醫院中子照射器建造

李義國，夏 普，彭 旦，鄒淑蕓，吳小波，張金花，張永保，張紫竹，劉 彤，周永茂

(1.中國原子能科學研究院，北京 102413;2.北京凱佰特科技有限公司，北京 102413;3.中國核工業集團中原對外工程有限公司，北京 100191)

1 前言

硼中子俘獲治療(boron neutron capture therapy，BNCT)始于20世紀60年代，通過幾十年的研究、發展，該方法在治療惡性腫瘤方面，如腦膠質瘤、黑色素瘤、頭頸部腫瘤等，取得了很好的療效，被國際上公認為是目前治療惡性腫瘤的有效方法。該方法原理是通過將具有選擇性的含硼藥物注入人體血液，待含硼藥物富集在腫瘤組織后，利用熱中子照射腫瘤部位，經由10B(n，α)7Li反應放出的高能量、短射程的α粒子和7Li粒子，來殺死腫瘤細胞。

醫院中子照射器是根據硼中子俘獲治療的需要而設計的專用于硼中子俘獲治療的核反應堆裝置。該裝置于2007年開始建造，2010年達到滿功率運行。文章將介紹該裝置的建造和物理調試情況。

2 醫院中子照射器建造[1]

醫院中子照射器(in-hospital neutron irradiator，IHNI)[1]反應堆燃料采用UO2作燃料，金屬鈹作反射層，輕水作慢化和冷卻劑。反應堆產生的熱量通過自然循環方式冷卻。在反應堆堆芯相對兩側分別設置了熱中子束流和超熱中子束流，用于治療病人。堆芯位于密閉的堆容器的下部，堆容器直徑為620 mm，高度為6082 mm，堆容器懸掛在水池內，水池的下部尺寸為2600 mm×1100 mm×1800 mm，上部尺寸為4000 mm×2300 mm×4700 mm。

2.1 堆芯

堆芯由燃料組件和鈹反射層組成，堆芯布置見圖1。燃料組件位于堆芯中心，由燃料元件和鳥龍架組成。采用235U富集度為12.5%的UO2作燃料元件，上下柵板通過5根拉桿組成燃料元件架，燃料元件以同心圓排列，共10圈。在燃料組件上下和周圍，有金屬鈹反射層(上鈹、側鈹和底鈹)。上鈹反射層為不同厚度半圓型，中心控制棒位于堆芯中心。醫院中子照射器為一次裝料，最大后備反應性為4.5 mk，隨著運行時間變化，通過添加上鈹反射層來增加后備反應性，上鈹反射層高度為110 mm，當全部上鈹反射層添加完畢后，堆不能繼續運行時，反應堆到壽期。

圖1 醫院中子照射器堆芯和中子束流布置圖 (單位:mm)Fig.1 Diagram of IHNI core and neutron beams(unit:mm)

2.2 中子束流

在堆芯相對的兩側設有兩條中子束流用于病人治療，一條為熱中子束流，另一條為超熱中子束流，見圖1。熱中子束流由石墨、鉍屏和硼聚乙烯以及圓錐形鉍組成，石墨為中子慢化層，鉍屏為屏蔽射線，硼聚乙烯和圓錐形鉍為中子束流準直器，斷面尺寸為 1200 mm×1200 mm，距離堆芯中心1615 mm。超熱中子束流由鋁慢化層、鎘吸收屏、鉍屏蔽層和硼聚乙烯與圓錐形鉍中子束流準直器組成，斷面尺寸為1200 mm×1200 mm，距離堆芯中心1605 mm。在熱中子束流裝置內引出一條實驗中子束流用于血硼濃度測量，實驗中子束流內部材料為鉍，外部材料為石墨，距離熱中子束流軸線為1840 mm，斷面尺寸為600 mm×600 mm。

2.3 反應堆廠房

反應堆廠房為三層建筑，其中地下一層，地上兩層，設計抗震能力為8級烈度，見圖2。堆芯位于地下一層，在堆芯的兩側有兩個病人治療照射室，在治療房間外設有治療期間大夫觀察室。控制室和大廳在地上二層，水凈化系統在地上一層。反應堆水池周圍為900 mm的重混凝土，照射室與觀察室之間為1000 mm的重混凝土，總建筑面積為477 m2。

3 醫院中子照射器調試

在醫院中子照射器B階段調試工作中，完成了臨界實驗、現場零功率實驗、功率提升實驗、滿功率運行實驗、安全功能特性實驗以及環境監測。

圖2 IHNI廠房圖Fig.2 Cross section of the IHNI building

按照零功率實驗確定的裝載和布置，在初始冷態條件下，采用水位法使反應堆安全達到臨界。在水溫為17℃時，采用周期法測定了堆的后備反應性為4.2 mk，停堆深度為5.98 mk。為檢驗反應堆熱態運行工況和滿功率實驗做準備，分別在中子注量率為5 ×1011cm－2·s－1和 8 ×1011cm－2·s－1條件下自動模式開堆運行，反應堆熱工測量系統工作正常。利用自動模式開堆，在中子注量率為1×1012cm－2·s－1(滿功率)穩定運行時，測定堆的最大可連續運行時間為12 h，功率波動小于0.3%。各工藝房間劑量水平滿足輻射分區要求，即照射室和水池為控制區，其他工藝房間為監督區。

將反應堆中心控制棒手動提升250 mm(棒位到頂)，釋放堆的后備反應性為4.2 mk，反應堆功率在229 s達到85.7 kW時對應堆芯中子注量率為2.856 ×1012cm－2·s－1，隨后，由于溫度效應自動地下降到安全水平(見圖3)。

圖3 反應堆動態特性Fig.3 Dynamic characteristics of reactor

4 設計參數[2]

反應堆參數見表1。熱中子束孔道、超熱中子束孔道和實驗熱中子束孔道出口處參數計算結果分別見表2、表3。表2和表3中，φth為熱中子注量率，為快中子劑量率，φepi為超熱中子注量率，為 γ劑量率，Jn+為中子流密度，φn為中子注量率(包括熱、超熱和快中子)。

表1 反應堆參數Table 1 Parameters of reactor

表2 熱中子束裝置和實驗孔道出口處的中子、γ參數的計算值Table 2 Calculated results of neutron and γ parameters at thermal neutron equipment and experimental exit

表3 超熱中子束裝置出口處的中子、γ參數的計算值Table 3 Calculated results of neutron and γ parameters at epithermal neutron equipment exit

5 結語

醫院中子照射器滿功率運行時間大于2 h，中子束流設計參數滿足目前國際BNCT治療要求。B階段調試表明，堆后備反應性為4.2 mk，滿足最大后備反應性要求(4.5 mk);停堆深度為5.98 mk，大于設計值(2.5 mk)要求;在全部后備反應性4.2 mk釋放后，反應堆功率可以自動地下降到安全水平，具有良好的固有安全特性。醫院中子照射器中子束流設計參數，滿足BNCT治療要求。

[1] 李義國，夏 普，高集金.醫院中子照射器－I[J] .核動力工程，2006(4):28 －29.

[2] 江新標，張文首，王 凱，等.醫院中子照射器中子束理論設計[R] .北京:中國原子能科學研究院，2005.