Реакторные пучки для лучевой терапии

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

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

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/cм3 сравнительно с 3.1 г/cм3 для РУ «МАРС») и термализованный спектр нейтронов утечки, являются серьёзным препятствием для эффективного использования пучка в режиме НЗТ. Тем не менее, были рассмотрены возможности трёх каналов (таблица 9), а также чет-вёртого 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 знбчимой для терапии плотности потока на выходе теперь уже заполненного канала;

­ заменой борированного тяжёлого бетона защиты плотностью 3.7 г/см3 на борированный 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 Ш 20 см. Этот удалённый фрагмент примыкал непосредственно к той части блока вывода, которая содержала канал с Ш 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 6 см располагался непосредственно на выходе пучка.

На рисунке 11 представлено терапевтическое отношение для всех рассмотренных вы-ше 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, НСТ и их сочетания - «бустовой» терапии; нейтрон-гамма сочетанной терапии и т. д.).

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

Итак, расчётные исследования, выполненные автором и описанные в пятой главе, при-вели к следующим результатам:

­ показано, что презумпция о малопригодности 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 % на глубине 1.5 см через 56 % на глубине 5 см к 35 % на глубине 10 см.

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 расчётах.

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 расчётных данных;

5. Впервые

­ реализованы универсальные оптимизационные комплексы, позволяющие оптимизировать характеристики нейтронного пучка при учёте 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 расчётный 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 расчётные результаты использованы в Проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц и в эскизных проектах РУ «МАРС» и ТВР-50. Внедрение полученных автором результатов внесёт 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., НИКИЭТ, Вып. 4(13). - С. 56-62.

4. Дубинин А.А., 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.

5. Абагян А.А., Дубинин А.А., 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.

6. Дубинин А.А., 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.

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 научн. трудов под ред. докт. физ.-мат. наук Т.А. Гермогеновой. - М., ИПМ им. М.В. Келдыша, 1981 г. - С. 137-153.

9. Кураченко Ю.А. 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 расчёта 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. М.В. 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 А.А., Кураченко Ю.А., 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 расчёта характеристик защиты от излучений по методу «выведение + P1» / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. - 1983, М., НИКИЭТ, Вып. 5(34). - С. 48-54.

15. Дубинин А.А., Кураченко Ю.А., Фролов О.В. Адаптивные алгоритмы расчёта 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, М., 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, М., НИКИЭТ, Вып. 8. - С. 32-38.

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

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

20. Кураченко Ю.А. Эффективные модификации Pn-приближения в комбинированных схемах расчёта характеристик защиты от излучений / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. - 1991, М. 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, М., 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. of Conf., 6 p.

25. Kurachenko Yu.А., 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., Tsyboullia A.A., Oulianenko S.E., Ostroukhov 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.А., 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.А., 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.A., Grudzevich O.T., 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: “11th International Symposium on REACTOR DOSIMETRY ISRD'2002” Programme & Book of Abstract, p. 65 - 70.

30. Kurachenko Yu.A., Grudzevich O.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.А., Белугин В.А., 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 Ю.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» 10B для пучка ГК-1 реактора ВВРц // 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. Мардынского. 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 тера- пии // 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. Расчётные технологии для реакторных пучков медицинского назна-чения // Альманах клинической медицины. Том XVII. Часть 1, М., 2008, с. 346-349.

41. 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.

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

Размещено на Allbest.ru