автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Определение предельных характеристик терапевтических нейтронных пучков с использованием функций влияния

На правах рукописи УДК: 621.039.51

КОРОБЕЙНИКОВ АРТЕМ ВАЛЕРЬЕВИЧ

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПРЕДЕЛЬНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ТЕРАПЕВТИЧЕСКИХ НЕЙТРОННЫХ ПУЧКОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ФУНКЦИЙ ВЛИЯНИЯ

05.13.18 - Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Обнинск

-2010

004602950

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации Физико-энергетическом институте имени А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ).

Научный руководитель: доктор физико-математических наук

Гинкин Владимир Павлович

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук

Кухарчук Олег Филаретович

доктор физико-математических наук, профессор Андросенко Пётр Александрович

Ведущая организация: Российский научный центр «Курчатовский институт», Москва

Защита состоится 26 марта 2010 г. в 10 час. 00 мин. на заседании диссертаци онного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адрес 249033, Калужская область, г. Обнинск, пл. Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан

« 2010 г

Ученый секретарь диссертационного совета

Прохоров Ю. А.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность. Важнейшей задачей при планировании лучевой терапии является оптимизация пучков подводимого к пациенту излучения. Для проведения оптимальной лучевой терапии необходимо обеспечить наилучшие условия для облучения опухоли. В идеале, если существует набор установок, производящих нейтроны, можно выбрать наилучший пучок. Достаточно очевидным при решении такой задачи является путь прямых расчетных исследований. С каждым пучком нейтронов проводятся расчетные исследования, в которых вычисляется распределение дозы в больной и здоровой тканях, и после выбирается пучок, наносящий минимальный вред здоровой ткани и максимальный больной. Чаще всего по такому простому пути и идут исследователи.

Более сложна следующая задача, которая появляется, если выбор не получился. То есть, источники не удовлетворяют требованиям, либо к ним нет доступа. В этом случае нужно подобрать такие материалы, проходя через которые источник нейтронов трансформируется в требуемый вид. Опыт таких работ есть, существует и набор материалов для адаптации реакторных пучков, но задача определения оптимальной структуры спектра нейтронов, выбора и размещения фильтров, несмотря на достигнутые успехи, до конца еще не решена.

Цель диссертационной работы состоит в определении предельных параметров для оптимизации терапевтических нейтронных пучков и получения максимального терапевтического эффекта. Для определения предельных параметров используются так называемые функции влияния. Основная идея функций влияния состоит в расчете компонент доз от набора дельтаобразных источников нейтронов, имеющих определенную энергию (энергетическую группу). Далее из этого набора можно путем свертки получить информацию о распределении доз для источника, имеющего произвольный спектр.

Разработанный подход позволит определить предельные параметры нейтронных пучков для бор- нейтрон захватной терапии (БНЗТ), а также структуру энергетического спектра нейтронов, обеспечивающего наилучшее качест-

во терапии. Применение рассчитанных предельных параметров пучка поможет существенно сократить время на получение оптимальных характеристик пучков нейтронов реальных установок.

Научная новизна диссертационной работы состоит в следующем:

- Предложена методика на основе функций влияния, которая позволяет определить, какие энергии нейтронов являются предпочтительными для разных видов нейтронной терапии. Имея разные источники нейтронов можно без проведения трудоемких расчетов с помощью функций влияния выбрать наилучший источник с точки зрения максимальной дозы в опухоли и минимальной в здоровой ткани.

- Впервые рассчитаны детальные энергетические зависимости основных качественных характеристик пучков нейтронов с точки зрения их применения для лечения злокачественных опухолей. Получены предельные (асимптотические) возможности пучков нейтронов для применения их в нейтронозахватной терапии.

- Предложены новые материалы, которые могут быть использованы при формировании пучка нейтронов для целей БНЗТ.

Практическая и научная значимость:

- Функции влияния позволяют определить, какие энергии нейтронов являются предпочтительными для нейтронной терапии. Используя полный набор функций влияния, можно построить пространственное распределение доз в фантоме для источника нейтронов произвольной формы без проведения трудоемких расчетов.

- С помощью функций влияния осуществляется выбор наилучшего источника с точки зрения максимальной дозы в опухоли и минимальной в здоровой ткани: определены рекордные возможности пучков нейтронов, показатели реальных пучков будут хуже.

- Разработанный набор функций влияния позволит существенно сократить область изменения переменных при оптимизации пучков нейтронов для нейтронной терапии.

- Получена детальная информация о распределении доз и терапевтических отношений от энергии падающего на фантом (пациента) пучка нейтронов.

- Существенно расширен список материалов, которые могут использоваться в процедуре формирования пучка для БНЗТ.

- Полученные результаты могут быть использованы при создании информационной системы поддержки конструирования пучков нейтронов для лучевой терапии.

Достоверность и обоснованность представленных в диссертационной работе исследований определяется следующим:

- результаты, полученные автором, подтверждены путем сравнения с расчетами по прецизионным программам, реализующими метод Монте-Карло с использованием лучших доступных на настоящее время ядерных данных;

- разработанные автором расчетные модели сравнивались с результатами экспериментов, выполненных на ускорителе КГ-2,5 и при проведении сравнительных тестовых расчетных исследований для модельных задач, и показали хорошее совпадение.

Апробация работы и публикации. Материалы диссертационной работы опубликованы в 10 научных работах [1]-[Ю] и представлены на научных конференциях в России и за рубежом:

- The 20th International Conference on Transport Theory. July 22-28, 2007, Obninsk, Russia;

- 13th International Congress on Neutron Capture Therapy. November 3-7,2008, Villa Vittoria in Florence, Italy;

- XI Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009», 29 сентября - 02 октября 2009 г., г. Обнинск.

На защиту выносятся следующие основные положения:

- Полный набор функций влияния, с помощью которого можно построить распределение доз по глубине для источника нейтронов с произвольным спектром без проведения трудоемких расчетов.

- Детальные зависимости от энергии основных характеристик пучков нейтронов с точки зрения их применения для целей нейтронной терапии.

- Предельные параметры для оптимизации терапевтических нейтронных пучков.

- Набор материалов для формирования нейтронных пучков, обеспечивающих оптимальные характеристики для нейтронозахватной терапии.

Личный вклад автора. Постановка задач исследования; разработка и подготовка расчётных моделей; проведение расчётных исследований, анализ и выработка рекомендаций по применению полученных результатов выполнены лично автором диссертации. Участие других специалистов в работах, вошедших в диссертацию, конкретизируется по ходу её изложения.

Структура и объем диссертации. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и двух приложений. Основной текст диссертации изложен на 125 страницах, приложения приведены на 12 страницах. Диссертация содержит 83 рисунка, 5 таблиц и список литературы из 100 наименований.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы, показана её научная новизна и практическая значимость.

В первой главе (Анализ физико-технических проблем организации пучков для нейтронной терапии) рассмотрены общие вопросы применения нейтронных пучков для целей нейтронозахватной терапии и терапии быстрыми нейтронами. Рассмотрена история, выявлены основные проблемы и представлено современное состояние нейтронной терапии в России и за рубежом. Проведён анализ физико-технических проблем, возникающих при организации нейтронных пучков для нейтронозахватной терапии. Показано современное состояние и намечены пути решения комплекса проблем, возникающих при разных способах организации пучков.

Во второй главе (Требования к нейтронным пучкам, используемым в нейтронной терапии) содержится анализ требований, предъявляемых к нейтронным пучкам, продемонстрирована их неполнота и рассмотрены способы пополнения. Приведены некоторые источники нейтронов, которые используются для разных типов нейтронной терапии.

В третьей главе (Функции влияния и их применение для оптимизации нейтронных пучков) приведены теоретические аспекты разработки функций влияния для определения предельных характеристик пучков нейтронов, необходимых при оптимизации устройств, используемых в нейтронозахватной терапии.

Задачи, возникающие при проектировании блока вывода нейтронных реакторных пучков, очень сложны и носят комплексный характер. Для решения таких задач обычно организуется цепочка программ, основанных на разных методах, с разными возможностями по геометрии. Перевязка граничных потоков осуществляется специальными программными модулями. Основная сложность состоит в том, что весь арсенал расчётных средств нужно использовать многократно, пока не получится оптимальный вариант. Поэтому очень важным является определение требуемой структуры источника нейтронов на входе в фантом заранее, чтобы знать, к чему стремиться. В ходе работы рассматривались раз-

ные подходы для определения требуемой структуры пучка, и был выбран наиболее эффективный из них.

Оптимальное распределение по энергии пучка нейтронов, подводимого к пациенту, зависит от глубины расположения опухоли в теле пациента. Поэтому первая задача состоит в том, чтобы исследовать эту зависимость. Однако это совсем не простая задача, поскольку, вообще говоря, она обратная. По глубине и размеру опухоли нужно определить спектр излучения, приносящий максимальный вред больной ткани и минимальный здоровой.

При решении такого рода задач естественно было бы использовать аппарат сопряжённых функций. В этом случае нужно рассчитывать набор функций ценностей по отношению к целому ряду функционалов типа:

Вхтимоя ~

Ут Е 4 л

где КхтимоК (г' ~ функция отклика детектора, под которой в данном контексте можно понимать дозовые коэффициенты, Е>ХГ11ШЖ - доза от лг-го типа излучения (нейтронного, гамма и др.) в области размещения опухоли.

Аналогичные функции ценности должны быть рассчитаны и для распределения доз в здоровой ткани, которые вычисляются по соотношениям, подобным (1). Как известно, при наличии набора функций ценности функционал вида (1) можно рассчитать, используя ценность и источник нейтронов, подведённый к пациенту

1 11Ф'е^Ш = (ф*0 = (ФДЛ) = эхтт (2)

УдЕ4к

Интегрирование в (2) в отличие от (1) проводится по области действия источника. Соотношения (1) и (2) приводят к одному и тому же результату. Однако соотношение (2) открывает путь для поиска оптимального источника ней-

тронов, который обеспечил бы наивысшую дозу в опухоли и минимальную в здоровой ткани.

Это вполне возможный, но достаточно трудоёмкий путь решения задачи о разработке оптимального источника нейтронов. Трудоёмкость связана с тем, что для описания распространения излучения в опухолях и здоровых тканях требуется применение прецизионных методов решения уравнения переноса, из которых наиболее подходящим является метод Монте-Карло. Особенностью метода Монте-Карло является сложность расчёта дифференциальных распределений плотностей потока и ценности. Именно поэтому использование соотношений типа (2) в задаче об оптимизации источника нейтронов является малопродуктивным.

Ещё одна причина трудоёмкости такого подхода состоит в необходимости вычисления огромного набора функций ценности для разных глубин расположения опухоли и точек контроля над дозой в здоровой ткани, поскольку заранее неизвестно, в какой точке доза в здоровой ткани будет максимальна, а именно это является одним из ограничений при нейтронной терапии.

Для решения поставленной задачи в диссертационной работе предлагается использовать подход расчётного построения функций влияния. Идея подхода состоит в расчёте доз от набора дельтаобразных источников нейтронов, имеющих определённую энергию (энергетическую группу).

Обоснование подхода проводится достаточно просто и заключается в свойстве линейности уравнения переноса. Если исходное уравнение переноса записать в виде:

= (3)

где I Ф = ПУФ(г,П,£) + Х,Ф(гА£)- £' -> П, £)Ф(г,£У, Е')с1Е'с1П'

(?р(г,0.,Е) - источник нейтронов, падающих на поверхность фантома, то в силу линейности уравнения (3) можно вместо него решить систему уравнений вида:

¿Ф,=а. ¿ф2=е2. ¿Фз=бз.... , (4)

N /=1

Тогда и плотность потока, соответствующего ()р, будет равна

ф = 5>,.

/

То есть, можно разделить источник ()г на произвольное количество частей и решать уравнения с правыми частями типа (4), а затем полученные решения сложить. От плотности потока нейтронов или гамма-квантов Ф, , в групповом виде легко перейти к соответствующим дозовым распределениям, которые собственно и есть функции влияния.

Если рассчитать набор таких функций влияния для всех энергетических групп, то потом можно определить распределение доз от источника любой энергетической структуры. В простом, но достаточно распространённом случае, когда нейтроны падают нормально к поверхности фантома и пространственное распределение нейтронов внутри «пятна» источника равномерное, нужно просто сложить функции влияния с весом источника в данной группе:

ад^-уад (5)

ё

где £)|(г) - дозы от х-го типа излучения (нейтронного, гамма и др.) от источника, сосредоточенного в энергетической группе я, г - область локализации дозы в фантоме, 5 - спектр источника облучения.

(г) - функция влияния. Физически это доза от х-го типа излучения (нейтронного, гамма и др.) произведённая нейтронами, вылетающими из источника группы g. Имея разные источники можно с помощью функций

влияния (г) по соотношению (5) выбрать наилучший источник с точки зрения максимальной дозы в опухоли и минимальной в здоровой ткани.

В диссертации приведен разработанный алгоритм учёта углового распределения источника нейтронов, который позволяет рассчитать функции влияния отдельно для моконаправленного источника и отдельно для изотропного, а затем их сложить с соответствующими весами.

Таким образом, имея наборы функций влияния от источников, падающих нормально и изотропно к поверхности, можно определить дозу от источника с произвольным отношением ток/поток. Функции влияния позволяют определить, какие энергии нейтронов желательны при той или иной глубине расположения опухоли и будут полезны при разработке фильтров, с помощью которых можно будет сформировать пучки нейтронов требуемой энергетической структуры.

В четвёртой главе (Результаты расчетных исследований функций влияния и их анализ) даны численные результаты расчета функций влияния и их приложений к основным функционалам БНЗТ. Известно, что доза в опухоли и ткани определяется следующим образом:

Dlumor = СБЭВ,tumor ' D В,tumor + ОБЭн ■ Ду + ОБЭ0 ■ D0 + ОБЭ/а5, ■ Dfasl + ОБЭ,( ■ D„(

(6)

Dtissue ~ СБЭВ

, tissue DB,lissUe + ОБЭм ■ Dn + ОБЭ0 ■ D0 + OE3fas, ■ Dfasl + ОБЭу ■ Dy

Здесь: ОБЭ - относительная биологическая эффективность излучений, СБЭ -составная биологическая эффективность реакции 10B(/3,«)7Li, D - поглощённая доза.

Выражения (6) описывают основные компоненты дозы, формируемой выходящим пучком. Слагаемые в формулах (6) по нашему определению станут функциями влияния при облучении фантома дельтаобразными по энергии поверхностными источниками.

Качество пучка эпитепловых нейтронов для нейтронозахватной терапии принято характеризовать следующими основными параметрами:

1. Достижимая глубина (advantage depth - AD) - глубина в фантоме, при которой мощность биологически взвешенной дозы в опухоли становит-

ся равной величине наибольшего значения мощности дозы для здоровой ткани Dtumor(x) - Эта величина характеризует проникающее ка-

чество нейтронов пучка.

2. Мощность биологически взвешенной дозы в опухоли на глубине AD (advantage depth dose rate - ADDR), которая характеризует время достижения максимально допустимой дозы на глубине AD.

3. Терапевтическое отношение (therapeutic ratio - 77?), равное отношению мощности дозы в опухоли к максимальной мощности дозы в здоровой ткани.

TR(x)=Dlumor(^ (7)

v ' rjtrax 4 '

^tissue

4. Терапевтическое отношение позволяет определить максимальную величину терапевтической дозы, которая может быть подведена к опухоли на глубине х. Применение НЗТ эффективно только при 77? > 1.

5. Достижимое дозовое отношение (advantage rate - AR) - отношение полной дозы в опухолевой ткани к полной дозе в здоровой, проинтегрированное от поверхности до глубины AD.

AD

} Аш/ОкОО^

J Dnssui:(x)dx о

6. Отношение тока к потоку, J3nH /Фэпи > характеризующее расходимость пучка эпитепловых нейтронов.

В расчётных исследованиях было принято, что в основании пучок имеет цилиндрическую форму, нейтроны внутри пучка распределены равномерно. Проведено две серии расчётов. В одной полагалось, что нейтроны падают на поверхность фантома нормально, а в другой - таким образом, чтобы поток на поверхности был изотропным. Как показано в диссертации, имея такие наборы

функций влияния, можно получить угловое распределение, соответствующее любому отношению ток/поток.

В расчётах использовались два диаметра пучка - 5 см и 10 см. Расчёты выполнены для широкого набора концентраций бора-10 в опухоли и здоровой ткани. Для определённости в иллюстрациях, приведённых в диссертационной работе, полагалось, что в опухоли концентрация 10В - 65 ррт, а в здоровой ткани - 18 ррш. Расчётное моделирование переноса нейтронов и гамма-лучей проводилось методом Монте-Карло с использованием программного комплекса МСТЧР-4С. Расчёты выполнялись последовательно для каждой энергетической группы из разбиения интервала энергии от 0,5 эВ до 20 МэВ, приведённого в диссертации. Рассчитывалась полная доза в больной и здоровой ткани, а также её составляющие из соотношения (6).

На рисунке 1 показано распределение дозы и её компонентов по оси пучка для энергетического интервала (100, 215) эВ. Видно, что доза в больной ткани значительно выше, чем в здоровой. Это очень важный для медицинского применения факт. Действительно, при лечении с помощью лучевой терапии нужно нанести минимальный вред здоровой ткани. Результаты исследований показали, что такой результат получился для источников нейтронов находящихся в интервале 0,5 эВ - 30 кэВ. При более высоких энергиях ситуация становится хуже. Для ее улучшения необходимо уменьшить долю высокоэнергетических нейтронов в исходных спектрах ядерных установок (реакторов, ускорителей и др.). Это можно сделать с помощью правильно подобранных модификаторов спектра.

1.40Е-10

. 1.20Е-10 Ч а>

1 1.00Е-10 О

3 8.00Е-11 с> О

4

Л 6.00Е-11 I-о о

|4,00Е-11 О

2 2.00Е-11

О.ООЕ+ОО

Ъ К «V <Ъ <о \ Ч,

Глубина в фантоме, см

Рисунок 1 - Распределение дозы и её компонентов по оси пучка для энергетического интервала (100,215) эВ

Глубина в фантоме, см

Рисунок 2 - Функции влияния - распределение дозы в опухоли и здоровой ткани для энергетического интервала (10,20) кэВ

Во всех вариантах предполагалось, что плотность потока нейтронов на поверхности фантома равна 109н/см2-с. На рисунке 2 проиллюстрировано определение АБ - глубины в фантоме, при которой мощность биологически взвешенной дозы в опухоли становится равной величине наибольшего значения мощности дозы для здоровой тканиО1итог(х) = .

-в-1кэВ -*-10кэВ -*-30кэВ

8 10 12 Глубина, см

14

16

Рисунок 3 - Распределение терапевтического отношения по глубине в фантоме для разных энергий пучка нейтронов. Диаметр пучка 10 см

На рисунке 3 даны распределения терапевтического отношения (77?) по глубине в фантоме для разных энергий пучка. Видно, что с ростом энергии максимум смещается в сторону больших глубин и снижается по величине. На рисунке 4 приведены распределения 77? от энергии для разных глубин размещения опухоли. Из результатов расчёта видно, что зависимости 77? от энергии нейтронов для разных глубин расположения опухоли разные. На глубине 2 см в интервале энергий от 0,215 эВ до 20 кэВ изменение 77? от энергии довольно слабое, однако после 20 кэВ зависимость от энергии усиливается и до 70 кэВ

77? уменьшается от 6,5 (при 20 кэВ) до двух. Для глубин размещения опухоли (5-7) см зависимость 77? от энергии совсем другая, чем при 2 см.

Исследования, проведённые в диссертационной работе показали, что зависимость АВ, от энергии довольно плавная. Сначала /Ю плавно возрастает до 10 см при энергии 10 кэВ, а затем падает и становится при 70 кэВ равной 6 см.

9 1

0,215 0,465 1 2,15 4,65 21,5 215 465 1000 2150 10000 30000 50000 70000

Энергия, эВ

Рисунок 4 - Распределение значения терапевтического отношения 77? по энергии пучка и глубине в фантоме. Диаметр пучка 10 см

На рисунке 5 показано распределение по энергии такой важной характеристики, как ЛДОЛ, которая связана с предельным временем облучения больного при предельной глубине размещения опухоли. Понятно, что чем ниже эта характеристика, тем лучше. Из результатов расчета видно, что в интервале энергий пучка от 0,215 эВ до 20 кэВ эта дозовая характеристика меняется мало, но при увеличении энергии нейтрона выше 20 кэВ изменения становятся более значительными.

Энергия, эВ

Рисунок 5 - Сравнение максимальной дозы в здоровой ткани (ADDR) и максимальной дозы в опухоли (TUMOR МАХ) в зависимости от энергии

нейтронов

На этом же рисунке приведено распределение по энергии нейтронов максимальной дозы в опухоли. Видно, что с ростом энергии нейтронов эти две кривых сближаются. Примерно до энергии 20 кэВ это сближение плавное и разница между максимумами доз в здоровой и опухолевой ткани остаётся большой, что для нейтронозахватной терапии является положительным фактором. После 30 кэВ скорость сближения увеличивается и после 80-100 кэВ разница между дозами в здоровой ткани и опухоли резко сокращается.

В диссертационной работе с использованием функций влияния определены предельные характеристики нейтронных пучков, которые получаются для идеальных - теоретических пучков. Для реальных систем они будут хуже. В таблице 1 приведено сравнение характеристик некоторых пучков, используемых для БНЗТ с полученными предельными.

Таблица 1 - Сравнение характеристик пучков с предельными

Сравниваемый пучок АО, см АЯ ТШпах

Предельные характеристики 10,5 7,0 8,0

РСВ М1Т 9,7 5,0 6,0

РУ «МАРС» 7,9 5,2 5,5

Пучок НЭУ реактора ВВРц 8,9 5,5 5,7

Ускоритель с комбинированным замедлителем 9,1 5,6 6,2

С помощью функций влияния в диссертации была проведена оценка качества пучка медицинского реактора МАРС, разрабатываемого для задач БНЗТ. На рисунках 6-8 приведено распределение по энергии плотности потока нейтронов медицинского реактора МАРС, оптимизированного для БНЗТ. По другой оси на этих же рисунках приведено распределение терапевтического отношения по энергии для глубин 2 см, 5 см и 7 см.

Из результатов анализа можно сделать вывод, что для глубин пять и семь сантиметров формы кривых плотности потока и 77? подобны, и это является положительным качеством оптимизированного пучка. При высоких 77? плотности потоков выше, чем при низких, т.е. нейтронов, обеспечивающих высокие терапевтические отношения при облучении больше. Для опухоли, расположенной на глубине два сантиметра ситуация несколько иная. Нейтронов в области высоких терапевтических отношений в интервале энергий от 0,5 эВ до 0,1 кэВ мало. Таким образом, можно, используя информацию о функциях влияния, сделать вывод о том, что пучок реактора МАРС для глубоко расположенных опухолей оптимизирован хорошо. Для опухолей, расположенных не так глубоко желателен более «мягкий» спектр, долю нейтронов в интервале 0,5100 эВ желательно увеличить. Аналогичные оценки можно провести и для других пучков, разработанных для нейтронозахватной терапии.

9,0

-Г 30

о.о -1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1—4 о

0,465 2,15 10 46,5 215 1000 4650 20000 40000 Энергия, эВ

Рисунок 6 - Распределение 77? на глубине 2 см по энергии и распределение оптимизированного для БНЗТ потока нейтронов в реакторе МАРС

0,465 2,15 10 46,5 215 1000 4650 20000 40000 Энергия, эВ

Рисунок 7 - Распределение Т11 на глубине 5 см по энергии и распределение оптимизированного для БНЗТ потока нейтронов в реакторе МАРС

2,5 т

о £ 2 о Э о

5 1,5 ш

0 *

и

0)

1 1

ё 0) с га

о 0,5 I-

0 -I-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1- о

0,465 2,15 10 46,5 215 1000 4650 20000 40000 Энергия, эВ

Рисунок 8 — Распределение 77? на глубине 7 см по энергии и распределение оптимизированного для БНЗТ потока нейтронов в реакторе МАРС

Пятая глава (Исследования по выбору материалов для замедлителей и фильтров при оптимизации нейтронных пучков) посвящена численным исследованиям по выбору материалов для формирования пучков нейтронов, оптимальных с точки зрения нейтронозахватной терапии.

Исследования по выбору материалов, которые могут использоваться в качестве модификатора спектра при формировании подходящей спектральной структуры нейтронных пучков для БНЗТ, уже проводились в ряде работ. Однако в основном они были направлены на адаптацию конкретного источника нейтронов для целей нейтронной терапии. В диссертационной работе была поставлена задача оценить качество материалов в более широких предположениях о возможной форме спектра «чистого» источника нейтронов исходя из результатов, полученных при моделировании функций влияния.

Реальные нейтронные источники часто имеют значительную долю быстрых нейтронов в своём спектре. Задачей модификаторов является сдвиг спектра из быстрой энергетической области в эпитепловую. В связи с этим, предпо-

лагается, что наиболее предпочтительными при формировании требуемого спектра пучка нейтронов являются материалы, состоящие из лёгких элементов с большим сечением рассеяния быстрых нейтронов и малыми сечениями поглощения в области медленных нейтронов. Наиболее перспективным, судя по многим публикациям, являются материалы, содержащие фтор. Связано это, прежде всего с большими сечениями в области высоких энергий, низкими сечениями захвата нейтронов и сравнительно небольшой атомной массой. Среди фторидов традиционно рассматриваются фторид алюминия, сравнительно недавно стал исследоваться фторид магния. В рамках данной работы было решено значительно расширить этот список. В таблице 2 приведён список материалов, для которых проводились исследования.

Энергетические спектры источников нейтронов, которые можно использовать для лучевой терапии, весьма разнообразны. Нейтроны «реакторного» происхождения располагаются в энергетическом интервале от 10 МэВ до тепловой области. Нейтронные спектры, полученные с использованием ускорителей, основанные, например, на реакции 7Ъ'\{р,п)7Ве и энергии протонов 2,5 МэВ, ограничены сверху энергией 0,78 МэВ. Понятно, что для адаптации исходных источников к требованию БНЗТ необходимо использовать такие материалы, которые бы «сдвинули» высокоэнергетическую часть спектра в область промежуточных энергий.

В данной работе приведены результаты исследований свойств разных материалов по эффективности «сдвига» спектра нейтронов в область энергий наиболее подходящую для БНЗТ.

Первоначально предполагалось, что нейтроны модельного источника распределены по спектру деления. В расчётных экспериментах этот источник окружался сферическими оболочками толщиной 20 см, 30 см и 40 см из разных материалов, приведённых в таблице 2. Расчёты проводились методом Монте-Карло с использованием кода МСЫР. На рисунке 9 приведены результаты расчёта спектров нейтронов, прошедших через модификатор спектра и имевших

первоначально форму спектра деления. «Столбиками» на рисунке показан желаемый для БНЗТ интервал энергии (0.5 эВ - 30 кэВ). Видно, что нейтронный спектр исходного источника сместился в интервал желательных для БНЗТ значений. Чем значительнее этот сдвиг, тем более эффективен фильтр-преобразователь. Результаты наших исследований показали, что наиболее эффективными по сдвигу спектра среди всех материалов оказываются фториды. Материалы, не содержащие фтор - 020, АЦСз, А1 - показали худшие по сравнения с фторидами результаты по сдвигу спектра. Тяжёлая вода перебрасывает существенную часть нейтронов в область ниже 0,5 эВ, а АЦСз, и А1 значительную часть нейтронов оставляют в области энергий выше 30 кэВ.

Таблица 2 - Исследуемый набор материалов

020 РеР2 А1 УР I

АЦСз РеР3 АШз МёР2

ВеР2 Ыа3[А1Р6] СгР2 УРз

СаР2 СгРз

82РЮ РЬР4 ЫаР СР2 1

Далее были проведены сравнительные исследования эффективности различных фторидов при преобразовании высокоэнергетических нейтронов в область энергий для БНЗТ. Сравнение проводилось по следующим параметрам:

- доля нейтронов, перешедших в интервал (0,5 эВ - 30 кэВ);

- доля нейтронов, оставшихся в области энергий выше 30 кэВ;

- доля нейтронов, поглотившихся в фильтре;

- доля нейтронов, оказавшихся в области энергий ниже 0,5 эВ.

Для толщин 40 см (рисунок 10) около 80% нейтронов оказались в области от 0,5 эВ до 30 кэВ для РЬР4, 82Р10, СаР2, ЫаР, №3[А1Р6], Т1Р4. АШз и М£р2. Однако разница по сравнению с оставшимися фторидами не столь высока. Для ВеР2 значительным оказался переброс нейтронов в область ниже 0,5 эВ.

Неожиданно хорошие результаты по сравнение с широко известным А1Р3 показал фторид свинца РЬР4.

0,25 1

5 0,2

0 Область для ВК1СТ -*-МдР2_20ст

о 0,05

х

¡£ О I-

§"0,15

о о.

0

Энергия, МэВ

Рисунок 9 - Сравнение потоков нейтронов, вылетающих из А1Р3 и М§Р2

Следующая задача состояла в сравнение эффективности различных фторидов с использованием источника нейтронов реакторного спектра. В ряде работ приведено описание результатов преобразования реакторных источников нейтронов для целей БНЗТ. В рамках наших исследований рассматривалось прохождение нейтронов исходных (неоптимизированных) пучков реакторов МАРС и ВВРц через модификаторы из разных материалов.

На рисунке 11 приведены результаты расчётов по прохождению через материалы РЬР4, 2г¥4 и РеР2. Для сравнения на этих же рисунках приводятся спектры оптимизированного для БНЗТ пучка реактора МАРС. Из результатов расчётов, приведённых на рисунке 11, видно, что фториды циркония, свинца и алюминия дают очень похожие результаты. В диссертации показано, что формирование спектра при прохождении фильтров из фторидов определяет в основном фтор.

"П

I

1,00 0,90 0,80 0,70 0,60 0,50 0,40 0,30 0,20 0,10 0,00

□ Поглощение

□ Ниже 0,5эВ @ Выше ЗОкэВ

□ Ниже ЗОкэВ

# О*

»/ чХ ¿V

<> Л

Рисунок Ю - Сравнение эффективности модификаторов из разных материалов при толщине 40 см (Источник - спектр нейтронов деления)

Рисунок 11 - Сравнение спектра нейтронов оптимизированного пучка реактора МАРС со спектрами нейтронов, прошедших чрез модификаторы из АШ3, РЬР4 и ZrF4 24

-♦-МАРС 1

» РЬР4+иИ%_40см -*-А1РЗ+иР1%_40см -2гР4+иР1% 40см

V V V

Энергия, МэВ

На рисунке 12 приведена структура спектров нейтронов утечки из модификаторов, состоящих из разных материалов. В качестве исходного спектра использовался неоптимизированный спектр реактора МАРС. Видно, что в структуре спектров нейтронов для всех модификаторов доля нейтронов в интервале от 0,5 эВ до 30 кэВ составляет 90 % и более. Доля нейтронов ниже 0,5 эВ и выше 30 кэВ достаточно мала.

Таким образом, наряду с известными А1Р3 и MgF2 могут применяться для оптимизации пучков и другие фториды. Так, например фторид свинца интересен с точки зрения подавления дозы от гамма-квантов, а применение фторида железа не требует добавления дополнительного поглотителя.

1,00 0,90 0,80 0,70 0,60 0,50 0,40 0,30 0,20 0,10 0,00

га ш И ■

-

□ Ниже 0,5 эВ В Выше 30 кэВ □ Ниже 30 кэВ

—

—

С

Л?

Рисунок 12 - Сравнение структур спектров нейтронов утечки для модификаторов из разных материалов при толщине 40 см. Исходный спектр -неоптимизированный для БНЗТ спектр реактора МАРС

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Проведен анализ физико-технических проблем, возникающих при организации нейтронных пучков для нейтронозахватной терапии. Рассмотрены основные закономерности формирования пучка нейтронов для нейтронозахватной терапии. Изучение существующих требований к пучкам, предъявляемым со стороны нейтронозахватной терапии, показало, что они являются неполными и противоречивыми.

2. Отечественный и международный опыт показывает, что расчет устройств вывода пучка нейтронов из реактора с использованием какого-то одного метода решения уравнения переноса является очень сложной задачей. Выходом является комбинация различных методов. Особенно продуктивным в данном подходе оказался синтез детерминистических программ с программами, основанными на методе Монте-Карло. Особую сложность вызывает оценка точности полученных результатов. Поэтому очень важным является определение требуемой, точнее желаемой структуры источника нейтронов на входе в фантом заранее.

3. Подход к определению оптимального источника нейтронов с использованием функции ценности вызывает определённые сложности. Основная трудность состоит во множестве видов излучений, создающих дозы в здоровой и больной тканях.

4. Обычный путь конструирования пучков - подбор с помощью расчетов наборов необходимых устройств, позволяющих сформировать пучок с характеристиками, необходимыми для проведения БНЗТ. Одним из основных недостатков такого подхода является отсутствие «предела улучшения» разрабатываемой конструкции и, в связи с этим, большой объем, возможно, излишней расчетной и конструкторской работы.

5. Можно существенно снизить временные затраты, если сначала провести методом Монте-Карло расчеты функций влияния, а затем при оптимизации пучка вычислять численно некоторые интегралы.

6. Функции влияния позволяют определить предельные возможности пучков нейтронов. Показатели реальных пучков будут хуже. Кроме того, при многокритериальной оптимизации медицинского реактора или ускорителя полный набор функций влияния позволит существенно сократить область изменения оптимизируемых параметров.

7. Исследован ряд материалов, которые могут быть использованы при формировании пучка нейтронов для БНЗТ. Существенно расширен список материалов, которые могут использоваться в процедуре формирования пучка для БНЗТ. В работе показано, что формирование сдвига спектра в область ниже 30 кэВ определяется главным образом фтором.

8. Приведена постановка задачи по разработке информационной системы поддержки конструирования пучка нейтронов для лучевой терапии. Использование такой системы позволит значительно упростить разработку новых или модификацию существующих реакторов для целей нейтронной терапии.

По теме диссертации опубликованы следующие основные работы:

1. Кононов В. Н., Коробейников А. В., Коробейников В. В., Кононов О. Е., Соловьёв Н. А. Использование функций влияния при оптимизации пучков нейтронов для целей нейтронной терапии: Препринт ФЭИ-3126, Обнинск, 2008.

2. Korobeynikov A., Ginkin V. Computing Analysis and Optimization of Neutron Beam for Tumor Therapy // Transport Theory and Statistical Physics. 2008. Vol. 37, #37, p. 601-612.

3. Кононов В. H., Коробейников A.B., Коробейников В. В., Кононов О. Е. Использование функций влияния при оптимизации пучков нейтронов для целей нейтронной терапии // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2008-№4.

4. Коробейников А. В., Гинкин В. П. Исследование нейтронно-физических характеристик материалов для формирования терапевтических пучков нейтронов: Препринт ФЭИ - 3157, Обнинск, 2009. - 21 с.

5. Коробейников А. В., Гинкин В. П., Соловьёв Н. А. Определение предельных характеристик нейтронных пучков для нейтронозахватной терапииЖ Препринт ФЭИ - 3162, Обнинск, 2009. - 22 с.

6. Коробейников А. В., Гинкин В. П. Расчетные исследования нейтронно-физических характеристик материалов для формирования терапевтических пучков // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2009. - № 3.

7. Коробейников А. В., Гинкин В. П. Использование функций влияния при оптимизации пучков нейтронов для целей нейтронной терапии / Тез. XI Междунар. конф. «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009». - Обнинск, 2009. - Т. 2, с. 112-114.

8. Коробейников А. В., Гинкин В. П. Расчётные исследования нейтронно-физических характеристик материалов для формирования терапевтических пучков / Тез. XI Междунар. конф. «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009». - Обнинск, 2009. - Т. 2, с. 110-112.

9. Viktor Kononov, Valeriy Korobeynikov, Oleg Kononov, Artem Korobeynikov, Nikolai Soloviev. Importance Functions Approach to Neutron Beam Optimization for Tumor Therapy / 13th Int. Congress on Neutron Capture Therapy. November 3-7th, 2008 at Villa Vittoria in Florence, Italy.

10. Korobeynikov A., Ginkin V. Computing Analysis and Optimization of Neutron Beam for Tumor Therapy / The 20th Int. Conf. on Transport Theory. Book of abstract. Obninsk, 2007.

Подписано к печати 02.02.2010 г. Заказ №.30. Формат 60x84 '/16. Усл. п. л. 0,9. Уч.-изд. л. 0,7. Тираж 47 экз.

Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко, 1 ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского.

Введение.

Глава 1. Анализ физико-технических проблем организации пучков для нейтронной терапии.

1.1 Применение нейтронных пучков для лучевой терапии. Состояние, проблемы и перспективы.

1.2 Параметры нейтронного пучка, желаемые для нейтронозахватной терапии.

1.3 Принципы формирования нейтронных источников для нейтронозахватной терапии.

1.4 Конструкции пучков.

1.5 Краткие выводы к Главе 1.

Глава 2. Требования к нейтронным пучкам, используемым в нейтронной терапии.

2.1 Общие требования к нейтронным пучкам и их критический анализ

2.2 Источники нейтронов на основе реакторов и ускорителей, предназначенные для нейтронной терапии.

2.3 Краткие выводы к Главе 2.

Глава 3. Функции влияния и их применение для оптимизации нейтронных пучков.

3.1 Анализ основных расчетных проблем, возникающих при построении оптимальных терапевтических пучков нейтронов.

3.2 Подход к определению оптимального источника нейтронов с использованием функции ценности.

3.3 Конструирование пучков нейтронов с требуемыми свойствами путем вариантных расчетов.

3.4 Подход к оптимизации с использованием функций влияния.

3.5 Краткие выводы к Главе 3.

Глава 4. Результаты расчетных исследований функций влияния и их анализ

4.1 Определение функций влияния и основных рассчитываемых функционалов, используемых в расчетах.

4.2 Расчетные исследования функций влияния.

4.3 Расчет основных характеристик пучка в зависимости от энергии нейтронов.

4.4 Сравнение эффективности реакторных пучков с использованием функций влияния.

4.5 Краткие выводы к Главе 4.

Глава 5. Исследования по выбору материалов для замедлителей и фильтров при оптимизации нейтронных пучков.

5.1 Выбор материалов для формирования пучков нейтронов для БНЗТ

5.2 Изучение «сдвига» спектра нейтронов. Исходный источник - спектр деления.

5.3 Сравнение эффективности различных фторидов при преобразовании высокоэнергетических нейтронов в область энергий, необходимую для БНЗТ

5.4 Сравнение эффективности различных фторидов при преобразовании нейтронов реакторов и ускорителей в область энергий, необходимую для БНЗТ

5.5 Краткие выводы к Главе 5.

Основные итоги диссертационной работы.

Рак прочно занимает второе место среди причин смертности людей [1]. Эта тенденция, по всей вероятности, сохранится в ближайшем будущем. Поэтому поиск и разработка перспективных технологий, способных побороть этот тяжелейший недуг, продолжается.

На пороге XXI века врачи-онкологи большие надежды связывают с ядерной медициной. Прежде всего, это нейтроны разных энергий, источником которых являются действующие ядерные реакторы. Успешнее всего нейтронами лечат опухоли, не поддающиеся фотонному излучению (а их около 30 % среди всех видов рака).

По современным представлениям, лучевая терапия с применением нейтронов способна улучшить не менее чем на 15 % результаты лечения больных с тяжелыми формами злокачественных опухолей. В России это примерно 40-50 тысяч пациентов в год. Для сравнения: на сегодня в нашей стране эффективно пролечено с помощью нейтронов всего около тысячи онкологических больных. Причем более 400 из них прошли такой курс лечения на ядерном реакторе Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунекого в Обнинске [2].

Накопленный более чем за 10 лет клинический опыт свидетельствует о перспективности такого лечения, особенно при опухолях молочной железы, головного мозга, гортани, органов полости рта и ротоглотки. Причем наибольшая эффективность достигается, когда раковые клетки вначале подвергаются гамма, а затем нейтронному облучению.

В настоящее время разрабатывается метод нейтронозахватной терапии (НЗТ) злокачественных новообразований. Его суть состоит во введении в организм вещества, которое накапливается в опухоли и под воздействием тепловых нейтронов вызывает вторичное излучение, разрушающее раковые клетки.

К сожалению, пока полностью не решена проблема создания нетоксичных препаратов, которые, накапливаясь в опухоли, позволяли бы четко увидеть ее размеры и метастазы, а при воздействии нейтронами -остановить опухолевый процесс. Тем не менее, в Голландии (г. Петтен) в январе 1998 года был введен в эксплуатацию ядерный реактор для оказания помощи онкологическим больным методом нейтронозахватной терапии.

Актуальной проблемой в радиационной онкологии является обеспечение гарантии качества лучевой терапии. Важную роль в решении этой проблемы играет дозиметрическое планирование - определение условий облучения, при которых очаговая доза будет соответствовать запланированной, а доза, полученная здоровой тканью, не превысит толерантную. В основе дозиметрического планирования лежат расчеты распределения поглощенной дозы в теле пациента при заданных условиях облучения. Современным инструментом дозиметрического планирования являются диалоговые системы планирования лечения, ядро которых составляет модуль расчета поглощенной дозы.

Для получения топометрической информации о пациенте используется многослойное сканирование пораженной области при томографическом обследовании и реконструкция геометрии пациента по результатам сканирования. Эта информация вместе с детальным описанием источника излучения и системы модификации пучка являются исходными данными для расчета методом Монте-Карло распределения поглощенной дозы. Достоверность результатов расчета обеспечивается использованием новейших ядерных данных и детальным моделированием всего процесса распространения излучения в системе источник-пациент.

Важнейшей задачей при планировании лучевой терапии является оптимизация пучков подводимого к пациенту излучения. Для проведения оптимальной лучевой терапии необходимо обеспечить наилучшие условия для облучения опухоли. Требования к формированию дозы в опухоли ставит врач. Известно, что эти требования противоречивы: требуется, чтобы доза в опухоли была как можно больше, а в здоровой ткани как можно меньше. Далее возникает задача формирования пучка нейтронов, удовлетворяющего данным требованиям. В идеале, если существует набор установок, производящих нейтроны, можно выбрать наилучший пучок. Достаточно очевидным при решении такой задачи является путь прямых расчетных исследований. С каждым пучком нейтронов проводятся расчетные исследования, в которых вычисляется распределение дозы в больной и здоровой тканях и после выбирается пучок, наносящий минимальный вред здоровой ткани и максимальный больной. Чаще всего по такому простому пути и идут исследователи.

Более сложна следующая задача, которая появляется, если выбор не получился. То есть, источники не удовлетворяют требованиям, либо к ним нет доступа или, как говорится, хочется лучшего. В этом случае нужно подобрать такие материалы, проходя через которые источник нейтронов трансформируется в требуемый вид. Опыт таких работ существует, например, для ускорителя КГ-2,5 [46]. Набор материалов для некоторых реакторных пучков предложен тоже, но задачи определения оптимальной структуры спектра нейтронов, выбора и размещения фильтров, несмотря на достигнутые успехи, до конца еще не решены.

Цель диссертационной работы состоит в определении предельных параметров для оптимизации терапевтических нейтронных пучков и получения максимального терапевтического эффекта. Для получения предельных параметров используются так называемые функции влияния. Основная идея функций влияния состоит в расчете компонент доз от набора дельтаобразных источников нейтронов, имеющих определенную энергию (энергетическую группу). Далее из этого набора можно путем свертки получить информацию о распределении доз для источника, имеющего произвольный спектр.

Разработанный подход позволяет определить предельные параметры нейтронных пучков для нейтронозахватной терапии, а также структуру энергетического спектра нейтронов, обеспечивающего наилучшее качество терапии. Применение рассчитанных предельных параметров пучка существенно сократит время на получение оптимальных характеристик пучков нейтронов реальных установок.

Научная новизна диссертационной работы состоит в следующем:

1. Предложена методика на основе функций влияния, которая позволяет определить, какие энергии нейтронов являются предпочтительными для разных видов нейтронной терапии. Имея разные источники нейтронов можно без проведения трудоемких расчетов с помощью функций влияния выбрать наилучший источник с точки зрения максимальной дозы в опухоли и минимальной в здоровой ткани.

2. Впервые рассчитаны детальные энергетические зависимости основных качественных характеристик пучков нейтронов с точки зрения их применения для лечения злокачественных опухолей. Получены предельные (асимптотические) возможности пучков нейтронов для применения их в нейтронозахватной терапии.

3. Предложены новые материалы, которые могут быть использованы при формировании пучка нейтронов для целей НЗТ.

Практическая и научная значимость:

1. Функции влияния позволяют определить, какие энергии нейтронов являются предпочтительными для нейтронной терапии. Используя полный набор функций влияния, можно построить пространственное распределение доз в фантоме для источника нейтронов произвольной формы без проведения трудоемких расчетов.

2. С помощью функций влияния можно выбрать наилучший источник с точки зрения максимальной дозы в опухоли и минимальной в здоровой ткани. Функции влияния позволят определить рекордные (предельные) возможности пучков нейтронов. Показатели реальных пучков будут хуже.

3. Разработанный набор функций влияния позволит существенно сократить область изменения переменных при оптимизации пучков нейтронов для нейтронной терапии. Проведенные исследования показали, что для нейтронозахватной терапии наиболее благоприятным является источник нейтронов энергетического интервала от 0,5 эВ до 30 кэВ.

4. В пределах указанного выше интервала получена детальная информация о распределении доз и терапевтических отношений от энергии падающего на фантом (пациента) пучка нейтронов.

5. Существенно расширен список материалов, которые могут использоваться в процедуре формирования пучка для НЗТ.

6. Полученные результаты могут быть использованы при создании информационной системы поддержки конструирования пучков нейтронов для лучевой терапии.

Достоверность и обоснованность представленных в диссертационной работе исследований определяется следующим: результаты, полученные автором, подтверждены путем сравнения с расчетами по прецизионным программам, реализующими метод Монте-Карло с использованием лучших доступных на настоящее время ядерных данных; разработанные автором расчетные модели сравнивались с результатами экспериментов, выполненных на ускорителе КГ-2,5 и при проведении сравнительных тестовых расчетных исследований для модельных задач, и показали хорошее совпадение.

Апробация работы и публикации

Материалы диссертационной работы опубликованы в 10 научных работах [88]-[97] и представлены на научных конференциях в России и за рубежом:

- The 20th International Conference on transport Theory. July 22-28, 2007, Obninsk, Russia;

- 13th International Congress on Neutron Capture Therapy. November 3 th-7th, 2008 at Villa Vittoria in Florence, Italy;

- XI Международная конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009», 29 сентября - 02 октября 2009 г., Обнинск.

На защиту выносятся следующие основные положения:

1. Полный набор функций влияния, с помощью которого можно построить распределение доз по глубине для источника нейтронов с произвольным спектром без проведения трудоемких расчетов.

2. Детальные зависимости от энергии основных характеристик пучков нейтронов с точки зрения их применения для целей нейтронной терапии.

3. Предельные параметры для оптимизации терапевтических нейтронных пучков.

4. Набор материалов для формирования нейтронных пучков, обеспечивающих оптимальные характеристики для нейтронозахватной терапии.

Личный вклад

Постановка задач исследования; разработка и подготовка расчетных моделей; проведение расчетных исследований, анализ и выработка рекомендаций по применению полученных результатов выполнены лично автором диссертации. Участие других специалистов в работах, вошедших в диссертацию, конкретизируется по ходу ее изложения.

Структура и объем диссертации

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и двух приложений.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Нейтронозахватная терапия, принципиальной особенностью которой является избирательность радиационного поражения раковых клеток, в настоящее время рассматривается в качестве перспективного метода лечения ряда злокачественных новообразований, в частности, различных форм опухолей головного мозга.

В многочисленных публикациях показано, что «чистые источники» (источники из установок) нейтронов используются довольно редко. Для повышения качества лучевой терапии используются модификаторы-формирователи, которые преобразуют поток исходных нейтронных источников в более подходящий.

Для оптимизации предложен подход, основанный на использовании функций влияния, при котором источник состоит из нейтронов только одной конкретной энергетической группы. При этом рассчитывается распределение доз в здоровой и больной ткани.

Используя функции влияния, можно определить, нейтроны каких энергий являются более эффективными для лечения опухоли и наносят минимальный вред здоровой ткани. Функции влияния позволяют определить рекордные (предельные) возможности пучков нейтронов. Показатели реальных пучков будут хуже. При многокритериальной оптимизации медицинского реактора или ускорителя полный набор функций влияния позволит существенно сократить область изменения оптимизируемых параметров.

Исследован ряд материалов, которые могут быть использованы при формировании пучка нейтронов для БНЗТ. Существенно расширен список материалов, которые могут использоваться в процедуре формирования пучка для БНЗТ. Показано, что формирование сдвига спектра в область ниже 30 КэВ определяется главным образом фтором. Численные эксперименты показали, что структура спектра нейтронов, прошедших через многие фториды очень похожа и связано это с близкой концентрацией фтора у этих фторидов. Чем ближе концентрации фтора у фторидов, тем ниже расхождения в спектрах нейтронов, прошедших через них.

Приведена постановка задачи по разработке информационной системы поддержки конструирования пучка нейтронов для лучевой терапии.

1. Цыб А.Ф., Ульяненко С.Е., Мардынский Ю.С. и др. Нейтроны в лечении злокачественных новообразований. Научно-методическое пособие. — Обнинск: БИСТ, 2003. 112 с.

2. Гулидов И.А., Мардынский Ю.С., Цыб А.Ф., Сысоев А.С. Нейтроны ядерных реакторов в лечении злокачественных новообразований. -Обнинск: МРНЦ РАМН, 2001.-132 с.

3. Быстрые нейтроны в онкологии / Под ред. проф. Л.И. Мусабаевой. -Томск: Изд-во НТЛ, 2000.- 188с.

4. Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, 289 p.

5. Locher G. Biological Effects and Therapeutic Possibilities of Neutrons / Am. J. Roentgenol. Radium Ther. 36 (1936) 1.

6. Godwin J. et al. Pathological Study of Eight Patients With Glioblastoma Multiforme Treated With by Neutron Capture Radiation Using Boron 10, Cancer (Phila.), 8 (1955) 601-615.

7. Hatanaka H. Clinical results of boron neutron capture therapy. Basic Life Sci 54(1990) 15-21.

8. Hatanaka H., Nakagawa Y. Clinical results of long-surviving Brain Tumor Patients who underwenr boron neutron capture therapy. Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys. 28 (1994) 1061-1066.

9. George E. L. The Use of Neutrons in cancer Therapy: A historical perspective through the modern Era, Vol. 40, March 1999.

10. Ю.Матусевич E.C. Реакторы и ускорители. Обнинск: ИАТЭ, 2000. - 178 с.

11. Godel J.B. Description of Facilities and Mechanical Components (MRR), BNL-600 (1960).

12. Whittemore W.L., West G.B. A TRIGA reactor design for boron neutron capture therapy / Trans. Am. Nuc. Soc. 60 (1989) p. 206.

13. Nigg D.W., Randolph P.D., Wheeler F.J. Demonstration of three-dimensional deterministic radiation transport theory dose distribution analysis for boron neutron capture therapy. Med. Phys. 18, 43-53 (1991).

14. Harker, Y.D., et al., Spectral Characterization of the epithermal neutron beam at the Brookhaven Medical Research Reactor / Nucl. Sci. Eng., 72 (1992) pp. 355-368.

15. Auterinen I., Hiismaki P. Epithermal BNCT neutron beam design for a TRIGA II Reactor. 5th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. Columbus, Ohio, USA, 13-17 Sept. 1992. Columbus, 1992.

16. Rogus R., Harling O., Yanch J. Mixed field dosimetry of epithermal neutron beams for boron neutron capture therapy at the MITR-II research reactor / Med. Phys. 21 (10), Oct. 94; pp. 1611-1625.

17. Liu, H.B. Design of neutron beams for neutron capture therapy using a 300-kW slab TRIGA reactor /Nucl. Tech. 109 (1995) p. 314.

18. Matsumoto T. et al. Design Studies of an Epithermal Neutron Beam for Neutron Capture Therapy at the Musashi Reactor / Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 32, No. 2, pp. 87 94, Feb. 1995.

19. Murzin A.V. et al. Reactor filtered neutron beams for astrophysical and BNCT investigations / IX International Symposium on Capture Rays Spectroscopy and related Topics, Budapest (1996) pp. 850-853.

20. Hungyuan B. LIU, Patti F. J. Epithermal neutron beam upgrade with a fission plate converter at the Brookhaven Medical Research Reactor / Nucl.Tech., Vol.116, Dec. 1996, pp. 373-377.

21. Tetsuo A. Design optimization of thermal and epithermal neutron beams and depth-dose evaluation at the proposed Musashi reactor / Proc. 7th Intl. Symp.

22. Neutron Capture Therapy for Cancer, 4-7 Sept. 1996, Zulich Switzerland, Advances in Neutron Capture Therapy, V. I, Medicine and Physics, pp. 424428.

23. Гулидов И.А., Мардынский Ю.С., Сысоев А.С. Быстрые нейтроны реактора в лечении злокачественных новообразований / Вопросы онкологии. 1997. Т.43. Вып.5, с. 515-518.

24. Цыб А.Ф., Денисенко О.Н., Мардынский Ю.С. и др. Физико-технические аспекты гарантии качества нейтронной дистанционной лучевой терапии и проблемы ее обеспечения / Вопросы онкологии. 1997. Т. 43. Вып.5, с. 509-514.

25. Park, Jeong Hwan and Cho, Nam Zin. Design of a medical reactor generating high quality neutron beams for BNCT / Proc. Korean Nucl. Soc. Spring Meeting, Kwangju Korea, May 1997, pp. 427-432.

26. Moss R.L. et al. The requirements and development of neutron beams for neutron capture therapy of brain cancer. J. Neurooncol. 33, 27-40 (1997).

27. Binney S.E. Boron neutron capture therapy in TRIGA reactors / a status report. Eastern Washington Section, American Nuclear Society (1997).

28. Bustos D., Calzetta Larrieu O., Blaumann H. Epithermal beam in the RA-6 reactor / Advances in Neutron Capture Therapy. Volume 1, Medicine and Physics. Amsterdam: Elsevier Science, 1997; pp. 420-423.

29. Rorer D. et al. Upgrade of the epithermal neutron beam using 235U fission plates at Brookhaven Medical Research Reactor (BMRR) 8th International

30. Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

31. Yokoo K., et al. The Installation of a New Medical Irradiation Facility at JRR-4 / paper presented to the Workshop on the Utilization of Research Reactor, Yogyakarta, Indonesia, 8-11 February 1999.

32. Khokhlov V.F. Zaitsev K.N., Kvasov V.I. et al. Development of a radiation technology to treat malignant tumors on the base of NCT / Engineering Physics (Rus.), № 1, 2000, p. 52-55.

33. Gulidov I., Korobeynikov V., Litiaev V. et al. Study of the Dose Fields on the Therapy Beam of Reactor BR-10 / Report on X International Congress on Neutron Capture Therapy for Cancer (Essen, Germany 8 - 13 September 2002).

34. Blue Т.Е., Yanch J.C. Accelerator-based epithermal neutron sources for boron neutron capture therapy of brain tumors / J. Neur. Oncol 2003; 62:19-31.

35. Burger G. et al. Calculation of depth dose and beam profile for the fast neutron beam of the Heidelberg compact cyclotron / European Journal of Cancer, 10 (1974) 328-329.

36. Blackburn В., Yanch J., Klinkowstein R. Development of a high-power water-cooled beryllium target for use in accelerator-based boron neutron capture therapy. Med. Phys .1998; 10:1967-74.

37. Green S. Developments in accelerator based boron neutron capture therapy / Radiat. Phys. Chem. 51, No. 4-6, pp. 561-569, 1998.

38. Kononov V.N. et al. The physical project of accelerator based bnct facility at hospital 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

39. Beynon T. et al. Status of the Birmingham accelerator based BNCT facility / Research and Development in Neutron Capture Therapy, Bologna: Monduzzi Editore, International Proceedings Division; 2002. p. 225-8.

40. Giusti V., Esposito J. Neutronic feasibility study of an accelerator-based thermal neutron irradiation cavity. / Research and Development in Neutron Capture Therapy, Bologna: Monduzzi Editore, International Proceedings Division; 2002. pp. 305-8.

41. Kononov V. N. et al. The time-of-flight epithermal neutron spectrum measurement from accelerator based BNCT facility / Report on ISNCT-12

42. Кураченко Ю.А. Оптимизация блока вывода пучка медицинского реактора «МАРС» // Альманах клинической медицины. Том XVII. Часть 1,М., 2008, с. 334-337.

43. AGOSTEO, S., et. al. Design Of Neutron Beams For Boron Neutron Capture Therapy In a Fast Reactor/In:Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001.

44. Rivard M.J., Zamenhof R.G. Moderated 252Cf neutron energy spectra in brain tissue and calculated boron neutron capture dose / Report on ISNCT-XI

45. Martin R.C., Halpern D.S. Development of Miniature High-Dose-Rate 252Cf Sources for Boron-Enhanced and Fast Neutron Brachytherapy / Report on ISNCT-X, International Congress on Neutron Capture Therapy for Cancer (Essen, Germany 8-13 September 2002).

46. Jun В J. Toward a hospital based reactor for neutron capture therapy / Proc. Korea Nucl. Soc. Autumn Meeting, Seoul, Korea, Oct. 1998.

47. J. Burian, M. Marek, J. Rataj, S. Flibor. The experience from the construction of BNCT facility at the LVR-15 reactor./ In: Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001.

48. International Symposium on Boron Neutron Capture Therapy (Novosibirsk, Russia, 2004)7013 International Congress on Neutron Capture Therapy for Cancer (Italy, 2008)

49. Kohohob O.E., Кононов B.H., Коробейников B.B., Соловьев A.H., Боховко М.В., Чу В.Т., Житник А.К., Огнев С.П. Оптимизация источника эпитепловых нейтронов на основе реакции 7Li(p,n)7Be для нейтронозахватной терапии. Препринт ФЭИ-2984, Обнинск, 2003.

50. БР-10. Препринт ФЭИ-1825, Обнинск, 1987.

51. Мардынский Ю.С., Сысоев А.С., Гулидов И.А Цыб А.Ф. Нейтроны ядерных реакторов в лечении злокачественных новообразований. Обнинск, МРНЦ РАМН, 2001.-132с.

52. Проект медицинского комплекса на реакторе ВВРц / В кн.: А.Ф. Цыб, Ульяненко С.Е., Мардынский Ю.С. Нейтроны в лечении злокачественных новообразований. Обнинск: БИСТ, 2003., с. 75 - 87.

53. Капчигашев С.П., Кураченко Ю.А., Клыков СА., Матусевич Е.С., Потетня В.И., Ульяненко С.Е. Применение химических дозиметров для определения поглощенной дозы от нейтрон-захватной реакции на гадолинии: Ядерное общество России. X ежегодная конференция «От

54. Первой в мире АЭС к атомной энергетике XXI века». Обнинск, 28 июня 2 июля 1999. Сборник тезисов докладов и сообщений. - С. 237.

55. Кураченко Ю.А. Реакторные пучки для лучевой терапии. Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора физико-математических наук. Обнинск, 2008.

56. Кураченко Ю.А., Казанский Ю.А., Левченко А. В., Матусевич Е.С. Вывод нейтронных пучков и защита медицинского реактора «МАРС» // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2006. — №4. - С. 36-48.

57. Кононов В.Н., Боховко М.В., Кононов О.Е., Соловьев Н.А., Чу В.Т. Источники быстрых нейтронов на основе ускорителя для нейтронной терапии. Препринт ФЭИ-2995, Обнинск, 2005.

58. Кононов О.Е., Кононов В.Н., Боховко М.В. "Источники нейтронов на основе ускорителя для нейтронной и нейтронозахватной терапии". Препринт ФЭИ-2952, Обнинск, 2003.

59. Кононов В.Н., Боховко М.В., Кононов О.Е. "Гамма-излучение нейтронного источника на основе реакции 7Li(p,n)7Be". Препринт ФЭИ-2643, Обнинск, 1997.

60. Коробейников В.В., У санов В.И. Методы сопряжения в задачах переноса излучения. Энергоатомиздат, 1994.

61. Белл Д., Глеетон С. Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974.

62. Марчук Г.И., Лебедев В.И. Численные методы в теории переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1972.

63. Harling O.IL, Bernard J.A., Zamenhof R.G., (eds.). Proceedings of an International Workshop on Neutron Beam Design, Development, and Performance for Neutron Capture Therapy / Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, (March 29-31, 1989).

64. KOHOHOB B.H., Коробейников A.B., Коробейников B.B., Кононов O.E., Соловьев Н.А. Использование функций влияния при оптимизации пучков нейтронов для целей нейтронной терапии. Препринт ФЭИ-3126, Обнинск, 2008.

65. Korobeynikov A., Ginkin. V. Computing Analysis and Optimization of Neutron Beam for Tumor Therapy//Transport Theory and Statistical Physics. Volume 37, number 37, p. 601-612, 2008.

66. B.H. Кононов B.H., Коробейников A.B., Коробейников B.B., Кононов О.Е. Использование функций влияния при оптимизации пучков нейтронов для целей нейтронной терапии//Известия вузов. Ядерная энергетика.-2008.-№4, с. 146-157.

67. Коробейников А.В., Гинкин В.П. Исследование нейтронно-физических характеристик материалов для формирования терапевтических пучков нейтронов. Препринт ФЭИ- 3157, Обнинск, 2009. 21с.

68. Коробейников А.В., Гинкин В.П., Соловьев Н.А. Определение предельных характеристик нейтронных пучков для нейтронозахватной терапии. Препринт ФЭИ 3162, Обнинск, 2009. - 22 с.

69. Коробейников А.В., Гинкин В.П. Расчётные исследования нейтронно-физических характеристик материалов для формирования терапевтических пучков//Известия вузов. Ядерная энергетика.-2009.-№ 3, с. 122-133.

70. Коробейников А.В., Гинкин В.П. Использование функций влияния при оптимизации пучков нейтронов для целей нейтронной терапии. Тезисов XI Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров 2009»,том2, Обнинск,2009, с. 112-114.

71. Korobeynikov A., Ginkin V. Computing Analysis and Optimization of Neutron Beam for Tumor Therapy. The 20th International Conference on Transport Theory. Book of abstract. Obninsk, 2007.

72. J. Briesmeister "MCNP A general Monte Carlo n-particle transportation code". LA-1625-M, version 4B, LANL, 1997.

73. Спанье Д., Гелбард Э. Метод Монте-Карло в задаче переноса нейтронов. М., Атомиздат, 1972.

74. ЮО.Франк-Каменецкий А.Д. Моделирование траекторий нейтронов при расчете реакторов методом Монте-Карло. М., Атомиздат, 1978.