BNCT醫(yī)院中子照射器輻射場特性參數(shù)初步測量

陳 軍，李春娟，宋明哲，李 瑋，姚順和，刁立軍，姚艷玲，張紫竹，高集金，張瀷凡

(1.中國原子能科學(xué)研究院，北京 102413;2.北京凱佰特科技有限公司，北京 102413)

1 前言

自G.L.Locher提出中子俘獲治療(neutron capture therapy，NCT)的概念后[1]，其潛在的治療功效備受人們關(guān)注。硼中子俘獲治療(boron neutron capture therapy，BNCT)是基于10B(n，α)7Li反應(yīng)的二元療法，即將親腫瘤細胞的含硼藥物注射入病人血液中，含硼藥物在腫瘤細胞中聚集，利用熱中子或超熱中子轟擊病灶區(qū)，與同位素10B反應(yīng)產(chǎn)生具有較高能量的α粒子和反沖7Li核，從而有選擇性地殺死腫瘤細胞。目前，我國首個用于臨床治療的BNCT醫(yī)院中子照射器Ⅰ型(in-hospital neutron irradiator mark 1，IHNI-1)已建造完畢，但需開展照射器輻射場特性參數(shù)測量，以驗證照射器的設(shè)計效果并確定輻射源項，為進一步開展臨床生物劑量學(xué)試驗研究奠定基礎(chǔ)。

2 照射器結(jié)構(gòu)與設(shè)計指標

IHNI-Ⅰ主體為30 kW的微型反應(yīng)堆，對稱方向設(shè)置熱中子和超熱中子兩個照射孔道，標準孔徑為φ12 cm，并由熱中子孔道切向引出一條實驗孔道，孔徑為φ3 cm，用于血硼濃度分析，如圖1所示。

圖1 醫(yī)院中子照射器Ⅰ型結(jié)構(gòu)示意圖Fig.1 Structure diagram of IHNI-1

該照射器中子通量密度設(shè)計指標:

1)熱中子孔道口中心處熱中子通量密度:≥1 ×109cm－2·s－1;

2)超熱中子孔道口中心處超熱中子通量密度:≥2.5 ×108cm－2·s－1;

3)實驗孔道口中心處熱中子通量密度:≥1×106cm－2·s－1。

3 實驗方案設(shè)計

國際上針對BNCT照射器輻射場特性參數(shù)測量未形成通用的標準測量方法，而是根據(jù)各自照射器的特點，研發(fā)適當?shù)臏y量裝置，主要包括閾活化箔探測器[2]、多球譜儀[3，4]、氣泡探測器[5]、中子飛行時間測 量 系 統(tǒng)[6，7]、共 振 吸 收 過 濾 裝 置[8]、電 離室[9，10]、帶有中子轉(zhuǎn)換體的半導(dǎo)體或閃爍體探測器[11，12]、中子和 γ 成像裝置[13]、熱釋光劑量計(thermoluminescent dosimetry，TLD)[14]、組織等效正比計數(shù)器(tissue equivalent proportional counters，TEPC)[15，16]、電子自旋共振譜儀[17]、硫酸亞鐵劑量計[18]等。本著充分利用現(xiàn)有資源，自主研發(fā)的原則，根據(jù)IHNI-1的特點，開展相關(guān)測量技術(shù)研究。

3.1 中子能譜測量

采用多球譜儀測量熱中子孔道和超熱中子孔道中子能譜。除已建常規(guī)多球譜儀(包括裸3He正比計數(shù)器及將其置于2.5～12 in聚乙烯球中共10個探測單元)外(1 in=25.4 mm)，為提高譜儀在超熱能區(qū)的分辨率，利用MCNP－4C程序優(yōu)化設(shè)計了4個包硼殼(1 mm鋁包裹天然B4C粉末)探測單元，分別為4 mm、10 mm、30 mm厚硼殼包裹3 in球和40 mm厚硼殼包裹4 in球，如圖2所示。計算了各探測單元的響應(yīng)函數(shù)，如圖3所示，并經(jīng)過252Cf中子源校準和驗證。

圖2 多球譜儀的探測單元Fig.2 Detection units of the multi-sphere spectrometer

圖3 多球譜儀響應(yīng)函數(shù)Fig.3 Response functions of the multi-sphere spectrometer

由于孔道口處中子束不能覆蓋所有探測單元，且多球譜儀探測效率高，無法選擇適當?shù)姆磻?yīng)堆功率消除死時間過大的影響，為此設(shè)計的實驗方案如下:

1)在孔道口處增加一個φ3 cm的小準直器進行限束，小準直器結(jié)構(gòu)如圖4所示。探測單元距準直器口110 cm處進行測量，在反應(yīng)堆運行于最小穩(wěn)定功率時(此時堆芯通量密度為1×109cm－2·s－1，反應(yīng)堆最大功率時堆芯通量密度為1×1012cm－2·s－1)，各探測單元計數(shù)率死時間影響均小于10%，同時，測量位置的中子束可覆蓋所有探測單元。

2)由于IHNI-1照射器孔道為錐形準直，中子束呈發(fā)散狀分布，因而需利用蒙特卡洛方法將各探測單元的計數(shù)率從不均勻束修正到均勻束。

設(shè)計的小準直器應(yīng)滿足以下條件:a.準直器具有良好的限束效果;b.準直器對中子能譜沒有較大改變。為此，利用MCNP－4C程序?qū)ζ溥M行了模擬分析(源項為設(shè)計計算的中子能譜)，結(jié)果如圖5和圖6所示。對于熱中子束和超熱中子束，從準直器屏蔽層透射的中子分別占總中子數(shù)的0.08%和0.15%，且對中子能譜未產(chǎn)生較大影響。

3.2 中子通量密度測量及其空間分布

利用197Au箔和235U裂變電離室測量中子通量密度及其空間分布。為實現(xiàn)不同能區(qū)中子通量密度的測量，利用裸197Au箔和包鎘(1 mm厚)197Au箔測量熱中子(0.5 eV以下)和超熱中子(0.5 eV～10 keV)通量密度，計算公式如式(1)和式(2)。利用30 mm厚硼殼(1 mm鎘包裹天然B4C粉末)包裹235U裂變電離室測量快中子(10 keV以上)通量密度，計算公式如式(3)。

圖4 φ3 cm孔徑小準直器結(jié)構(gòu)示意圖(單位:mm)Fig.4 Structure diagram of the small collimator with a φ 3 cm aperture(unit:mm)

圖5 小準直器的限束效果模擬計算Fig.5 Simulation of the limitation of neutron beams with the small collimator

圖6 小準直器對中子能譜的影響模擬計算Fig.6 Simulation of the influence of neutron spectra with the small collimator

式(1)中，k為修正因子;A為歸一化輻照條件并按比活度扣除包鎘金箔活度后，裸金箔測量時刻的活度;λ為198Au的衰變常數(shù);NAu為裸金箔內(nèi)197Au的原子核數(shù)目;為197Au(n，γ)反應(yīng)在熱能區(qū)的譜平均截面;tr和tc分別為裸金箔的輻照時間和冷卻時間。

式(2)中，ACd為包鎘金箔測量時刻的活度;為包鎘 金 箔 內(nèi)197Au 的 原 子 核 數(shù) 目;為197Au(n，γ)反應(yīng)在超熱能區(qū)的譜平均截面;trCd和tcCd分別為包鎘金箔的輻照時間和冷卻時間。

式(3)中，F(xiàn)為經(jīng)閾下?lián)p失修正后的裂變碎片計數(shù)率;Rf為包硼盒后裂變電離室的注量響應(yīng)。

計算了197Au箔在不同能區(qū)的譜平均截面(見表1)和電離室包硼殼后235U的有效群平均截面(見圖7)。計算結(jié)果表明，通過以上設(shè)計，快中子對197Au箔以及熱中子和超熱中子對235U裂變電離室的測量影響得到有效控制。利用235U裂變電離室掃描測量孔道外中子通量密度空間分布，利用197Au箔測量孔道內(nèi)中子通量密度空間分布。

表1 197Au在不同能區(qū)的譜平均截面Table 1 Spectrum-averaged cross sections of197Au in different energy ranges

圖7 235U裂變電離室包30 mm厚硼殼后235U的有效群平均截面Fig.7 Effective group-averaged cross sections of235U while the235U fission chamber covered by a 30 mm thick boron shell

3.3 中子和γ射線吸收劑量率及其空間分布測量

利用TLD－600和TLD－700(美國Harshaw公司)和TEPC(美國Far West公司的LET－1/2型)測量中子及γ射線的吸收劑量率及其空間分布。其中，利用TLD(裸和包鎘)測量熱中子、超熱中子和γ射線劑量率，利用包40 mm厚硼殼(1 mm鋁包裹天然B4C粉末)的TEPC測量快中子劑量率。并利用熱中子參考輻射場、137Cs γ源和252Cf中子源對TLD和TEPC進行校準和線能刻度。

利用MCNP－4C程序優(yōu)化設(shè)計TEPC探測系統(tǒng)結(jié)構(gòu)。計算不同厚度硼殼對中子通量密度的衰減情況，如圖8所示，結(jié)果表明，40 mm厚的硼殼對熱中子孔道和超熱中子孔道10 keV以下中子通量密度分別衰減了180倍和10倍，而對10 keV以上中子只衰減了20%。

4 初步測量結(jié)果

對各照射孔道中子通量密度及其空間分布和鎘比進行了測量，結(jié)果見表2和圖9～圖12。

圖8 模擬計算的不同厚度硼殼對中子通量密度的衰減情況Fig.8 Simulation of the attenuation of neutron flux densities resulted from boron shells with different thickness

表2 中子通量密度及其空間分布和鎘比的初步測量結(jié)果Table 2 Preliminary results of neutron flux densities and their spatial distributions and cadmium-ratio

圖9 孔道口處中子通量密度徑向空間分布Fig.9 Radial spatial distributions of neutron flux densities at the exit of neutron beam

圖10 孔道口外中子通量密度軸向空間分布Fig.10 Axial spatial distributions of neutron flux densities outside the exit of neutron beam

圖11 孔道口內(nèi)中子通量密度軸向空間分布Fig.11 Axial spatial distributions of neutron flux densities inside the exit of neutron beam

圖12 實驗孔道口外中子通量密度軸向空間分布Fig.12 Axial spatial distributions of neutron flux density outside the exit of neutron beam for the analysis of blood-boron concentration

5 結(jié)語

針對BNCT醫(yī)院中子照射器開展了輻射場特性參數(shù)測量方法研究，建立了相關(guān)測量裝置，初步獲得了各照射孔道的中子通量密度及其空間分布。結(jié)果表明，該BNCT照射器的中子通量密度達到了預(yù)期設(shè)計指標，為進一步開展臨床研究奠定了基礎(chǔ)。

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