автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Реакторные пучки для лучевой терапии

На правах рукописи

КУРАЧЕНКО Юрий Александрович

РЕАКТОРНЫЕ ПУЧКИ ДЛЯ ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ

05.13.18 - математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора физико-математических наук

Обнинск - 2008

003452405

Работа выполнена

в Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики

Официальные оппоненты

Доктор физико-математических наук, профессор КОРОБЕЙНИКОВ Валерий Васильевич Доктор физико-математических наук, профессор КЛИМАНОВ Владимир Александрович Доктор технических наук, профессор НАРКЕВИЧ Борис Ярославович Ведущая организация' Российский научный центр «Курчатовский институт»

Защита состоится 200$г в на заседании диссертационного совета

Д201 003 01 при ГНЦ РФ Физико-энергетический институт по адресу 249033, г. Обнинск Калужской области, пл Бондаренко 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Физико-энергетического института Автореферат разослан 2008 г

Ученый секретарь /

диссертационного совета /лиС-а/<4 > Прохоров Ю А

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность. Применение реакторных пучков для нейтронной терапии неуклонно расширяется и в количественном, и в качественном отношении В этой связи очевидна актуальность проблемы надежности расчетного обеспечения нейтронной терапии достоверными данными о характеристиках полей излучений в канале пучка, на его выходе, в медицинском боксе и вне его Отдельные большие проблемы - поля излучений в фантоме (как терапевтические, так и фоновые) и оптимизация характеристик пучка для того или иного типа терапии В настоящее время отсутствует методика, позволяющая получать все необходимые функционалы полей излучений от источника (реактора) до пациента, оптимизировать характеристики пучка для конкретного типа терапии, а также определять дозовые нагрузки на пациента и персонал

Целью работы является создание и верификация программного аппарата и расчетных технологий, позволяющих обеспечить надежный расчет всех функционалов полей излучений, необходимых для решения задач глубокого проникновения излучений, в том числе для организации лучевой терапии на реакторных пучках, применение расчетных технологий в актуальных задачах как на существующих установках, так и на проектируемых; оптимизация характеристик реакторных пучков для конкретного типа терапии; оценка дозовых нагрузок на пациента и персонал

Направление исследований

1 Создание оптимизационных комплексов, позволяющих осуществлять оперативный поиск оптимальных композиций блока вывода пучка и окружающей защиты от излучений

2 Создание расчетных технологий, позволяющих с требуемой точностью осуществлять расчет характеристик в канале вывода пучка, на его выходе, в фантоме, помещении вывода пучка и вне его, эти технологии должны давать возможность корректно переходить от трехмерной геометрии предметной области (например, реактора и ближайшего окружения) к двумерной (собственно канал вывода пучка), а также осуществлять переход от двумерной к трехмерной геометрии (например, для расчетов полей излучений в антропоморфном фантоме)

3. Верификация расчетного аппарата с помощью представительных экспериментальных и расчетных данных

4 Применение расчетного аппарата к широкому кругу задач, возникающих при организации оптимального блока вывода пучка и оптимизации защиты от излучений для проектируемого малогабаритного медицинского реактора

5 Применение расчётного аппарата для определения возможностей адаптации каналов существующего водо-водяного исследовательского реактора для различных вариантов нейтронной терапии

6 Применение расчётного аппарата для оптимизации блока вывода и защиты от излучений для типичного тяжеловодного исследовательского реактора

Методы исследований, достоверность и обоснованность результатов. В работе используются расчЁтно-теоретические методы, состоящие в конструировании расчетных моделей предметной области, в которой рассчитывается транспорт излучений, всесторонней проверке адекватности этих моделей и их применению к реальным установкам Достоверность полученных результатов подтверждается корректностью разработанных математических моделей, взаимосогласованностью результатов при применении альтернативных методик расчёта, согласием полученных расчётных результатов с данными экспериментов, а также с результатами исследований других авторов.

Основные положения, выносимые автором па защиту

1. Комплексы программ оптимизации защиты от излучений ЯЕМР1, ОРТШ и 0РТ20.

2. Расчётные технологии последовательного применения детерминистических программ в цепочке с программой метода статистических испытаний для решения задач глубокого проникновения излучений

3 Конфигурация и материальный состав блока вывода пучков реакторной установки (РУ) «МАРС», оптимальный состав коллимационной системы и защиты от излучений блока вывода пучков

4 Конфигурация и состав основной защиты от излучений РУ «МАРС»

5. Результаты оптимизации блоков вывода пучков реакторов ВВРц (г Обнинск) и ТВР-50

6 Характеристики полей излучений на выходе каналов, в фантоме и медицинских боксах, а также в смежных помещениях для нескольких каналов трех реакторов «МАРС», ВВРц и ТВР-50

При выполнении диссертационной работы автором была решена крупная научная проблема создания адекватной технологии расчета и оптимизации каналов вывода реакторных пучков для лучевой терапии, что имеет важное научное и практическое значение для

медицинской физики Внедрение полученных результатов внесет значительный вклад в развитие терапии на нейтронных пучках

Личный вклад автора на всех этапах работы является определяющим, все результаты получены самостоятельно Роль соавторов обычно сводилась к обсуждению результатов, рекомендациям, корректировке и поддержке Исключением являются работы по созданию оптимизационного комплекса ЯЕМР1, выполненные совместно с А А. Дубининым, а также реализация отдельных вариантов расчетных моделей а) реактора ВВРц с участием Е Ю Станковского и Ь) реактора «МАРС» с участием А В. Левченко Научная новизна результатов исследования.

Научная новизна работы состоит в едином комплексном подходе к расчету функционалов полей излучений, необходимых для организации нейтронной терапии В рамках этого подхода автором

- созданы универсальные комплексы программ оптимизации характеристик защиты от излучений, позволяющие получать оптимальный состав и конфигурацию защиты при ограничениях на ее массу и габариты,

- предложены и обоснованы эффективные расчетные технологии, позволяющие решать задачи глубокого проникновения излучений в защите реакторов с неоднородностями,

- получена детальная согласованная информация о характеристиках полей излучений в канале, на выходе, в фантоме, медицинском боксе и в смежных помещениях для нескольких пучков трех реакторов,

- получена оптимальная по конфигурации и составу защита РУ «МАРС», обеспечившая малые габариты и массу установки (< 70 т), что позволяет ее использование непосредственно в клинике,

- получены оптимальные конфигурации блоков вывода пучков для нейтрон-захватной терапии (НЗТ) для РУ «МАРС» и ВВРц, характеристики этих пучков не уступают лучшим мировым аналогам

Практическая значимость работы.

Созданный автором программный аппарат и расчетные технологии позволяют повысить надежность результатов расчета каналов и защиты реакторов, обеспечить оптимизацию характеристик выводимых пучков для нейтронной терапии, а также получить достоверные данные о полях излучений в антропоморфных и осесимметричных фантомах, что дает возможность корректно учитывать фоновые дозы при проведении терапии Кроме того, созданный расчетный аппарат позволяет адекватно учесть дозовые нагрузки на персонал в проце-

дурной при различных режимах работы пучков, оценить дозные поля в смежных с процедурной помещениях, а также решать общие задачи глубокого проникновения излучений Реализация результатов работы.

Комплекс оптимизационных программ REMP1 в 80-е годы был принят как Стандарт Минсредмаша.

Результаты, полученные автором, использованы в эскизном проекте РУ «МАРС» и в Проекте медицинского комплекса на действующем реакторе ВВРц

В эскизном проекте РУ «МАРС» использованы предложенные автором

- конфигурация, материальный состав и структура основной защиты от излучений;

- конфигурация, материальный состав и структура блока вывода нейтронных пучков,

- конфигурация, материальный состав и структура каждого из шиберов (отсечного и заглушки) для обоих каналов,

- конфигурация, материальный состав и структура коллимационной системы пучка для НЗТ.

- конфигурация, материальный состав и структура ловушек пучка для обоих каналов Проект медицинского комплекса на реакторе ВВРц опирается на полученные автором

характеристики полей излучений внутри канала ГК-1 и на его выходе. Апробация работы.

Материалы исследования докладывались и получили положительную оценку на следующих научных форумах.

- на всех девяти Российских научных конференциях по радиационной защите и радиационной безопасности в ядерных технологиях (1974 - 2006 гг , в СССР - Всесоюзные научные конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок);

- на конференции «Ядерная энергетика в космосе» 1990 г,

- конференции «От Первой в мире АЭС к атомной энергетике XXI века» 1999 г,

- II Евразийском конгрессе по медицинской физике и инженерии 2005 г ,

- II и III Троицких конференциях «Медицинская физика и инновации в медицине» 2005 и 2008 гг;

- Международных конференциях «Безопасность АЭС и подготовка кадров»,

- конференции «Актуальные вопросы онкологии и онкологической помощи в системе ФМБА России», Москва 2006 г ;

- конференции «Физико-технические проблемы гарантии качества лучевой терапии», Обнинск, 2006 г,

- на конференции ICNRP'07 NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS, Алматы, 2007 г ;

- на научных семинарах в ФЭИ, ИПМ РАН, ИАЭ, ИМБП, ФХИ (Обнинск), МРНЦ РАМН, ИАТЭ и др предприятиях и организациях;

- на конференциях в Ныо-Иорке, Токио, Брюсселе, Ницце, Братиславе, на семинарах в университетах КНР (Пекин, Сиань, Харбин)

Публикации По теме диссертации автором опубликовано 97 печатных работ, около 20 научно-технических отчетов и монография. В списке литературы указаны только основные публикации

Структура и объем работы. Диссертационная работа состоит из введения, 5 глав, заключения и библиографического списка, включающего 367 наименований. Работа изложена на 301 листе машинописного текста, содержит 122 рисунка, 84 таблицы

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

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

В первой главе на основании анализа литературы выявлены и пополнены основные требования к реакторным пучкам для нейтронной терапии Основные из этих требований выработаны международным сообществом в многолетней практике

Главными физическими параметрами, характеризующими пучок, следует считать качество излучения, пространственно-временную и энергетическую стабильность, глубину проникновения в ткань, геометрическое сечение, отношение плотности тока нейтронов к плотности потока, мощность дозы

В зависимости от типа терапии (дистанционная, нейтрон-захватная для поверхностных и глубокорасположенных опухолей, «бустовая» и сочетанная гамма-нейтронная терапия) выработаны конкретные требования к спектральному составу пучка, его направленности и «примеси» гамма-излучения в пучке

Наиболее детально в первой главе анализируются требования к характеристикам пучка для нейтрон-захватной терапии, привлекающей наибольшее внимание исследователей Нейтрон-захватная терапия своим избирательным действием напоминает некоторые современные нано- и молекулярные технологии. Для проведения НЗТ необходимо одновременно локализовать в опухоли два компонента, а) химический элемент с большим сечением захвата нейтронов (до сих пор практически используется только 10В) и Ь) тепловые нейтроны

В расчетных и проектных исследованиях были выработаны концептуальные схемы необходимых устройств, позволяющих сформировать пучок с характеристиками, необходи-

мыми для проведения НЗТ. Совокупность этих устройств далее будет называться коллимационной системой (КС). В коллимационную систему входят

- модификатор спектра, «сдвигающий» быстрые нейтроны в эпитепловую область,

- собственно коллиматор (который иногда называется рефлектором), собирающий рассеянные в модификаторе спектра или в воздухе нейтроны и направляющий их в канал вывода пучка,

- нейтронные и гамма-фильтры, поглощающие тепловые нейтроны и гамма-излучение Формируемая в опухоли и в ткани доза при НЗТ состоит из следующих компонент

Антог = СБЭВ,Штог ' Е>В,Штог + ' % + ОБЭ0 £>о + ОБЭ/ам ' °/т! + ОБЭу йу,

Атие = СБЭц„аие ■ 0И и^ие + ОБЭы ■ + ОБЭ() ■ 00 + ОБЭ• И+ ОБЭу йу,

(1)

где ОБЭ - относительная биологическая эффективность излучений, СБЭ - составная (сочетанная) биологическая эффективность реакции |0В(п, сх)71л, а Э - поглощённая доза. Согласованные мировым сообществом значения ОБЭ и СБЭ используются для сопоставления характеристик различных пучков.

Выражения (1) описывают основные компоненты дозы, формируемой выходящим пучком.

- Ов.шшог, Ов.йкис - поглощенная доза в результате реакции 10В(п, а)71л в опухоли и ткани соответственно,

- — поглощённая доза в результате взаимодействия нейтронов с ядрами азота (главным образом в результате реакции |4Ы(п,р)|4С);

- Эо - поглощённая доза, обусловленная реакциями на изотопах кислорода (главным образом реакциями с выходом заряженных частиц);

- Эйд - поглощенная доза, обусловленная замедлением нейтронов на ядрах водорода,

- - поглощенная доза, формируемая гамма-квантами пучка, а также вторичными гамма-квантами, сопровождающими перенос нейтронов в ткани

Следует отметить, что в большинстве случаев компонента, обусловленная кислородом (Оо) не учитывается, что, безусловно, вполне корректно для «чисто эпитепловых» пучков, которых в природе не встречается Но в общем случае при рассмотрении реальных пучков, как показано в работе, этот вклад должен учитываться в формировании «фоновой» составляющей дозы Во всех расчётах, описанных далее, для расчёта компонент дозы применялись керма-факторы, учитывающие все процессы

Мировым сообществом были сформулированы определённые критерии качества пучков для НЗТ, которые могут быть разделены на первичные и вторичные К первичным еле-

дует отнести те, которые определяются дозиметрическими величинами в облучаемой опухоли и ткани. Из самых общих представлений о механизме НЗТ следует общее требование максимизировать дозу в опухоли и при этом минимизировать дозу в здоровой ткани Но это требование совершенно недостаточно для формирования критерия, по крайней мере, по следующим основаниям

1 Это «минимаксное» требование не учитывает пространственный фактор глубину локализации опухоли Например, при достаточно большой глубине локализации (4-6 см) можно обеспечить хорошее локальное отношение доз «опухоль-ткань», но при этом подведение терапевтической дозы к опухоли может сопровождаться большими дозовыми нагрузками на здоровую ткань на всем пути транспорта излучения.

2 В той же степени не учитывается временной фактор приемлемое время необходимой экспозиции В качестве примера можно предположить, что коллимационной системой удалось создать идеальное соотношение доз «опухоль-ткань», но при этом мощность дозы столь мала, что времена экспозиции даже при фракционировании совершенно неприемлемы

3. Наконец, не учитывается качественным фактор одна и та же поглощенная доза излучений различного типа сформирует различные последствия и для опухоли, и для ткани

Поэтому мировое сообщество выработало несколько связанных взаимодополняющих критериев, ранжировать которые по степени важности, вообще говоря, не представляется возможным Основными критериями традиционно считаются три

1 Предельная глубина «выигрыша» AD - глубина х в ткани, на которой доза в опухоли

становится равной максимальной дозе в ткани Dlumor(x) = Эта величина ха-

рактеризует проникающее качество нейтронов пучка Для эталонного относительно НЗТ пучка FCB реактора MIT величина AD =9 7 см

2 «Выигрыш» AR - одномерный интеграл по глубине мозга или другого органа, обычно по оси пучка

Этот критерий характеризует пучок с точки зрения интеграла «повреждающей» дозы на здоровую ткань, чем больше величина AR, тем, при прочих равных, получит меньшую дозу здоровая ткань Для пучка FCB MIT величина AR =5 О

(2)

3 Мощность дозы в опухоли на предельной глубине «выигрыша» ADDR - Dtumor(AD) Это «клинический» критерий, определяющий время необходимой экспозиции Чем больше ADDR, тем, при прочих равных, меньше это время Для пучка FCB MIT эта величина, благодаря конвертеру тепловых нейтронов, достаточно велика D|1]mor(AD) = 126 - 172 сГр-экв /мин, в зависимости от мощности реактора и содержания бора

Но на практике дело rte ограничилось этими критериями Важным и используемым повсеместно критерием является

4 Терапевтическое отношение TR - отношение «полезной» дозы в опухоли на глубине х к максимальной «вредной» дозе в ткани на оси пучка'

TR(x) = (3)

^tissue

Это характеристика того, в какой степени пучок является эпитепловым Терапевтическое отношение позволяет определить максимальную величину терапевтической дозы, которая может быть подведена к опухоли на глубине х Если принять, что максимальное значение дозы для здоровой ткани D'°'"le (обычно принимается -12 6 Гр-экв), то предельное значение терапевтической дозы DZor W = D!°'Z х TR(x) Применение НЗТ для глубокозалегающих опухолей эффективно при TR > 1. 5. Наконец, позволим себе ввести близкий к TR по смыслу критерий, выделяющий эффект 10В. доля «борной» составляющей BF в полной мощности дозы в опухоли

BF(x) = , (4)

Чем ближе величина BF к единице, тем меньше влияние «не нейтрон-захватных» компонент дозы (прежде всего, протонной и гамма-компонент) и тем меньше облучение здоровой ткани

6 Роль же «не нейтрон-захватных» компонент дозы может оттенить дополняющий BF

критерий, встреченный в литературе мощность фоновой дозы в здоровой ткани на

одни нейтрон Поскольку этот критерий не поименован, для краткости далее будем

его называть BD:

OS3N(x)-DN + OB30-D0(x) + OB3fasrD/ml(x) + OE3rD( х)

BD(x) =---------— -J----------——, (5)

Ф/olW

где ®tot(x) - плотность полного потока нейтронов Для пучка FCB MIT величина BD = 2.8-10"12 сГр

-экв см /нейтрон.

Вторичные критерии определяются по физическим характеристикам поля излучения на выходе пучка Эти характеристики локализуются в районе операционного поля, но в от-

сутствии облучаемого объекта В литературе эти характеристики называются показателями «в воздухе» или для «свободного» пучка, в то время как характеристики в опухоли и ткани (в том числе и первичные критерии) называются показателями «в фантоме» Целесообразность вторичных критериев очевидна они позволяют сравнивать качество выводимых пучков, не привлекая такие достаточно сложные материи, как значения ОБЭ для данных условий облучения и т п При этом расчет излучений в фантоме не является необходимым, что во многих случаях существенно облегчает проведение серийных расчетов

Разделение критериев на первичные и вторичные является мощным методологическим средством Вторичные критерии сформулированы достаточно единообразно по входящим в них функционалам, но численные значения этих функционалов варьируют в различных источниках вплоть до двукратных расхождений Суммируя, можно принять за разумные желательные значения основных вторичных критериев на выходе пучка следующие величины

а) плотность потока эпитепловых нейтронов Фч,, > 1- 10чсм"2с~', Ь) отношение мощности поглощенной дозы гамма-излучения к плотности потока эпитепловых нейтронов Ог/Фср| < (2 -5) 10"" сГр см2; с) отношение мощности поглощенной дозы быстрых (Е > 10 кэВ) нейтронов к плотности потока эпитепловых нейтронов Б^щ /ФСР| < (2 - 5) 10'" сГр см2, (1) отношение аксиального тока эпитепловых нейтронов к потоку .^рУФци >07

Следует отметить, что это именно желательные значения критериев ни один из существующих пучков в полной мере не удовлетворяет этим требованиям

В настоящей работе при анализе пучков ядерных реакторов последовательно проводится общий подход

- конфигурация и материальный состав КС определяется посредством оптимизационных и серийных расчетов с ориентацией на вторичные критерии,

- выбранный вариант КС проверяется на соответствие первичным критериям с расчётом всех компонент доз (1)

Итак, анализ доступных в литературе данных, выполненный автором, позволил в первой главе

- выявить и систематизировать требования к характеристикам реакторных пучков для различных типов терапии,

- выявить и систематизировать вторичные критерии качества пучков для нейтрон-захватной терапии для дальнейшего использования этих критериев при оптимизации характеристик пучков,

- выявить, систематизировать и пополнить первичные критерии качества пучков для нейтрон-захватной терапии для дальнейшего использования этих критериев при сравнении характеристик оптимизированных пучков

Во второй главе рассмотрены расчетно-методологические проблемы, возникающие при решении задач глубокого проникновения реакторных излучений, в особенности при наличии такой неоднородности, как горизонтальный канал Описан программный аппарат и расчётные технологии, развитые и адаптированные к задачам расчёта транспорта излучения в канале и окружающей защите от излучений, а также для определения характеристик поля излучений в окрестности выхода пучка (в том числе и характеристик в фантоме), в медицинском боксе и в смежных помещениях

Радиационные задачи, возникающие при проектировании блока вывода нейтронных реакторных пучков, носят комплексный характер Прежде всего, требуемое качество пучка не является единственной целевой функцией, организация канала вывода пучка должна сопровождаться обеспечением должной защиты для персонала и пациента, а также выполнением требований по дозовой обстановке в смежных с боксом помещениях, причём как в рабочем состоянии, так и после выключения установки Далее, с точки зрения программного аппарата, ни в настоящее время, ни в обозримом будущем нельзя надеяться на появление универсального кода, который мог бы обеспечить одновременный прецизионный расчет всех необходимых функционалов, как для выводимого пучка, так и для его окружения Детерминистские подходы (например, основанные на методе дискретных ординат) сталкиваются со значительными вычислительными трудностями необходимая размерность расчетных сеток для полной трехмерной модели реактора и сплошной защиты достигает ~ 1012 и более. Применение многопроцессорных суперкомпьютеров с параллельной архитектурой, вообще говоря, снимают (или снимут в ближайшем будущем) проблему расчёта для трёхмерной полной модели реактора и сплошной защиты Но для модели, включающей реактор и резко неоднородную защиту (полый канал вывода и его окружение) проблема неизмеримо сложнее

Не являются спасительной альтернативой и т н «прямые методы», прежде всего, метод Монте-Карло. При всей победительной экспансии метода Монте-Карло в задачи переноса излучений, наблюдающейся особенно в последние полтора-два десятилетия, этот метод никогда не позволит корректно рассчитывать полноразмерную защиту от излучений реактора. То обстоятельство, что в описываемых далее расчётах этот метод широко используется, не отменяет сказанного Результаты, полученные с помощью метода Монте-Карло, ограничиваются (не всегда достоверной) оценкой только внутри канала и с необходимостью требуют валидации с помощью альтернативных детерминистских методик

Опыт проведения расчетов демонстрирует необходимость применения «синтетических» методик, сочетающих расчет сплошной защиты и учет возмущений, вносимых неод-нородностями В большинстве задач оптимально выбранный материальный состав и композиция сплошной защиты не теряет своей оптимальности при учете наличия полого канала Естественно, плотности потоков излучений (а часто и спектральный состав излучений) изменяются в защите, «возмущенной» полым каналом В силу сказанного, можно выделить три аспекта решения задачи а) расчет и оптимизация сплошной защиты, Ь) «включение» в расчет полого канала для уточнения характеристик полей излучений в окрестности канала и на внешней поверхности защиты, с) уточнение характеристик полей излучений на выходе пучка

Можно выделить несколько этапов необходимых вычислений при расчете сплошной защиты. Вначале осуществляется выбор материального состава и конфигурации защиты для простых 1D моделей посредством оптимизационных расчётов с применением быстродействующих комплексов программ REMP1 [1 - 20] и, например, известной отечественной программы РОЗ-6 Полученный в расчетах вариант, оптимальный с точки зрения этих программ, верифицируется по 2D модели с помощью, например, программы КАСКАД и уточняется с помощью оптимизационных комплексов [21, 22] OPT1D и OPT2D, ориентированных на одномерные и двумерные задачи соответственно Это позволяет скорректировать результат в соответствии с конечностью геометрии и т. п Обычно при этом исследуется не одна композиция выбранного материального состава, а несколько достаточно близких композиций, что позволяет определить тренд изменения основных функционалов защиты Из проверенных вариантов отбирается тот (или те), который(ые) удовлетворяет(ют) конкретным требованиям Для этих вариантов (или для самого предпочтительного из них) проверяется сходимость, т е выполняется последовательность расчетов со сгущающимися пространственными и угловыми сетками При этом обычно применяются различные библиотеки констант и различное количество энергетических групп Это делается для повышения надежности полученных результатов, ранжирования библиотек констант и валидации полученных значений функционалов Разброс значений результатов, полученных на предельных сетках с данными различных библиотек, дает некоторое представление о погрешности расчетов Иногда возможно (и целесообразно) применение «тяжелой артиллерии» - например, отечественной 3D программы КАТРИН, расчеты по которой гораздо более трудоемки, чем расчёты по программе КАСКАД

В течение многолетней эксплуатации как оптимизационного комплекса REMP1, так и применяемого семейства отечественных программ РОЗ-6, КАСКАД и КАТРИН эти про-

граммы прошли всестороннюю верификацию с помощью как экспериментальных, так и расчётных данных. В частности, автором были выполнены расчётные сопоставления с результатами интегральных бенчмарк экспериментов по переносу излучений, а также бенчмарк экспериментов по снятию реакторов с эксплуатации и бенчмарк расчётных тестов для японского реактора ЛРОЯ и отечественных реакторов Первой АЭС и БР-10 [29, 30]. Значимость последних расчётов в том, что в них проанализирована вся последовательность необходимых действий: моделирование —» расчёт переноса излучений —> расчёт плотностей реакций —> формализация временной диаграммы работы реактора на мощности —> расчёт активации —> расчёт дозы. В качестве иллюстрации на рисунке 1 сопоставлены расчётные и экспериментальные данные для реактора полученные автором с помощью программы КАСКАД и нескольких библиотек данных (в верхней части - расчётные данные из литературы). Расхождение вблизи внутренней поверхности вполне объяснимо большой погрешностью измерений для образцов бетона, взятых с внутренней поверхности защиты.

Для расчёта канала вывода пучка, его окружения и требуемых функционалов на выходе пучка, в боксе и смежных помещениях в работе были развиты комбинированные методики. Для их описания следует рассмотреть предметную область в целом, условно изображённую на рисунке 2.

Радиус, см

Рисунок 1. Активность 6(1Со в биологической защите ,1РОЯ (20 расчёт)

Для расчётов функционалов в различных частях предметной области была развита совокупность расчётных технологий, объединяющих детерминистские программы и программу метода Монте-Карло (МСЫР). Для корректного применения этих технологий автором выработаны определённые рекомендации по трансформации «решение—»источник», созданы соответствующие алгоритмы и программы. Типичная цепочка, реализованная в качестве расчётной технологии, выглядит следующим образом:

МСЫР(30 источник: активная зона и ближайшее окружение) —» КАСКАД(20 перенос в канале) —> МСЫР(30 расчёт фантома и его окружения).

Рисунок 2. Условное изображение зон предметной области: 1 -30 источник; 2-20 осесим-метричный перенос; 3 - 30 выход пучка; 4 - 20/30 бокс и смежные помещения.

Основной проблемой при реализации подобных комбинированных методик является адекватная интерпретация «решение—»источник». Во второй главе значительное внимание уделяется конкретным алгоритмам трансформации «решение—»источник», которые затем применяются в различных модификациях к широкому кругу задач. Достаточно подробно излагаются алгоритмы пересчёта МС№ —» КАСКАД и КАСКАД —► МС№ и их верификация. В частности, основой алгоритма пересчёта МСЫР (30 решение) —» КАСКАД (20 расчёт) является подготовка с помощью МС№ энергоуглового распределения нейтронов и фотонов на специально подобранной поверхности в прямоугольных или кольцевых зонах с последующей интерпретацией этих распределений в качестве анизотропного источника для программы КАСКАД. Далее, при переходе от расчёта осесимметричной зоны 2 предметной области выполняется пересчёт КАСКАД (20 решение) —> МСЫР (30 расчёт). В последнем случае реализовано несколько моделей интерпретации решения, полученного по программе КАСКАД, в качестве источника для расчёта трёхмерной зоны 3 с помощью программы МСЫР:

- угловое распределение источника предполагается мононаправленным, вдоль оси канала, для всей поверхности источника в программе МСЫР,

- угловое распределение источника предполагается косинусоидальным ~ ц" для всей поверхности (значение п получается решением оптимизационной задачи),

- угловое распределение источника в последующем расчете предполагается мононаправленным внутри канала и косинусоидальным вне его

Выбор алгоритма пересчета зависит от особенностей канала вывода, прежде всего, его протяжённости, степени заполненности и протяженности цилиндрического участка канала

Итак, описанные во второй главе исследования, выполненные автором, привели к следующим результатам.

- создан и исследован на применимость в различных задачах пакет оптимизационных программ ЛЕМР1 (Ш), позволяющий оперативно получать оптимальный состав и композицию защиты от излучений в задачах глубокого проникновения излучений,

- исследованы и апробированы на расчетных и экспериментальных данных пакет детерминистских программ (РОЗ-6, КАСКАД и КАТРИН) и программа расчёта методом Монте-Карло (МСЫР),

- исследованы и ранжированы для применения в задачах глубокого проникновения различные библиотеки групповых констант,

- созданы алгоритмы и программы перехода от ЗЭ результатов (МСЫР) к осесиммет-ричному источнику для расчёта транспорта излучения в горизонтальном канале реактора по программе КАСКАД,

- создано несколько вариантов алгоритма и программы перехода от 20 результатов (КАСКАД) к источнику для 30 расчета функционалов на выходе канала (МС№),

- создано несколько расчетных технологий, включающих серийные расчеты на начальных этапах выбора защитных композиций и различные цепочки для прецизионных расчётов: 30-*20, 30-*20->30 и др

- созданы комплексы оптимизационных программ ОРТЮ и 0РТ20, объединяющие программы расчета транспорта излучений (РОЗ-6 и КАСКАД соответственно) с универсальным методом нелинейного программирования («метод скользящего допуска»), эти комплексы позволяют, в частности, оптимизировать канал вывода по отношению к первичным или вторичным критериям пучка для НЗТ

Следующие три главы посвящены расчётному анализу каналов трёх различных реакторов, выполненному с помощью развитых технологий с единой точки зрения и в едином стиле

В третьей главе изложены результаты, полученные автором для двух каналов малогабаритной реакторной установки (РУ) медицинского назначения «МАРС» при работе над проектом установки ([31, 37]) Особенности РУ «МАРС» таковы, что характеристики выводимых пучков не могут рассматриваться отдельно от характеристик защиты от излучений установки, поэтому защита от излучений, режимы работы пучков, необходимые оконечные устройства, дозные поля в помещении вывода пучка и необходимая защита бокса также рассмотрены в этой главе

Реактор «МАРС» предназначен для лечения онкологических больных методами ней-трон-соударной терапии, сочетанной терапии и нейтрон-захватной терапии в госпитально-стационарном режиме

Конструкция и параметры реактора обусловлены следующими требованиями

- обеспечение медицинских требований к нейтронным пучкам в полном объеме,

- возможность установки в клинике (или в непосредственной близости к ней) и эксплуатации при минимуме затрат и минимальном штате,

- принципиальной невозможности аварии, приводящей к необходимости эвакуации персонала клиники и больных,

- не выходящее за пределы установленных норм воздействие на население при максимальной аварии любого масштаба

Адекватность этим положениям определили уникальность реактора «МАРС» с точки зрения безопасности Многолетние проектные исследования позволяют констатировать его уникальность и в других аспектах

Прежде всего, конструктивно реакторная установка выполняется из существующих и применяемых элементов и узлов, которые выдержали длительную проверку и доказали свою надежность и работоспособность Оборудование, материалы и топливо, принятые в проекте, выпускаются в настоящее время промышленностью Данное обстоятельство весьма важно и с технологической, и с экономической точек зрения

Качество же выводимых пучков для нейтронной терапии (прежде всего, для НЗТ) вполне конкурентоспособно с качеством пучков лучших проектируемых реакторов и далеко превосходит качество реально применяемых в терапии пучков исследовательских реакторов

Для сведения к минимуму количества обслуживающего персонала РУ и для минимизации накопления радиоактивных отходов выбран старт-стопный режим работы реактора Предполагается, что реактор будет работать только во время сеанса терапии в течение одно-го-двух часов в сутки на номинальной мощности 10 кВт

Анализ возможных аварийных ситуаций показал, что даже при гипотетической запро-ектной аварии реактора «МАРС» не происходит сколько-нибудь значимого облучения населения и загрязнения окружающей среды (территории медицинского центра и прилегающих районов города). Персонал своими силами способен устранить последствия аварии с допустимым превышением пределов дозы, устанавливаемым НРБ-99 для работы в нормальных условиях.

Уникальность РУ «МАРС» ещё и в том, что её малые габариты и осесимметричная система «коллиматор-фильтр» для основного пучка НЗТ позволяют выполнять расчёты функционалов в зонах 1, 2, 3 и, частично, в зоне 4 параллельно по двум программам, КАСКАД и МС№.

Активная зона (АЗ) имеет форму параллелепипеда ХхУхг = 12x48.1x45 см3. Она состоит из 8 кассет, в каждой из которых размещено по 50 ТВЭЛ (прототипом ТВЭЛ является укороченный ТВЭЛ установки БН-600). Загрузка 1ГО2 составляет 37 кг при обогащении 17%.

В настоящем состоянии проектной проработки реактора «МАРС» предполагается обеспечить вывод двух пучков: для нейтрон-захватной терапии и для нейтрон-соударной и сочетанной терапии (НСТ). На рисунке 3 представлено сечение блока вывода пучков, полученное с помощью плоттера программы МСИР.

- 95

Зона преимущественного влияния пучка для НСТ

Зона преимущественного влияния пучка для НЗТ

Зона совместного влияния пучков

Рисунок 3. Общая конфигурация блока вывода пучков (размеры дапы в см)

Для канала НЗТ, примыкающего к большей поверхности АЗ, были выполнены оптимизационные расчеты по выбору конфигурации и материального состава КС Полученные оптимальные КС незначительно различаются по своим характеристикам при весьма ограниченной номенклатуре материалов В качестве примера в таблицах 1, 2 представлены характеристики конической КС, примыкающей непосредственно к поверхности АЗ и состоящей из слоев N^2(20 см)+1ТиеШа1(30 см)+1лК(0 5 см) (Р1иета1 - металлокерамика, состав 56% Р, 43% А1, 1% 1лР) В таблице 1 представлены плотность полного потока нейтронов и ее составляющие на выходе пучка с данной КС, полученные с помощью двух программ МС№ (точная «потвэльная» модель АЗ) и КАСКАД (гомогенизированная цилиндрическая АЗ эквивалентного радиуса)

Таблица 1 - Поток нейтронов и его компоненты на выходе пучка РУ «МАРС»

Ф|ОЬ CMV Ф.р1/Фю1, % Фгам/Фк«, % Фщсгл/Фюь % Еф avéra,' МэВ

Желательные значения > но' ~ 100 — 0 ->0 _

MCNP 0 821-10" 80 3 139 57 0 0348

КАСКАД 0 945-10" 81 6 13 4 50 0 0337

В таблице 2 представлены характеристики данной КС с точки зрения вторичных критериев качества

Таблица 2 - Характеристики качества пучка для НЗТ

Dr сГр/мин D/Фср, сГр см2, Ю"'1 Dfasi/Фср, сГр-см2, 10"" Jcpi / Фср|

Желательные

значения -*0 <2-5 <2-5 >07

MCNP 2 13 5 38 118

КАСКАД 2 05 4 90 11 8 0 77

Представленные в таблицах 1, 2 данные свидетельствуют о хорошей согласованности результатов, полученных с помощью точной и приближенной моделей

Для принятого в литературе содержания |0В для пучка НЗТ были рассчитаны характеристики полей нейтронов и гамма-излучения в зависимости от глубины в ткани фантома При этом были получены и проанализированы все составляющие дозы в опухоли и ткани (1) На рисунке 4 сопоставлено терапевтическое отношение TR(x), полученное для РУ «МАРС», с эталонными данными

Сопоставления, выполненные для других первичных критериев качества пучка для НЗТ, показали, что и по всем остальным критериям пучок РУ «МАРС» практически не уступает эталонным Для описываемой композиции BD = (154-Ю12- 2 48-Ю*12) Гр-экв см2/нейтрон (в зависимости от глубины) и AR =5 5 что лучше, чем у FCB MIT, AD =8 8 см,

ADDR=33 3 сГр-экв /мин, что меньше соответствующей величины для FCB MIT поскольку плотность потока на выходе последнего гораздо больше, чем у канала РУ «МАРС» Канал для HCT был также рассчитан по программам MCNP и КАСКАД Для обоих каналов РУ «МАРС» были выполнены расчёты радиальных градиентов полей нейтронов и гамма-излучения на выходе пучков (проблема «полутени»), а также характеристики полей излучений в операционном зале (рисунок 3) и вне его, для выбранных габаритов зала, оптимальных толщин защитных стен, конфигурации и материального состава ловушек пучков и защитного покрытия стен Для этих расчетов применялись технологии 3D—»2D Для обоих каналов были получены оптимальные конфигурации и материальный состав системы шиберов (отсечной шибер и шибер-заглушка для каждого пучка) Эти системы должны обеспечить штатную эксплуатацию пучка, приемлемый режим аварийной эвакуации пациента и переход от работы на одном из пучков к работе на другом при выдержке ~ 7 сут. Кроме того, для пучка НЗТ сделана оценка эквивалентной дозы в антропоморфном фантоме при НЗТ, для чего применялись технологии 3D—>2D—»3D, а для пучка HCT получены распределения нейтронов и фотонов в осесимметричном фантоме по технологии 3D—>2D

Глубина, см

Рисунок 4 Терапевтическое отношение в зависимости от глубины в ткани

--РУ «МАРС» (расчет по программе КАСКАД)

............РУ «МАРС» (расчёт по программе MCNP)

«—» Эталонный пучок реактора FCB MIT (эксперимент)

в-в—о Пучок из мишени протонного ускорителя (расчет, О. Kononov et al )

Итак, исследования, выполненные автором для РУ «МАРС», описанные в третьей главе, привели к следующим основным результатам

- предложено и-обосновано расчетом несколько оптимальных для НЗТ коллимационных систем, обеспечивающих качество пучка, не уступающее лучшим мировым аналогам,

- предложена и обоснована расчётным путем конфигурация блока вывода обоих пучков в один операционный зал,

- предложена и обоснована расчётом система шиберов для обоих пучков, а также режимы работы пучков, для всех режимов работы рассчитаны дозные поля в медицинском боксе,

- предложены и обоснованы расчётом материальный состав (обедненный уран и бори-рованный полиэтилен) и конфигурация оптимальной основной защиты РУ «МАРС», что позволило обеспечить малые габариты и массу РУ (< 70 т), допускающие её применение в клинике,

- предложена и-обоснована расчётом оптимальная защита медицинского бокса (толщины бетонных стен, покрытие их борированным полиэтиленом, материалы и конфигурация ловушек пучков и др ), что позволило обеспечить мощности доз вне бокса, соответствующие норме для помещений постоянного пребывания;

- для пучка НЗТ создана модель антропоморфного фантома и выполнена оценка фоновой дозы, получаемой пациентом при терапии,

- для пучка HCT получены дозные поля в цилиндрическом фантоме, которые могут быть использованы в медико-биологических исследованиях

В четвёртой главе проанализирован реактор ВВРц как перспективный источник для нейтронной терапии [29, 30, 32, 33, 35]. Расчетные исследования выполнены для двух каналов реактора (рисунок 5) а) для горизонтального канала ГК-1, используемого в проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц, и Ь) для ниши экспериментальных устройств (НЭУ), которая может быть весьма эффективно адаптирована для нейтрон-захватной терапии

Для 3D расчетов источника по программе MCNP была создана детальная («потвэль-ная») модель реактора и решены сопряжённые задачи по определению ценности каждой TBC в расчётах транспорта нейтронов и гамма-излучения для ГК-1 и НЭУ. За основу была взята композиция одной из реальных загрузок 2002 г с конкретными значениями выгорания для каждой TBC

Для обоих каналов были определены поверхности перехода 30—'20. В расчётах источника и транспорта излучений широко использовались различные способы уменьшения дисперсии, усечение пространственной модели и др., что позволило получить надёжные согласованные данные, в частности, на выходе ГК-1, отстоящем от центра АЗ на расстояние ~ 360 см. Расчётные технологии были применены для сопоставления с несколькими группами экспериментов. На рисунке 6 представлены групповые спектры потока нейтронов на выходе ГК-1, полученные расчётом и восстановленные из экспериментальных данных.

Рисунок 5. Компоновка бака реактора ВВРц (радиальное сечение)

I 1-ю9

н

<и

f=L <и

I ыо8

МО7 МО-6 1-10 5 МО 4 1 10 3 0.01 0.1 1 10 Энергия, МэВ

MCNP(3D)=>KACKAfl(2D) °°° MCNP(3D) □ □ Эксперимент Рисунок 6. Групповой спектр потока нейтронов на выходе ГК-1

п

о— / h

г. _о О о о Ld о ¡f¿JEL° j> Ф 0 т

Для обоих каналов реактора были выполнены исследования по поиску оптимальных КС для НЗТ. Оказалось, что для ГК-1 невозможно без больших потерь интенсивности получить характеристики пучка, оптимальные для НЗТ. С другой стороны. НЭУ обладает совокупностью уникальных (сточки зрения задач нейтронной терапии) свойств:

- ниша имеет большой диаметр, равный 108 см: вход её «видит» всю активную зону (диаметр сепаратора, заключающего АЗ, равен 79 см), обеспечивая большую «поверхность сбора» нейтронов;

- «поверхность сбора» нейтронов можно приблизить непосредственно к активной зоне:

- установка имеет достаточно большую мощность, что при малых габаритах АЗ обеспечивает высокую плотность тока утечки.

Для канала НЭУ была получена оптимальная КС и определены характеристики пучка в зависимости от расположения КС по глубине канала. Схема оптимальной КС показана на рисунке 7, а характеристики пучка на выходе для наиболее удалённого от АЗ положения, в котором внешняя граница КС совпадает с границей бетонной защиты, представлены в таблицах 3, 4. Эти характеристики сопоставляются с данными для известного реактора TAPIRO, предназначенного для НЗТ.

На рисунке 8 представлено терапевтическое отношение, полученное для пучка НЭУ, в сопоставлении с данными для образцовых пучков.

Рисунок 7. Схема коллимационной системы в НЭУ Таблица 3 - Поток нейтронов и его компоненты на выходе пучка НЭУ

Фю1, -2 -1 СМ С Фер|/ФЮ1, % Фгаа/Фм, % Флспг/Фюь % г?«' ave rage * МэВ

Желательные значения > 1т09 ~ 100 _

НЭУ ВВРц 2.42-10" 83.9 3.4 12.8 0.00740

Реактор TAPIRO: ФсЫ = 0.8-104 cmV

Таблица 4 - Характеристики качества пучка для НЗТ

Dt сГр/мин Ц/Фср, сГр-см2, 10"" Dfasl/Фср, сГр-см2, 10"" Jcp./Фор,

Желательные

значения <2-5 <2-5 >0.7

НЭУ ВВРц 0.555 0.455 5.71 0.7

TAPIRO 0.328 4.10 3.40 0.7

КС НЭУ была проверена на соответствие всем остальным первичным критериям. Оказалось, что и в этом отношении КС НЭУ практически не уступает эталонным пучкам для НЗТ и по некоторым критериям превосходит пучок РУ «МАРС» (из-за большей плотности потока на выходе): ВО = (1.37-10"'2^ 2.97-10"12) Гр-экв. см2/нейтрон, АО=8.9 см, АЯ=5.5, АООЯ=76.1 сГр-экв./мин.

Для обоих каналов ВВРц были выполнены расчёты радиальных градиентов поля излучения на выходе пучков (проблема «полутени»), а также характеристики полей излучений в примыкающих боксах и в смежных помещениях, для требуемых габаритов боксов, полученных оптимальных толщин защитных стен, конфигурации и материального состава ловушек пучков. Для этих расчётов применялись технологии ЗЭ—>Ю, а также оптимизационные комплексы ОРТШ и 0РТ20. Кроме того, для пучка ГК-1 сделана оценка эквивалентной дозы в антропоморфном фантоме при НЗТ, для чего применялись технологии ЗЭ—>2Э—>30.

Глубина, см

Рисунок 8. Терапевтическое отношение в зависимости от глубины в ткани

ООО Пучок НЭУ реактора ВВРц

Пучок РУ «МАЭталонный пучок реактора FCB MIT а 8 ® Пучок из мишени протонного ускорителя (О. Kononov et al)

&--Q---Q

Итак, расчетно-методологические исследования экспериментальных каналов реактора ВВРц, выполненные автором и описанные в четвертой главе, привели к следующим результатам

- развитый программный аппарат и расчетные технологии позволили впервые адекватно рассчитать функционалы поля излучения в каналах, на их выходе и в примыкающем помещении;

- усовершенствованные технологии расчёта позволили выполнить сопоставление расчетных характеристик на выходе ГК-1 с данными, полученными из эксперимента, это сопоставление дает возможность уточнить направление дальнейших экспериментальных исследований;

- полученные характеристики нейтронного пучка канала ГК-1 для нейтронной терапии могут быть модифицированы для применения «бустовой» терапии, несколько вариантов КС для этого исследованы и обоснованы расчетом;

- при этом потери в интенсивности будут весьма велики (102 - 103) при относительно небольшом выигрыше - для выбранных в расчетах концентраций |0В максимальная доля «борной» компоненты в опухоли не превысит 55 % (на глубине 2 5 см, на глубине 10 см - уже 22 %), для сравнения - максимальная доля «борной» компоненты в опухоли при проведении НЗТ на существующем «голом» пучке ГК-1, без какой-либо его модификации составляет 45 % (но это на глубине 1.5 см, на глубине 10 см доля «борной» компоненты уже всего 15 %),

- полученная в расчетах КС для НЭУ реактора ВВРц с модификаторами спектра и гамма-фильтром позволяет обеспечить характеристики пучка, не уступающие эталонным; так, максимальная доля «борной» компоненты в опухоли достигает 92 % на глубине 3 см и не спадает меньше 82 % вплоть до глубины 10 см

В пятой главе рассмотрена общая задача организации оптимального блока вывода нейтронного терапевтического пучка на примере проектируемого исследовательского тяжеловодного реактора ТВР-50 [34, 36, 38]

Тяжеловодный реактор имеет особенный спектр нейтронов и, в первом приближении, представляется малопригодным при создании пучка нейтронов для нейтронной (и особенно нейтрон-захватной) терапии.

Предполагается, что реактор будет иметь номинальную мощность 50 МВт, в качестве топлива использовать естественный уран, а теплоносителем и замедлителем будет тяжёлая вода

В расчётах принята упрощённая модель реактора. Активная зона с размерами D3kE=170 см и Н = 340 см окружена боковым и торцевыми тяжеловодными отражателями. Толщина бокового отражателя ~ 25 см. Торцевые отражатели выбраны равной толщины 30 см. В активной зоне расположены тепловыделяющие сборки (TBC), каждая из которых содержит тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ). По конструкции TBC и ТВЭЛ подобны принятым в реакторах РБМК (см. рисунок 9).

В качестве основной защиты от излучений реактора была принята круговая двухслойная защита: 20 см чугуна и 160 см тяжёлого бетона (~ 3.7 г/см3); эта защита удовлетворяет НиП.

Основной расчёт реактора (A3 + отражатель) выполнен по программе MCNP с использованием точной «потвэльной» модели A3. В этом расчёте в качестве промежуточных результатов получены энергоугловые характеристики поля излучения (как для нейтронов, так и для гамма-квантов) на цилиндрической поверхности в боковом отражателе, которые далее должны использоваться в расчётах выведения пучка.

Рисунок 9. Радиальные сечения A3 с отражателем (слева) и TBC (справа) (получено при помощи плоттера MCNP из файла исходных данных)

В качестве стартового опорного канала был принят традиционный: цилиндрический, постоянного сечения (0 10 см) и направленный к центру АЗ. При помощи технологии ЗО—»20 были получены распределения потоков внутри канала, на его выходе, в примыка-

ющем боксе и в смежных помещениях. Затем была предпринята оптимизация характеристик пучка. Краткая формулировка задачи оптимизации состояла в следующем: обеспечить плотность потока нейтронов на выходе пучка > 109 см"2с"' и при этом минимизировать

- мощность дозы гамма-излучения в пучке;

- «полутень», т. е. обеспечить максимальный радиальный градиент полей излучений на границе пучка;

- мощность дозы гамма-излучения и нейтронов в окрестности пучка.

Основные меры, позволившие решить поставленную задачу, состояли в следующем (см. рисунок 10):

- в АЗ был предусмотрен выводящий нейтроны полый канал 0 15 см и длиной ~ 1 м;

- вывод пучка вне корпуса был организован в специальном блоке (призме), расположенном вплотную к корпусу;

- в этом блоке была расположена КС;

- материалы блока вывода были подобраны таким образом, чтобы обеспечить максимальный выход нейтронов и максимальный радиальный градиент как нейтронов, так и гамма-излучения.

Рисунок 10. Радиальное сечение ТВР-50 для расчёта по программе МС№

Основные материалы блока вывода, определённые в оптимизационных расчётах -свинцовый коллиматор, три стальных эксцентрических шибера; сталь, борированные тяжё-

лый бетон и полиэтилен (защита) На выходе канала для увеличения радиального градиента и подавления гамма-излучения расположены слои карбида бора, борированной стали и свинца

Предпринятая модификация опорного канала вывода позволила увеличить плотность потока нейтронов на выходе в ~ 25 раз (от О 12-Ю9 до 2 9-Ю9 см~2с"'), причём спектральное распределение нейтронов изменилось незначительно

Но модификация канала привела к увеличению «примеси» гамма-излучения в пучке, что часто является нежелательным Для снижения вклада гамма-компоненты в пучке были проведены численные эксперименты по выбору материала гамма-фильтра и его локализации в канале. Оказалось, что для наименьшей деформации углового распределения нейтронов, определяющего отношение «ток к потоку», гамма-фильтр следует расположить непосредственно на выходе. Такое расположение имеет, независимо от характеристик поля излучения, ещё и то преимущество, что при необходимости гамма-фильтр может быть легко удален/ заменен Характеристики одного из «компромиссных» вариантов со свинцовым фильтром толщиной 6 см представлены в таблице 9 По сравнению с другими материалами (висмут, обеднённый уран, вольфрам и др) свинец при данном ослаблении гамма-излучения «выводит» из пучка наименьшее количество нейтронов

Таблица 9 - Сопоставление характеристик поля излучения на выходе трех вариантов каналов

Фю„ см'2с"' Фср/Фюь % Фгаз/Фюь % Флсгт/Фю!, % Иь МэВ/ см"2с"'

Цилиндрич канал 010 см 0 121-Ю9 28 0 23 3 49 7 0 97 341-Ю9

Оптимизир канал 2 90-109 25 7 25 0 49 3 0 96 18 1-Ю9

Опт канал с у-фильтром 1 59 10® 25 0 30 6 44 4 0 62 0 625-Ю9

Из данных таблицы 9 можно оценить «цену» компромисса' потерей ~ 45 % нейтронов достигается уменьшение потока энергии гамма-излучения Ре в ~ 30 раз При этом следует отметить существенное ухудшение направленности пучка, что, безусловно, скажется на характеристиках поля излучения непосредственно в фантоме

Следует отметить, что две важные связанные характеристики - радиальный градиент полей излучений и уровень мощности дозы вне канала на выходе - благодаря оптимальному выбору материалов блока вывода не ухудшились сравнительно с исходным каналом

Особенности ТВР-50, прежде всего, относительно малая средняя плотность материала АЗ (1 4 г/см3 сравнительно с 3.1 г/см3 для РУ «МАРС») и термализованный спектр нейтронов утечки, являются серьезным препятствием для эффективного использования пучка в режиме

НЗТ. Тем не менее, были рассмотрены возможности трех каналов (таблица 9), а также четвертого канала с гамма-фильтром и модификатором спектра по отношению к задачам НЗТ.

Четвёртый вариант канала вывода получен из оптимизированного незаполненного канала (рисунок 10) посредством его модификации в следующих направлениях'

- уменьшением длины канала со 170 см до 130 см для сохранения значимой для терапии плотности потока на выходе теперь уже заполненного канала,

- заменой борированного тяжелого бетона защиты плотностью 3 7 г/см3 на борирован-ный сверхтяжёлый бетон плотностью 5 0 г/см3, аналогичный тому, который использовался в Проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц,

- размещением в канале модификатора спектра и гамма-фильтра.

Блок вывода пучка для данного варианта был уменьшен посредством удаления его фрагмента, заключающего 40 см канала вывода с 0 20 см Этот удалённый фрагмент примыкал непосредственно к той части блока вывода, которая содержала канал с 0 10 см (см. рисунок 10)

Конфигурация и состав материалов модификатора спектра и гамма-фильтра для уменьшенного канала были получены посредством оптимизационных и серийных расчётов Наилучшей оказалась композиция с модификатором Fluental, слой которого толщиной 40 см непосредственно примыкал к основанию блока вывода пучка, в качестве же гамма-фильтра использовался свинец, слой которого толщиной б см располагался непосредственно на выходе пучка

На рисунке 11 представлено терапевтическое отношение для всех рассмотренных выше вариантов канала вывода пучка

Эти результаты для различных конфигураций каналов вывода пучка могут создать представление о возможных альтернативах при рассмотрении разных вариантов лучевой терапии (НЗТ, HCT и их сочетания - «бустовой» терапии; нейтрон-гамма сочетанной терапии ит д)

Как и для всех исследуемых в работе каналов, для оптимизированного канала ТВР-50 были выполнены расчеты распределения доз внутри бокса и вне его с применением технологии 3D—2D

Итак, расчётные исследования, выполненные автором и описанные в пятой главе, привели к следующим результатам

- показано, что презумпция о малопригодное™ пучков тяжеловодных исследовательских реакторов для нейтронной терапии в целом неверна,

для тяжеловодного исследовательского реактора относительно небольшой мощности получено несколько вариантов коллимационной системы, позволяющих варьировать вклад НЗТ при «бустовой» нейтронной терапии. Так, при предельной ориентации канала на НЗТ максимальная доля «борной» компоненты в опухоли изменяется от 79 % (вблизи поверхности) до 40 % на глубине 10 см, причём на глубине 5 см эта доля всё ещё 65 %. Даже на «голом» оптимизированном пучке доля «борной» компоненты в опухоли составляет 47 % на глубине 1.5 см, 33 % на глубине 5 см и 11 % на глубине 10 см;

данные показатели «голого» оптимизированного пучка не уступают соответствующим характеристикам существующего пучка ГК-1 ВВРц (без какой-либо модификации последнего);

если же обратиться к оптимизированному пучку с гамма-фильтром, показатели «борной» составляющей будут гораздо выше показателей того же пучка без фильтра: от 65 % па глубине 1.5 см через 56 % на глубине 5 см к 35 % на глубине 10 см.

Глубина, см

---- Цилиндрический канал диаметром 10 см без фильтра

е о-е Оптимизированный канал без фильтра

Оптимизированный канал с гамма-фильтром - Канал с модификатором спектра и гамма-фильтром

Рисунок 11. Терапевтическое отношение для четырёх вариантов канала ТВР-50

Заключение

В результате выполнения диссертационной работы автором

1 Выполнен анализ существующих реакторных пучков для нейтронной терапии, выявлены, систематизированы и пополнены первичные и вторичные критерии их оптимальности для использования их в оптимизационных расчетах.

2 Созданы комплексы оптимизационных программ, позволяющие определять оптимальный материальный состав и структуру как блоков вывода пучков, так и защиты в целом

3 Создана совокупность расчётных технологий, позволяющая корректно связывать детерминистские программы и программу метода Монте-Карло в цепочки для расчётов в едином подходе всей предметной области, включая реактор, канал вывода пучка, поле излучений в антропоморфном фантоме, медицинском боксе и смежных помещениях

4 Созданный расчётный аппарат в целом всесторонне верифицирован с помощью экспериментальных и расчетных данных,

5 Впервые

- реализованы универсальные оптимизационные комплексы, позволяющие оптимизировать характеристики нейтронного пучка при учете первичных и вторичных критериев качества пучков для нейтронной терапии,

- получена оптимальная структура и материальный состав блока вывода пучков малогабаритного медицинского реактора «МАРС» для нейтрон-захватной и нейтрон-соударной терапии,

- получена оптимальная структура и материальный состав основной защиты РУ «МАРС», что позволило снизить габариты и массу установки до приемлемой для размещения в клинике (< 70 т),

- получена достоверная информация о полях излучений на выходе ГК-1 реактора ВВРц,

- проведён расчетный анализ экспериментальных данных, полученных для ГК-1,

- исследованы возможности ГК-1 для различных типов нейтронной терапии, а также перспективы модификации ГК-1;

- получены оптимальные для нейтрон-захватной терапии структуры и материальный состав коллимационных систем для ниши экспериментальных устройств реактора ВВРц,

- получено несколько вариантов блока вывода канала тяжеловодного реактора, что позволяет варьировать вклад различных типов нейтронной терапии

6. Для всех исследованных каналов в едином подходе получены исчерпывающие характеристики полей нейтронов и гамма-излучения в реакторе, канале, на его выходе, в фантоме и помещении вывода пучка

7. Для всех исследуемых каналов предложена оптимальная защита помещения вывода, средства снижения дозовых нагрузок в разных режимах работы, необходимые терминальные устройства, оптимальные состав и конфигурация ловушки пучка, а также получены уровни доз вне помещений вывода

8 Созданный автором комплекс оптимизационных программ был принят в 80-х гг как Стандарт Минсредмаша Полученные автором расчетные результаты использованы в Проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц и в эскизных проектах РУ «МАРС» и ТВР-50 Внедрение полученных автором результатов внесет значительный вклад в развитие терапии на нейтронных пучках

По теме диссертации опубликованы следующие основные работы

1 Дубинин А А , Кураченко Ю А, Петров Э Е Быстродействующий комплекс программ оптимизации защиты / Препринт ФЭИ-817, Обнинск, 1978 г, 23 с

2 Болятко В.В , Вырский М Ю., Журавлёв В И , Кураченко Ю А Оптимизация параметров среды по дифференциальным характеристикам поля излучения в задачах физики защиты реакторов — В кн . Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып 4 Под ред. Ю А Егорова и др - М , Атомиздат, 1980 г. - С 147-152

3 Дубинин А А , Журавлёв В И , Кураченко Ю А Оптимизация характеристик защиты от излучений / ВАНТ, серия Физика и техника ядерных реакторов - 1980, М , НИКИ-ЭТ, Вып 4(13) - С 56-62

4. Дубинин А А., Кураченко Ю А Быстродействующий комплекс программ приближенного расчета защиты от излучений. — В кн Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып 4 Подред ЮА Егороваидр - М , Атомиздат, 1980г.-С 219-230

5. Абагян А А , Дубинин А А , Кураченко 10 А. и др Исследование оптимальных композиций плоских железо-водных защит. - В кн . Радиационная безопасность и защита АЭС Вып. 4 Под ред Ю.А Егорова и др. - М , Атомиздат, 1980 г - С. 86-94

6 Дубинин А А , Кураченко IO А , Петров Э Е и др Применение метода оврагов в задачах оптимизации защиты от излучений. - В кн : Труды ВТИ, вып 26 Под ред В Н Миронова и др М„ ВТИ, 1980. - С. 68-74.

7 Дубинин А А., Кураченко Ю А Поиск оптимальных параметров полуэмпирической модели прохождения излучений в защите / Препринт ФЭИ-1158, Обнинск, 1981 г, 24 с

8 Кураченко Ю А Полуэмпирический метод расчёта полей излучений в защитных композициях - В кн : Численное решение уравнения переноса в одномерных задачах Сборник научи трудов под ред докт физ -мат наук Т А Гермогеновой - М, ИПМ им MB Келдыша, 1981 г -С 137-153

9 Кураченко 10 A. REMP1 - система программ для оперативного расчёта пространственно-энергетического распределения нейтронов и гамма-излучения в одномерных защитных композициях - В кн Численное решение уравнения переноса в одномерных задачах Сборник научн трудов под ред. докт физ -мат наук Т А Гермогеновой -М , ИПМ им М В Келдыша, 1981 г - С 225-227.

10. Кураченко Ю А , Панфилова Е И. Оптимизация параметров полуэмпирической модели расчета прохождения излучений - В кн Численное решение уравнения переноса в одномерных задачах Сборник научн трудов под ред докт физ.-мат наук Т А. Гермогеновой -М, ИПМ им MB Келдыша, 1981 г -С. 154-164

11 Абагян А А , Дубинин А А , Кураченко Ю.А и др Проблемы оптимизации радиационных защит ядерных энергетических установок - В кн • Радиационная безопасность и защита АЭС Вып 5. Под общей ред Ю А Егорова и др. - М, Атомиздат, 1981 г. -С 159-166

12 Дубинин А А , Кураченко Ю.А , Температурные ограничения в задачах оптимизации защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1283, Обнинск, 1982 г, 29 с

13. Дубинин АА, Кураченко ЮА, Фролов О В. Моделирование объёмного источника поверхностным в задачах оптимизации защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1467, Обнинск, 1983 г., 32 с

14 Дубинин А А , Кураченко Ю А Повышение точности расчета характеристик защиты от излучений по методу «выведение + Pi» / ВАНТ, серия Физика и техника ядерных реакторов - 1983, M , НИКИЭТ, Вып 5(34) - С 48-54

15 Дубинин А А, Кураченко Ю А , Фролов О В Адаптивные алгоритмы расчета прохождения нерассеянного излучения в защите / Препринт ФЭИ-1563, Обнинск, 1984 г, 30 с

16 Дубинин А А, Кураченко Ю А Эффективные модификации метода последовательных столкновений в задачах о прохождении гамма-излучения / ВАНТ, серия Физика и техника ядерных реакторов - 1986, M , НИКИЭТ, Вып 4. - С. 21-23

17 Дубинин А А , Кураченко Ю А Оптимальные вычислительные схемы решения многогрупповой задачи о прохождении фотонов / ВАНТ, серия Физика и техника ядерных реакторов - 1987, M , НИКИЭТ, Вып 8 - С. 32-38

18. Дубинин А А, Кураченко Ю А. Эффективные модификации Р„-приближения для комплексных вычислительных схем решения задач защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1967, Обнинск, 1989 г, 28 с.

19 Дубинин А А, Кураченко ЮА Программа REMP1-PC для оптимизации характеристик защиты от излучений / Препринт ФЭИ-2155, Обнинск, 1990 г, 14 с

20 Кураченко Ю А Эффективные модификации Р„-приближения в комбинированных схемах расчёта характеристик защиты от излучений / ВАНТ, серия Физика и техника ядерных реакторов, - 1991, M Вып 1 -С 82-84

21 Кураченко Ю А Оптимизация блока вывода реакторного пучка для лучевой терапии // Ядерная энергетика -2008 -№1 -С 129-138

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

23 Кураченко Ю А , Станковский Е Ю , Капчигашев С П Влияние размера и формы пучка нейтронов на распределение дозы в тканеэквивалентном фантоме // Известия вузов Ядерная энергетика - 1997 -№3 -С 50-55.

24 Kurachenko Yu А , Matusevich Eu S , Stankovsky Eu Y A Neutron Beam Form and Size Influence on Dose Distribution on the Phantom (Влияние формы и размера нейтронного пучка на распределение дозы в фантоме) report at 5th Japan-Russia Joint Symposium on Radiation Safety, Tokyo, 1997 Proc ofConf, 6p

25 Kurachenko Yu A , Stankovsky Eu Y , Starizny E S , Shatalov A V The Computation of Energy and Angular Distribution of Neutrons in Horizontal Reactor Channel (Расчёт энергоуглового распределения нейтронов в горизонтальном канале реактора) report at International Conference on the Physics of Nuclear Science and Technology, New York, October 5-8, 1998 Trans, of Conf, 3 p

26 Klykov S A , Matusevich Eu S , Kurachenko Yu A , TsybouIIia А Л , Oulranenko S E., Os-troukhov Y Y. Gadolinium Neutron Capture Therapy at Fast Reactor (Нейтрон-захватная терапия на быстром реакторе с применением Gd) / ENC'98, Nice, France, Oct 25 -28, 1998-Trans Vol III, Poster Papers, p 706-709.

27 Kurachenko Yu A , Stankovsky Eu Y Utilizing Horizontal Reactor Channels for Neutron Therapy (Использование горизонтальных реакторных каналов для нейтронной терапии) The International Youth Nuclear Congress (IYNC'2000), April 9- 14, 2000 Bratislava, Slovakia - TRANSACTIONS, p 194-197

28 Клыков С A , Капчигашев С.П , Кураченко Ю А, Матусевич Е С , Потетня В И Экспериментальное определение энерговыделения при захвате нейтронов гадолинием // Атомная энергия -2001.-Т 91 -Вып.6 -С 480-483.

29 Kurachenko Yu А , Gmdzevich О Т, Klinov D A., Yavshits S G. Calculation Analyses of Decommissioning Benchmarks by Discrete Ordinates and Monte-Carlo Techniques (Расчётный анализ бенчмарков по снятию реакторов с эксплуатации с использованием методов дискретных ординат и Монте-Карло) / Report at XI International Symposium on Reactor Dosimetry Brussels, Belgium, August 18 - 23, 2002 In. "lllh International Symposium on REACTOR DOSIMETRY ISRD'2002" Programme & Book of Abstract, p 65-70

30 Kurachenko Yu A , Grudzevich О T, Klinov D A , Yavshits S G. Calculation Study of the WWER Decommissioning Problem (Расчётное исследование проблемы снятия с эксплуатации реакторов ВВР) / Report at XI International Symposium on Reactor Dosimetry Brussels, Belgium, August 18-23, 2002. In "11th International Symposium on REACTOR DOSIMETRY ISRD'2002" Programme & Book of Abstract, p 45-50

31 Левченко В A , Белугин В A , Казанский Ю А, Кураченко Ю А и др. Основные характеристики америциевого реактора для нейтронной терапии. Реактор «МАРС» // Ядерная энергетика - 2003 - №3. - С 72-80

32 Кураченко IO А , Матусевич Е С , Ульяненко С Е Перспективы реактора ВВРц (ГНЦ ФХИ) для нейтронной терапии В кн . «II Евразийский конгресс по медицинской физике и инженерии. Медицинская физика», М , 2005, с. 157-158

33 Кураченко Ю.А. «Бустер-эффект» 10В для пучка ГК-1 реактора ВВРц И Альманах клинической медицины Том XVII Часть 1, М , 2008, с. 342-345

34 Кураченко Ю А , Казанский Ю А , Левченко В А Матусевич Е С Перспективы тяжеловодного реактора для нейтронной терапии злокачественных новообразований // Известия вузов Ядерная энергетика -2005 -№1 -С 116-125

35 Кураченко Ю А , Матусевич Е С , Ульяненко С Е Тепловая колонна реактора ВВРц для нейтрон-захватной терапии // В сб «Физико-технические проблемы гарантии качества лучевой терапии» Материалы научной конференции / Под ред акад РАМН А Ф Цыба и чл -корр РАМН Ю С. Мардьгаского Обнинск ГУ-МРНЦ РАМН, 2006 -С 89-90

36 Кураченко Ю А , Матусевич Е С Пучок тяжеловодного реактора для нейтронной терапии // В сб: «Физико-технические проблемы гарантии качества лучевой терапии» Материалы научной конференции / Под ред акад РАМН А Ф Цыба и чл.-корр РАМН Ю С Мардынского Обнинск ГУ-МРНЦ РАМН, 2006 - С 87-88

37 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

38 Кураченко Ю А Оптимизация каналов тяжеловодного реактора для нейтронной терапии//Альманах клинической медицины Том XVII Часть 1, М , 2008, с 338-341.

39 Кураченко Ю А , Казанский Ю А , Матусевич Е С Критерии качества нейтронных пучков для лучевой терапии » // Известия вузов Ядерная энергетика - 2008 - №1 -С. 139- 149

40. Кураченко Ю А Расчетные технологии для реакторных пучков медицинского назначения//Альманах клинической медицины Том XVII Часть 1, М , 2008, с 346-349

41. Клепов А Н , Кураченко Ю А , Левченко В А, Матусевич Е С Применение методов математического моделирования в ядерной медицине // Под ред докт. физ -мат наук Е С Матусевича- Обнинск , СОЦ- ИН, 2006, 204 с

42 Кураченко Ю А Реакторные пучки для лучевой терапии, критерии качества и расчётные технологии//Медицинская физика -2008 -№2 - С 20-28

Заказ 2624 Тираж 45 экз Объем 1,5 п л Формат 60x84 '/]§ Печать офсетная

Отпечатано в МП «Обнинская типография» 249035 Калужская область, г Обнинск, ул. Комарова, 6

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА I. МЕДИЦИНСКИЕ ПУЧКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.

§ 1.1 Введение.

§ 1.2 Общие требования к нейтронным пучкам.

§ 1.3 Нейтрон-захватная терапия.

1.3.1 Основы НЗТ.

1.3.2 Формирование дозы при НЗТ.

1.3.3 Критерии качества пучков для НЗТ.

§ 1.4 Краткие выводы к Главе 1.

ГЛАВА II. ПРОГРАММНЫЙ АППАРАТ И РАСЧЁТНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ.

§ 2.1 Введение.

§ 2.2 Методика расчёта сплошной защиты.

§ 2.3 Краткое описание программных систем.

2.3.1 Оптимизационный комплекс ЛЕМР1.

2.3.2 Программы расчёта методом дискретных ординат.

2.3.3 Оптимизационные комплексы ОРТЮ и ОРТ2И.

2.3.4 Программа расчёта методом Монте-Карло.

2.3.5 Библиотеки групповых констант.

2.3.6 Верификация и валидация расчётного аппарата.

§ 2.4 Комбинированные методики расчёта.

2.4.1 Зона 1: АЗ и блиэ!сашиее окруэ/сение.

2.4.2 Зона 2: канал вывода в защите.

2.4.3 Зона 3: окруэ/сение выхода пучка.

2.4.4 Зона 4: медицинский бокс и окружающие помещения.

2.4.5 Применяемые расчётные цепочки.

§ 2.5 Пересчёт «МС№> -> КАСКАД».

2.5.1 Общее описание методики.

2.5.2 Алгоритм пересчёта «решение —» источник».

§ 2.6 Пересчёт «КАСКАД МСИР».

2.6.1 Мононаправленный источник.

2.6.2 Косинусоидалъиый источник.

2.6.3 Составной источник.

§ 2.7 Резюме о правилах расчёта.

§ 2.8 Краткие выводы к Главе II.

ГЛАВА III. МЕДИЦИНСКИЙ РЕАКТОР «МАРС».

§ 3.1 Введение.

§ 3.2 Активная зона как источник.

3.2.1 Характеристики поля нейтронов.

3.2.2 Характеристики поля галша-квантов.

§ 3.3 Проблема вывода пучков в защите РУ «МАРС».

3.3.1 Модификаторы спектра для КС.

3.3.2 Блок вывода пучков.

§ 3.4 Основная защита РУ «МАРС».

3.4.1 Главные требования к защите установки.

3.4.2 Защита вывода пучков.

3.4.3 Фронтальная защита (пучок для НЗТ).

3.4.4 Боковая защита (пучок для HCT).

3.4.5 Обгцая коифигурагщя блока вывода пучков.

3.4.6 Боковая сплошная защита.

3.4.7 Тыловая защита.

§ 3.5 Система шиберов РУ «МАРС».

3.5.1 Основные требования.

3.5.2 Система шиберов пучка для НЗТ.

3.5.3 Систелш шиберов пучка для HCT.

§ 3.6 Характеристики пучка для НЗТ «в воздухе».

3.6.1 Коллимационная система.

3.6.2 Проблема полутени пучка для НЗТ.

§ 3.7 Характеристики качества пучка для НЗТ.

§ 3.8 Применение оптимизационного комплекса OPT2D.

§ 3.9 Характеристики пучка для HCT «в воздухе» (зона 3).

3.8.1 Основные функционалы на выходе пучка.

3.8.2 Радиальный градиент на выходе пучка для HCT.

§ 3.9 Оценка средней эквивалентной дозы при НЗТ.

§ 3.10 Поле излучения в фантоме (пучок HCT).

3.10.1 Характеристики на оси пучка.

3.10.2 Радиальные характеристики.

§3.11 Дозовые распределения в боксе и смежных помещениях (зона 4).

3.11.1 Зона пучка для НЗТ.

3.11.2 Зона пучка для HCT.

§ 3.12 Краткие выводы к Главе III.

ГЛАВА IV. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР ВВРц.

§ 4.1 Введение.

§ 4.2 Активная зона как источник.

4.2.1 Расчётная модель для A3 и ближнего окружения.

4.2.1 Характеристики поля нейтронов.

4.2.2 Характеристики поля гамма-квантов.

§ 4.3 Транспорт и формирование пучка ГК-1.

4.3.1 Поле излучения в ГК-1.

4.3.2 Характеристики пучка ГК-1 «в воздухе».

§ 4.4 Сопоставление расчётных данных с данными экспериментов.

4.4.1 Энергетическое распределение нейтронов.

4.4.2 Тканевая керма нейтронов.

4.4.3 Поглощённые дозы нейтронов и гамма-излучения.

§ 4.5 Исследование возможностей пучка ГК-1 для НЗТ.

4.5.1 Коллимационная система.

4.5.2 Оценка средней эквивалентной дозы при НЗТ.

§ 4.6 Транспорт и формирование пучка НЭУ.

4.6.1 Подготовка источника.

4.6.2 Модификатор нейтронного спектра.

4.6.3 Коллимаг^ионная система.

4.6.2 Оценка «пустотного эффекта».

§ 4.7 Характеристики качества пучка НЭУ для НЗТ.

§ 4.8 Дозовые распределения в боксе и смежных помещениях.

4.8.1 Зона пучка ГК-1.

4.8.2 Зона пучка НЭУ.

§ 4.9 Краткие выводы к Главе IV.

ГЛАВА V. ТЯЖЕЛОВОДНЫЙ РЕАКТОР ТВР-50.

§ 5.1 Введение.

§ 5.2 Активная зона как источник.

5.2.1 Характеристики поля нейтронов.

5.2.2 Характеристики поля гамма-квантов.

§ 5.3 Транспорт излучения в канале.

5.3.1 Описание расчётной модели.

5.3.2 Характеристики пучка «в воздухе».

5.3.3 Радиальное распределение дозы на выходе.

§ 5.4 Оптимизация характеристик пучка на выходе.

5.4.1 Общая конфигурация блока вывода пучка.

5.4.2 Подготовка источника для комбинированной методики.

5.4.3 Характеристики пучка «в воздухе».

5.4.4 Радиальное распределение дозы на выходе.

§ 5.5 Исследование возможностей пучка ТВР-50 для НЗТ.

5.5.1 Цилиндрический канал 0 10 см без фильтра.

5.5.2 Оптимизированный канал без фильтра.

5.5.3 Оптимизированный канал с фильтром.

5.5.4 Канал с модификатором спектра и фильтром.

§ 5.6 Дозовые распределения в боксе и смежных помещениях.

§ 5.7 Краткие выводы к Главе V.

Применение реакторных пучков для нейтронной терапии неуклонно расширяется и в количественном, и в качественном отношении. Всё новые страны включаются в изучение возможностей своих исследовательских реакторов в терапии, появляются новые проекты собственно медицинских реакторов. Бурное развитие претерпевает такой вид терапии, как нейтрон-захватная терапия.

В этой связи очевидна актуальность проблемы надёжности расчётного обеспечения нейтронной терапии достоверными данными о характеристиках полей излучений в канале пучка, на его выходе, в медицинском боксе и вне его. Отдельные большие проблемы - поля излучений в фантоме (как терапевтические, так и фоновые) и оптимизация характеристик пучка для того или иного вида терапии. В целом задачи, возникающие при организации терапии на реакторных пучках, относятся к задачам глубокого проникновения излучений в системах с неоднородностями, одной из которых является, прежде всего, собственно канал вывода пучка.

Предмет настоящего исследования - выводимые пучки ядерных реакторов, как существующих, так и проектируемых для нейтронной терапии. Существующие программные средства не позволяют единой методикой получить все функционалы полей излучений на пути транспорта излучений от активной зоны реактора до операционного поля и далее вплоть до смежных с медицинским боксом помещений.

Целью данной работы является создание, обоснование и апробация расчётных технологий, позволяющих получить все необходимые для организации терапии на реакторных пучках функционалы полей излучений. Эти расчётные технологии используют созданный при выполнении работы программный аппарат оптимизации характеристик защиты от излучений и объединяют эффективные современные пакеты программ. Развитые при выполнении работы расчётные технологии верифицированы с помощью расчётных и экспериментальных данных. Эти технологии применены для нескольких представительных реакторов, для которых получены все необходимые функционалы полей излучений, а также выполнена оптимизация характеристик пучков для нейтронной терапии.

Для достижения сформулированной таким образом цели потребовалось решение широкого круга задач, главными среди которых следует считать

- создание, верификацию и апробацию программного аппарата для выполнения серийных и оптимизационных расчётов характеристик полей излучений;

- разработку альтернативных взаимодополняющих расчётных технологий, объединяющих различные подходы в решении задач глубокого проникновения излучений;

- валидацию расчётных технологий с помощью экспериментальных и расчётных данных;

- собственно расчётный анализ представительных каналов вывода пучков, как существующих, так и проектируемых;

- оптимизация характеристик выводимых пучков и определение направлений возможной модификации существующих и проектируемых каналов ядерных реакторов;

- оценка дозовых фоновых нагрузок на пациента и персонал при проведении терапии и определение мер по их минимизации;

- расчёт дозных полей в операционной и в смежных помещениях и определение необходимой защиты от излучений.

На защиту выносятся следующие основные результаты:

- Комплексы программ оптимизации защиты от излучений КЕМР1, ОРТШ и ОРТ2Б;

- Расчётные технологии последовательного применения детерминистических программ в цепочке с программой метода статистических испытаний для решения задач глубокого проникновения излучений;

- Конфигурация и материальный состав блока вывода пучков РУ «МАРС», оптимальный состав коллимационной системы и защиты от излучений блока вывода пучков;

- Конфигурация и состав основной защиты от излучений РУ «МАРС»;

- Результаты оптимизации блоков вывода пучков реакторов ВВРц и ТВР-50;

- Характеристики полей излучений на выходе каналов, в фантоме и медицинских боксах, а также в смежных помещениях для нескольких каналов трёх реакторов: РУ «МАРС», ВВРц (г. Обнинск) и ТВР-50.

Научная новизна работы состоит в едином комплексном подходе к расчёту функционалов полей излучений, необходимых для организации нейтронной терапии. В рамках этого подхода автором

- Впервые реализован универсальный комплекс программ оптимизации характеристик защиты от излучений, позволяющий получать оптимальный состав и конфигурацию защиты при ограничениях на её массу и габариты;

- Впервые предложены и обоснованы эффективные расчётные технологии, позволяющие решать задачи глубокого проникновения излучений в защите реакторов с неоднородностями;

- Впервые получена детальная согласованная информация о характеристиках полей излучений в канале, на выходе, в фантоме, медицинском боксе и в смежных помещениях для нескольких пучков трёх реакторов;

- Впервые получена оптимальная по конфигурации и составу защита РУ «МАРС», обеспечившая малые габариты и массу установки 70 т), что позволяет её использование в клинике;

- Впервые получены оптимальные конфигурации блоков вывода пучков для нейтрон-захватной терапии для РУ «МАРС» и ВВРц; характеристики этих пучков не уступают лучшим мировым аналогам.

Результаты, полученные автором, докладывались

- на всех девяти Российских научных конференциях по радиационной защите и радиационной безопасности в ядерных технологиях (1974 — 2006 гг.; в СССР — Всесоюзные научные конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок);

- на конференции «Ядерная энергетика в космосе» 1990 г.;

- конференции «От Первой в мире АЭС к атомной энергетике XXI века» 1999 г.;

- II Евразийском конгрессе по медицинской физике и инженерии 2005 г.;

- II и III Троицких конференциях «Медицинская физика и инновации в медицине» 2005 и 2008 г. соответственно;

- Международных конференциях «Безопасность АЭС и подготовка кадров»;

- конференции «Актуальные вопросы онкологии и онкологической помощи в системе ФМБА России», Москва 2006 г.;

- конференции «Физико-технические проблемы гарантии качества лучевой терапии», Обнинск, 2006 г.;

- на конференции ICNRP'07 NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS, Алматы, 2007 г.,

- на научных семинарах в ФЭИ, ИПМ АН СССР, ИАЭ, ИМБП, ФХИ (Обнинск), МРНЦ РАМН, ИАТЭ и др. предприятиях и организациях;

- на конференциях в Нью-Йорке, Токио, Брюсселе, Ницце, Братиславе, на семинарах в университетах КНР (Пекин, Сиань, Харбин).

Комплекс оптимизационных программ REMP1 в 80-е годы был принят как Стандарт отрасли.

Результаты, полученные автором, использованы в эскизном проекте РУ «МАРС» и в Проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц.

В эскизном проекте РУ «МАРС» использованы:

- конфигурация, материальный состав и структура основной защиты от излучений;

- конфигурация, материальный состав и структура блока вывода нейтронных пучков;

- конфигурация, материальный состав и структура каждого из шиберов (отсечного и заглушки) для обоих каналов;

- конфигурация, материальный состав и структура коллимационной системы пучка для НЗТ.

В Проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц использованы характеристики полей излучений внутри канала ГК-1 и на его выходе.

По теме диссертации опубликованы около 100 печатных работ, более 20 научно-технических отчётов и монография.

Диссертация состоит из пяти глав. В первой главе рассмотрены общие вопросы, включая литературно-исторический обзор, и выявлены основные критерии качества выводимых пучков.

Во второй главе рассмотрены расчётно-методологические проблемы, возникающие при решении задач глубокого проникновения реакторных излучений, в особенности при наличии такой неоднородности, как горизонтальный канал. Описан программный аппарат и расчётные технологии, развитые и адаптированные к задачам расчёта транспорта излучения в канале и окружающей защите от излучений, а также для определения характеристик поля излучений в окрестности выхода пучка (в том числе и характеристик в фантоме), в медицинском боксе и в смежных помещениях.

В третьей главе изложены результаты, полученные для двух каналов РУ медицинского назначения «МАРС». Особенности РУ «МАРС» таковы, что характеристики выводимых пучков не могут рассматриваться отдельно от характеристик защиты от излучений установки, поэтому защита от излучений, режимы работы пучков, дозные поля в помещении вывода пучка также рассмотрены в этой главе.

В четвёртой главе проанализирован реактор ВВРц как перспективный источник для нейтронной терапии. Расчётные исследования выполнены для двух каналов реактора: а) для горизонтального канала ГК-1, используемого в проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц, и Ь) для ниши экспериментальных устройств, которая может быть весьма эффективно адаптирована для нейтрон-захватной терапии.

В пятой главе рассмотрена общая задача организации оптимального блока вывода нейтронного терапевтического пучка на примере исследовательского тяжеловодного реактора ТВР-50.

Личный вклад автора на всех этапах работы является определяющим, все результаты получены самостоятельно. Роль соавторов обычно сводилась к обсуждению результатов, рекомендациям, корректировке и поддержке. Исключением являются работы по созданию оптимизационного комплекса REMP1, выполненные совместно с A.A. Дубининым, а также реализация отдельных расчётных моделей а) для реактора ВВРц с участием Е.Ю. Станковского и Ь) для реактора МАРС с участием A.B. Левченко.

Автор считает своим долгом выразить глубокую благодарность всем руководителям подразделений и своим коллегам в коллективах, в которых ему довелось работать в течение многих лет. Прежде всего, автор глубоко благодарен безвременно ушедшим Т.А. Гермогеновой и A.A. Абагяну.1 Армен Артаваздович Абагян был заботливым руководителем кандидатской диссертации автора, а Татьяна Анатольевна Гермогенова своим сердечным вниманием и поддержкой на старте профессиональной деятельности оставила глубокий след в памяти автора. Автор глубоко благодарен своему первому и главному наставнику в профессиональной области Анатолию Акимовичу Дубинину за всестороннее участие, обучение и помощь, а также всем сотрудникам лаборатории 56 и отдела 20 Физико-энергетического института: в этом своём первом коллективе автор провёл почти четверть века лучших лет своей жизни. Автор глубоко благодарен В.М. Левченко, В.И. Мазину, Э.Е.Петрову, А.Ю. Плотникову, В .Я. Пупко, А.П. Пышко, В.А. Хоромскому,

А.А.Яценко и др.; руководителям и сотрудникам других подразделений ФЭИ Е.И. Ефимову, О.Д. Казачковскому, A.C. Кривцову, Д.В. Панкратову, H.A. Соловьёву, А.П. Суворову, М.Ф. Троянову, JI.A. Чернову, Ю.С. Юрьеву и мн. др. Автор благодарен сотрудникам ИПМ АН СССР им. М.В. Келдыша, в котором он многие годы длительной командировки участвовал в совместных программных разработках: Л.П. Бассу, A.M. Волощенко, М.В. Масленникову, Б.З. Оссеровичу,|Р.П. Федоренко и др. Во втором своём основном рабочем коллективе - ОГТУ ИАТЭ — автор встретил надёжную поддержку и помощь, прежде всего, своего научного консультанта Евгения Сергеевича Матусевича, которому автор приносит свою искреннюю благодарность и признательность. Автор глубоко благодарен руководителям и сотрудникам ИАТЭ О.Т. Грудзевичу, Ю.А. Казанскому, Д.А. Клинову, H.JL Сальникову, Е.Ю. Станковскому и др. за помощь, внимание и поддержку. Автор также признателен сотрудникам ЭНИМЦ «Моделирующие системы» В.А. Белугину, A.A. Казанцеву, В.А. Левченко, A.B. Левченко, Р.И. Мухамадееву, Ю.А. Стужневу и др. за внимание и обсуждение многих положений и результатов работы. Данная работа не могла бы появиться без сотрудничества с коллегами из МРНЦ РАМН И.А. Гулидовым, С.П. Капчигашевым, С.А. Клыковым, В.И. Потетней, В.А. Соколовым, С.Е. Ульяненко, с сотрудниками ГНЦ РФ НИФХИ С.А. Ериным, М.А. Маркиной, Е.С. Старизным, с работниками других организаций А.П. Бовиным, Э.Б. Бродкиным, А.Н. Кожевниковым, H.A. Кондурушкиным, В.Г. Мадеевым, В.А. Саковичем, В.А. Уткиным, А.Н. Хмылёвым, С.А. Явшицем. Всем им автор глубоко признателен и благодарен.

Все выводы предыдущего раздела относительно согласованности расчётных данных и данных, полученных из эксперимента, а также о предпочтительности определённой группы данных (как касательно расчёта, так и эксперимента) справедливы и по отношению к тканевой керме.

1 -10

1 -10 7 1 -Ю"6 1 -Ю-5 1 -10 4 1 -10 3 0.01 0.1

Энергия, МэВ

КАСКАД, 360 см

0 0 0 МСЫР, 360 см Эксперимент 1

О Эксперимент 2

10 100

Рис. 4.27. Расчётные и восстановленный из эксперимента групповые спектры мощности кермы нейтронов

4.4.3 Поглощённые дозы нейтронов и гамма-излучения.

В монографии [ 1 ] представлены результаты экспериментального определения поглощённых доз нейтронов и гамма-излучения в экспериментальной камере. Эти результаты получены с помощью двух дозиметров с различной чувствительностью по отношению к нейтронам и гамма-излучению:

- термолюминесцентного детектора на основе А1203 и

- дозиметра Фрикке.

В табл. 4.22, 4.23 приведены данные [1], полученные из эксперимента, в сопоставлении с расчётными значениями кермы, аппроксимирующими поглощённую дозу.

225

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате выполнения диссертационных исследований разработаны теоретические основы расчётных технологий, позволяющих единым подходом получить все функционалы полей излучений, необходимые для организации терапии на нейтронных пучках. Эти технологии реализованы в комплексах и цепочках программ, позволяющих рассчитывать и оптимизировать характеристики полей излучений реактора при глубоком проникновении излучений. Развитые технологии позволили решить несколько научных проблем, что имеет важное хозяйственное значение. В частности, получены оптимальные конфигурации блоков вывода нейтронных пучков для реакторов нескольких типов, а также малогабаритная оптимальная защита медицинского реактора, позволяющая его расположение непосредственно в клинике. Внедрение полученных результатов внесёт значительный вклад в развитие терапии на нейтронных пучках. 1

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. Матусевич Е.С. Реакторы и ускорители. Обнинск: ИАТЭ, 2000. - 178 с.

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

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

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

7. Wheeler F.J. et al. Physics design for the Brookhaven Medical Research Reactor epithermal neutron source / Neutron Beam Design, Development, and Performance for Neutron Capture Therapy. Plenum Press, New York (1990) p.83.

8. Hatanaka H. Boron neutron capture therapy for brain tumors. In: Karin ABMF, Laws E, editors. Glioma. Berlin: Springer-Verlag; 1991. p. 233-49.

9. 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.

10. Auterinen I., Hiismaki P. Epithermal BNCT neutron beam design for a Triga II reactor. Proceedings of the International Congress of Radiation Oncology. Kyoto, Japan, 21 -25 June 1993.

11. 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.

12. Liu, H.B., et al., Enhancement of the epithermal neutron beam used for boron neutron capture therapy / Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 28(5) (1994) pp. 1149-1156.

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

14. 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.

15. 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.

16. Matsumoto T. Design of Neutron Beams for Boron Neutron Capture Therapy for TRIGA Reactor / Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 33, No. 2, pp. 171 -178, Feb. 1996.

17. Rossi S., Amaldi U. The TERA Programme: Status and Prospects / Proc. 7 Intl. Symp. Neutron Capture Therapy for Cancer, 4-7 Sept. 1996, Zurich Switzerland, Advances in Neutron Capture Therapy, V. I, Medicine and Physics, pp. 444-458.

18. Liu H.B et al. An improved neutron collimator for brain tumor irradiations in clinical boron neutron capture therapy / Med. Phys. 23(12) (1996) pp. 2051-2060.

19. Hu J.-P. Power Density Distribution in 8 Fission Converter Plates when the Shutter of Modified Epithermal Neutron Beam is Opened / BNL Memorandum (1996).

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. Auterinen I., Hiismâki P. The epithermal neutron irradiation station for boron neutron capture therapy (BNCT) at the FiR 1 in Otaniemi / Med. Biol. Eng. Comput. 34, Suppl. 1, Part 1 (1996) pp. 299-300.

22. Salmenhaara S., Auterinen I. BNCT irradiation station at the Finnish Triga reactor. Fourteenth European Triga Conference. Mainz, DE, 23 25 Sept. 1996. Presentation, 1996; 5.

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 её обеспечения / Вопросы онкологии. 1997. Т. 43. Вып.5, с. 509514.

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. Tiyapun K. Epithermal Neutron Beam Design at the Oregon State University TRIGA Mark II Reactor (OSTR) Based on Monte Carlo Methods / MS Thesis, Oregon State University, Corvallis (1997).

27. 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).

28. Capala J. et al. Radiation doses to brain under BNCT protocols at Brookhaven National Laboratory / Advances in Neutron Capture Therapy. Volume 1, Medicine and Physics. Amsterdam: Elsevier Science, 1997; 51-55.

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

30. 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.

31. Savolainen S. et al. The Finnish boron neutron capture therapy program, anoverview on scientific projects / Advance in Neutron Capture Therapy, Volume I, Medicine and Physics, pp. 342 347, Elsevier Science, 1997.

32. Auterinen I., Hiismaki P., Rosenberg R. Using reactor neutrons in cancer therapy. Industrial Horizons 1997; 1: 8-9.

33. Aschan C. et al. Status of the Finnish boron neutron capture therapy (BNCT) project. 5th Joint Finnish-Russian Symposium on Radiochemistry. Helsinki, 9 -10 Dec. 1997. University of Helsinki, Laboratory of Radiochemistry, Department of Chemistry 1997.

34. Kumakhov M.A. Use of polycapillary neutron lens in neutron capture therapy -8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

35. Seren T., Auterinen I. et al. P Spectrum measurements and calculations in the epithermal neutron beam at the FiR 1 BNCT facility. Proceedings of the 15th European TRIGA Conference. Espoo, FI, 15 17 June 1998, 1998; 1.

36. Lampinen J.S. et al. Three dose calculation codes applied to neutron transport in bnct — 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

37. Binney S.E. The applicability of TRIGA reactors for boron neutron capture therapy / Trans. Am. Nuc. Soc. 78 (1998) pp. 17-19.

38. Jim B J. Toward a hospital based reactor for neutron capture therapy / Proc. Korea Nucl. Soc. Autumn Meeting, Seoul, Korea, Oct. 1998.

39. Kim J.K., et al. Design of epithermal neutron beam for BNCT using sub-critical multiplying assembly / Proc. Korea Nucl. Soc. Spring Meeting, Soowon, Korea, 1998.5.29-30, pp. 746-751.

40. Blaumann H.R. et al. NCT facility development at the RA-6 reactor 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

41. Holden N.E. et al. Radiation dosimetry for NCT faclilities at the Medical Research Reactor 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

42. Boron Neutron Capture Therapy BNCT. Annual Report 1998 / Operation of the High Flux Reactor, Joint Research Centre, European Commission, EUR 18714 -EN.

43. Seren T. et al. Neutron Beam Characterization at the Finnish BNCT Facility / Reactor Dosimetry, Radiation Metrology and Assessment, ASTM-STP-1398, (1999), p. 175.

44. Seren T. et al. Neutron beam characterisation at the Finnish BNCT facility / Measurements and calculations. 10th International Symposium on Reactor Dosimetry. Osaka, JP, 12 17 Sept. 1999. Paper 2.02, 1999; 8.

45. Auterinen I. et al. The new boron neutron capture therapy facility at the Finnish nuclear research reacotir (FiR 1), Med Biol Eng Comp 1999; 37: 1: 398-399.

46. Auterinen I. The Finnish boron neutron capture therapy (BNCT) project. VTT Symposium 197. 15th European TRIGA Conference. Espoo, 15-17 June 1998. VTT Chemical Technology 1999; 121-131.

47. Torii Y. et al. BNCT Irradiation Facility at JRR-4 / paper presented to the ASRR-6, Mito, Japan, 29 31 March, 1999.

48. 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.

49. Park J.H., Cho N.Z. Design of a low power reactor with high-quality neutron beams for BNCT / Trans. Am. Nuc. Soc. 80 (1999) pp. 71-73.

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

51. Seren T. Auterinen I. et al. Spectrum measurements and calculations in theepithermal neutron beam at the FiR 1 BNCT facility. VTT Symposium 197. 15th

52. European TRIGA Conference. Espoo, 15 17 June 1998. VTT Chemical Technology, 2000; 167-179.

53. Khokhlov V.N. Kulakov K.N. Zaitsev et al. The Russian Project on Neutron Capture Therapy for Cancer, Frontiers in Neutron Capture, ed. by Hawthorne et al. Kluwer Academic / Plenum Publishers, N-Y, 2001. p.425-428.

54. Kotiluoto P. Fast tree multigrid transport application for the simplified P3 approximation /Nucl. Sci. Eng. 138, (2001); 269-278.

55. Kotiluoto P. et al. Shielding design and calculations for the Finnish BNCT facility / Frontiers in Neutron Capture Therapy. Vol. 1. Kluwer Academic / Plenum Publishers, 2001; 623-628.

56. Jun B.J., Lee B.C. Suggestion for an NCT reactor in the hospital / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 89-94.

57. Blaumann H.R. et al. NCT facility development and beam characterisation at the RA-6 Reactor. In: Hawthorne MF, Shelly K, Wiersema RJ, editors. Frontiers in neutron capture therapy. Vol. I. New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers; 2001. p. 313-7.

58. 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).

59. Kotiluoto P. Application of the new multitrans SP3 radiation transport code in criticality problems and potential use in dosimetry / Proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry. Reactor Dosimetry in the 21st

60. Century. Brussels, BE, 18-23 Aug. 2002. Jan Wagemans, Hamid Ait Abderrahim; Pierre D'hondt & Charles de Raedt (eds.). 2003; 580-587.

61. Gulidov I. et al. Fast reactor neutrons in the treatment of malignancies and perspectives of NCT andNCT enhanced fast neutron therapy in Obninsk, Russia/ Symposium 2004 Proceedings pages 111-113.

62. Zaitsev K.N. et al. NCT at the MEPhI reactor / Symposium 2004 Proceedings pages 82-98.

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

64. 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.

65. Catterall M., Bewlew D.K. Fast Neutrons in the Treatment of Cancer / London. NY: Academic Press. 1979.

66. Maor M.FI, et al. Fast neutron radiotherapy for locally advanced head and neck tumors / Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys. 7:155-163; 1981.

67. Skolyszewsky J. et al. A preliminary report on the clinical application of fast neutrons in Krakow / Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys. 8:1781-1786; 1982.

68. Wambersie A., Menzel H.G. Present status, trends and needs in fast neutron therapy / Bull. Cancer Radiother. 1996. V. 83, Suppl. 1, pp. 68-77.

69. Blackburn B., 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.

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

71. 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.

72. 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.

73. 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.

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

75. Glotov A., Bazhal S., Bokhovko M., Kononov O., Kononov V., Fursov B., Gulidov I., Mardynsky Yu., Sysoev A., Silvestrov G. A facility for BNCT on the

76. KG-2.5 high current accelerator of Cockroft-Walton type at IPPE / Research and Development in Neutron Capture Therapy. Essen. 2002.- pp .319-324.

77. Batterman J.T. Clinical application of fast neutrons / Rotopi, Amsterdam, 1981.

78. Кирьянов Г.И. и др. Генератор нейтронов НГМ-16: В сб. Радиационная техника, 1987. Т.35 Вып.2, с. 57-60.

79. Сыромуков C.B. и др. Генератор нейтронов НГМ-17 и ускорительная трубка УТ-02: В сб. Радиационная техника, 1990. Т.42 Вып.2, с. 27-33.

80. Rassow J. et al. Review on the physical and technical status of fast neutron therapy in Germany / Radiat. Prot. Dosim. 1992, 44(1/4), pp. 447-451.

81. Bobylev V.I. et al. Pulsed neutron generators (ING) of the VNIA and systems on their base: Proc. jf the Fifth World Conference on Neutron Radiotherapy (June 17-20, 1996, Berlin, Germany), pp. 579-623.

82. Malyshkin G.N. et al. Source Model Development for a Fast Neutron Therapy Planning System / Report on ISNCT-11

83. Koivunoro PI. et al. BNCT dose distribution in liver with epithermal D-D and D-T fusion-based neutron beams / Report on ISNCT-11.

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

85. Martin R.C., Halpem D.S. Development of Miniature High-Dose-Rate 252Cf Sources for Boron-Enhanced and Fast Neutron Brachytherapy / Report on ISNCT

86. X, International Congress on Neutron Capture Therapy for Cancer (Essen, Germany 8-13 September 2002).

87. Agosteo S. et al. Design of Neutron Beams for Boron Neutron Capture Therapy / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 116-125.

88. Sakurai F. et al. Medical Irradiation Facility at JRR-4 / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 142-146.

89. Shih J.L., Brugger R.M. Gadolinium as a neutron capture therapy agent // Med. Phys. 1992. Vol. 19 No. 3, pp. 733-744.

90. Klykov S.A., Matusevich Eu.S., Kurachenko Yu.A., Tsyboullia A.A., Oulianenko S.E., Ostroukhov Y.Y. Gadolinium Neutron Capture Therapy at Fast Reactor / ENC'98, Nice, France, Oct.25 -28, 1998: Trans. Vol. Ill, Poster Papers, p. 706-709.

91. Клыков C.A., Капчигашев С.П., Кураченко Ю.А., Матусевич Е.С., Потетня В.И. Экспериментальное определение энерговыделения при захвате нейтронов гадолинием // Атомная энергия. 2001. - Т. 91. - Вып. 6. - С. 480483.

92. Клыков С.А. Реакция Gd(n,y) как источник ионизирующего излучения для нейтронозахватной терапии» / Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. — Обнинск: ИАТЭ 2003.

93. Gelsomina De Stasio et al. Gadolinium in Human Glioblastoma Cells for Gadolinium Neutron Capture Therapy / CANCER RESEARCH 61, 4272-4277, May 15, 2001.

94. G. Gambarini G. et al. Combined utilization of 1 OB and 157Gd in NCT. Physical measurements / Report on ISNCT-11.

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

96. Sweet W., Javid M. The possible Use of Neutron-capturing Isotopes such as Boron-10 in the Treatment of Neoplasms, I. Intracranial Tumors, J. Neurosurg., 9 (1952) 200-209.

97. Fan- L. et al. Neutron Capture Therapy with Boron in the Treatment of Glioblastoma Multiforme, Am. J. Roentgenol. 71 (1954) 279-291.

98. 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.

99. Asbury K. et al. Neuropathologic Study of Fourteen Cases of Malignant Brain Tumor Treated by Boron-10 Slow Neutron Capture.Therapy, J. Neuropathol. Exp. Neurol. 31 (1972) 278-303.

100. Hatanaka FI. Clinical results of boron neutron capture therapy. Basic Life Sei 54(1990) 15-21.

101. 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.

102. Barth R.F. et al. Boron Neutron Capture Therapy of Cancer: Current Status and Future Prospects / Clin. Cancer Res. 2005; 11(11) June 1, 2005/. www.aacriournals.org.

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

104. Capala J. et al. Boron neutron capture therapy for glioblastoma multiforme: clinical studies in Sweden. J. Neurooncol. 2003; 62:135 144.

105. Agosteo S. et al. Design of neutron beams for boron neutron capture therapy in a fast reactor. IAEA Technical Committee Meeting about the Current Issues Relating to Neutron Capture Therapy; Vienna, Austria; 1999 Jun. 14-18.

106. Wittig A. et al. Current clinical results of the EORTC-study 11961. In: Sauerwein W., Moss R. Wittig A., editors. Research and Development in Neutron CaptureTherapy, Bologna: Monduzzi Editore; 2002. p.l 117 1122.

107. Burian J. et al. Report on the first patient group of the phase I BNCT trial at the LVR-15 reactor. In: Sauerwein W., Moss R. Wittig A., editors. Research and Development in Neutron Capture Therapy, Bologna:Monduzzi Editore; 2002. p. 1107-1112.

108. Christopher N. Culbertson et al. Design modification of Birmingham BNCT moderator to produce a highly thermal neutron flux with minimal photon contamination.

109. Gerullo N. et al. Spectrum shaping assessment of accelerator-based fusion neutron to be sourced in BNCT treatment. Nucl. Instr. and Meth. В. 213C, 641645, (2003)

110. Catharina M. van Rij et al. Boron neutron capture therapy for glioblastoma multiforme / Pharm. World. Sci. (2005) 27: 92-95. Essen, Germany.

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

112. Кеирим-Маркус И.Б., Савинский А.К., Чернова О.Н. Коэффициент качества ионизирующих излучений. -М.: Энергоатомиздат, 1992.

113. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций / Под ред. В.А Кутькова, Москва - Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003.

114. Coderre J. A., Moms G. М. The radiation biology of boron neutron capture therapy. Radiat. Res. 1999; 151: 1 18.

115. Morris G.M. et al. Response of the central nervous system to boron neutron capture irradiation: evaluation using rat spinal cord model. Radiother. Oncol. 1994; 32: 249-255.

116. Morris G.M. et al. Response of rat skin to boron neutron capture therapy with p-boronophenylalanine or borocaptate sodium. Radiother. Oncol. 1994; 32: 144 -153.

117. Gupta N. et al. Common challenge sand problems in clinical trials of boron neutron capture therapy of brain tumors. J. Neurooncol. 2003; 62: 197-210.

118. Nigg D.W. Computational dosimetry and treatment planning considerations for neutron capture therapy. J.Neurooncol. 2003; 62: 75 86.

119. Radiation Oncology Physics: A Handbook for Teachers and Students / E.B. Podgorsak (Technical Editor). IAEA VIENNA, 2005.

120. Barth R.F., Solloway, A.H. Fairchild R.G. "Boron Neutron Capture Therapy of Cancer," Sei. Am., pp 100-107, (October 1990).

121. Zamenhof R.G., Murray B.W., Brownell G.L., Wellum G.R., Tolpin E.I. Boron Neutron Capture Therapy for the Treatment of Cerebral Gliomas. 1: Theoretical Evaluation of the efficacy of Various neutron Beams, Med. Phys., 2: 47-60, (1975).

122. Harling O.H., 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).

123. The Basics of Boron Neutron Capture Therapy / Интернет-издание, http://web.mit.edu/nrl/www/bnct/facilities/facilities.html7 7 »

124. Epithermal Neutron Source Based on Li(p,n) Be Reaction Optimization for Neutron Capture Therapy / O. Kononov, V. Kononov, V. Korobeynikov, N. Soloviev, M. Bokhovko, D. Sanin, W. Chu, A. Zhitnik, S. Ognev.

125. MIT BNCT Facilities. Fission Converter Beam (FCB) / Интернет-издание, http://web.mit.edu/nrl/www/bnct/facilities/MIT BNCT Facilities.htm

126. Ronen Y., Aboudy M., Regev O. Homogeneous 242mAm-Fueled Reactor for Neutron Capture Therapy / Nuclear Science Engineering, 138, 295-304 (2001).

127. Wemple C.A. et al. Epithermal Neutron Beam for BNCT Research at Washington State University / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 111-115.

128. Giusti V. et al. Monte Carlo model of the Studsvik BNCT facility: description and validation, Med. Phys. 30 (12), 3107-3118, 2003.

129. Burn K.W. et al. The Epithermal Neutron Beam for BNCT under Construction at TAPIRO: Physics / NPDC19 Pavia 5-9 September 2005.

130. Sarotto M et al. Study of the Neutron Collimator Design Used in the TAPIRO Facility for Patient Treatment with BNCT / 2003. Italian Agency for new Technologies, Energy and Environment (ENEA), Via Martiri di Monte Sole 4, Bologna, Italy.

131. Nava E., Burn K.W. et al. Monte Carlo Optimization of a BNCT Facility for treating Brain Gliomas at the TAPIRO Reactor / ICRS-10, RPS 2004. Funchal, Madeira Island (Portugal), 9-14 May 2004.

132. Burn K.W. et al. Final Design and Construction Issues of the TAPIRO Epithermal Column / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip. http://icnct-12.umin.ip/.

133. Kong F. et al. The basic experimental study of Boron Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

134. Deng L. et al. MCDB Monte Carlo Dosimetry Code System for BNCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

135. Yongmao Z. et al. Design and Construction of In-Hospital Neutron Irradiator Mark 1 / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

136. Alfuraih A. et al. BNCT with Linac, Feasibility Study / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip. http://icnct-12.umin.ip/.

137. Green S. et al. Radiobiology Studies for the Evaluation of Epithermal Neutron Beams used for BNCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

138. Allen B. et al. Internal High LET Targeted Radiotherapy for Cancer / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. iCNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.ip/.

139. Sauerwein W. et al. Boron Concentration in Tissues an Urgent Need for Standards Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

140. Gabel D. et al. The Influence of BSH on Membranes 1 / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

141. Voege A. et al. Synthesis of Dodecaborate-containing DNA-binding Heterocycles for BNCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

142. Chou F. I. et al. Synthesis of PBAD-lipiodol Nanoparticles for Combination Treatment with Boric Acid in Boron Neutron Capture Therapy for Hepatoma invito / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

143. Liu H.-M. et al. Experiences of Reconstruction the Epithermal Neutron Beam at THOR / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

144. Liu C.-S. Quality Assurance (QA) Program in BNCT: RBE of 7 NCT Beams for Intestinal Crypt Regeneration in Mice / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

145. Khokhlov V.F. et al. Neutron Activation Methods to Determine 10B Concentrations in Biological Tissues at the MEPhI Reactor / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

146. Sheino I. N et al. Dose-supplementary Therapy of Malignant Tumors / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

147. Kononov O.E. et al. Dose Rates Measurement at Obninsk Accelerator Based BNCT Facility / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

148. Kononov V.N. et al. The Time-of-flight Epithermal Neutron Spectrum Measurement from Accelerator Based BNCT Facility / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/.

149. Mitin V.N. et al. BNCT of Spontaneous Canine Osteosarcoma / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip., http://icnct-12.umin.jp/

150. Gritzay O.O. et al. The First Main Steps for Development of BNCT Neutron Sources at the Ukrainian and Uzbek Research Reactors / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip., http://icnct-12.umin.ip/

151. Koryakin S.N. et al. Analysis of Distribution of Dodecaborate Derivatives Labeled With Radioactive Iodine in Tumour and Surrounding Tissues of Tumour-bearing / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip., http://icnct-12.umin.jp/

152. Borisov G.I. et al. Semiempirical Theory of NCT with Epithermal Neutrons / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http.V/icnct-12.umin.jp/

153. Borisov N.M. et al. A Tool for Preparation of Voxel Phantoms: Potentialities for Planning of Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.ip/

154. Taskaev S.Yu. et al. Development of Lithium Target for Accelerator Based Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip., http://icnct-12.umin.ip/

155. Pazirandeh A. et al. Determination of Boron Distribution in a Tumor Induced in a Rat's Brain / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip., http://icnct-12.umin.ip/

156. Fulop M. et al. Small Proton Cyclotrons for NCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/

157. Albritton J.R. Development of Reference Problems for Neutron Capture Therapy Treatment Planning Systems / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/

158. Kiger J.L. et al. Effects of Boron Neutron Capture Radiation on the Normal Lung of Rats / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.ip., http://icnct-12.umin.jp/

159. AbdelMunem Eid M. Neutron Flux Measurement in the Thermal Column of the Malaysian TRIGA Mark II Reactor with MCNP Verification / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@antm.or.jp., http://icnct-12.umin.jp/

160. El-Zaria M. E. Azanonaborane-Containing Sugars, Possible Boron Carriers for Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@,antm.or.ip., http://icnct-12.umin.jp/

161. Borisov G.I., Kondratenko R.I., Kumakhov M.A. Model of Focusing Capillary Neutron Optics System (CNOS) for Invasive Neutron Capture Therapy (INCT) / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11 /abstracts/index.html

162. Borisov G.I. et al. Assessing Estimate Possibilities of Implementing Invasion Neutron Capture Therapy (INCT) Using Capillary Neutron Optical Systems / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

163. Kuznetsov A.A. et al. Approach to Magnetic Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

164. Kulakov V.N., Khokhlov V.F. et al. BNCT of Spontaneous Melanoma at Dogs Clinical Experimental Study / Report at ICNCT-XI http ://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

165. Koryakin S.N., Ulianenko S.E. et al. Influence of Modifiers on BSH Accumulation in Animal Tumours for BNCT / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

166. Kulakov V.N., Sheino I.N., Khokhlov V.F. et al. Experimental Pharmacokinetic Studies of Gd and 10B- containing Compounds at the MEPhI Reactor / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

167. Kulakov V.N., Bregadze V.l., Khokhlov V.F. et al. Cobaltacarborane Derivatives for NCT / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

168. Gulidov I., Sysoev A., Mardynsky Yu., Ulianenko S., Kononov V., Glotov A., Kononov O. Development of Neutron Capture Therapy and other Neutron Techniques in Obninsk, Russia. / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

169. Gritzay O.O. et al. Monte-Carlo Calculations for the Development of a BNCT Neutron Source at the Kyiv Research Reactor / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

170. Bayanov B. et al. BINP Accelerator Based Neutron Source / Report at ICNCT-XI httpj//isnctorg/^

171. Kononov V. et al. Tape High Power Neutron Producing Target for NCT / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-ll/abstracts/index.html

172. Malyshkin G.N. et al. Source Model Development for a Fast Neutron Therapy Planning System / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

173. Kvasov V.l., Kulakov V.N., Khokhlov V.F. et al. Determination of Gadolinium in Biological Material by Neutron Activation Analysis / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

174. Sheino I.N., Khokhlov V.F., Kulakov V.N. Dose Calculations in "Dose-Supplementary" Therapy of Cancer / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

175. Bayanov B. et al. Lithium Neutron Producing Target for BINP Accelerator-based Neutron Source / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

176. Borisov G.I. et al. Assessing Estimate Possibilities of Implementing Invasion Neutron Capture Therapy (INCT) Using Capillary Neutron Optical Systems / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-ll/abstracts/index.html

177. Khokhlov V.F. et al. Project of the Medical NCT Channel Based on the Thermal Column of the MEPhI Reactor / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11 /abstracts/index.html

178. ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА К ЭСКИЗНОМУ ПРОЕКТУ НЕЙТРОН-ТЕРАПЕВТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ «МАРС» / Авт.: Ю.А. Казанский, В.А. Левченко, Е.С. Матусевич, Ю.А. Кураченко и др. ЭНИМЦ «Моделирующие системы», Обнинск, 2006.

179. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Левченко В.М. и др. Комплекс программ приближённого решения двумерных задач защиты от излучений / Вопросы дозиметрии и защиты от излучений М., Атомиздат, 1976 г. - С. 15-21.

180. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Петров Э.Е. Быстродействующий комплекс программ оптимизации защиты / Препринт ФЭИ-817, Обнинск, 1978 г., 23 с.

181. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Комплекс программ расчёта и оптимизации защиты. Доклад на Второй всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок М.: МИФИ, 1978 г. Тезисы докладов. - С. 12.

182. Дубинин A.A., Журавлёв В.И., Кураченко Ю.А. Оптимизация характеристик защиты от излучений / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1980, М., НИКИЭТ, Вып. 4(13). - С. 56-62.

183. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Быстродействующий комплекс программ приближённого расчёта защиты от излучений. — В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 4. Под ред. Ю.А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1980 г. - С. 219-230.

184. Абагян A.A., Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. и др. Исследование оптимальных композиций плоских железо-водных защит. — В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 4. Под ред. Ю.А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1980 г. - С. 86-94.

185. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Петров Э.Е. и др. Применение метода оврагов в задачах оптимизации защиты от излучений. В кн.: Труды ВТИ, вып. 26. Под ред. В.Н.Миронова и др. М., ВТИ, 1980. - С. 68-74.

186. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Поиск оптимальных параметров полуэмпирической модели прохождения излучений в защите / Препринт ФЭИ-1158, Обнинск, 1981 г., 24 с.

187. Кураченко Ю.А. Комплекс программ оптимизации защиты с температурными ограничениями. Доклад на Третьей всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок — Тбилиси, ИПМ ТГУ, 1981 г. Сб. докладов. С. 35-43.

188. Абагян A.A., Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. и др. Проблемы оптимизации радиационных защит ядерных энергетических установок. В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 5. Под общей ред. Ю.А. Егорова и др. - М., Атомиздат, 1981 г.-С. 159-166.

189. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Температурные ограничения в задачах оптимизации защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1283, Обнинск, 1982 г., 29 с.

190. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Фролов О.В. Моделирование объёмного источника поверхностным в задачах оптимизации защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1467, Обнинск, 1983 г., 32 с.

191. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Повышение точности расчёта характеристик защиты от излучений по методу «выведение + Рр> Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 5(34), М., НИКИЭТ, 1983, с. 48-54.

192. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Фролов О.В. Адаптивные алгоритмы расчёта прохождения нерассеянного излучения в защите / Препринт ФЭИ-1563, Обнинск, 1984 г., 30 с.

193. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Исследование применимости метода последовательных столкновений в задачах о прохождении гамма-излучения / Препринт ФЭИ-1596, Обнинск, 1984 г., 26 с.

194. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Эффективные алгоритмы расчёта характеристик полей гамма-излучения в радиационных защитах / Препринт ФЭИ-1658, Обнинск, 1985 г., 24 с.

195. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Оптимизация компонентного состава материалов радиационной защиты. Доклад на Четвёртой всесоюзнойнаучной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Томск, ТПИ, 1985 г. Тезисы докладов. — С. 38.

196. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Эффективные модификации метода последовательных столкновений. Доклад на Четвёртой всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок -Томск, ТПИ, 1985 г. Тезисы докладов. С. 64.

197. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Эффективные модификации метода последовательных столкновений в задачах о прохождении гамма-излучения / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1986, М., НИКИЭТ, Вып. 4.-С. 21-23.

198. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Оптимальные вычислительные схемы решения многогрупповой задачи о прохождении фотонов / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1987, М., НИКИЭТ, Вып. 8. - С. 3238.

199. Кураченко Ю.А. Эффективные модификации Рп-приближения в комбинированных схемах расчёта характеристик защиты от излучений.

200. Доклад на Пятой всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Серпухов, ИФВЭ, 1989 г. Тезисы докладов. -С. 18.

201. Дубинин А.А., Кураченко Ю.А. Эффективные модификации Рп-приближения для комплексных вычислительных схем решения задач защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1967, Обнинск, 1989 г., 28 с.

202. Дубинин А.А., Кураченко Ю.А. Программа КЕМР1-РС для оптимизации характеристик защиты от излучений / Препринт ФЭИ-2155, Обнинск, 1990 г., 14 с.

203. Кураченко Ю.А. Эффективные модификации Рп-приближения в комбинированных схемах расчёта характеристик защиты от излучений / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1991, М. Вып. 1. — С. 82-84.

204. Кураченко Ю.А. Возможности комплексных методик для расчёта характеристик полей нейтронов. Доклад на VI российской научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок -Обнинск, 1994 г. Тезисы докладов. Т. 1, с. 75-77.

205. Кураченко Ю.А., Плотников А.Ю. Современное состояние комплекса программ КЕМР1. Доклад на VI российской научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Обнинск, 1994 г. Тезисы докладов. - Т. 1, с. 84-86.

206. Дубинин А.А., Кураченко Ю.А. Анализ радиационных задач лазерных систем с ядерной накачкой. Доклад на VI российской научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Обнинск, 1994 г. Тезисы докладов. - Т. 1, с. 271-273.

207. Кураченко Ю.А. Оптимизация блока вывода реакторного пучка для лучевой терапии // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. - №1. - С. 129-138.

208. Химмельблау Д. Прикладное нелинейное программирование. М.: МИР, 1975 г.

209. Judith F. Briesmeister. MCNP (A General Monte Carlo N-Particle Transport Code) User's Manual, Los Alamos National Laboratory Report, LA-13709-M, Version 4C UC 700 (April 10, 2000).

210. Барыба Т.А, Басс Л.П. и др. Система обеспечения282. Абагян А.Амногогрупповыми константами расчетов полей гамма-излучения в реакторах и защите. М., ИПМ АН СССР, 1978. 283.

211. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н. и др. Групповые константыдля расчёта реакторов и защиты. Справочник М., Энергоиздат, 1981.

212. Дубинин A.A., Колесов В.Е., Кривцов A.C. и др. Библиотека групповых констант для расчёта источников фотонов в ядерно-технических установках // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. 1986. Вып. 2.

213. ABBN-90: Multigroup Constant Set for Calculation of Neutron and Photon Radiation Fields and Functionals, Including the CONSYST2 Program / ORNL, RSICC DATA LIBRARY COLLECTION DLC-182, September 1995.

214. Manturov G. N., Nikolaev M. N., Tsiboulia A. M. "BNAB-93 Group Data Library, Parti: Nuclear Data for the Calculations of Neutron and Photon Radiation Fields," Vienna, IAEA, INDC(CCP)-409, 1997.

215. McLane V., Dunford C. L., Rose P.F. "ENDF-102: Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6". BNL report, BNL-NCS-44945, revised (1995).

216. BUGLE-96: Coupled 47 Neutron, 20 Gamma-Ray Group Cross Section Library Derived from ENDF/B-VI for LWR Shielding and Pressure Vessel Dosimetry Application / ORNL, RSICC DATA LIBRARY COLLECTION DLC-185, July 1999.

217. Bucholz J., Antonov S., Belousov S. "BGL440 and BGL1000 Broad Group Neutron/Photon Cross Section Libraries Derived from ENDF/B-VI Nuclear Data". IAEA, INDC(BUL)-15, April 1996.

218. CASK 40 Group Neutron and Ray Cross Section Data. RSIC Data Library DLC-23, 1973.

219. Gauld I. C., Litwin K. A. VERIFICATION AND VALIDATION OF THE ORIGEN-S CODE AND NUCLEAR DATA LIBRARIES. AECL, RC-1429, COG-I-95-150, August 1995.

220. Sasamoto N., Sukegava T., Fujiku K. et al. "Radioactive inventory calculation for JPDR to be dismantled", Proc. Topi. Conf. Theory and Practices in Radiation Protection and Shielding, Knoxville, USA, 22 24 April 1987, p.570 (1987).

221. Wall S., France J., Dean M. "Current status of decommissioning calculations for IAEA benchmark (JPDR)", AEA-TSD-0259, NCS/R(94)32, AEA Techology, Technical Services Division, (1994).

222. Мухамадеев Р.И., Суворов А.П. Расчётный бенчмарк по активации конструкционных материалов исследовательского реактора AM // Ядерная энергетика, 2001, №3, с. 68 72.

223. Ляпин А.В., Прохорова Н.А., Попов Э.П. и др. Расчётный бенчмарк -тестовая модель реактора БР-10 // Ядерная энергетика, 2001, №2, с. 60 67.

224. Кураченко Ю.А., Грудзевич О.Т., Клинов Д.А. и др. Расчётный анализ бенчмарка для реактора БР-10 / Доклад на VII Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров» В кн.: Тезисы докладов, Обнинск, 2001, с. 22-23.

225. Kurachenko Yu.A., Grudzevich O.T., Klinov D.A. et al. Calculation Analyses of Decommissioning Benchmarks by Discrete Ordinates and Monte-Carlo

226. Techniques / Report at XI International Symposium on Reactor Dosimetry. Brussels, Belgium, August 18-23, 2002. In: "11th International Symposium on REACTOR DOSIMETRY ISRD'2002" Programme & Book of Abstract, p. 65 -70.

227. Engle W.W. "ANISN, A One-Dimensional Discrete Ordinates Transport Code with Anisotropic Scattering," K-1693, Oak Ridge, 1967.

228. DOORS3.2: One, Two- and Three Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System // ORNL, RSICC Collection. CCL-650 June 1996, revised August 1996, February 1998, April 1998, July 1998.

229. MCBEND User Guide to Version 7. Internal AEA Report.

230. Интегральные эксперименты в проблеме переноса ионизирующих излучений: Справочное руководство / И.В. Горячев, Ю.И. Колеватов, В.П. Семёнов, JI.A. Трыков-М.: Энергоатомиздат, 1985.

231. Левченко В.А., Белугин В.А., Казанский Ю.А., Кураченко Ю.А. и др., Основные характеристики америциевого реактора для нейтронной терапии. Реактор МАРС. «Известия вузов. Ядерная энергетика», №3, с.72-80. (2003).

232. 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.

233. Kurachenko Yu.A., Kazansky Yu.A., Matusevich Eu.S. THE "MARS" REACTOR FOR NEUTRON CAPTURE THERAPY // Report at 1 Oth International Conférence "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 43-44.

234. Казанский Ю.А., Кураченко Ю.А., Левченко В.A. и др. Ядерная и радиационная безопасность реакторной установки «МАРС» // Доклад на X Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск, 1-4 окт. 2007 г. Тезисы докладов, с. 46.

235. Кураченко Ю.А., Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Критерии качества нейтронных пучков для лучевой терапии // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. - №1. - С. 139-149.

236. Нормы радиационной безопасности. НРБ-99. СП 2.6.1.758-99. Москва. 2000.

237. Auterinen I., Hiismaki P. Epithermal BNCT neutron beam design for a TRIGA II reactor// Advance in Neutron Capture Therapy. Plenum press, NY, 1993.

238. Kiger W.S., Sakamoto S., Harling O.K. "Neutronic design of a fission converter-based epithermal neutron beam for neutron capture therapy". Nucl. Sci. Eng. v. 131, 1-22, 1999.

239. Binns P.J., Riley K.J., Harling O.K. "Dosimetric comparison of six epithermal neutron beams using an ellipsoidal water phantom". Research and development in neutron capture therapy, 405-409. Monduzzi Editore, 2002.

240. Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry, Report No. 51, Bethesda, MD: ICRU. 1993.

241. Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation, Report No. 60, Bethesda, MD: ICRU. 1998.

242. Petrie L.M., Fox P.B., Lucius K. STANDARD COMPOSITION LIBRARY / NUREG/CR-0200. Revision 5, Volume 3, Section M8 / ORNL/NUREG/CSD-2/V3/R5. 1997.

243. Kurachenko Yu.A., Matusevich Eu.S., Stankovsky Eu.Y. A Neutron Beam Form and Size Influence on Dose Distribution on the Phantom: report at 5th Japan-Russia Joint Simposium on Radiation Safety, Tokyo, 1997. Proc. of Conf., 6 p.

244. Кураченко Ю.А., Станковский Е.Ю., Капчигашев С.П. Влияние размера и формы пучка нейтронов на распределение дозы в тканеэквивалентном фантоме // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1997. - №3. - С. 50-55.

245. Kurachenko Yu.A., Stankovsky Eu.Y. Utilizing Horizontal Reactor Channels for Neutron Therapy: The International Youth Nuclear Congress (IYNC'2000), April 9- 14, 2000 Bratislava, Slovakia. TRANSACTIONS, p. 194.

246. Kurachenko Yu.A., Matusevich Eu.S. The Experimental Facilities' Niche of the VVRc Reactor for Neutron Capture Therapy // Report at 10th International Conference "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 44-45.

247. Kurachenko Yu.A. Calculation Technics for 3D Functionals Estimation at Reactor Beam Outlet // Report at 10th International Conference "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 46-47.

248. Клёпов А.Н., Кураченко Ю.А., Левченко В.А., Матусевич Е.С. Применение методов математического моделирования в ядерной медицине.// Под ред. докт. физ.-мат. наук Е.С. Матусевича- Обнинск:, СОЦ- ИН, 2006, 204 с.

249. Кирюшин А.И., Ажнин Е.И. и др. Концепция тяжеловодного изотопного реактора нового поколения: Сб. докл. на конф. «Усовершенствованные тяжеловодные реакторы (Москва, ГНЦ РФ ИТЭФ, 18-20.11.1997.) М., 1997. - С.139-160.

250. Шведов О.В., Герасимов А.С., Киселёв Г.В. и др. Тяжеловодные установки в России // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2000. - №1. - С. 29-39.

251. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2003 update / International Atomic Energy Agency Vienna, 2003.

252. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2006 / International Atomic Energy Agency Vienna, 2006.

253. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2004 / International Atomic Energy Agency Vienna,'2004.

254. Кураченко Ю.А., Казанский Ю.А., Левченко В.А. Матусевич Е.С. Перспективы тяжеловодного реактора для нейтронной терапиизлокачественных новообразований // Известия вузов. Ядерная энергетика. — ¿3 2005.-№1.-С. 116-125.

255. Kurachenlco Yu.A., Matusevich Eu.S. Neutron Therapy Port of Research HWR // Report at 6-th International Conference "NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS". June 4-7, 2007, Almaty, Kazakhstan. Book of abstracts, p. 580.

256. Kurachenko Yu.A., Matusevich Eu.S. The HWR Beam for NCT Enhanced Fast Neutron Therapy // Report at 10th International Conference "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 48-49.