отсутствуют. Кроме того, шаг по энергии падающих частиц, принятый в этих работах для некоторых областей энергий, является слишком грубым и требует уточнения.
При использовании нейтронных пучков в процессе планирования лечения требуется иметь картину распределения поглощенных доз в тканях пациента. Для получения таких распределений необходима полная информация об интенсивности и пространственно-энергетическом распределении нейтронов источника, которые в свою очередь зависят от энергии падающих частиц, характеристик мишени и устройств для формирования необходимого спектра и геометрической формы пучка нейтронов.
Был проведен анализ и оценка существующего экспериментального материала по ряду ядерных реакций, которые являются наиболее перспективными источниками нейтронов для медицины и других областей науки и техники. Составлены необходимые базы данных для расчета выхода и пространственно-энергетического распределения нейтронов из этих реакций и разработаны программы расчета этих характеристик для различных мишеней и энергии падающих частиц.
Для ядерной реакции типа 2(1, 3)4 дифференциальный удельный выход нейтронов 3 под углом G в лабораторной системе (ЛС) к направлению падающих частиц на одну падающую частицу / из слоя мишени 2, в котором падающие частицы с кинетической энергией Т\ тормозятся на величину dT\, составляет ) = г( ) , (1) ad ьє, du. где —(б і) - дифференциальное сечение реакции рождения нейтронов в ЛС, Ее, -dQ суммарное сечение торможения падающих частиц в веществе мишени. п, \ dx ), где п, - число атомов /-го элемента в 1 см вещества мишени, V\) тормозная V dx ), способность.
Дважды дифференциальный удельный выход нейтронов, описывающий пространственно-энергетическое распределение нейтронов, равен: dT\ \dT\J (3) dQdT, U Is, dQy x Кинетическая энергия нейтронов Гз и падающих частиц Т\ связаны кинематическими соотношениями, основанными на законах сохранения энергии и импульса [16-18]. Таким образом, для расчета выхода и пространственно-энергетического распределения нейтронов из тонкого слоя мишени необходимо иметь данные по дифференциальным сечениям ядерной реакции, сечениям торможения падающих частиц и массам частиц, участвующих в реакции. При расчете этих величин в случае толстой по сравнению с пробегом падающих частиц мишени стохастическим характером торможения и прослеживанием детальной траектории их движения для энергии более 0,1 МэВ можно пренебречь и использовать следующую простую модель. Мишень разбивается на последовательность тонких слоев, в каждом из которых падающие частицы имеют постоянное значение энергии, а их торможение происходит при переходе границы между слоями без изменения направления движения. Для протонов и дейтронов с начальной энергией несколько МэВ и конечной энергией 0,1 МэВ такое приближение для решаемой задачи является достаточным, поскольку связанная с ним погрешность расчета выхода нейтронов для большинства реакций не превышает 2%.
Моделирование источника нейтронов в области энергий протонов больше 2 МэВ
Предложенный ФЭИ в 1975 г. метод генерации эпитепловых нейтронов основан на использовании протонов с энергией вблизи порога реакции 7Li(/?,«)7Be (превышение над порогом 5 — 40 кэВ) [26, 27]. Этот метод характеризуется средней энергией нейтронов -30-50 кэВ, и кроме этого нейтроны благодаря кинематической коллимации вылетают из мишени в переднюю полусферу. Это позволяет отказаться от большого по размерам замедлителя и работать в «открытой геометрии» или с тонким фильтром для уменьшения эффекта от быстрых нейтронов. Подобный источник выглядит весьма привлекательно для решения задач нейтронозахватной терапии.
Автором были проведены исследования возможности лечения онкологических больных методом борнейтронозахватной терапии вообще, и в частности на установке на базе сильноточного ускорителя КГ-2,5 и реакции 1Li(p,n)1Be вблизи порога. Была поставлена задача: определить дозовое распределение внутри фантома. Наиболее перспективным был признан путь математического моделирования переноса излучения. Дозовое распределение в фантоме моделировалось с помощью программы расчета на основе метода Монте-Карло С-95 и MCNP [28, 29]. В расчетах применялась упрощенная модель фантома, которая представляла собой куб размером 20x20x20 см, два передних слоя которого моделировали кожу и череп, остальной объем - вещество мозга. Плотность и состав тканей соответствовали рекомендациям ICRU-46 [30]. Объем фантома был разбит на кольцевые детекторы: первые 1,5 см с шагом 1 мм, затем с шагом 1 см в остальной части фантома. Все кольца имели ширину 1 см по радиусу. Такая модель детекторов была выбрана, поскольку задача обладает симметрией, и увеличивая площадь детекторов, можно сократить количество моделируемых частиц, достигнув при этом достаточной точности. Кроме того, подобная модель фантома дает возможность провести в дальнейшем экспериментальное тестирование результатов расчета на ускорителе с реальной мишенью. Для всех Монте-Карло расчетов в диссертации число историй было не меньше 1-Ю7, при этом погрешность была не выше 5-7% Нейтронным источником является толстая мишень из металлического 7Li. Источник моделировался при помощи разработанной автором программы на основе методики, описанной в главе 1. Результатом моделирования является файл с описанием пространственно-энергетического распределения нейтронов, импортируемый в задание для расчета в качестве источника. Для повышения точности моделирования в расчетах методом Монте-Карло было использовано пространственно-энергетическое распределение нейтронов с шагом 1 градус. Для расчета выхода сопутствующего /-излучения из литиевой мишени применены оцененные данные [23], с использованием которых был моделирован перенос гамма-лучей.
Результатом расчетов является плотность потока нейтронов и фотонов внутри фантома. Нейтроны и фотоны разбиты на энергетические группы. В области энергии нейтронов до 10 кэВ применялись группы из БНАБ, при более высокой энергии (до 120 кэВ) ширина групп составляла 10 кэВ. Дозовое распределение внутри фантома рассчитывали с помощью нейтронных керма-факторов, из библиотеки ядерных данных ENDF/B6. Керма-факторы хорошо согласуются с представленными в работе [30], но для водорода при энергии нейтронов ниже 10 эВ использовались керма-факторы только протонов отдачи, поскольку доза /-излучения рассчитывается в процессе переноса фотонов. Коэффициент относительной биологической эффективности для нейтронов принят по рекомендациям [31].
Поток фотонов состоит из сопутствующего /-излучения мишени и / -излучения, рождающегося в фантоме в процессе переноса нейтронов. Фотонные керма-факторы рассчитаны на основе ICRU 44 [30].
Основная цель исследований состоит в нахождении оптимальной конфигурации формирователя для облучения пациентов. Параметрами оптимизации являлись энергия протонов, расстояние мишень - фантом, размеры мишени, наличие или отсутствие фильтра-замедлителя. На рисунке 16 показана зависимость от глубины биологически-взвешенной мощности дозы реакции В(/7, a) Li в опухоли (концентрация В 30 млн " ) и протонов отдачи в тканеэквивалентном фантоме для энергии протонов 1,885 МэВ на оси пучка при радиусе мишени 1, 3 и 5 см и расстоянии мишень - фантом 2,5 см. 0123456789 10 Расстояние от поверхности фантома, см
Результаты показывают, что увеличение радиуса мишени снижает нейтронную дозу на поверхности фантома при незначительном уменьшении дозы от реакции В(п, afhi внутри него, которая и является основной терапевтической составляющей лечения. Однако при этой энергии протонов для получения терапевтической дозы в опухоли 20 - 40 Гр при токе пучка 5 мА требуется 4-часовое облучение пациента. Для достижения необходимой терапевтической дозы за приемлемое время энергия протонов должна быть увеличена. Для оценки перспективности повышения энергии протонов с целью увеличения скорости набора терапевтической дозы автором были проведены расчеты с различными начальными энергиями протонов. Наиболее перспективным представляется использовать протоны с энергией 1,915 МэВ. На рис. 17 показана зависимость поглощенной дозы от реакции В(п, a) Li и нейтронной дозы при радиусе мишени 5 см и энергии протонов 1,915 МэВ (кривые 1). Из рисунка видно, что доза от протонов отдачи на поверхности фантома становится неудовлетворительно высокой и требует принятия дополнительных мер. Дальнейшее увеличение диаметра мишени представляется нецелесообразным ввиду того, что базовым прицельным объемом является шар с диаметром до 10 см, что с учетом расширения пучка в фантоме дает максимальный размер мишени порядка 5 см. Таким образом, наиболее перспективным является использование фильтра для замедления нейтронного пучка перед попаданием в фантом. Были проведены расчеты с целью оптимизации толщины данного фильтра и выявлено, что наиболее эффективным является фильтр из воды с
Исследования формирователя эпитепловых нейтронов методом времени пролета
Одним из первых экспериментов по исследованию эпитеплового пучка было измерение потока тепловых нейтронов в полиэтиленовом фантоме. Поток определяет дозу от реакции 0В(л,а) - основное воздействие на опухоль при БНЗТ. Метод активационного анализа золотых фолы был выбран для проведения измерений. Выбор основан на рекомендациях NRG 21425/03.5539 [44].
На рисунке 31 представлена постановка эксперимента. Мишень ускорителя находится в центре блока замедления-формирования (БЗФ). БЗФ изготовлен из MgF2 (куб с ребром 20 см и весом 25 кг) и окружен тефлоновым отражателем размером 40x40x40 см. Фантом изготовлен из полиэтиленовых пластин и имеет размер 20x20x20 см. Внутри фантома на определенном расстоянии от оси и глубине размещались золотые фольги (диаметр 6 мм и толщина -50 мкм). Для определения эффекта от резонансных нейтронов некоторые фольги помещались в кадмиевый чехол с толщиной стенки 0,5 мм. Фантом устанавливался непосредственно перед БЗФ. Все измерения выполнены для ионного пучка с энергией 2,3 МэВ и током 2,5 мА. Для измерения полного заряда применялся цифровой интегратор тока. Активность Au, связанная с радиационным захватом нейтронов измерялась при помощи сцинтилляционного Nal(Tl) гамма-спектрометра с колодцем. Эффективность детектора была прокалибрована при участии ВНИИФТРИ, Менделееве
После обработки результатов измерений для каждой фольги было получено число захватов в фольге на один нейтрон, генерируемый в мишени. Полный выход нейтронов из литиевой мишени составлял 6,3-10 нейтрон/с. Эта цифра была получена на основании измерения абсолютной активности Be в литиевом слое мишени и находится в хорошем согласии с результатами измерения пространственного энергетического распределения нейтронов из реакции 1L\(p,ri) Be. Это означает, что во время экспериментов ионный пучок ускорителя КГ-2,5 имел 40% протонов и 60% других ионов.
Для проверки рассчитанных методом Монте-Карло распределения поглощенной дозы от реакции В(«, а) по фантому было выполнено моделирование радиационного захвата нейтронов в золотых фольгах, размещенных внутри фантома. В этих расчетах была использована реальная толщина фольг. Сравнение результатов расчетов и экспериментов представлено на рисунках 32 и Сравнение экспериментальных и расчетных данных для золотых фольг в кадмиевом чехле в полиэтиленовом фантоме
Результаты сравнения показывают, что для данного пучка может быть использовано расчетное распределение поглощенной дозы по глубине фантома, полученное из Монте-Карло моделирования.
При лечении онкологических заболеваний ионизирующими излучениями различных видов одним из критических аспектов является планирование проведения терапии. Как правило, оно осуществляется при помощи специализированных компьютерных программ на основе параметров источника излучения и томограмм. Поскольку современное состояние систем томографии позволяет получить высококачественное изображение в различном, в том числе цифровом, виде, то критичным для систем планирования, особенно в нейтронной и нейтронозахватной терапии, будет качественное и точное описание источника излучения. Имея эти два базовых набора данных, система планирования методом моделирования процесса облучения сможет, под руководством оператора, сгенерировать лечебный план для проведения терапии. Основываясь на рекомендациях Европейской комиссии [44] для удовлетворения требованиям качества проведения БНЗТ наряду с компьютерным моделированием необходимо выполнить экспериментальную проверку расчетных результатов. Эти исследования включают измерение нейтронного спектра, геометрии пучка и дозиметрических характеристик установки. Особенную важность имеет экспериментальная верификация результатов расчета для энергий нейтронов выше 10 кэВ, поскольку в этой области нейтронная доза за счет протонов отдачи является наибольшей. На реакторах в качестве основного применяется интегральный метод с использованием резонансных и пороговых активационных детекторов. Однако этот метод не позволяет выполнить точное измерение быстрой части эпитеплового нейтронного спектра.
На основанных на ускорителе установках для БНЗТ для измерения нейтронного спектра наряду с этим методом также может применяться метод времени пролета. Это предложение основано на большом опыте, накопленном в ФЭИ по время-пролетной спектрометрии в резонансной области на ускорителях Ван-де-Граафа [45].
Экспериментальная установка для измерения спектра эпитепловых нейтронов из БЗФ методом времени пролета представлена на рисунке 34. Импульсный протонный пучок с энергией 2,3 МэВ и длительностью импульса на литиевой мишени 0,2 мкс обеспечивался путем специального режима работы ускорителя ЭГ-1. Для регистрации нейтронов использовалось литиевое стекло NE-905 толщиной 0,3 см и диаметром 5 см. Источник нейтронов и детектор установлены в разных помещениях, разделенных защитной стеной толщиной 2 м, в которой проделан канал диаметром 100 мм. Такая конфигурация обеспечивает минимальный фон детектора. Для определения эффективности детектора количество атомов Li-б в детекторе было измерено в резонансной области методом пропускания и составляет (5,05±0,15)ТО 1 см" . На следующем этапе методом Монте-Карло была рассчитана зависимость эффективности регистрации нейтронов от их энергии в области от 1 эВ до 1 МэВ с учетом рассеяния нейтронов в стекле, воздухе и пропускания через фильтр.
В области энергий нейтронов 0,001-1 МэВ (эксперимент 1) измерения выполнялись на базе 7 м с периодом импульсов 27 мкс при среднем протонном токе 2 мкА. Для исключения эффекта рециклических нейтронов использовался фильтр из В с толщиной 2.7-1022 см" . В области энергий 2,5 эВ - 10 кэВ (эксперимент 2) измерения были проведены на базе 3,5 м с периодом протонных импульсов 220 мкс. Для исключения рециклических нейтронов использовался комбинированный фильтр из In и Cd с толщиной 1.34-1022 см 2 и 4.7-1021 см"2.
При обработке результатов была сделана поправка на блуждание нейтронов в материалах БЗФ. На рис. 35 представлен результат измерения спектра нейтронов из БЗФ и из открытой мишени. На вертикальной оси отложена плотность потока нейтронов на единицу летаргии при 1 мА протонного тока на расстоянии 7,14 м от поверхности БЗФ. Такая интерпретация спектра была выбрана для сопоставления результатов расчетов и экспериментов с проведенными ранее оптимизационными исследованиями других нейтронных источников для БНЗТ. Удобство данной интерпретации спектра состоит в том, что хорошо видна быстрая нейтронная компонента пучка, наличие или отсутствие которой наиболее сильно влияет на качество терапевтического пучка. Также представлены измеренный и рассчитанный нейтронный спектр для открытой мишени и того же расстояния. Видно, что БЗФ эффективно преобразует нейтронный спектр к требуемому. Статистическая погрешность измерений составляет 1-3%. Погрешность абсолютной величины плотности потока нейтронов не более 4%.
Реакция 9Be(t/,«)10B
В соответствии с планами клинического применения быстрого нейтронного пучка ускорителя КГ-2,5 для терапии злокачественных новообразований, необходимым этапом предклинических исследований является его радиобиологическое тестирование в модельных экспериментах на животных-опухоленосителях. Были проведены эксперименты для оценки противоопухолевой эффективности (саркома М-1) и оценка состояния нормальных тканей после воздействия терапевтического нейтронного пучка ускорителя КГ-2,5. Данное исследование включало в себя оценку коэффициента ОБЭ «чистого» пучка нейтронов с энергией до 16 МэВ, а также экспериментальное моделирование сочетанных гамма-нейтронных воздействий: по критериям противоопухолевой эффективности и терапевтического выигрыша с учетом влияния последовательности, интервала между фракциями, дозы за фракцию, вклада излучений различного качества. Для нейтронов характерно высокое значение коэффициента ОБЭ. Установлено, что для нейтронов с энергией менее 0,85 МэВ онтогенетический эффект прямо пропорционален дозе, а с увеличением энергии нейтронов наблюдается существенное отклонение от линейной зависимости эффекта от дозы. Необходимо отметить, что величина кислородного эффекта возрастает при увеличении энергии нейтронов, в то же время фактор преимущества нейтронов понижается при возрастании энергии нейтронов и доли оксигенирован-ных клеток в опухоли. Для количественного описания выгод, получаемых при использовании плотноионизирующего излучения, введено понятие "фактора терапевтического выигрыша" (ФТВ). При значениях ФТВ больше единицы можно говорить о преимуществах, достигаемых за счет замены редкоионизирующего излучения плотноионизирующим. Установлено также, что увеличение числа фракций при облучении быстрыми нейтронами ведет к некоторому снижению ФТВ. ФТВ максимален для нейтронов спектра деления и с увеличением энергии нейтронов снижается. При этом в диапазоне терапевтических доз не выявлена значимая зависимость противоопухолевого эффекта от мощности дозы.
Для оценки радиобиологических параметров нейтронного источника на ускорителе КГ-2,5 радиобиологами МРНЦ РАМН при участии сотрудников ФЭИ были выполнены исследования на животных-опухоленосителях с перевиваемой модельной опухолью саркома М-1 (соединительнотканной, быстрорастущей и радиорезистентной опухоли). Использовали беспородных половозрелых крыс, самцов, массой 200±20 г. Опухоль перевивали подкожно, в бедро правой задней конечности. По достижении опухолью объема 1,3 см3 животным депилировали кремом кожу над опухолью. Данная обработка не травмирует кожу, а отсутствие шерстяного покрова в течение последующих 2-3 недель позволяет корректно оценить степень ее возможного лучевого повреждения, а также повысить точность измерения размеров опухоли. Критериями оценки эффективности воздействия являлись динамика роста опухоли и степень повреждения кожи над ней.
Параметры нейтронного пучка: выходное отверстие коллиматора 50 мм. Расстояние источник - выходное отверстие защиты 480 мм. Оценочная мощность дозы нейтронов: 0,06 - 0,12 Гр/мин. Доля гамма-составляющей -15%. Длительность облучения варьировалась от 24 мин до 45 мин. Источник гамма-излучения - «Луч» (60Со, мощность дозы -0,4 Гр/мин), поле 10x10 см. Животных помещали в пластиковые контейнеры с фиксацией опухолей для локального облучения (рис.58). В каждую группу было отобрано по 6-8 животных с одинаковыми объемами опухолей. Рис. 58. Контейнеры с крысами для локального облучения опухолей
Начальным этапом исследования было моделирование гамма-нейтронного облучения на животных-опухоленосителях в режиме суточного фракционирования дозы - фракция нейтронов (расчетный вклад 20%) и через 2,5 ч гамма-облучение (80%, без учета гамма-компоненты нейтронного облучения). Группы сравнения - две фракции гамма-облучения с интервалом 2,5 ч, причем первая - 20% от суммарной дозы (суммарная очаговая доза (СОД) - 2,4, 3,0 и 3,6 Гр-экв) (рис. 54 и 55). -г 22
Сравнение эффективности гамма-нейтронной терапии и оценку ОБЭ проводили посредством вычисления интегрального показателя — площади под кривыми изменения динамики роста опухолей после воздействия. Величина коэффициента ОБЭ составила 1,8-3,3 в зависимости от СОД (рост с увеличением поглощенной дозы). При этом коэффициенты ОБЭ, полученные по реакциям кожи, выше, чем по противоопухолевой эффективности, что указывает на возможное снижение фактора терапевтического выигрыша при облучении на ускорителе КГ-2,5 по сравнению с ранее полученными данными по облучению саркомы М-1 на реакторе БР-10.
Следующим шагом исследований была оценка коэффициента ОБЭ нейтронного излучения КГ-2,5 при суточном сочетанном гамма-нейтронном излучении в зависимости от вклада в дозу фракции нейтронного воздействия (без учета сопутствующего фотонного излучения КГ-2,5). Суммарная очаговая доза — 35 Гр/экв. Интервал между облучением животных нейтронами и гамма-излучением составлял 2 ч. Показано, что в зависимости от дозы на фракцию, последовательности воздействия гамма- и нейтронного излучения (и практически не зависящая от процента вклада нейтронов в первую фракцию 10-30 %) ОБЭ нейтронов с энергией 10-16 МэВ по критерию противоопухолевой эффективности варьирует в диапазоне 2,0-4,0 при изменении ФТВ от 0,9 до 1,9 (последний растет с увеличением ОБЭ).
Влияние последовательности редко- и плотноионизирующего излучения было оценено при гамма-нейтронном воздействии с фракционированием (три фракции за двое суток), вкладом нейтронной компоненты 20 % в СОД, равную 32 Гр-экв. Коэффициент ОБЭ нейтронов по противоопухолевой эффективности в схеме воздействия: 2 фракции нейтронов через сутки по 1,25 Гр и последующем воздействии гамма-излучения в дозе 22 Гр равен 4. ФТВ — близок к единице. Отмечено увеличение противоопухолевого эффекта при обратной последовательности воздействующих факторов.
В целом результаты радиобиологического тестирования (выполненные в объеме стартовых экспериментальных исследований) позволяют прийти к следующим промежуточным заключениям:
1. В схемах гамма-нейтронной терапии на модельной опухоли саркома М-1 (условия и результаты облучения коррелируют с клиническими данными, полученными на реакторе БР-10) ОБЭ изменяется от 2,4 до 4,0 с увеличением суммарной поглощенной дозы.
2. Фракционированное гамма-нейтронное воздействие приводит к увеличению ОБЭ, при факторе терапевтического выигрыша близком к единице.
3. Эффективность гамма-нейтронных воздействий практически не зависит от вклада нейтронной компоненты в диапазоне 10-30% в суммарную поглощенную дозу.
4. Последовательность гамма- и нейтронного излучения влияет на противоопухолевую эффективность и фактор терапевтического выигрыша: воздействие сначала гамма-излучением предпочтительнее для суточного фракционирования. С увеличением интервала между сеансами облучения это преимущество нивелируется.
