Оптимизация нейтронно-физических характеристик специализированного медицинского реактора тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Левченко, Александр Валерьевич

• Левченко, Александр Валерьевич
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Левченко, Александр Валерьевич

Введение.

Глава 1. Реакторы - источники нейтронов для лучевой терапии.

1.1 Нейтрон-захватная и нейтрон-соударная терапия.

1.2 Существующие источники нейтронов.

1.2.1 Реакторы для нейтронной терапии.

1.3 Характеристики реакторов мощностью ниже 300 кВт.

1.3.1 Реактор TAPIRO.

1.3.2 Специальный медицинский реактор.

1.3.3 Специальный медицинский жидко-топливный реактор.

1.3.4 Реактор TRIGA.

1.3.5 Реактор SLOWPOKE-2.

Выводы к главе 1.

Глава 2. Выбор и оптимизация параметров активной зоны.

2.1 Вводные замечания.

2.2 Расчетные инструменты.

2.3 Активная зона медицинского реактора на основе америция.

2.3.1 Жидко-солевое топливо.

2.3.2 Твёрдое топливо с 90% обогащением.

2.3.3 Твёрдое топливо с 14,3% обогащением.

2.4 Активная зона медицинского реактора на основе урана.

2.4.1 Топливо на основе U-ZrHJ 8.

2.4.2 Топливо на основе IJOj.

2.5 Сравнение топливных композиций на основе америция и урана.

2.6 Активная зона с использованием стержневых твэлов.

2.6.1 Вертикальное расположение твэлов.

2.6.2 Горизонтальное расположение твэлов.

2.7 Сравнение топливных композиций на основе стержневых твэлов.

2.8 Активная зона реакторной установки «МАРС».

2.8.1 Нейтронно-физические характеристики реактора «МАРС».

2.8.2 Расчет эффективности стержней СУЗ.

2.8.3 Вес топливных стерэюней.

2.8.4 Расчет реактивности, вносимой при осушении активной зоны .75 Выводы к главе 2.

Глава 3. Терапевтический выигрыш при нейтрон-захватной терапии.

3.1 Пути увеличения значений терапевтического выигрыша.

3.2 Дозовые характеристики.

3.2.1 Дозы создаваемые нейтронами в клетках ткани.

3.2.2 Дозы создаваемые фотонами в клетках ткани.

3.2.3 Пути уменьшения доз гамма-излучения и быстрых нейтронов.

3.2.4 Качественные характеристики пучка.

3.3 Оптимизация системы фильтров для реактора «МАРС».

Расчетная модель.

Фильтры.

3.4 Сравнение характеристик пучка реактора «МАРС» с пучками других реакторов.

3.5 Оптимизация сценария облучения пациента.

Выводы к главе 3.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация нейтронно-физических характеристик специализированного медицинского реактора»

Одной из фундаментальных проблем медицины является борьба с онкологическими заболеваниями. Терапия онкологических заболеваний помимо медикаментозного и хирургического использует и воздействие ионизирующего излучения: электронами, протонами, а-частицами, а также гамма-излучением и нейтронами, которые при прохождении создают заряженные частицы. Во многих случаях облучение опухолей фотонами и электронами при лечении онкологических заболеваний оказывается мало эффективным. Доля таких пациентов по различным оценкам составляет от 10 до 30 % всех больных, которым показано использование нейтронного облучения.

В нейтронной терапии злокачественных новообразований используются как быстрые нейтроны с энергией от долей МэВ до десятков МэВ (так называемая нейтрон-соударная терапия — НСТ), так и эпитепловые с энергией в диапазоне от нескольких эВ до десятков кэВ (нейтрон-захватная терапия -НЗТ).

Одна из основных проблем, связанная с использованием нейтронного пучка, заключается в нахождении таких условий и режимов облучения, когда в опухоли создается доза на уровне 50-60 Гр, а в здоровых тканях локальная максимальная доза не превышает 10 Гр. Заметим, что аналогичная проблема существует и при использовании других видов ионизирующего облучения, и при медикаментозном лечении: любая терапия оказывает и вредное воздействие, и полезное. Медицина стремится причинять наименьший вред организму, т.е. минимизировать отношение вред/польза.

Нейтрон-захватная терапия опухолей представляет собой сложную, многокомпонентную медицинскую технологию, предъявляющую высокие требования к параметрам нейтронного пучка, используемого для облучения, в особенности к его интенсивности. В наибольшей степени этим требованиям удовлетворяют пучки нейтронов, выведенные из активной зоны ядерного реактора.

Энергии нейтронов, выведенных из активной зоны ядерного реактора, находятся в очень широком интервале: от долей эВ до нескольких МэВ. Энергетический спектр нейтронов в пучке возможно изменять с помощью специальных фильтров и замедлителей, например повышать среднюю энергию, убирая низкоэнергетическую компоненту (для НСТ) или оставлять эпитепловые нейтроны (для НЗТ). К числу преимуществ реакторных нейтронов для лучевой терапии по сравнению с другими источниками нейтронов относятся: высокая энергетическая и пространственно-временная стабильность нейтронных пучков; большие геометрические сечения пучков и равномерность потока по сечению; близкое к мононаправленному распространение нейтронов.

Широкомасштабное внедрение нейтронной терапии в клиническую практику онкологических диспансеров и радиологических центров страны в настоящее время полностью зависит от комплектования этих медицинских учреждений интенсивными источниками нейтронов, поэтому разработка малогабаритных ядерных реакторов, ориентированных на размещение в клинике с генерацией нейтронов для лучевой терапии, представляется актуальной задачей.

В работе [1,2] были наиболее четко сформулированы требования по размещению реактора непосредственно в клинике.

Реактор должен быть безопасным, что может быть достигнуто, в частности, за счет минимального оперативного запаса реактивности и минимальных изменений технологических параметров на всех стадиях его эксплуатации.

Экологические требования к реакторной установке формулируются как минимальное количество радиоактивных отходов (отработавшего топлива и радиоактивных материалов) на один нейтрон в терапевтическом пучке. В частности этому способствует старт-стопный режим работы реактора и минимально возможная мощность реактора.

Специализированный медицинский реактор должен быть достаточно универсальным, поскольку требования к характеристикам нейтронного пучка при разных вариантах нейтронной терапии могут заметно отличаться.

Нейтронные пучки должны обладать такими свойствами, чтобы обеспечить максимальный терапевтический эффект, который определяется отношением дозы облучения опухоли к дозе облучения здоровой ткани.

Цели настоящей работы: нахождение оптимальной компоновки, состава активной зоны и коллимационной системы специализированной нейтронно-терапевтической реакторной установки, предназначенной для размещения на площадке клиники с единственным назначением — создать пучок нейтронов для нейтрон-захватной и нейтрон-соударной терапии, и удовлетворяющей сформулированным требованиям по безопасности и экологии; нахождение оптимального состава фильтра и условий коллимации нейтронного пучка для получения наибольшего терапевтического выигрыша; создание программы для нахождения наилучшего сценария облучения пациента при заданном расположении опухоли и ее размерах с целью максимизации терапевтического выигрыша.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

- оптимизирован состав и геометрия активной зоны реактора и определены ее характеристики;

- обоснованы расположение и эффективность системы СУЗ;

- оптимизированы система фильтров и коллимационная система реакторной установки «МАРС», позволившие получить наилучшие качественные показатели пучка нейтронов;

- создана программа выбора сценария облучения пациента для достижения наибольшего терапевтического выигрыша.

Диссертация представлена в трех главах и заключении. В первой главе проанализированы реакторные установки, используемые для нейтронной терапии. Детально описаны реакторы, имеющие мощность до 300кВт, как более близкие к малым аппаратам, которые можно было бы разместить в клинике.

Основной особенностью существующих реакторных установок используемых для НЗТ, при всем их многообразии является то, что это многоцелевые исследовательские реакторы большой мощности. Где медицинское применение есть только одна из многих функций. Качество пучков определяется теми или иными техническими характеристиками собственно реакторной установки.

Во второй главе приведены результаты исследований, проведенных автором, по выбору и обоснованию геометрии активной зоны и ее составу. В главе последовательно изложены результаты и даны выводы по конечному варианту.

В главе 3 представлены результаты оптимизации выводного пучка реактора «МАРС» и сопоставлены характеристики качества полученного пучка реактора по критериям качества с известными работающими или проектируемыми установками.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- рассчитаны, обоснованы и оптимизированы нейтронно-физические характеристики специализированного реактора для нейтронной терапии;

- После оптимизации состава фильтра получены параметры пучка лучшие среди известных и проектируемых реакторных установок;

- предложено и реализовано программное обеспечение для оптимизации сценария облучения пациента.

На защиту выносится: выбор топливной композиции и геометрии для медицинского реактора расположенного в клинике; оптимизированные нейтронно-физические характеристики специализированного реактора для нейтронной терапии; оптимизированные нейтронно-физические характеристики выходного пучка нейтронов; оптимизационная программа по нахождению режима облучения при НЗТ для реакторных пучков нейтронов реактора «МАРС».

Практическая значимость диссертационной работы состоит в том, что предложены и обоснованы геометрия и состав активной зоны безопасного специализированного медицинского реактора, который может быть расположен непосредственно на территории онкологического центра.

Система фильтров реактора оптимизирована с целью получения максимального терапевтического эффекта.

Апробация работы.

Ниже перечислены международные, всероссийские и отраслевые конференции и семинары, на которых представлялись материалы диссертационной работы.

- IX Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2005 г.

- II Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине», Троицк 2006 г.

- X Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007 г

- III Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине», Троицк 2008 г.

Диссертация содержит 106 страниц, 43 рисунка, 51 таблицу. Список литературы 76 наименований.

Благодарности.

Представленная работа - составная часть работы над большим проектом по созданию специализированной установки, которая не могла быть сделана без участия многих специалистов. Автор особенно благодарен Матусевичу Евгению Сергеевичу за конструктивную критику и активную поддержку, Кураченко Юрию Александровичу, соавтору многих работ, за непосредственную помощь и консультации.

Самая большая признательность и благодарность научному руководителю Казанскому Юрию Алексеевичу за активную позицию, деятельную поддержку, непосредственное, живое и неформальное участие в работе.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Левченко, Александр Валерьевич

Выводы к главе 3

Показано, что за счет варьирования состава и толщины фильтров нейтронного пучка можно найти наилучшее значение терапевтического выигрыша. При проектировании источников нейтронов имеет смысл предусмотреть возможность сменные фильтры пучков для конкретных глубин залегания опухоли.

В принципе, для глубоко расположенных опухолей невозможно удовлетворить требованиям по максимальной допустимой дозе для здоровой ткани, в таких случаях необходимо проводить облучение под разными углами относительно места расположения опухоли. Для выбора оптимального сценария облучения, варьируя диаметр пучка нейтронов и его направления относительно опухоли, был разработан программный комплекс.

Заключение

Найдена оптимальная компоновка геометрии и состава активной зоны реактора, удовлетворяющая требованиям, предъявляемым к реакторам при размещении на площадке клиники. Показано, что реактор на основе уранового топлива при работе в течение 10 лет в старт-стопном режиме, может иметь запас реактивности, не превышающий долю запаздывающих нейтронов (исключен разгон на мгновенных нейтронах). Радиоактивность топлива в конце срока службы реактора рекордно низкая, что обеспечивает экологические требования при размещении реактора в клинике.

Для выбранного варианта установки «МАРС» рассчитаны запас реактивности, коэффициенты реактивности, определена чувствительность эффективного коэффициента размножения к геометрии и составу отражателя, определены эффекты реактивности при извлечении твэл из активной зоны и при сливе воды из активной зоны, выполнено расчетное обоснование типа и количества органов СУЗ реактора.

Найдены и обоснованы оптимальные составы фильтров и условия коллимации нейтронного пучка для получения наилучшего терапевтического выигрыша. Показано, что за счет варьирования состава и толщины фильтров нейтронного пучка можно найти наилучшее значение терапевтического выигрыша. При проектировании источников нейтронов имеет смысл предусмотреть сменные фильтры пучков для конкретных глубин залегания опухоли.

Создан программный комплекс для нахождения наилучшего сценария облучения пациента при заданном расположении опухоли и ее размерах с целью получения наибольшего терапевтического выигрыша.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Левченко, Александр Валерьевич, 2009 год

1. Казанский Ю.А. Реакторная нейтрон-терапевтическая установка для клиники / Ю.А. Казанский, В.А. Левченко // Научная сессия МИФИ -2007. Сборник научных трудов. М. : МИФИ, 2007, С.74-75

2. Цыб А.Ф., Ульяненко С.Е., Мардынский Ю.С. Соколов В.А., Потетня В.И., Цыб Т.С., Капчигашев С.П., Гулидов И.А., Сысоев А.С. // "Нейтроны в лечении злокачественных новообразований", Обнинск: БИСТ, 2003. - 112с.: или.- ISBN-5901968-09-3.

3. TIINA SEPPALA, "FIR 1 Epithermal neutron beam model and dose calculation for treatment planning in neutron capture therapy", Department of Physical Sciences Faculty of Science University of Helsinki, Finland Helsinki 2002.

4. JT Goorley, WS Kiger, III, RG Zamenhof, "Reference dosimetry calculations for neutron capture therapy with comparison of analytical and voxel models," Medical Physics, 29:145-156, 2002.

5. International Atomic Energy Agency (IAEA), "Current status of neutron capture therapy", in IAEA-Tecdoc-1223. 2001, IAEA: Wien.

6. Takagaki M. Preventive Effect of Gadolinium Neutron Capture Therapy on Intimal Hyperplasia / M. Takagaki, T. Tomaru, Y. Sakurai, N. S. Hosmane // ISNCT-11, October 11-15, 2004, Boston, USA.

7. V. Giusti Neutron sources for BNCT: a general review // International Workshop on "Neutron Capture Therapy: State of the Art" and 3rd Young Members Neutron Capture Meeting, pp 159-166, Pisa (Italy),vol. 1,2004

8. К. Tokuuye, Y. Sakurai Т. Kobayashi, К. Kanda "Gadolinium Neutron Capture Reaction Using Epithermal Neutrons" // KURRI Prog. Rep. 2000 p.144

9. Y. Sakurai, T. Kobayashi J. "Experimental Verification of the Nuclear Data of Gadolinium for Neutron Capture Therapy". Nucl. Sci. Technol , Suppl. 2 (2002) 1294-1297.

10. Yasui L.S. Gadolinium in Human Glioblastoma Cells for Gadolinium Neutron Capture Therapy / L.S. Yasui, C. Andorf, L. Schneider, T. Kroc, A. Lennox, K.R. Saroja // International Journal of Radiation Biology 2008, Vol. 84, No. 12, Pages 1130-1139

11. Joensuul H. Boron neutron capture therapy of brain tumors: clinical trials at the Finnish facility using boronophenylalanine / H. Joensuul, L. Kankaanranta // Journal of Neuro-Oncology 62: 123-134, 2003

12. Kortesniemi M. Solutions for clinical implementation of boron neutron capture therapy in Finland // Department of Physical Sciences Faculty of Science University of Helsinki Helsinki, Finland, Helsinki 2002

13. Zaitsev K. NCT at the MEPHI reactor / K. Zaitsev, A. Portnov // International Journal of Nuclear Energy and Technology 2004 Vol. 1, No. 1 pp. 83-101

14. Konoplev K. Reactor PIK construction / 9th Meeting of the International Group on Research Reactors 24-28 March 2003, SYDNEY, AUSTRALIA

15. Паспорт инновационного проекта "Развитие технологии нейтрон-захватной терапии опухолей на ядерных реакторах" Медицинский Радиологический Научный Центр Российской Академии Медицинских Наук (МРНЦ РАМН) Обнинск, 2002 г

16. Thomas H. Preliminary investigation of the use of monolithic U-Mo fuel in the NIT Reactor / H. Thomas, Jr. Newton // 2003 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Chicago, Illinois, October 5-10, 2003

17. INEEL Advanced Radiotherapy Research Program Annual Report 2001

18. Oregon State University Radiation Center and TRIGA reactor. Annual Report. July 1, 2002 June 30, 2003.

19. Chou S.-T. The current status of TRR-II project / S.-T. Chou, Y.-P. Ma, J.-T. Yang, K.-C. Tu, D.-I Lee, K.-C. Lan, S.-K. Chen // 8th Meeting of the International Group on Research Reactors. 17-20 April 2001, Munich, Germany

20. Gritzay O.O., Kolotyi V.V., Kaltchenko O.I., Neutron filters at Kyiv Research reactor. Kyiv, 2001. - (Prepr. /. KINR; KINR-01-6)

21. Recent activities on Neutron Standardization at NMIJ/AIST (1) -Characterization of a Thermal Neutron Fields at the Heavy Water Neutron Irradiation Facility of the Kyoto University Reactor- CCR(III)/03-03

22. K. Yamamoto, H. Kumada, T. Kishia, Y. Torii, Y. Sakuraib, T. Kobayashi Calibration of Epithermal Neutron Beam Intensity for Dosimetry at JRR-4 Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM) 15P. Oct 2004

23. Nava E. Monte Carlo Optimization of a BNCT Facility for treating Brain Gliomas at the TAPIRO Reactor / E. Nava, K. W. Burn, L. Casalini, C. Petrovich, G. Rosi, M. Sarotto, R. Tinti // Radiation Protection Dosimetry 2005 116(1-4), pp.475-481

24. K.Skold et al., The Swedish BNCT project. Proc. of Boron neutron capture therapy: State of the art, February 17, 2001; Ed. Scient. MAF Servizi

25. Imam M.M. Thermal neutron flux distribution in ET-RR-2 reactor thermal column / M.M. Imam, H. Roushdy // Nuclear Technology & Radiation Protection, Vol. XVII, No. 1-2, December 2002 pp. 64-67.

26. McCall M. J. A Feasibility Study of the SLOWPOKE-2 reactor as a Neutron Source for BNCT / M. J. McCall, M. Pierre // 25th Annual CNA/CNS Student Conference. McMaster University, March 10 11, 2000

27. Tracz G. The filter/moderator arrangement-optimisation for the boron-neutron capture therapy (BNCT) / G. Tracz, L. Dbkowski, D. Dworak, K. Pytel, U. Wonicka // Radiation Protection Dosimetry 2004 110(l-4):827-831

28. Mustra C.O. Neutron flux and associated kO parameters in the RPI after the last configuration change // C.O. Mustra, M.C. Freitas, S.M. Almeida // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Vol. 257, №3 — 2003 pp. 539-543

29. Kloosterman J.L. Description of the Project on the Neutron Filter Design for BNCT, Proc. Radiation and Health Research, Delft, Netherlands (2000)

30. Pugliesi, R., Andrade M.L.G., Pereira M.A.S. "Neutron radiography services", Research Reactor Center IPEN, Progress Report 2000-2001

31. Lee B.-C. BNCT facility development in HANARO / B.-C. Lee, S.-J. Park, M.-S. Kim, В.-J. Jun // IGORR 9, 9th Meeting of the International Group on Research Reactors 24-28 March 2003, Sydney, Australia

32. Burn K.W. Characterisation of the TAPIRO BNCT epithermal facility / K. W. Burn, V. Colli, G. Curzio, F. d'Errico, G. Gambarini, G. Rosi, L. Scolari// Radiation Protection Dosimetry 110, 645-649 (2004)

33. K. W. Burn, L. Casalini, S. Martini, M. Mazzini, E. Nava, C. Petrovich, G. Rosi, M. Sarotto, R. Tinti, An epithermal facility for treating brain gliomas at the TAPIRO reactor, Appl. Radiat. Isot., 2004, Vol. 61, pp.987-991

34. Зырянов Б.Н., Мусабаева Л.И., Летов B.H., Лисин В.А., Дистанционная нейтронная терапия. —Томск: Изд-во Том. УнОта, 1991.

35. Петров Э.И. Специализированный базовый медицинский реактор для нейтрон-захватной терапии и терапии смешанными гамма-нейтронными пучками / Э.И. Петров, Е.А. Иванов, В.А.Тарасов, Л.А.Трыков // Медицинская физика. -1995. №2 -С.53

36. Carolan, Martin G, Semiconductor dosimetry of epithermal neutron beams for Boron neutron capture therapy, PhD thesis, Department of Engineering Physics, University of Wollongong, 2003. http://ro.uow.edu.au/theses/158

37. Fouquet D.M. TRIGA research reactors: A pathway to the peaceful applications of nuclear energy / D.M. Fouquet, J. Razvi, W.L. Whittemore // Nuclear News, November 2003, Volume 46, №12, pp. 46-56

38. Bisceglie E. On the optimal energy of epithermal neutron beams for BNCT / E Bisceglie, P. Colangelo, N. Colonna, P. Santorelli, V. Variale // Phys. Med. Biol. 45 (2000) pp.49-58

39. Bleuel D.L. Development of a Neutron Energy Biased In Air Figure of Merit for Predicting In Phantom BNCT Neutron Beam Characteristics / D.L. Bleuel, R.J. Donahue, B.A. Ludewigta, J. Vujic // 8th International

40. Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer, La Jolla, CA (US), 09/13/1998-09/18/1998 ; PBD: 1 Mar 1998

41. Verbeke J.M. Neutron beam considerations for shallow and deep-seated tumors for BNCTC. / J.M. Verbeke, J. Vujic, K.N. Leung //Proc Accelerator Application Conference.California,1999

42. Gulidov I. Study of the Dose Fields on the Therapy Beam of Reactor BR-10 / I. Gulidov, V. Korobeynikov et al // Research and Development in Neutron Capture Therapy, Essen, Germany, September 8-13, 2002, pp. 175-179

43. Barth R.F. Boron Neutron Capture Therapy of Cancer: Current Status and Future Prospects / R.F. Barth, J.A. Coderre, M. Graga H. Vicente, Т.Е. Blue // Clin. Cancer Res. 2005. - № 11(11). - June 1. - P. 3897-4002.

44. Zamenhof R.G., Murray B.W., Brownell G.L., Wellum G.R., Tolpin E.I. Boron Neutron Capture Therapy for the Treatment of Cerebral Gliomas. 1:

45. Theoretical Evaluation of the efficacy of Various neutron Beams, Med. Phys., 2: 47-60, (1975).

46. Левченко В.А. Основные характеристики америциевого реактора для нейтронной терапии. Реактор «МАРС» / В.А. Левченко, И.П. Балакин,

47. B.А. Белугин, С.Л. Дорохович, Ю.А. Казанский, Ю.А. Кураченко, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич, И. Ронен, А.А. Уваров, Ю.С. Юрьев // Известия вузов. Ядерная энергетика 2003. - №3. С.72-80.

48. Кураченко Ю.А. Вывод нейтронных пучков и защита медицинского реактора «МАРС» / Ю.А. Кураченко, Ю.А. Казанский, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич. // Известия вузов. Ядерная энергетика. — 2006. — №4. —1. C. 36-48.

49. Клёпов А.Н., Кураченко Ю.А., Левченко В.А., Матусевич Е.С. Применение методов математического моделирования в ядерной медицине. Под ред. д.ф.-м.н. Е.С. Матусевича Обнинск: СОЦ- ИН, 2006. - 204 с.

50. Кураченко, Ю.А. Перспективы тяжеловодного реактора для нейтронной терапии злокачественных новообразований / Ю.А. Кураченко, Ю.А. Казанский, В.А. Левченко, Е.С. Матусевич // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2005. - №1. - С. 116-125.

51. Проект медицинского комплекса на реакторе ВВРц / В кн.: А.Ф. Цыб, С.Е. Ульяненко, Ю.С. Мардынский. Нейтроны в лечении злокачественных новообразований. Обнинск: БИСТ, 2003. - С.75-87.

52. Judith F. Briesmeister MCNP (A General Monte Carlo N-Particle Transport Code) User's Manual, Los Alamos National Laboratory Report, LA-13709-M, Version 4C UC 700 (April 10, 2000).

53. Ronen Y. Homogeneous 242mAm-Fueled Reactor for Neutron Capture Therapy / Y. Ronen, M. Aboudy, D. Regev // Nuclear Science and Engineering, 2001 Vol.138, pp. 295-304

54. Judith F. Briesmeister MCNP (A General Monte Carlo N-Particle Transport Code) User's Manual, Los Alamos National Laboratory Report, LA-13709-M, Version 4C UC 700 (April 10, 2000).

55. A.G.Croff. A user's manual for the ORIGEN2 Computer code. Oak Ridge National Laboratory (July 1980)

56. R. E. MacFarlane, D. W. Muir The NJOY Nuclear Data Processing System. User's Manual, Version 91

57. Kurachenko, Yu.A. Beam's removing block for the "MARS" medical reactor / Yu.A. Kurachenko, Yu.A. Kazansky, A.V. Levchenko, Eu.S. Matusevich // 6-th International Conference NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS. -Almaty, Kazakhstan, 2007. Abstracts, p. 574

58. Kurachenko, Yu.A. Dose Optimization in Neutron Capture Therapy / Yu.A. Kurachenko, A.V. Levchenko // Report at 7th International Conference NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS. September 8-11, 2009, Almaty, Kazakhstan. Abstracts, pp. 260-261.

59. Левченко, А.В. Выбор топливной композиции для специализированного медицинского реактора / А.В.Левченко, В.А.Баршевцев, Ю.А.Казанский //Известия вузов. Ядерная энергетика. 2009. - №3. - С. 113-120