сотрудник
г. Москва и Московская область, Россия
сотрудник
г. Москва и Московская область, Россия
сотрудник
сотрудник
ГРНТИ 76.03 Медико-биологические дисциплины
ГРНТИ 76.33 Гигиена и эпидемиология
ОКСО 14.04.02 Ядерные физика и технологии
ОКСО 31.06.2001 Клиническая медицина
ОКСО 31.08.08 Радиология
ОКСО 32.08.12 Эпидемиология
ББК 51 Социальная гигиена и организация здравоохранения. Гигиена. Эпидемиология
ББК 534 Общая диагностика
ТБК 5708 Гигиена и санитария. Эпидемиология. Медицинская экология
ТБК 5712 Медицинская биология. Гистология
ТБК 5734 Медицинская радиология и рентгенология
ТБК 6212 Радиоактивные элементы и изотопы. Радиохимия
Цель: Изучение возможности двойного использования существующих мощных промышленных ускорителей электронов для нейтронной терапии и производства радиоизотопов медицинского назначения. Для обоих приложений проведены расчёты, и результаты нормированы на характеристики существующего ускорителя MEVEX (средний электронный ток 4 мА при моноэнергетическом пучке электронов 35 МэВ). Материал и методы: Объединяющей проблемой для обоих приложений является задача охлаждения мишени: при мощности пучка ~ 140 кВт около ее половины высвобождается непосредственно в мишени. Поэтому в качестве мишени был выбран жидкий тяжелый металл, чтобы соединить высокое качество термогидравлики с максимальной производительностью как тормозного излучения, так и фотонейтронов. Мишени были оптимизированы с использованием прецизионных кодов для задач переноса излучения и термогидравлики. Оптимизация проводилась также по установке в целом: 1) по составу материала и конфигурации блока выведения фотонейтронов и 2) по схеме генерации радиоизотопов. Результаты: Фотонейтронный блок обеспечивает приемлемое качество пучка для НЗТ с большим значением плотности потока нейтронов на выходе ~ 2·1010 см–2с–1, что на порядок выше, чем значения на выходе работавших в прошлом и проектируемых ныне реакторных пучков для нейтронозахватной терапии. Достигнутая интенсивность на выходе пучка позволит во многих случаях отказаться от фракционированного облучения. Что касается производства радиоизотопов, то в расчётах по реакции (γ, n) можно получать 43 радионуклида в 5 группах. Например, по реакции Mo100(γ,n)99Mo предшественник 99Mo главного диагностического изотопа 99mTc после облучения мишени в течение 24 ч может быть наработан с удельной активностью ~ 6 Ки/г и полной активностью мишени 1,8 кКи. Заключение: Предложенные схемы генерации и вывода фотонейтронов и тормозного излучения имеют ряд очевидных преимуществ перед традиционными методами: а) применение ускорителей электронов для производства нейтронов намного безопаснее и дешевле, чем использование реакторных пучков; б) ускоритель с мишенью и блок вывода пучка фотонейтронов с необходимым оборудованием и оснасткой можно разместить на территории клиники; в) предлагаемая мишень для нейтронозахватной терапии, охлаждаемая жидким галлием, является экологически чистым материалом, т.к. его активация относительно невелика и быстро спадает до фонового уровня.
промышленный ускоритель электронов, тормозное излучение, фотонейтроны, нейтронозахватная терапия, производство медицинских радионуклидов
1. Кураченко Ю.А., Вознесенский Н.К., Говердовский А.А., Рачков В.И. Новый интенсивный источник нейтронов для медицинских приложений // Мед. физика. 2012. Т. 38. № 2. С. 29-38.
2. Кураченко Ю.А. Фотонейтроны для нейтронозахватной терапии // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2014. №4. С. 41-51.
3. Кураченко Ю.А., Забарянский Ю.Г., Онищук Е.А. // Оптимизация мишени для производства фотонейтронов. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2016. №3. С. 150-162.
4. Кураченко Ю.А., Забарянский Ю.Г., Онищук Е.А. Применение фотонейтронов для лучевой терапии. Мед. радиология и радиационная безопасность. 2017. Т. 62. № 3. С. 33-42.
5. High Power Linacs for Isotope Production. MEVEX: The accelerator technology company. http: //www.mevex.com/Brochures/Brochure_High_Energy.pdf.
6. X-5 Monte Carlo Team. MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. Volume I: Overview and theory. LA-UR-03-1987. 2003. 484 p.
7. Koning A., Hilaire S., Goriely S. TALYS-1.9. A nuclear reaction program. ftp: //ftp.nrg.eu/pub/www/talys/talys1.9.pdf. 2017. 554 p.
8. STAR-CD®. CD-adapco Engineering Simulation Software - CAE and CFD Software.
9. НП-059-05: Правила ядерной безопасности подкритических стендов (ПБЯ ПКС-2005). Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. М. 2005. https: //files.stroyinf.ru/Data1/47/47666/
10. Ralph G.B., Jerry D.C., David A.P. et al. A System of 99mTc production based on distributed electron accelerators and thermal separation // Nucl. Technology. 1999. V. 126. P. 102-121.
11. Купленников Э.Л., Довбня А.Н., Цымбал В.А. и др. Оценка наработки 99Мо и 99mТс на 9Ве(d,n) генераторе ХФТИ // ВАНТ. 2012. №4. С. 155-159. https: //vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2012_4/article_2012_4_155.pdf).
12. Riley K.J., Binns P.J., Harling O.K. Performance characteristics of the MIT fission converter based epithermal neutron beam. // Phys. Med. Biol. 2003. V. 48. P. 943-958.
13. Agosteo S., Foglio Para A., Gambarini G. et al. Design of neutron beams for boron neutron capture therapy in a fast reactor. In: IAEA-TECDOC-1223. 2001. P. 1-302.
14. Кураченко Ю.А. Реакторные пучки для лучевой терапии: критерии качества и расчетные технологии // Мед. физика. 2008. V. 38. № 2. С. 20-28.
15. Agosteo S, Foglio Para A, Gambarini G, et al. Design of neutron beams for boron neutron capture therapy in a fast reactor. In: IAEA-TECDOC-1223, 2001:1-302.
16. Kurachenko YuA. Reactor beams for radiation therapy: quality criteria and computational technologies. Medicinskaya fizika. 2008;38(2):20-8. (in Russian).
