Скачать электронную версию статьи (по коду доступа).

English Abstract

УЛУЧШЕНИЕ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА ПУТЕМ ОПТИМИЗАЦИИ ГЕОМЕТРИИ И МАТЕРИАЛОВ КОЛЛИМАЦИОННОЙ СБОРКИ ДЛЯ ТЕРАПИИ БЫСТРЫМИ НЕЙТРОННАМИ
В.М. Головков, А.М. Шихада

(статья на английском языке - in English)
Поиск эффективных методов подавления роста злокачественных новообразований является актуальной задачей радиологии. Быстрые нейтроны обладают большей радиобиологической эффективностью воздействия на ткань новообразований по сравнению с быстрыми электронами или гамма-квантами и применяются для терапии радиорезистентных опухолей. Исследовано влияние геометрии и материалов коллиматора источника нейтронов на основе бериллиевой мишени и пучка дейтронов с энергией 13,6 МэВ нейтронного терапевтического канала Томского политехнического университета на характеристики нейтронного потока. Для расчётов использовали метод Монте-Карло (MCNP). Показано, что с помощью оптимизации геометрии и материалов источника быстрых нейтронов можно увеличить плотность потока и мощность дозы нейтронов, подводимой к опухоли, в 3 раза. Показано, что нейтронный пучок можно ограничить апертурой поля облучения около 1 см2. При этом плотность потока нейтронов сопоставима с потоком нейтронов при широкой апертуре коллиматора. Результаты расчётов показывают направления минимизации затрат времени на лечение с помощью быстрых нейтронов.

Ключевые слова: нейтронная терапия, быстрые нейтроны, мощность поглощенной дозы, циклотрон, коллиматор, бериллиевая мишень, Монте-Карло моделироавние

Реферат

IMPROVING NEUTRON FLUX BY OPTIMIZING THE GEOMETRIES AND MATERIALS OF THE COLLIMATION ASSEMBLY FOR FAST NEUTRON THERAPY
V.M. Golovkov, A.M. Shehada

(статья на английском языке - in English)
Neutron therapy is extremely effective method for cancer treatment because of the relatively bigger radiobiological effectiveness (RBE) compared with accelerated electrons and gamma-rays effects on tissues. The geometry and material of the collimation system beside the neutron source are crucial elements for patient treatment with more sufficient absorbed dose rates with considering the other parameters. These reasons give valuable role for constructing and designing the assembly of collimator and source–collimator parameters in the most optimized way. Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP) was used to optimizethe geometrical design and materials of the collimator at the neutron therapy center of Tomsk Polytechnic University, which uses 13.6 MeV deuteron beam bombarded with thick beryllium target to produce fast neutrons used in tumor treatment. Carried out simulations indicated the possibilities of enhancing the flux of fast neutrons and the absorbed dose rate by a factor of 3 more. Also the results showed the ability of using narrow irradiation fields with comparable results with wide-aperture collimator designs by modifying the existed one. This leads to minimize the spending time for treatment and delivering more fast neutrons and dose rate to the treated tissues.

Key words: neutron therapy, fast neutron, absorbed dose rate, cyclotron, collimator, beryllium target