Исследование потоков вторичных частиц при работе медицинского ускорителя с энергией 18-20 МэВ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.20, кандидат наук Лыкова Екатерина Николаевна

• Лыкова Екатерина Николаевна
• кандидат наук
• 2019

Оглавление диссертации кандидат наук Лыкова Екатерина Николаевна

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1. Методы лучевой терапии фотонами и электронами

1.2. Медицинские ускорители электронов

1.2.1. Современные медицинские ускорители электронов

1.2.2. Конструкции головки современных медицинских ускорителей

1.3. Оценка роли потоков и дозы от вторичных частиц при работе медицинского ускорителя электронов

1.3.1 Потоки вторичных нейтронов из медицинского ускорителя

1.3.2 Методы и приборы для исследования потоков и дозы от

вторичных нейтронов

ГЛАВА 2. МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ИССЛЕДОВАНИЙ ВТОРИЧНЫХ НЕЙТРОНОВ

2.1 Активационный метод

2.2 Метод сфер Боннера

2.2.3 Описание полупроводникового спектрометра

2.2.4 Алгоритм программы для обработки спектров

2.5 Органический однокристальный спектрометр-дозиметр SDMF-1608PRO.DB

2.2.5 Описание ускорителей электронов

2.2.5.1 Ускоритель Varían Trilogy

2.2.5.2 Ускоритель Varian Clinac 2300 CD

2.2.5.3 Ускоритель Elekta Synergy

2.3 Описание эксперимента по определению потоков нейтронов

2.3.1 Описание эксперимента по определению потока нейтронов на ускорителе Varían Trilogy

2.3.2 Описание эксперимента по определению потока нейтронов на ускорителе Varían Trilogy и Varían Clínac

2.3.3 Описание эксперимента по определению потока нейтронов на ускорителе Elekta Synergy

2.3.4 Описание эксперимента по определению вклада тепловых и «надкадмиевых» нейтронов в общий поток нейтронов на ускорителе Varían Trilogy

2.4 Описание эксперимента по измерению спектра нейтронов

2.4.1 Методика определения спектра методом сферы Боннера

ГЛАВА 3. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОТОКОВ НЕЙТРОНОВ НА МЕДИЦИНСКИХ УСКОРИТЕЛЯХ

3.1 Результаты измерения потока нейтронов на ускорителе Varían Trílogy и их анализ

3.2 Результаты измерения потока нейтронов на ускорителе Varían Trílogy и Varían Clínac 2100 и их анализ

3.3 Результаты измерения потока нейтронов на ускорителе Elekta Synergy и их анализ

3.4 Результаты измерения вклада тепловых и «надкадмиевых» нейтронов в общий поток нейтронов на ускорителе Varían Trílogy

3.5 Экспериментальные исследования и анализ спектров нейтронов

3.5.1. Результаты измерения спектра нейтронов методом сфер Боннера

3.5.2 Органический однокристальный спектрометр-дозиметр SDMF-1608PRO.DB

3.6. Оценка поглощенной дозы от вторичных нейтронов с использованием

программного кода Geant4

3

Список литературы

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование потоков вторичных частиц при работе медицинского ускорителя с энергией 18-20 МэВ»

Актуальность работы

Современная ядерная физика глубоко шагнула в медицинские технологии. Медицинская радиология имеет в своем распоряжении достаточно большой арсенал физических технологий и оборудования для диагностики, профилактики и терапии заболеваний: широкий спектр ионизирующих излучений (рентгеновское, гамма-излучение, электроны, протоны, тяжелые ионы, нейтроны и т.д.); различную ускорительную технику, гамма-терапевтические аппараты, оборудование для радиохирургии, нейтронные генераторы, открытые и закрытые радионуклидные источники и т.д.

Сегодня благодаря техническим достижениям радиотерапия в онкологии в высокоразвитых странах вышла на качественно новый уровень. Главным препятствием для достижения необходимого уровня облучения, оптимального для поражения злокачественной опухоли, является опасность лучевого повреждения здоровых тканей. Методы облучения пациентов позволяют существенно снизить поглощённую дозу от фотонов в здоровых тканях и критических областях, окружающих опухоль, за счет многолепестковой коллимации (МЬС1), модуляции интенсивности фотонных пучков (1МКТ2), портальной и виртуальной визуализации, лучевой терапии с визуальным контролем (IGRT3).

Эти достижения значительно улучшили способность доставлять более высокие дозы к опухоли при минимизации дозы для соседних органов риска. Однако эти улучшения не уменьшили проблему нежелательных доз от для нормальных тканей за пределами облучаемого объема.

С целью достижения лучшего совпадения границ облучаемой опухоли с их расчетами в рамках систем планирования все шире используют медицинские

1 MLC (multileaf collimator) - многолепестковый коллиматор, состоящий из лепестков различной ширины для создания полей сложной конфигурации, соответствующей форме и размеру опухоли.

2 IMRT (Intensity-modulated radiation therapy) - лучевая терапия с модулированной интенсивностью, при которой меняется форма и размер коллиматора вместе с интенсивность излучения.

3 IGRT (Image Guided Radiotherapy) -лучевая терапия с визуальным контролем, во время которой, контролируется расположение пациента с помощью томографии в коническом пучке или рентгеновских снимков в ходе курса лечения.

ускорители, имеющих высокие энергий пучков электронов и тормозных фотонов, которые лежат в области 10 - 24 МэВ. Однако, линейные ускорители, работающие на энергиях свыше 8 МэВ, генерируют потоки вторичных нейтронов при взаимодействии с элементами ускорителя и конструкционными материалами лечебного помещения [1-3]. В конструкционных элементах головки медицинского ускорителя используются тяжелые элементы, например, вольфрам. Порог реакции (у,п) составляет 7,42 МэВ [1-3]. Кроме того, вещества с

большим атомным номером 7, находящиеся в головке ускорителя, имеют малое сечение поглощения быстрых нейтронов [1-5]. Эти нейтроны могут достигать больного, формируя дозу, не учитываемую современными системами планирования.

В современных системах планирования лечения области высокой дозы и области на пути первичного пучка обычно хорошо описаны. Тем не менее, точность определения дозы на расстояниях более нескольких сантиметров за пределами поля лечения, как правило, низкая [6,7]. В этих случаях требуются альтернативные методы для оценки дозы для пациента.

Низкие дозы облучения за пределами терапевтического объема представляют собой проблему, поскольку они могут оказывать вредное воздействие на пациента. Оценка риска поздних осложнений от вторичного облучения может быть сегодня более актуально, чем в прошлом, так как современные методы лечения увеличили количество больных, которые выживают и живут достаточно долго, чтобы проявилось неблагоприятное радиационное воздействие на здоровые ткани.

Поэтому важной задачей для современной лучевой терапии является оценка вклада потоков вторичных частиц. Точное определение доз от быстрых, эпитепловых и тепловых фотонейтронов непосредственно в поле облучения и вокруг него очень важно для защиты пациента, оценки вероятности развития вторичного рака и оценки радиационной безопасности установок.

В последнее время были получены отдельные зарубежные данные в измерении быстрых, тепловых и эпитепловых фотонейтронов при работе

медицинского линейного ускорителе. В России же подобные исследования до настоящего времени практически не проводились. В этом направлении в ряде стран уже ведутся исследования. Однако данные приводимые в этих работах имеют существенные различия в методах измерения, расчетных моделях, и не во всех работах приведены погрешности результатов. Данные экспериментальных измерений и модельных расчетов существенно различаются между собой. Это не позволяет точно установить причину возникновения потоков вторичных нейтронов и оценить величину дополнительной дозы, вследствие большой сложности измерений и обработки данных. Поэтому задача остается актуальной и требует дальнейших исследований с использованием новых подходов и методов измерений и обработки данных.

Необходимость исследования причин возникновения потоков вторичных частиц и определения их вклада в общую поглощённую дозу на действующих медицинских ускорителях обусловливает актуальность настоящей работы. Цель работы

Цель работы заключалась в экспериментальном измерении спектра вторичных нейтронов, расчете на этой основе величины дополнительной дозы получаемой пациентом, а также разработки рекомендаций при планировании лучевого лечения.

Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи:

1. Разработать методику измерения спектров нейтронов на основе спектрометра Боннера с использованием естественного тантала в качестве детекторов нейтронов.

2. Экспериментально измерить поток вторичных нейтронов, возникающий в головке медицинского ускорителя;

3. Провести серию измерений потоков на медицинских ускорителях электронов разных производителей

4. По экспериментальным спектрам рассчитать вклад вторичного излучения в поглощённую дозу, получаемую пациентом в процессе лучевого лечения.

Объект и предмет исследования

Объектом изучения в настоящей работе являлись медицинские ускорители потоки вторичных нейтронов, образующихся в головке ускорителя, системе проводки пучка, а также в теле пациента. Предметом исследований является потоки вторичных частиц оценка дополнительной дозы, получаемой пациентами, в процессе лучевого лечения. Методология исследования

Основные результаты, представленные в диссертационной работе, получены экспериментальными методами и с помощью алгоритмов математического моделирования. В лабораторных условиях исследовались потоки вторичных нейтронов на медицинских ускорителях электронов разных производителей. Измерения спектров вторичных нейтронов проводились с использованием сферического детектора с активационной мишенью из естественного тантала. Моделирование вклада дозы от вторичных нейтронов осуществлялось с помощью программного кода ОеаП:4. Положения, выносимые на защиту

1. Использование сферического детектора с активационной мишенью из естественного тантала является эффективной технологией для измерения спектров вторичных нейтронов в изоцентре медицинского ускорителя.

2. Разработанный алгоритм восстановления спектра регистрируемого потока вторичных нейтронов обеспечивает возможность оценки вклада дозы от вторичных нейтронов в дозу от тормозных фотонов.

3. Вклад вторичных нейтронов достигает 0,25% величины полной очаговой дозы и приводит к появлению дополнительной дозы при проведении облучения пациентов на линейном ускорителе электронов.

Научная новизна

1. Измерены потоки нейтронов используя активационный анализ на мишенях естественного тантала

2. Проведены эксперименты по определению спектра нейтронов со сферическим детектором и активационной мишенью из естественного тантала.

3. Предложен алгоритм восстановления спектра измеряемого потока сферическим детектором и активационной мишенью из естественного тантала.

4. Повышение точности расчета дозы за счет проведения комбинированных расчетно-экспериментальных исследований.

Практическая и теоретическая значимость.

1. Выполненные в настоящей диссертационной работе экспериментальные измерения и расчёты были использованы для оценки дополнительной поглощённой дозы от вторичных потоков нейтронов.

2. По результатам, полученным в настоящей работе, предложены рекомендации по повышению гарантии качества лучевой терапии, которые могут быть внесены в систему планирования и использованы в процессе планирования лучевого лечения.

3. Полученные результаты полезны при проведении дальнейших исследований влияния вторичных частиц на поглощённую дозу.

4. Проведена проверка методов математической обработки и теоретических подходов к выбору дополнительной (априорной) информации.

Достоверность результатов

Достоверность научных результатов и выводов обеспечена использованием апробированных методик, контролированием условий экспериментов, высокой степенью воспроизводимости опытных данных. Результаты моделирования, полученные с использованием программного комплекса GEANT 4 находятся в хорошем согласии с проведенными экспериментальными исследованиями, а также с имеющимися данными модельных расчётов и экспериментальных измерений других авторов. Личный вклад автора

Общая идея необходимости экспериментов по исследованию потоков

вторичных нейтронов высказана автором. Все экспериментальные работы, которые многократно уточнялись и повторялись, были проведены лично автором на линейных ускорителях фирм Varían, Elekta. Анализ, обработка и обобщение результатов измерений также осуществлялись автором. При непосредственном участии автора предложена и разработана методика и алгоритм определения спектров вторичных нейтронов сферическим детектором и активационной мишенью из естественного тантала. Расчеты по определению вклада дозы вторичных нейтронов в общую дозу от тормозных фотонов, получаемую пациентами при лучевой терапии выполнены непосредственно автором.

В основу диссертации легли результаты исследований, выполненные в лаборатории пучковых технологий и медицинской физики НИИЯФ МГУ имени Д.В. Скобельцына, а также в следующих организациях: ФГБУ ГНЦ ФМБЦ имени А.И. Бурназяна, ФГБУ «НМИЦ онкологии им. Н.Н. Блохина» Минздрава России, Городская клиническая больница имени Д. Д. Плетнёва, кафедра «Радиохимия» химического факультета МГУ имени М.В. Ломоносова.

Апробация работы Публикации

По теме диссертации опубликованы 7 научных работ, в том числе 5 -в журналах, индексируемых в базах данных Web of Science и Scopus Научные статьи, опубликованные в журналах Scopus, WoS, RSCI

1. Исследование потока вторичных частиц медицинского ускорителя электронов / М. В. Желтоножская, Е. Н. Лыкова, А. П. Черняев, В. Н. Яценко // Известия РАН, серия физическая. — 2019. — Т. 83, № 7. — С. 915-919. IF Scopus-2019:0,26.

2. Перспективы развития радиационных технологий в России / А. П. Черняев, С. М. Варзарь, А. В. Белоусов, Е.Н. Лыкова и др. // Ядерная физика. — 2019. — Т. 82, № 4. — С. 1-15. IF: 0,458.

3. Ускорители протонов в лучевой терапии / А. П. Черняев, Г. И. Клёнов, А. Ю. Бушманов, Е.Н. Лыкова и др. // Медицинская радиология и радиационная безопасность. — 2019. — Т. 64, № 2. — С. 11-22. IF Scopus-2019:0,04.

4. Исследование потока тормозных фотонов и нейтронов при работе медицинского ускорителя электронов / Е. Н. Лыкова, М. В. Желтоножская, Ф. Ю. Смирнов и др. // Медицинская радиология и радиационная безопасность. — 2019.

— Т. 64, № 3. — С. 78-84. IF Scopus-2019:0,04.

5. Доза от вторичных нейтронов при работе современных медицинских ускорителей / А.В. Белоусов, С.М. Варзарь, М.В. Желтоножская, Е.Н. Лыкова, А.П. Черняев // ВЕСТНИК МГУ -2019. № 6. IF:0,580.

Научные статьи в журналах, входящих в перечень изданий, рекомендованных ВАК при Минобрнауки России

1. Моделирование источника нейтронов на основе ускорителей электронов в Geant4 / А. В. Белоусов, М. В. Желтоножская, Г. А. Крусанов, Е.Н. Лыкова и др. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. — 2019. — № 1. — С. 230-237. РИНЦ 0,076

2. Радиационная безопасность в лучевой терапии с использованием ускорителей электронов / К. Нурлыбаев, Ю. Н. Мартынюк, Ю. И. Каракаш, Е.Н. Лыкова и др. // АНРИ. Аппаратура и новости радиационных измерений. — 2014.

— Т. 1, № 76. — С. 15-21. РИНЦ 0,325 Доклады на научных конференциях:

Основные научные результаты диссертации докладывались на научных конференциях:

1. Желтоножская М.В., Зон А.Г., Лыкова Е.Н., Черняев А.П. Оценка вклада вторичных частиц при работе медицинского ускорителя// XIX Межвузовская научная школа молодых специалистов «Концентрированные потоки энергии в космической технике, электронике, экологии и медицине» Москва, Россия, 26-27 ноября 2018.

2. Lykova E.N., Zheltonozhskaya M.V., Chernyaev A.P. Investigation of the gamma quanta and neutrons fluxes during the medical electron accelerator operation //LXVIII

international conference NUCLEUS-2018 «Fundamental problems of nuclear physics, atomic power engineering and nuclear technologies», Воронеж, Россия, 1-6 июля 2018.

3. Желтоножская М.В., Лыкова Е. Н., Черняев А. П. Исследование потока тормозных фотонов и нейтронов при работе медицинского ускорителя электронов // Ядерные технологии: от исследований к внедрению, Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева Нижний Новгород, Нижний Новгород, Россия, 21 ноября 2018.

4. Желтоножская М.В., Зон А.Г., Лыкова Е.Н., Черняев А.П. Исследование потоков вторичных нейтронов при работе линейного ускорителя с энергией 20 МэВ// Международная научная конференция студентов, аспирантов и молодых ученых "Ломоносов 2019", Москва, Россия, 8-11 апреля 2019.

5. Lykova E.N., Zheltonozhskaya M.V., Chernyaev A.P. Analysis of neutron spectrum during operating a 20 MeV medical accelerator // LXIX International Conference «Nucleus-2019» on Nuclear Spectroscopy and Nuclear Structure "Fundamental Problems of Nuclear Physics, Nuclei at Borders of Nucleon Stability, High Technologies", Dubna, Russia, 1-5 2019.

6. Ганцовский П.П., Желтоножская М.В., Комаров Ю.А., Лыкова Е.Н., Цовьянов А.Г, Черняев А.П. Определение спектра нейтронов при работе медицинского ускорителя электронов // 3-я Российская конференция с международным участием «Радиобиологические основы лучевой терапии», Дубна, Россия, 17-18 октября 2019.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, трех глав и заключения. Полный объем диссертации составляет 115 страниц текста с 44 рисунками и 8 таблицами. Список литературы содержит 109 наименований.

Глава 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1. Методы лучевой терапии фотонами и электронами

В лучевой терапии используются различные виды ионизирующих излучений: электроны, фотоны, нейтроны, протоны, и т.д. Энергия и вид ионизирующего излучения выбираются с учетом вида новообразования (злокачественное, доброкачественное), длительностью заболевания и др.

Структура видов и методов ионизирующих излучений достаточно разветвленная (рис. 1.1.1). На рис.1.1.1 показано, что лучевая терапия делится на три направления: контактную, стереотаксическую и дистанционную.

Дистанционная лучевая терапия проводится в основном на ускорителях электронов с энергией от 4 до 25 МэВ. Конкуренцию им составляет адронная терапия. Она проводится на пучках протонов с энергией от 70 до 250 МэВ на нуклон, которые получают на циклотронах, и в меньшей степени на пучках ионов углерода. Небольшое количество установок в мире работает на пучках нейтронов [8].

В основном при использовании ускорителей электронов чаще всего используют пучки тормозного излучения, существенно реже на пучках электронов.

Новые направления лучевого лечения, такие как: томотерапия, интраоперационная и стереотаксическая лучевая терапия (кибернож), разработаны на основе ускорителей электронов. Также стереотаксическая лучевая терапия может осуществляться и на изотопах Со60.

Дистанционная

Адронная

Ионы

Протон у

Нейтрон

Традиционная (е, у)

/ \

Фотоны 1 г

Томотерапия

Гамма-излучение 60Со

Рис. 1.1.1. Структура ядерно-физических технологий, действующих в медицине

Рентгенотерапия. До 1950 года в традиционной лучевой терапии

использовалось в основном рентгеновское излучение с максимальной энергией

200 кэВ. В этом случае максимум дозы расположен вплотную к поверхности

кожи, а 90%-ная доза - на глубине около 2 см (рис.1.1.2-1). Таким образом, кожа

подвергается наиболее сильному воздействию излучения даже в тех случаях,

когда не является мишенью [9].

Однако это имеет и ряд преимуществ перед другими методами лечения,

например, для облучения поверхностно расположенных опухолей. Во-первых, то,

что использование рентгенотерапии намного легче планировать и проще

осуществлять лечение, по сравнению с ускорителями электронов. А во-вторых

этот метод более дешевый. Именно поэтому рентгенотерапия применяется в 80%

случаев при лечении новообразований кожи.

В конце пятидесятых и в шестидесятых годах прошлого века внедрение в

медицину кобальтовых установок 60Со с более высокой энергией пучка привели к

постепенному отказу от обычных низкоэнергетических киловольтных установок,

хотя полностью они не исчезли [9,10].

Радионуклидная дистанционная у-терапия. Применение у-источников

сегодня имеет достаточно широкое распространение в лучевой терапии

(дистанционной и контактной). В России таких установок около 200, а в мире -

14

более 2000.

О 5 10 15 20 25

Глубина, см

Рис.1.1.2.Зависимость величины дозы от глубины проникновения в ткань для I -рентгеновских лучей (200кВ), II - излучения 60Со, III - высокоэнергетичных фотонов (22 МэВ), IV - электронов (22 МэВ), V - протонов (200 МэВ), VI -модулированный пик Брэгга

В дистанционной терапии в качестве источников у-излучения пробовали использовать радионуклиды 226Яа, 137Сб, 60Со. Однако в настоящее время, в основном, используется 60Со, при распаде которого образуется у-кванты с энергиями 1,17 и 1,33 МэВ. В настоящее время у-терапевтические аппараты с 60Со достаточно сильно изменились. Их оснастили многолепестковым коллиматором, для того чтобы можно создавать поля различной формы. Активность источников, сегодня достигает порядка 7000-9000 Ки (рис. 1.1.3). Также используется техника облучения пациентов с различных направлений для того, чтобы уменьшить дозу на кожу.

Рис. 1.1.3. Радиотерапевтическая кобальтовая установка «Терабалт».

Последние десятилетие кобальтовые установки активно вытесняются медицинскими линейными ускорителями. В ведущий странах мира их число не превышает третью часть от числа ускорителей и с каждым годом число кобальтовых установок уменьшается.

Терапия на медицинских ускорителях электронов. На медицинских ускорителях электронов - в основном линейных (для лучевой терапии бетатроны и микротроны практически не используются) используют пучки электронов с энергией 4-25 МэВ. Пучки с данной энергией используются для облучения не глубоко расположенных новообразований. А также эти пучки «бомбардируют» тормозную мишень, и в результате образуются тормозные у-кванты. Данная методика облучения сегодня очень развита не только в России, но и в мире, всего в мире стоит около 12200 линейных ускорителей электронов.

К преимуществам высокоэнергичных (18-25 МэВ) пучков фотонов по сравнению с низкоэнергетическими пучками относятся: лучшее совпадение границ облучаемой опухоли с их расчетами в рамках систем планирования для глубоко расположенных опухолей, меньшая чувствительность к тканевой негомогенности, более низкая доза на кожу.

Энергия используемого излучения зависит от локализации опухоли. Так, тормозное излучение с максимальной энергией 4-6 МэВ наиболее широко используется при опухолях головы и шеи (55%), лимфомах (60%), центральной нервной системы (70%); а с энергией 8-25 МэВ - при новообразованиях костей

(50%), мочеполовой системы (75%), желудочно-кишечного тракта (95%), легкого (90%) и женской половой сферы [11].

Терапия пучками электронов. Как уже говорилось ранее, пучки электронов для медицинских целей получают на линейных ускорителях электронов. Однако из выходного окна ускорителя формируется узкий пучок электронов. Для того, чтобы расширить пучок применяют методику двух рассеивающих фольг. В основном, используются пучки электронов с максимальной энергией от 4 до 50 МэВ. Также ведутся научные исследования по использованию пучков электронов с энергиями 50 - 70 МэВ [12] и 150-250 МэВ

[13].

Пучки ускоренных электронов с энергиями до 20 МэВ применяют при лечении неглубоко залегающих опухолей рака кожи и губ, при облучении грудной клетки, например, в случае рака груди облучают ложе опухоли.

Кроме дистанционной терапии пучки электронов используют в интраоперационной лучевой терапии.

Интраоперационная лучевая терапия. Для целей интраоперационной лучевой терапии используются пучки электронов с максимальной энергией 4-6 МэВ. Данная методика подразумевает однократное подведение высокой дозы непосредственно после удаления образования хирургическим путем. В операционную рану пациента в стерильных условиях вставляют специальный пластиковый или металлический тубус, который соединяется другим концом с облучающей головкой. Тубусы не только формируют поле облучения, но и экранируют от первичного излучения ткани и органы, находящиеся вне тубуса

[14].

Из-за близкого расположения патологического очага при интраоперационном облучении преимущество отдается низковольтному (ортовольтовому) рентгеновскому излучению (IntraBeam) или же пучкам электронов, получаемых на ускорителях (Mobetron, Novac7) [8].

Рис. 1.1.4. Общий вид установки Mobetron.

Стереотаксическая лучевая терапия. Стереотаксическая лучевая терапия - это подведение высокой дозы к опухоли-мишени за небольшое (1-5) количество фракции. Стереотаксическая радиохирургия (СРХ) - это технология передачи высокой дозы с множества направлений за одну фракцию.

Для целей радиохирургии источники ионизирующего излучения обычно подбираются таким образом, чтобы была высокая мощность дозы и точная система доставки этой дозы. Также предъявляются требования к «высокому» градиенту спада дозы, чтобы максимально защитить близлежащие ткани.

В настоящее время в медицине используются установки стереотаксической4 хирургии на пучках фотонов с множественными источниками - «Leksell Gamma Knife» и «Gamma Art 6000», а также с одиночными источниками - системы с линейными ускорителями «Axesse», «Cyberknife», MHI-TM 2000, «Novalis» (Tx), «Oncor Artiste», «Synergy S», «Tomo-therapy Hi-Art», «Trilogy», «Omni Beam», «Primaton».[15]

Гамма-нож. Еще в 1940-х годах развивались идеи онкологических операций, в которых роль скальпеля должны были осуществлять гамма-лучи, испускаемые радиоактивными источниками. В 1948 г. шведским нейрохирургом

4 Исторически первое устройство для стереотаксической хирургии было создано на основе линейного ускорителя Radionics X-Knife. В этой системе используется множество дуг с обычным ускорителем для лучевой терапии. Ускоритель вращался вокруг неподвижного изоцентра, в котором формируется пучок 10x12 см.

Ларсом Лекселлом была предложена стереотаксическая рамка для проведения высокоточных нейрохирургических онкологических операций. Это предложение стало преддверием возникновения стереотаксической хирургии. В 1951 году Лекселл предложил концепцию стереотаксической хирургии без вскрытия черепа человека с использованием радиоактивных источников 60Со с периодом полураспада 5.2 года и средней энергией фотонов 1.25 МэВ. Эта концепция была реализована в установках, получивших название гамма-нож. В них множество пучков у-излучения от источников 60Со направлено в одну точку. В результате доза в небольшом объеме мишени возрастает многократно. Лекселл вместе с радиобиологом Б. Ларссоном создали первую модель гамма-ножа со 179 источниками 60Со, а в 1968 г. в Стокгольме впервые провели операцию с использованием устройства гамма-нож. В основе действия этой установки лежат следующие физические принципы. Используется искусственный радиоактивный изотоп 60Со, который получают в реакторах и затем создают из него радиоактивные источники. Физики разработали способ, позволяющий получить тонкие радиоактивные пучки фотонов, которые в гамма-ноже прецизионно направляются в одну точку. Установка, созданная для стереотаксической радиохирургии, — гамма-нож Лекселла (Leksell Gamma-Knife) — позволяет облучать мишень с точностью 0.3 мм. Это достигается благодаря статичному расположению источников и сравнительно небольшому расстоянию до изоцентра, расположенного на расстоянии 400 мм от каждого из источников. Достоинство установки гамма-нож заключается в том, что в одну точку направляется 201 пучок от радиоактивных источников 60Со (в первой модели их было 179) с активностью каждого источника 30 Ки. Совокупность источников обеспечивает мощность дозы в изоцентре порядка 300 сГр/мин. Накапливаемая в мишени доза во много раз превышает дозу на поверхности тела человека. Подводимая к опухоли доза приводит к ее гибели. При этом здоровые ткани получают незначительную дозу облучения. Каждый пучок ионизирующего излучения формируется стационарным коллиматором, расположенным на шлеме. Система гамма-нож состоит из источников ионизирующего излучения, шлема с

коллимирующими отверстиями различного диаметра (4, 8, 14 или 18 мм) и кушетки с электронной системой управления. Схематический принцип действия установки представлен на рис.1.1.5. В настоящее время действует четыре поколения установок гамма-нож (модели и(А), В, С и последняя модель Ре^ехюп). Различия между моделями и(А), В, С заключаются в порядке расположения источников, например, в модели и источники распределены по всей поверхности полусферы, а в модели В — по пяти концентрическим окружностям, в модели С используется автоматическая система позиционирования и моторизированное изменение положения шлема. [15].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Лыкова Екатерина Николаевна, 2019 год

Источник

1000 мм

□

Медицинская кушетка

Рис. 2.4.1.1 Принципиальная схема эксперимента со сферами Боннера

Рис. 2.4.1.2 Схема конструкции из пластика.

При измерениях спектрометром ДСН-01 шаровые замедлители надеваются на детектор БДМН-96с. Для случая проведения измерений с помощью танталовых детекторов методом FDM печати из пластика была изготовлена конструкция, повторяющая форму детектора. Данная конструкция обеспечивала размещение детекторов по центру шаровых замедлителей и концентрическое расположение самих шаровых замедлителей в пространстве. Внутренний объем конструкции, находящийся в шаровом замедлителе, был заполнен парафином для исключения утечки тепловых нейтронов из центра шара. (рис.2.4.1.2)

Рис.2.4.1.3 Схема размещения шаровых замедлителей на изготовленной конструкции.

Поскольку в результате модификации механизм регистрации нейтронов в центре шаровых замедлителей был изменен, потребовали пересчета и функции отклика шаровых замедлителей. Расчет новых функций отклика был выполнен с помощью программы МС№5 с учетом всех деталей конструкции получившейся системы (рис. 2.4.1.4).

0,03

л н о о К л

4 и н к и н о и

ЕТ

5

К л ч и н к

о о К н

о

0,02

0,01

0

1,0Е-10 1,0Е-08

1,0Е-06 1,0Е-04 1,0Е-02 Энергия, МэВ

1,0Е+00 1,0Е+02

Рис. 2.4.1.4 Энергетическая зависимость чувствительности шаров. 2.4.2 Органический однокристальный спектрометр-дозиметр 8БМР-1608PRO.DE

Для определения спектра нейтронов были произведены измерения в помещении при работе медицинского ускорителя с помощью спектрометра-дозиметра SDMF-1608PR0.de с органическим сцинтиллятором с возможностью разделения быстрых нейтронов и гамма-квантов. Измерения проводились при размере радиационного поля 5*5 см2 с минимально возможной мощностью дозы 100 МЕ/мин. В связи с высокой плотностью потока гамма-квантов и нейтронов получить спектры удалось только при измерениях за внутренней стеной защитного лабиринта на расстоянии 3 м от изоцентра пучка (см. рис.2.4.2.1 слева) и на расстоянии 4,4 метра рядом с внутренней стеной защитного лабиринта (рис.

2.4.2.1 справа).

Рис.2.4.2.1 Схема расположения стильбенового дозиметра во время проведения измерений.

ГЛАВА 3. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОТОКОВ НЕЙТРОНОВ НА МЕДИЦИНСКИХ УСКОРИТЕЛЯХ

Регистрация тормозных гамма-квантов и нейтронов проводилась с использованием (у,п) и (п,у)-реакций. В качестве детектирующей мишени использовался естественный тантал 181Та, который является одним из наиболее изученных ядер и в фотоядерных реакциях, и в реакциях с нейтронами в широком диапазоне энергий [103].

Известно, что при облучении детектирующей мишени потоком бомбардирующих частиц скорость образования ядер радиоактивного изотопа в мишени определяется двумя процессами: накоплением ядер в результате ядерной реакции и уменьшением их количества при их радиоактивном распаде:

= Фхах N - ^х м* (3.1)

где N - число атомов активирующегося изотопа мишени; М* - число образующихся радиоактивных ядер; Ф - плотность потока бомбардирующих частиц, частица/(см2с); X - постоянная радиоактивного распада, с-1; а - сечение реакции, барн.

Таким образом, при бомбардировке естественного тантала 181Та тормозными гамма-квантами в результате (у,п)-реакции образуется 180Та:

(1-е-^) гЕу1ах

^180Та) = Ы^-е-О °>,п (Ег) Х Фу(Ег) Х аЕГ (3.2)

-у

-порог

где ^180Та) - количество радиоактивных ядер 180Та в облученной мишени, N -

число атомов естественного тантала в мишени, ау,п - сечение (у,п)-реакции, Фу(Еу)

- плотность потока у-квантов, Х1 - постоянная радиоактивного распада 180Ta, ? -время облучения мишени.

А при взаимодействии естественного тантала 181 Та с потоком нейтронов в результате (п,у)-реакции образуется 182Ta:

ртах

^182Та) = 'о °П,У (Еп) Х ФП(ЕП) Х аЕп (3.3)

где N(182Ta) - количество радиоактивных ядер 182Та в облученной мишени, N -число атомов естественного тантала в мишени, ап,у - сечение (п,у)-реакции, Фп(Еп)

- плотность потока нейтронов, Х2 - постоянная радиоактивного распада 182Та, ? -время облучения мишени.

Оценка интегральных потоков част/(см2*с) производилась по формуле (3.4):

р =_—__(3 4)

(1-е-Х1:обл)е-^охл(1-е-^изм)^кааэФФ^тр v ' '

где S — площадь фотопиков; а — квантовые выходы у-квантов при распаде изотопа; £— эффективность регистрации у-квантов, сопровождающих распад ядер продуктов реакций на мишенях; ^бл, 1охл, — времена облучения, охлаждения и измерения, соответственно (с); к — коэффициенты самопоглощения у-квантов распада; р — абсолютное содержание 181Та в естественной смеси; ^— число Авогадро (количество ядер/г*моль); аэфф— интегральное сечение реакции шТа(у,п)180Та (мбн); т - масса мишеней тантала (г/см2); А- массовое число атомов тантала (а.е.м.); X — постоянные распада (с-1). Величины X, к, а, А, р берутся из [92]; Б— из экспериментальных у-спектров, а £

- из калибровочных кривых, дополнительно проверенных с помощью моделирования в Geant4.

Значения эффективных сечений (аэфф) реакций на мишенях 181Та(у,п)шТа и 181Та(п,у)182Та определялось по формуле:

аэфф(Е) =

г^тах ■^пор

а(Е)Ф(Е)йЕ

■ЯарХФ(Е)йЕ

(3.5)

где a(E) — табличные значения сечений реакций на соответствующих мишенях для монохроматических у-квантов [93]; Ф(Е) —величины потока у -квантов, полученного при помощи программного обеспечения Geant4 (см. рис. 3.1.2) и нейтронов, полученных при восстановлении спектра.

3.1 Результаты измерения потока нейтронов на ускорителе Varian

Trilogy и их анализ

После облучения мишени тантала измерялись на полупроводниковом спектрометре. Общий вид полученного спектра облученной мишени приведен на рис. 3.1.1.

Рис.3.1.1. Общий вид спектра облученной мишени В измеренных спектрах надежно выделялись гамма-кванты радионуклида 180Та с периодом полураспада Т1/2=8,15 часов, образующиеся в реакции 181Та (у,п) 180Та и радионуклида 182Та с периодом полураспада Тш=115 дней, образующихся в реакции 181Та (п,у)182Та. Активность 180Та составила - 6040±302 Бк. Активность 182Та составила 12,60±0,63 Бк. Для оценки потоков тормозных гамма-квантов и нейтронов (уравнение 3.4) необходимо знать средневзвешенные по спектру

эффективные сечения (у,п) и (п,у) реакций [94].

Для того, чтобы определить эффективное сечение необходимо знать тормозное распределение гамма-квантов. Спектр тормозных фотонов с максимальной энергией 20 МэВ был рассчитан для монохромного источника электронов, бомбардирующих тормозную мишень, состоящую из естественной смеси вольфрама размером 2 мм с помощью программного кода ОеаП:4 (рис. 3.1.2).

В результате эффективное сечение было рассчитано по формуле (3.5) и получилось равное 147 мбн для тормозных гамма-квантов с граничной энергией 20 МэВ.

1 -3

0,1

§ 0,01

х

о

I-

о

-8-

к 1Е-3

с;

о

а:

1Е-4 1Е-5

0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20

Энергия фотонов, МэВ

Рис. 3.1.2. Спектр тормозных фотонов с энергией 20 МэВ

Использование спектрометра-дозиметра нейтронного и у-излучения SDMF-1608PRO позволило измерить энергетическое распределение плотности потока вторичных нейтронов в диапазоне энергий нейтронов 0,1-15 МэВ и гамма-квантов в диапазоне энергий 0,08-6,5 МэВ в смешанном потоке гамма-квантов и нейтронов. Полученные спектры приведены на рис. 3.5.2.1 и 3.5.2.2.

В полученном спектре нейтронов мы наблюдаем резонансы в области

энергий от 0,2 МэВ до 1,5 МэВ (рис. 3.5.2.2). Исходя из полученного

распределения нейтронов по энергии, данных о сечениях (п,у)-реакций на тантале

88

из [96] (рис. 3.1.4) и предполагая, что относительная интенсивность резонансов близка к относительной интенсивности нейтронов в резонансах после вылета из экранирующих материалов, мы оценили интегральный выход (п,у)-реакции. Он оказался равным 250 мбн.

Энергия,

Рис. 3.1.4 Сечения 181Ta (n, у)-реакции (значения из международных библиотек экспериментальных ядерных данных ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0) [96].

Решив уравнения (3.4), было получено, что отношение потока нейтронов к потоку тормозных фотонов на мишени тантала составляет 7% при работе ускорителя с максимальной энергией тормозных фотонов. 3.2 Результаты измерения потока нейтронов на ускорителе Varian Trilogy и Varian Clinac 2100 и их анализ

После проведенного эксперимента облученные мишени тантала измерялись на полупроводниковом спектрометре с детектором из сверхчистого германия. Общий вид полученного спектра облученной мишени приведен на рис. 3.2.1.

Рис.3.2.1. Общий вид спектра облученной мишени.

В измеренных спектрах надежно выделялись гамма-кванты радионуклида 180Та с периодом полураспада Тш=8,15 часов, образующиеся в (у^)-реакции и радионуклида 182Та с периодом полураспада Тш=115 дней, образующихся в (п,у)-реакции (см. рис. 3.2.2). Активность 180Та составила 220 Бк для облученной мишени при энергии 18 МэВ и 1540 Бк для облученной мишени при энергии 20 МэВ. Активность 182Та составила 2,6 Бк и 34 Бк для мишеней, облученных при энергиях 18 МэВ и 20 МэВ, соответственно [38].

Рис. 3.2.2. Фрагменты спектров облученных мишеней, измеренных на полупроводниковом Ge-спектрометре (а - мишень, облученная тормозными фотонами с энергией 18 МэВ, б - мишень, облученная тормозными фотонами с энергией 20 МэВ).

Для расчетов эффективного сечения 181Та (п, у)-реакции были использованы данные о сечениях из [96]. Так как сечение (п,у)-реакции в области 0,2-1,5 МэВ относительно слабо изменяется (см. рис. 3.1.4), с учетом этого нами была взяты величины сечения для тормозных фотонов с максимальной энергией 20 МэВ аинт (п,у)=200 мбн и сечение для тормозных фотнов с максимальной энергией 18 МэВ аинт (п,у)=250 мбн.

Решив уравнения (3.4), мы получили, что поток нейтронов на мишени тантала составляет 16% от потока гамма-квантов на этой же мишени при работе

90

ускорителя с энергией тормозного излучения 18 МэВ и 5% при работе ускорителя с энергией тормозного излучения 20 МэВ. Отдельно отметим, что в этих исследованиях не учитывался вклад тепловых нейтронов в общий поток, а он может значительно изменить приведенные оценки ввиду того, что сечение (п,у)-реакции для тепловых нейтронов может значительно изменяться.

3.3 Результаты измерения потока нейтронов на ускорителе Elekta

Synergy и их анализ

После проведенного эксперимента облученные мишени тантала измерялись на полупроводниковом спектрометре с детектором из сверхчистого германия. В измеренных спектрах надежно выделялись гамма-кванты радионуклида 180Ta с периодом полураспада T1/2=8,15 часов, образующиеся в (у^)-реакции и радионуклида 182Ta с периодом полураспада T1/2=115 дней, образующихся в (п,у) (рис.3.3.1).

рис. 3.3.1 Фрагмент спектра облучённой мишени, измеренной на полупроводниковом Ge-спектрометре на ускорителе Elekta.

Как видно из рис. 3.3.1 у-линии 100,1 кэВ, отвечающей за выход реакции (у,п) в данных фоновых измерениях мы не наблюдаем. Это связано с тем, что фирма Elekta для формирования поля использует всего 2 уровня коллимации

пучка в отличии от фирмы Varían (п.1.2.2). Поэтому определение потока нейтронов было с учетом у-линии 1221 кэВ.

В результате по формуле (3.4) был рассчитан поток нейтронов по линии 1221 кэВ, который составил 1,76*107 н/(см2с) и поток тормозных фотонов получился равный 1,2* 1010 ф/(см2с). Эффективное сечение нейтронов было взято из раздела 3.5. И эффективное сечение тормозных фотонов было взято из раздела 3.1.

3.4 Результаты измерения вклада тепловых и «надкадмиевых» нейтронов в общий поток нейтронов на ускорителе Varian Trilogy

После проведения эксперимента облученные мишени тантала исследовались на полупроводниковом спектрометре с детектором из сверхчистого германия. Активность 182Ta из мишени между кадмиевыми фольгами составила 5,42±0,27 Бк, а активность 182Ta из мишени перед кадмиевой фольгой - 6,13±0,31 Бк. Активность 180Ta в обеих мишенях с неопределенностью 1% оказалась равной 2190 Бк.

С учетом зависимости сечения нейтронов в эпитепловой области ап~ 1, где V - скорость нейтронов и допущений, которые были приняты в п. 3.1. т. е. приняв аэфф =11б для тепловых и эпитепловых нейтронов и аэфф =400 мб для быстрых нейтронов получилось, что общий вклад тепловых и эпитепловых нейтронов превышает 3% от общего числа нейтронов.

3.5 Экспериментальные исследования и анализ спектров нейтронов

Для экспериментальных исследований в настоящей работе применялись сферы Боннера и органический однокристальный спектрометр-дозиметр SDMF-1608PR0.DB.

3.5.1. Результаты измерения спектра нейтронов методом сфер

Боннера

Принцип работы данного спектрометра основан на методе сфер Боннера. Метод заключается в использовании нескольких замедлителей сферической

формы различных размеров и высокоэффективного детектора тепловых нейтронов помещающегося в центре замедляющих сфер. При этом для сфер разного диаметра максимум чувствительности находится в разных областях энергий нейтронов. Восстановление спектра нейтронов по показаниям детекторов сводится к решению интегрального уравнения (3.5.1.1):

М1(Е) = / Я1(Е)(р(Е)аЕ 3 (3.5.1.1)

где i — номер сферического замедлителя, Mi — результаты измерений, Ri(E) — функция отклика сферического замедлителя, ф(Е) — энергетическое распределение флюенса нейтронов.

Программа решает систему интегральных уравнений (3.5.1.1) в численном виде (3.5.1.2):

Я1(Е])р(Е])АЕ] + Ат1,1 = 1, (3.5.1.2)

]=1

где Mi - показания облученных в шарах детекторов, Дmi - неопределенности, включающие погрешности результатов измерений и функций чувствительности, Ri(Ej) — относительный отклик ьго сферического замедлителя для ьго энергетического интервала, АЕу —ширинау'-го энергетического интервала, р(Еу) — искомое энергетическое распределение флюенса нейтронов.

Нейтронный спектр р(Е) был представлен суперпозицией низкоэнергетического максвелловского спектра тепловых нейтронов рт(Е), хвоста эпитепловых нейтронов рерЕ) и пика быстрых нейтронов рДЕ) [97]: р(Е) = а1(ш{Е) + а2РеР1(Е) + а3рг(Е) (3.5.1.3)

где

рш(Е) = 2 • ¡-^-•е-^, Еш = 0,025 эВ (3.5.1.4)

чЕм "К

Рерь(Е) = Е-ь • [1 +

-1 / 2

• 1 + (Е Я.

—

, 0,5 <Ь< 1,5 (3.5.1.5)

Е

Ef

(pf(E) = 2 • • e Ef, 0,01 МэВ < Ef < 20 МэВ

(3.5.1.6)

Подбор параметров производился методом координатного спуска с применением метода золотого сечения. Параметром оптимизации являлась минимизация значения выражения (3.5.1.7).

= Y(Aj- Мл

¿1 rnt )

(3.5.1.7)

где АI — рассчитанные по формуле (3.5.1.8) активности облученных мишеней на текущей итерации.

п

Ai = ^Ri(Ej)^(Ej)AEJ

(3.5.1.8)

j=i

После облучения активность танталовых фольг измерялась на полупроводниковом спектрометре Canberra с анализатором Inspector 2000с широкополосным детектором из сверхчистого германия BE3830 с энергетическим разрешением 1,94 кэВ по линии 1332,5 кэВ. Фрагменты измеренных спектров приведены на рис. 3.5.1.1. Обработка у-спектров проводилась с помощью программы Winspectrum [98].

Рис. 3.5.1.1. Характерный вид спектра облученной мишени Результаты измерений активности мишеней и активности, рассчитанные по

2

восстановленному спектру приведены в таблице 3.5.1.1. Восстановленный спектр нейтронов изображен на рисунке 3.5.1.2.

Таблица 3.5.1.1. — Активности облученных танталовых детекторов

Размер замедлителя, мм Измеренная активность, Бк/г Активность по восстановленному спектру, Бк/г

0 3,37 ± 0,17 3,376

70 17,9 ± 0,38 17,035

120 35,64 ± 0,49 36,069

200 32,34 ± 0,47 31,786

300 13,57 ± 0,24 13,744

0,25

0

1Е-10

1Е-08 1Е-06 1Е-04 1Е-02 Энергия нейтронов, МэВ

1Е+00

1Е+02

Рис. 3.5.1.2. Плотность распределения потока нейтронов Восстановленный спектр имеет два пика: один пик от тепловых фотонейтронов низкой интенсивности, за которым следует хвост промежуточных фотонейтронов до достижения пика быстрых фотонейтронов. Вид спектра согласуется с большинством литературных работ [99-101].

Средняя энергия нейтронов была рассчитана по формуле (3.5.1.9)

Е = (3.5.1.9)

14=1 ф(Е1) v '

где Е1 и Ф(Е{) - соответственно энергия и флюенс нейтронов в ьом энергетическом интервале.

В таблице 3.5.1.2 представлены значения средней энергии нейтронов, полученных в данной работе и других работах.

Таблица 3.5.1.2. Сравнительная таблица средней энергии нейтронов.

Энергия, МэВ Средняя энергия нейтронов, МэВ Ссылка

20 0,89 ± 0,02 Данная работа

18 0,4 [22]

18 0,42 [33]

15 1.15 [102]

18 1,25 [102]

20 1,31 [102]

25 1,46 [102]

Результаты наших измерений хорошо согласуются с результатами экспериментальных работ [22,33] и примерно в два раза ниже, чем результаты моделирования [102].

Для того, чтобы убедиться в достоверности полученных нами результатов в настоящей работе было проведено моделирование спектра нейтронов на выходе из тормозной мишени с помощью программного кода TALYS [103]. Для этого на тормозную мишень, состоящую из естественной смеси вольфрама толщиной 2 мм падал поток тормозных фотонов, представленный на рис.3.5.1.5. Природный вольфрам состоит из пяти изотопов 18^ — 0,12(1)%, 18^ — 26,50(16) %, 18^ — 14,31(4) %, 18ф№ — 30,64(2) % и 18^ — 28,43(19) %)[103]. В результате получившийся спектр представлен на рис.3.5.1.3

7 -654 -

сг

Ф

£ 3" О

2 2-

-1 -1 | 1 | 1 | I | 1 | I |

О 5 10 15 20 25

Энергия, МэВ

Рис.3.5.1.3. Спектр нейтронов на выходе из тормозной мишени В данном спектре наблюдается максимум числа нейтронов с энергией 1,1 МэВ. Это хорошо согласуется с нашими данными поскольку свободный пробег нейтронов в воздухе составляет сотни метров. Поэтому максимум числа быстрых нейтронов в спектре на расстоянии 1 м смещаться не должен.

Также для проверки достоверности полученных нами результатов был проведено восстановление спектра нейтронов с функцией спектра из работы ТоБу е1 а1. [105]:

где Еп и Т - энергия и температура нейтронов в МэВ.

Далее восстановление спектра производилось по методике, описанной выше. В результате был получен спектр нейтронов, представленный на рис.3.5.1.4.

--

-

1.11 .■кл_--

1Е-10 1Е-09 1Е-08 0,0000001 0,000001 0,00001 0,0001 0,001 0,01 ОД 1 10

Энергия, МэБ

Рис. 3.5.1.4. Плотность распределения потока нейтронов:

(черная линия) - полученная используя априорную функцию (3.5.1.3) - (3.5.1.6); (красная линия) - полученная используя априорную функцию (3.5.1.10); (зеленая линия) - экспериментальное сечение (у,п) реакции на тантале [103].

Как видно из рис. 3.5.1.4 положения максимумов тепловых и быстрых нейтронов хорошо согласуются в обоих расчетах. Однако значение функции х2, рассчитанной по формуле (3.5.1.7) при использовании априорной функции из работы [105] оказывается хуже в 8 раз в связи с тем, что в данной функции не заложены параметры подгонки результатов эксперимента.

Для спектра, полученного при использовании функции (3.5.1.10) также по формуле (3.5.1.9) была рассчитана средняя энергия нейтронов, которая составила 1,04 МэВ.

Далее по полученным спектрам были посчитаны потоки по формуле (3.4): Значения эффективных сечений (аэфф) реакций на мишенях 181Та(у,п)180Та и 181Та(п,у)182Та определялось по формуле(3.5):

Ф(Е) —величины потока у -квантов, полученного при помощи программного обеспечения Geant4 (см. рис. 3.1.2) и нейтронов, полученных при восстановлении спектра (рис. 3.5.1.3 -3.5.1.4).

В результате у нас получилось эффективное сечение по формуле (3.5) для тормозных гамма-квантов с граничной энергией 20 МэВ аэфф(Еу) = 147 мбн, и эффективное сечение аэфф(Еп) = 2,33 ± 0,10 бн, для нейтронов, полученных с использованием априорных функций (3.5.1.3) - (3.5.1.6); и эффективное сечение, полученное с использованием априорной функции (3.5.1.10) составило аэфф(Еп) = 3,33 бн.

В связи с тем, что восстановление спектра с использованием функции (3.5.1.10) хуже соответствуют экспериментальным данным, полученных методом сфер Боннера, поэтому, в настоящей работе, предпочтение отдано спектру, полученному с использованием априорных функций (3.5.1.3) - (3.5.1.6). И соответственно по формуле (3.5) мы получили потоки гамма-квантов и нейтронов для всех ускорителей из п. 3-3.4.

Таблица 3.5.1.3 Вклад нейтронов в общий поток тормозных фотонов на

медицинских ускорителях электронов.

Название ускорителя Энергия, МэВ Фу 2 ' с*см2 н Ф«, 2 с * см2 ф/

Varian Trilogy 20 (2.42±0.29)1010 (4.53±0.36)107 0.18±0.03

Varian Clinac 2100 18 (4.40±0.53)1010 (1.56±0.12)108 0.35±0,05

Varian Clinac 2300 18 (5.43±0.65)1010 (1.04±0.08)108 0.20±0.03

Elekta Synergy 18 (1.20±0.14)1010 (1.77±0.14)107 0.14±0.02

3.5.2 Органический однокристальный спектрометр - дозиметр 8БМР-

1608PRO.DE

Для определения спектра нейтронов были произведены измерения в помещении при работе медицинского ускорителя с помощью спектрометра-дозиметра SDMF-1608PRO.DB с органическим сцинтиллятором с возможностью разделения быстрых нейтронов и гамма-квантов. Измерения проводились при

размере радиационного поля 5^5 см2 с минимально возможной мощностью дозы 100 МЕ/мин. В связи с высокой плотностью потока гамма-квантов и нейтронов получить спектры удалось только в нескольких точках:

1. на расстоянии 4.4 метра от изоцентра пучка. Схема расположения дозиметра спектрометра представлена на рис.2.4.2.1 (справа).

2. за внутренней стеной защитного лабиринта на расстоянии 3 м от изоцентра пучка. Схема расположения дозиметра представлена на рис. 2.4.2.1 (слева).

Измеренные спектры фотонов и нейтронов приведены на рис.3.5.2.1 и на рис. 3.5.2.1.

Рис.3.5.2.1. Измеренный спектр фотонов для геометрии 1.

Рис. 3.5.2.2. Измеренный спектр нейтронов для геометрии 1. Также был измерен спектр за внутренней стеной защитного лабиринта на расстоянии 3 м от изоцентра пучка.

Измеренные спектры фотонов и нейтронов приведены на рис.3.5.2.3 и на рис. 3.5.2.4.

рис.3.5.2.3. Измеренный спектр фотонов для геометрии 2.

Рис. 3.5.2.4. Измеренный спектр нейтронов для геометрии 2. На гамма-спектрах (рис. 3.5.2.1, 3.5.2.3) отчетливо наблюдается пик в области 2,2 МэВ ((п, у)-реакция на водороде), что свидетельствует о наличии в помещении нейтронов.

В полученных спектрах нейтронов мы наблюдаем резонансы в области энергий от 0,2 МэВ до 1,5 МэВ (рис. 3.5.2.2, 3.5.2.4). Исходя из полученного распределения нейтронов по энергии, данных о сечениях (п,у)-реакций на тантале из [96] (рис. 3.1.4) и предполагая, что относительная интенсивность резонансов близка к относительной интенсивности нейтронов в резонансах после вылета из экранирующих материалов, мы оценили интегральный выход (п,у)-реакции.

3.6. Оценка поглощенной дозы от вторичных нейтронов с использованием программного кода Geant4.

В данной работе для моделирования использовался программный код GEANT4 (англ. Geometry And Tracking) - набор библиотек и классов для объектно - ориентированного языка C++. Данный инструментарий разработан в CERN для моделирования различных процессов прохождения частиц через вещество с помощью метода Монте-Карло. Исходный код Geant4 изначально был общедоступен. Специальная лицензия, подтверждающая открытость ПО, появилась в версии 8.1 от 30 июня 2006 года (Geant4 Software License). Для моделирования процессов, определяющих вклад в дозу от нейтронов, был выбран программный код geant4 [106,107] v.9.6. p02, с моделью QGSP_BIC_HP и оцененной библиотекой нейтронных данных ENDFVII.0 [108]. Для определения дозы от тормозных фотонов использовалась следующая геометрическая модель. На водный фантом радиусом 5 см и глубиной 25 см падал поток фотонов от точечного изотропного источника на расстоянии 100 см. Схема геометрической модели представлена на рис. 3.6.1. Задавался поток со спектром, представленным на рис. 3.1.2.

I

"Ж

100 см

^ 25 см ^

о

V

Рис 3.6.1. Схема модельного эксперимента. В результате получено распределение дозы, представленное на рис. 3.6.2.

1,80Е-07

1,60Е-07

1,40Е-07

е 1,20Е-07

1,00Е-07

8,00Е-08

а,

т

о 6,00Е-08

4,00Е-08

2,00Е-08

0,00Е+00

Г ЩПЙЕгт /

^л-т-гтт-

10 15

глубина в фантоме, см

20

25

0

5

Рис 3.6.2. Глубинное дозовое распределение тормозных фотонов.

Для определения дозы от тормозных фотонов использовалась следующая геометрическая модель. На водный фантом радиусом 5 см и глубиной 25 см падал поток фотонов от точечного изотропного источника на расстоянии 100 см. Схема геометрической модели представлена на рис. 3.6.1. Задавался поток со спектром, полученным методом сфер Боннера в главе 3.5 и представленным на рис. 3.5.1.2.

Для оценки вклада дозы от вторичных нейтронов в общую поглощённую дозу экспериментальные данные о спектре нейтронов использовались в рамках кода geant4. Полученное дозовое распределение дозы вторичных нейтронов в зависимости от глубины водного фантома представлено на рис. 3.6.3.

Рис 3.6.3. Глубинное дозовое распределение вторичных нейтронов.

Вклад нейтронов в общую поглощенную дозу от потока вторичных нейтронов оценивался как отношение дозы от вторичных нейтронов (рис.3.6.3) к общей поглощенной дозе от пучка тормозных фотонов (рис.3.6.2). Глубинное распределение доли дозы от вторичных нейтронов от поглощенной дозы от фотонов представлен на рис. 3.6.4.

1,80Е-02

глубина, см

Рис 3.6.4. Глубинное распределение вклада нейтронов в поглощенную дозу.

Как видно из рис. 3.6.4 вклад вторичных нейтронов до глубины порядка 10 см растет незначительно и составляет порядка 0,4%, а выше этой глубины вклад растет линейно, достигая на глубине 25 см 1,5 %. Принимая во внимание, что коэффициент качества нейтронов порядка 10, эквивалентная доза от них может

превышать 15%. Это ставит задачу при использовании пучков фотонов с максимальной энергией 18-20 МэВ тщательного планирования с учетом роли потоков вторичных нейтронов.

Также было рассчитано глубинное дозовое распределение от нейтронов при классическом фракционировании равном 2 Гр. (рис. 3.6.5)

Рис. 3.6.5. Глубинное дозовое распределение от нейтронов при дозе в мишени 2 Гр.

Как видно из рис. 3.6.5 величина поглощенной дозы от вторичных нейтронов на глубине выше 10 см представляет собой величину близкую к константе. В результате получилось, что вклад дозы от нейтронов может достигать 0,25 % от полной дозы фотонов.

В работе [109] выполнялись исследования величин доз от потока вторичных фотонов и нейтронов на расстоянии 100 см от изоцентра пучка тормозных фотонов. Было установлено что величина дозы вторичных нейтронов составляет 6,9 мкЗв или 0,25% от поглощенной дозы фотонов. Эти данные находятся в хорошем согласии с полученной нами оценкой величины вклада дозы методом компьютерного моделирования.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Предложена методика определения потоков нейтронов активационной мишенью из естественного тантала.

В результате исследований получены потоки нейтронов и тормозных фотонов на ускорителях Varían Trilogy, Varían Clinac 2100, Varían 2300, Elekta Synergy, представленные в таблице:

Название ускорителя Энергия, МэВ Фу 2 ' с*см2 н Ф«, 2 с * см2 ф/

Varian Trilogy 20 (2.42±0.29)1010 (4.53±0.36)107 0.18±0.03

Varian Clinac 2100 18 (4.40±0.53)1010 (1.56±0.12)108 0.35±0,05

Varian Clinac 2300 18 (5.43±0.65)1010 (1.04±0.08)108 0.20±0.03

Elekta Synergy 18 (1.20±0.14)1010 (1.77±0.14)107 0.14±0.02

2. Разработана методика измерения спектров вторичных нейтронов сферическим детектором с использованием активационной мишени из естественного тантала.

В результате получилось средневзвешенное по спектру эффективное сечение для тормозных гамма-квантов с граничной энергией 20 МэВ аэфф(Еу) = 147 мбн, и средневзвешенное по спектру эффективное сечение аэфф(Еп) = 2,33 ± 0,10 бн для нейтронов на мишенях из естественного тантала для максимальной энергии тормозных фотонов 20 МэВ.

3. Предложен алгоритм восстановления спектра измеряемого потока и для его

реализации адаптирован комплекс программ.

4. Измерены спектры нейтронов в изоцентре медицинского ускорителя электронов Varian Trilogy.

В результате была определена средняя энергия нейтронов, образовавшихся в головке ускорителя, которая составила 0,89 ± 0,02 МэВ.

5. Определен вклад в дозу вторичных нейтронов, который достигает 0,25% величины полной очаговой дозы.

Произведенные оценки подтверждают, что потоки вторичных нейтронов приводят к появлению дополнительной дозы при проведении облучения пациентов на линейном ускорителе электронов. Доза от вторичных частиц может представлять риск для здоровых тканей и способствовать вторичному развитию злокачественных новообразований.

6. Разработаны практические, технические и клинические рекомендации по их применению:

• Планировать лучевую терапию с более низкими энергиями, где это возможно. Например, использовать медицинский ускоритель электронов с энергией 6 МэВ, разработанный Отделом электромагнитных процессов и взаимодействия с атомными ядрами, Лабораторией электронным ускорителей, совместно с АО «НЛП «Торий» и структурами РОСАТОМ.

• Производители должны избегать или сводить к минимуму использование материалов с высоким сечением активации нейтронов при изготовлении компонентов ускорителя, кушетки и аксессуаров;

• По возможности проводить процедуры облучения при высоких энергиях в конце рабочего дня, для уменьшения активности элементов в головке ускорителя в течение дня;

• При планировании лучевой терапии с энергией 10-24 МэВ минимизировать использование компенсаторов, внешних клиньев и блоков

• После проведения лучевой терапии закрыть коллиматоры с панели

управления и, если возможно, поставить любой клин на оси пучка

107

• Опустить кушетку и переместить гантри с панели управления в исходное положение, а не с подвески на кушетке

• Персоналу, проводящему облучение, выдерживать время, перед заходом в каньон

• В программу гарантии качества лучевой терапии включить измерение дозы от нейтронов.

• Использовать портативный дозиметр для оценки дозы вокруг латунных или медных колпачков для фотонных пучков 10-24 МэВ.

Список литературы

1. Carrillo HR, Almaraz BH, Dávila VM, Hernández AO. Neutron spectrum and doses in a 18 MV Linac. J Radioanal Nucl Chem2010; 283:261-5.

2. Zanini A, Durisi E, Fasolo F, Ongaro C, et al. Monte Carlo simulation of the photoneutron field in linac radiotherapy treatments with different collimation systems. PhysMed Biol 2004; 49:571-82.

3. Pena J, Franco L, Gómez F, Iglesias A, Pardo J, Pombar M. Monte Carlo study of Siemens PRIMUS photoneutron production. Phys Med Biol 2005; 50:592133.

4. Nedaie HA, Darestani H, Banaee N, Shagholi N. et al. Neutron dose measurements of Varian and Elekta linacs by TLD600 and TLD700 dosimeters and comparison with MCNP calculations. J Med Phys 2014; 39:10-7.

5. Hashemi SM, Hashemi-Malayeri B, Raisali G, et al.. A study of the photoneutron dose equivalent resulting from a Saturne 20 medical linac using Monte Carlo method. NUKLEONIKA 2007; 52:39-43.

6. Howell RM, Scarboro SB, Kry SF, Yaldo DZ. Accuracy of out-of-field dose calculations by a commercial treatment planning system. Phys. Med Biol. 2010; 55:6999-7008.

7. Huang JY, Followill DS, Wang XA, Kry SF. Accuracy and sources of error of out-of field dose calculations by a commercial treatment planning system for intensity-modulated radiation therapy treatments. J Appl Clin Med Phys. 2013; 14:186-197.

8. Черняев А.П. Эффективность передачи дозы биологическим объектам пучками фотонов и электронов: диссертация д.ф.-м. н.:01.04.16-Моск.гос. университет, Москва, 2007.

9. Khan F. M. The Physics of Radiation Therapy, second edition, 542 pages. Williams&Wilkins, 1994, USA.

10.Вайнберг М.Ш. Систематика, терминология, документирование лечебного процесса в лучевой терапии онкологических больных. М, 1995.

11.Голдобенко Г.В., Костылев В.А. Актуальные проблемы радиационной онкологии и пути их решения. М, 1994.

12.Тултаев А.В., Черняев А.П. Способ лучевой терапии. Патент №2209643 от 29.01. 2001.

13.DesRosier C., Moscvin V., Bielajew A.F., Papiez L. 150 - 250 MeV electron beams in radiation therapy Phys.Med.Biol. 45, 2000, 1781.

14.Бочарова И.А. Электронная лучевая терапия и области ее применения. Медицинская физика, 7, 2000.

15.Черняев А. П., Поподько А. И., Лыкова Е. Н. Медицинское оборудование в современной лучевой терапии. — Отдел оперативной печати физического факультета МГУ Москва, 2019. — 101 с.

16. А. П. Черняев, С. М. Варзарь, Е.Н. Лыкова и др Перспективы развития радиационных технологий в России // Ядерная физика. — 2019. — Т. 82, № 4. — С. 1-15.

17.S. A. Martinez-Ovalle, R. Barquero, J.M. Gomez-Ros, A. M. Lallena. Neutron dose equivalent and neutron spectra in tissue for clinical Linacs operating at 15, 18 and 20 MV/Radiation Protection Dosimetry (2011), Vol. 147, No. 4, pp. 498511; doi: 10.1093/rpd/ncq501

18.Ahnesjo A., Weber L., Nilsson P. Modeling transmission and scatter or photon beam attenuator. Med.Phys. 22, 1711,1995.

19. А. В. Белоусов, М. В. Желтоножская, Е.Н. Лыкова и др. Моделирование источника нейтронов на основе ускорителей электронов в geant 4 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. — 2019. — № 1. — С. 230-237

20.Spurny F., Johansson L., Satherberg A., Bednar J., Turek K. The contribution of secondery heavy particles to the absorbed dose from high energy photon beam. Phys.Med.Biol. 41,2643, 1996.

21.Lindborg L. Microdosimetry measurments in beams of high energy photons end electrons technique and results/ Proc. 5th Symp on Microdosimetry. Italy, 1975, p.347.

22.Howell RM, Kry SF, Burgett E, Hertel NE, et al. Secondary neutron spectra from modern Varian, Siemens, and Elekta linacs with multileaf collimators/ Med Phys 2009; 36:4027-38

23.Бекман И.Н., Радиоактивность и радиация. Курс лекций, Москва, МГУ им. М.В. Ломоносова, 2006, 581 с.

24.Followill DS, Stovall MS, Kry SF, Ibbott GS. Neutron source strength measurements for Varian, Siemens, Elekta, and General Electric linear accelerators. J Appl Clin Med Phys 2003; 4:189-94.

25.Esposito A, Bedogni R, Lembo L, Morelli M. Determination of the neutron spectra around an 18 MV medical LINAC with a passive Bonner sphere spectrometer based on gold foils and TLD pairs. Radiat Meas2008;43:1038-43

26.Thomas DJ, Bardell AG, Macaulay EM. Characterisation of a gold foil-based Bonner sphere set and measurements of neutron spectra at a medical accelerator. Nucl Instrum Methods 2002;476: 31-5.

27.Y^el H., Qobanbas I., Kolba§i A., Alptug Ozer Yuksel, et al. Measurement of Photo-Neutron Dose from an 18-MV Medical Linac Using a Foil Activation Method in View of Radiation Protection of Patients Nuclear Engineering and Technology 48 (2016) pp. 525-532

28.J. R. Palta, K. R. Hogstrom and C Tannanonta Neutron leakage measurements from a medical linear accelerator, Med. Phys. 11 (4), 498-501 (1984).

29.L. Paredes, R. Genis, M. Balcazar, L. Tavera, et al. Fast neutron leakage in 18 MeV medical electron accelerator, Rad. Measurements 31 (1999) 475-478.

30.Chibani O, Ma CM. Photonuclear dose calculations for high-energy photon beams from Siemens and Varian linacs. Med Phys 2003;30 P.1990-2000.

31.R. M. Howell, M. S. Ferenci, N. E. Hertel and G. D. Fullerton Investigation of secondary neutron dose for 18 MV dynamic MLC IMRT delivery, Med. Phys. 32, 786-93 (2005).

32.D. Gur, J.C. Rosen, A.G. Bukovitz, A.W. Gill, Fast and slow neutrons in an 18-MV photon beam from a Philips SL/75-20 linear accelerator, Med. Phys. 5 (1978) 221-222.

33.K.R. Kase, X.S. Mao, W.R. Nelson, J.C. Liu, et al. Neutron fluence and energy spectra around the Varian Clinac 2100C/2300C Medical Accelerator, Health Phys. 74 (1998) 38-47

34.S.F. Kry, R.M. Howell, U. Titt, M. Salehpour, R. Mohan, et al. Energy spectra, sources, and shielding considerations for neutrons generated by a flattening filterfree Clinac, Med. Phys. 35 (2008) 1906-1911

35.Chibani O, Ma CM. Photonuclear dose calculations for high-energy photon beams from Siemens and Varian linacs. Med Phys 2003;30 P.1990-2000.

36.N.E. Ipe, S. Roesler, S. Jiang, C. Ma, Neutron measurements for intensity Modulated Radiation therapy. Paper presented at the Engineering in Medicine and Biology Society, Proceedings of the 22nd Annual International Conference of the IEEE, 2000.

37.S. Zabihinpoor, M. Hasheminia, Calculation of neutron contamination from medical linear accelerator in treatment room, Adv. Studies Theor. Phys. 2011. 5 P. 421-428.

38. Лыкова Е.Н., Желтоножская, Черняев А.П. и др. Исследование потока тормозных фотонов и нейтронов при работе медицинского ускорителя электронов //Медицинская радиология и радиационная безопасность. 2019.Т. 64. № 3. С. 78-84.

39.Sanchez-Doblado F, Domingo C, Gomez F, et al. Estimation of neutron-equivalent dose in organs of patients undergoing radiotherapy by the use of a novel online digital detector. Phys Med Biol. 2012. 57. P. 6167-6191.

40.Доза от вторичных нейтронов при работе современных медицинских ускорителей / А. В. Белоусов, С. М. Варзарь, М. В. Желтоножская и др. // Вестник Московского университета. Серия 3: Физика, астрономия. — 2019. — № 6

41.Zanini A, Durisi E, Fasolo F, Visca L, et al. Neutron spectra in a tissue equivalent phantom during photon radiotherapy treatment by linacs. Radiat Prot Dosim 2004;110:157-60.

42.Klein et al.: Task Group 142 Report: QA of Medical Accelerators. Medical Physics, Vol. 36, No. 9, 2009

43.d'Errico F, Luszik-Bhadra M, Nath R, Siebert BR, Wolf U. Depth dose-equivalent and effective energies of photoneutrons generated by 6-18 MV X-ray beams for radiotherapy. Health Phys 2001;80:4-11

44.Awotwi-Pratt JB, Spyrou NM. Measurement of photoneutrons in the output of 15 MV varian clinac 2100C linac using bubble detectors. JRadioanal Nucl Chem 2007;271:679-84.

45.Agosteo S, Para AF, Gerardi F, Silari M, Torresin A, Tosi G. Photoneutron dose in soft tissue phantoms irradiated by 25 MV X-rays. Phys MedBiol 1993;38:1509-28.

46. Al-Ghamdi H, Fazal-ur-Rehman, Al-Jarallah MI, Maalej N. Photoneutron intensity variation with field size around radiotherapy linear accelerator 18-MeV X-ray beam. Radiat Meas 2008;43:S495-9.

47.R. M. Howell, M. S. Ferenci, N. E. Hertel and G. D. Fullerton "Investigation of secondary neutron dose for 18 MV dynamic MLC IMRT delivery", Med. Phys. 32, 786-93 (2005)

48.P. H. McGinley and E. K. Butker, "Evaluation of neutron dose equivalent levels at the maze entrance of medical accelerator treatment rooms", Med. Phys. 18 (2), 279-281(1991)

49.P. H. McGinley, B. A. Wright, and C. J. Meding, "Dose to radiotherapy technologist from air activation", Med. Phys. 11, 855-858 (1984).

50. Д. Райли, H. Энсслин, X. Смит мл. и др., Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов, с. 463, 2000г.

51.В.И. Юревич // Спектрометрия высокоэнергетических нейтронов. Физика элементарных частиц и атомного ядра 2012. Т.43. Вып.3

52.M. Sohrabi, A. Hakimi, Fast, epithermal and thermal photoneutron dosimetry in air and in tissue equivalent phantom for a high-energy X-ray medical accelerator, Zeitschrift für Medizinische Physik Volume 28, Issue 1, (2018) pp. 49-62

53. Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и радиометрического контроля в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99

54.Бойко В.И., Жерин И.И., Каратаев В.Д., Недбайло Ю.В., Силаев М.Е. Методы и приборы для измерения ядерных и других радиоактивных материалов// Учебное пособие. 2011, 356 стр.

55.Y^el H., Qobanbas I., Kolba§i A., Alptug Özer Yüksel, Kaya V. Measurement of Photo-Neutron Dose from an 18-MV Medical Linac Using a Foil Activation Method in View of Radiation Protection of Patients Nuclear Engineering and Technology 48 (2016) pp. 525-532

56.E. J. Axton and A. G Bardell, "Neutron production from electron accelerators used for medical purposes", Phys. Med. Biol. 17, 293-8 (1972).

57.Alfuraih A, Chin MPW, Spyrou NM. Measurements of the photonuclear neutron yield of 15 MV medical linear accelerator. J Radioanal NuclChem 2008;278:681-4.

58. Liu MT, Huang SS, Liu WS, Yea DM, Pan LK, Chen CY. Distribution of spatial photoneutrons inside a 70 kg water phantom via neutron activation analysis. Appl Radiat Isot 2010;68:1816-21.

59. J. R. Palta, K. R. Hogstrom and C Tannanonta "Neutron leakage measurements from a medical linear accelerator", Med. Phys. 11 (4), 498-501 (1984).

60.Thomas D. J., Alevra A. V. // Nucl. Instr. Meth. A. 2002. V. 476. P. 12.

61.Nachtigall D., Burger G. Topics in Radiation Dosimetry. Suppl. 1. N.Y.: Acad. Press, 1972.

62.Sanna R. S. US AEC Report HASL-267. 1973.

63.Hertel N. E., Davidson J.W. // Nucl. Instr. Meth. A. 1985. V. 238. P. 509

64.Mares V., Schraube H. // Nucl. Instr. Meth. A. 1995. V. 366. P. 203.

65.Mares V., Schraube H. // Nucl. Instr. Meth. A. 1994. V. 337. P. 461.

66.Maerker R. E. et al. Report ORNL-TM-3451. ORNL, 1971.

67.Wiegel B. et al. // Ibid. P. 52.

68.Thomas R. M. et al. // Nucl. Instr. Meth. 1984. V. 224. P. 225.

69.Uwamino Y. et al. // Nucl. Instr. Meth. A. 1985. V. 239. P. 299.

70.Aroua A. et al. // Nucl. Instr. Meth. A. 1992. V. 321. P. 305.

71.Thomas D. J. NPL Report RSA(EXT)31. 1992.

72.Hehn G. et al. // Kerntechnik. 1992. V. 57. P. 251.

73.Mares V. et al. // Nucl. Instr. Meth. A. 1991. V. 307. P. 398.

74.Wiegel B. et al. Report PTB-N-21. 1994.

75.Kralik M. et al. // Rad. Prot. Dosim. 1997. V. 70. P. 279.

76.Uwamino Y. et al. // Nucl. Instr. Meth. A. 1985. V. 239. P. 299.

77.Thomas D. J. et al. // Nucl. Instr. Meth. A. 2002. V. 476. P. 31.

78. Руководство по эксплуатации дозиметра-спектрометра нейтронного ДНС-01РЭ, 2003г.

79. https://all-pribors.ru/opisanie/18509-15-canberra-72616, дата обращения 12.07.2019

80. W.W.Black. Application of Correlation Techniques to Isolate Structure in Experimental Data // Nucl. Instrum. & Methods. - 1969. -Vol.71. - P.317- 327.

81.A.L.Connelly, W.W.Black. Automatic Location and Area Determination of Photopeaks // Nucl. Instrum. & Methods. - 1970. -Vol.82. - P.141-148.

82.G.W.Phillips, K.W.Marlow. Automatic Analysis of Gamma-Ray Spectra from Germanium Detectors // Nucl. Instrum. & Methods. - 1976. -Vol.137. - P.525-536.

83.A.Robertson, W.V.Preswitch, T.J.Kenneth. // Nucl. Instrum. & Methods. - 1972. -Vol.100. - P.317.

84.V.Hnatowicz. Identification of Weak Lines in Gamma-Ray Spectra // Nucl. Instrum. & Methods. - 1976. -Vol.133. - P.137-141.

85.Genie-PC. User's Manual. Canberra Industries, Inc. - Meriden (USA). - 1995.

86. Sellin P.J., Jaffar G.and Jastaniah S.D. Performance of digital algorithms for n/y pulse shape discrimination using a liquid scintillation detector // IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference Record. 2003.

87.Digital Gamma Neutron discrimination with Liquid Scintillators // Application Note AN2506. rev. 3, 2016. 00117-10-DGT20-ANXX.

88.Н.Н.Моисеев, А.В.Дидык Исследование сцинтилляционного спектрометра-дозиметра гамма-квантов и быстрых нейтронов // АНРИ. 2016. 4. С.24-30

89.Описание "Спектрометр-дозиметр SDMF-1608" URL: www.centeradc.ru. (дата обращения 11.08.2018).

90.Alireza Naseria, Asghar Mesbahia A review on photoneutrons characteristics in radiation therapy with high-energy photon beams // Reports of practical oncology and radiotherapy. 2010. No. 15. P. 138-144.

91.PTW Freiburg GmbH, Germany. URL: http://www.ptw.de/acrylic_and_ rw3_slab_phantoms0.html. (дата обращения 11.08.2018).

92.R.B. Firestone Table of Isotopes ( 8th ed. New York. Wiley Interscience, 1996).

93. V.V.Varlamov, et al. Phys. Atom. Nucl. 76, 1403 (2013)

94.М. В. Желтоножская, Е. Н. Лыкова, А. П. Черняев, В. Н. Яценко Исследование потока вторичных частиц медицинского ускорителя

электронов // Известия Российской академии наук. Серия физическая. — 2019. — Т. 83, № 7. — С. 915-919

95.Varlamov A.V., Varlamov V.V., Rudenko D.S., Stepanov M.E. Atlas of Giant Dipole Resonances // IAEA Nuclear Data Section. Vienna: Wagramerstrasse 5, A-1400. 1999. 321 p.

96.McDermott B. J., Blain E., Daskalakis A. et al. Ta (n,y) cross section and average resonance parameter measurements in the unresolved resonance region from 24 to 1180 keV using a filtered-beam technique // Phys. Rev. 2017. vol. 96. P. 014607(11).

97. Севастьянов В. Д., Кошелев А. С., Маслов Г. Н. Характеристики полей нейтронов. Источники мгновенных нейтронов деления, генераторы 14 МэВ нейтронов, исследовательские и энергетические реакторы, устройства, конвертирующие нейтронное излучение. Справочник / Под ред. доктора техн. наук В. Д. Севастьянова. - Менделеево: ВНИИФТРИ, 2007. 654 с.

98. Strilchuk N. V., The WinSpectrum manual (2000)

99.Maglieri R, Licea A, Evans M, Seuntjens J, Kildea J. Measuring neutron spectra in radiotherapy using the nested neutron spectrometer. MedPhys2015;42:6162-9