Реакторные пучки для лучевой терапии тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, доктор физико-математических наук Кураченко, Юрий Александрович

• Кураченко, Юрий Александрович
• доктор физико-математических наук
• 2008

Оглавление диссертации доктор физико-математических наук Кураченко, Юрий Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА I. МЕДИЦИНСКИЕ ПУЧКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.

§ 1.1 Введение.

§ 1.2 Общие требования к нейтронным пучкам.

§ 1.3 Нейтрон-захватная терапия.

1.3.1 Основы НЗТ.

1.3.2 Формирование дозы при НЗТ.

1.3.3 Критерии качества пучков для НЗТ.

§ 1.4 Краткие выводы к Главе 1.

ГЛАВА II. ПРОГРАММНЫЙ АППАРАТ И РАСЧЁТНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ.

§ 2.1 Введение.

§ 2.2 Методика расчёта сплошной защиты.

§ 2.3 Краткое описание программных систем.

2.3.1 Оптимизационный комплекс ЛЕМР1.

2.3.2 Программы расчёта методом дискретных ординат.

2.3.3 Оптимизационные комплексы ОРТЮ и ОРТ2И.

2.3.4 Программа расчёта методом Монте-Карло.

2.3.5 Библиотеки групповых констант.

2.3.6 Верификация и валидация расчётного аппарата.

§ 2.4 Комбинированные методики расчёта.

2.4.1 Зона 1: АЗ и блиэ!сашиее окруэ/сение.

2.4.2 Зона 2: канал вывода в защите.

2.4.3 Зона 3: окруэ/сение выхода пучка.

2.4.4 Зона 4: медицинский бокс и окружающие помещения.

2.4.5 Применяемые расчётные цепочки.

§ 2.5 Пересчёт «МС№> -> КАСКАД».

2.5.1 Общее описание методики.

2.5.2 Алгоритм пересчёта «решение —» источник».

§ 2.6 Пересчёт «КАСКАД МСИР».

2.6.1 Мононаправленный источник.

2.6.2 Косинусоидалъиый источник.

2.6.3 Составной источник.

§ 2.7 Резюме о правилах расчёта.

§ 2.8 Краткие выводы к Главе II.

ГЛАВА III. МЕДИЦИНСКИЙ РЕАКТОР «МАРС».

§ 3.1 Введение.

§ 3.2 Активная зона как источник.

3.2.1 Характеристики поля нейтронов.

3.2.2 Характеристики поля галша-квантов.

§ 3.3 Проблема вывода пучков в защите РУ «МАРС».

3.3.1 Модификаторы спектра для КС.

3.3.2 Блок вывода пучков.

§ 3.4 Основная защита РУ «МАРС».

3.4.1 Главные требования к защите установки.

3.4.2 Защита вывода пучков.

3.4.3 Фронтальная защита (пучок для НЗТ).

3.4.4 Боковая защита (пучок для HCT).

3.4.5 Обгцая коифигурагщя блока вывода пучков.

3.4.6 Боковая сплошная защита.

3.4.7 Тыловая защита.

§ 3.5 Система шиберов РУ «МАРС».

3.5.1 Основные требования.

3.5.2 Система шиберов пучка для НЗТ.

3.5.3 Систелш шиберов пучка для HCT.

§ 3.6 Характеристики пучка для НЗТ «в воздухе».

3.6.1 Коллимационная система.

3.6.2 Проблема полутени пучка для НЗТ.

§ 3.7 Характеристики качества пучка для НЗТ.

§ 3.8 Применение оптимизационного комплекса OPT2D.

§ 3.9 Характеристики пучка для HCT «в воздухе» (зона 3).

3.8.1 Основные функционалы на выходе пучка.

3.8.2 Радиальный градиент на выходе пучка для HCT.

§ 3.9 Оценка средней эквивалентной дозы при НЗТ.

§ 3.10 Поле излучения в фантоме (пучок HCT).

3.10.1 Характеристики на оси пучка.

3.10.2 Радиальные характеристики.

§3.11 Дозовые распределения в боксе и смежных помещениях (зона 4).

3.11.1 Зона пучка для НЗТ.

3.11.2 Зона пучка для HCT.

§ 3.12 Краткие выводы к Главе III.

ГЛАВА IV. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР ВВРц.

§ 4.1 Введение.

§ 4.2 Активная зона как источник.

4.2.1 Расчётная модель для A3 и ближнего окружения.

4.2.1 Характеристики поля нейтронов.

4.2.2 Характеристики поля гамма-квантов.

§ 4.3 Транспорт и формирование пучка ГК-1.

4.3.1 Поле излучения в ГК-1.

4.3.2 Характеристики пучка ГК-1 «в воздухе».

§ 4.4 Сопоставление расчётных данных с данными экспериментов.

4.4.1 Энергетическое распределение нейтронов.

4.4.2 Тканевая керма нейтронов.

4.4.3 Поглощённые дозы нейтронов и гамма-излучения.

§ 4.5 Исследование возможностей пучка ГК-1 для НЗТ.

4.5.1 Коллимационная система.

4.5.2 Оценка средней эквивалентной дозы при НЗТ.

§ 4.6 Транспорт и формирование пучка НЭУ.

4.6.1 Подготовка источника.

4.6.2 Модификатор нейтронного спектра.

4.6.3 Коллимаг^ионная система.

4.6.2 Оценка «пустотного эффекта».

§ 4.7 Характеристики качества пучка НЭУ для НЗТ.

§ 4.8 Дозовые распределения в боксе и смежных помещениях.

4.8.1 Зона пучка ГК-1.

4.8.2 Зона пучка НЭУ.

§ 4.9 Краткие выводы к Главе IV.

ГЛАВА V. ТЯЖЕЛОВОДНЫЙ РЕАКТОР ТВР-50.

§ 5.1 Введение.

§ 5.2 Активная зона как источник.

5.2.1 Характеристики поля нейтронов.

5.2.2 Характеристики поля гамма-квантов.

§ 5.3 Транспорт излучения в канале.

5.3.1 Описание расчётной модели.

5.3.2 Характеристики пучка «в воздухе».

5.3.3 Радиальное распределение дозы на выходе.

§ 5.4 Оптимизация характеристик пучка на выходе.

5.4.1 Общая конфигурация блока вывода пучка.

5.4.2 Подготовка источника для комбинированной методики.

5.4.3 Характеристики пучка «в воздухе».

5.4.4 Радиальное распределение дозы на выходе.

§ 5.5 Исследование возможностей пучка ТВР-50 для НЗТ.

5.5.1 Цилиндрический канал 0 10 см без фильтра.

5.5.2 Оптимизированный канал без фильтра.

5.5.3 Оптимизированный канал с фильтром.

5.5.4 Канал с модификатором спектра и фильтром.

§ 5.6 Дозовые распределения в боксе и смежных помещениях.

§ 5.7 Краткие выводы к Главе V.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Реакторные пучки для лучевой терапии»

Применение реакторных пучков для нейтронной терапии неуклонно расширяется и в количественном, и в качественном отношении. Всё новые страны включаются в изучение возможностей своих исследовательских реакторов в терапии, появляются новые проекты собственно медицинских реакторов. Бурное развитие претерпевает такой вид терапии, как нейтрон-захватная терапия.

В этой связи очевидна актуальность проблемы надёжности расчётного обеспечения нейтронной терапии достоверными данными о характеристиках полей излучений в канале пучка, на его выходе, в медицинском боксе и вне его. Отдельные большие проблемы - поля излучений в фантоме (как терапевтические, так и фоновые) и оптимизация характеристик пучка для того или иного вида терапии. В целом задачи, возникающие при организации терапии на реакторных пучках, относятся к задачам глубокого проникновения излучений в системах с неоднородностями, одной из которых является, прежде всего, собственно канал вывода пучка.

Предмет настоящего исследования - выводимые пучки ядерных реакторов, как существующих, так и проектируемых для нейтронной терапии. Существующие программные средства не позволяют единой методикой получить все функционалы полей излучений на пути транспорта излучений от активной зоны реактора до операционного поля и далее вплоть до смежных с медицинским боксом помещений.

Целью данной работы является создание, обоснование и апробация расчётных технологий, позволяющих получить все необходимые для организации терапии на реакторных пучках функционалы полей излучений. Эти расчётные технологии используют созданный при выполнении работы программный аппарат оптимизации характеристик защиты от излучений и объединяют эффективные современные пакеты программ. Развитые при выполнении работы расчётные технологии верифицированы с помощью расчётных и экспериментальных данных. Эти технологии применены для нескольких представительных реакторов, для которых получены все необходимые функционалы полей излучений, а также выполнена оптимизация характеристик пучков для нейтронной терапии.

Для достижения сформулированной таким образом цели потребовалось решение широкого круга задач, главными среди которых следует считать

- создание, верификацию и апробацию программного аппарата для выполнения серийных и оптимизационных расчётов характеристик полей излучений;

- разработку альтернативных взаимодополняющих расчётных технологий, объединяющих различные подходы в решении задач глубокого проникновения излучений;

- валидацию расчётных технологий с помощью экспериментальных и расчётных данных;

- собственно расчётный анализ представительных каналов вывода пучков, как существующих, так и проектируемых;

- оптимизация характеристик выводимых пучков и определение направлений возможной модификации существующих и проектируемых каналов ядерных реакторов;

- оценка дозовых фоновых нагрузок на пациента и персонал при проведении терапии и определение мер по их минимизации;

- расчёт дозных полей в операционной и в смежных помещениях и определение необходимой защиты от излучений.

На защиту выносятся следующие основные результаты:

- Комплексы программ оптимизации защиты от излучений КЕМР1, ОРТШ и ОРТ2Б;

- Расчётные технологии последовательного применения детерминистических программ в цепочке с программой метода статистических испытаний для решения задач глубокого проникновения излучений;

- Конфигурация и материальный состав блока вывода пучков РУ «МАРС», оптимальный состав коллимационной системы и защиты от излучений блока вывода пучков;

- Конфигурация и состав основной защиты от излучений РУ «МАРС»;

- Результаты оптимизации блоков вывода пучков реакторов ВВРц и ТВР-50;

- Характеристики полей излучений на выходе каналов, в фантоме и медицинских боксах, а также в смежных помещениях для нескольких каналов трёх реакторов: РУ «МАРС», ВВРц (г. Обнинск) и ТВР-50.

Научная новизна работы состоит в едином комплексном подходе к расчёту функционалов полей излучений, необходимых для организации нейтронной терапии. В рамках этого подхода автором

- Впервые реализован универсальный комплекс программ оптимизации характеристик защиты от излучений, позволяющий получать оптимальный состав и конфигурацию защиты при ограничениях на её массу и габариты;

- Впервые предложены и обоснованы эффективные расчётные технологии, позволяющие решать задачи глубокого проникновения излучений в защите реакторов с неоднородностями;

- Впервые получена детальная согласованная информация о характеристиках полей излучений в канале, на выходе, в фантоме, медицинском боксе и в смежных помещениях для нескольких пучков трёх реакторов;

- Впервые получена оптимальная по конфигурации и составу защита РУ «МАРС», обеспечившая малые габариты и массу установки 70 т), что позволяет её использование в клинике;

- Впервые получены оптимальные конфигурации блоков вывода пучков для нейтрон-захватной терапии для РУ «МАРС» и ВВРц; характеристики этих пучков не уступают лучшим мировым аналогам.

Результаты, полученные автором, докладывались

- на всех девяти Российских научных конференциях по радиационной защите и радиационной безопасности в ядерных технологиях (1974 — 2006 гг.; в СССР — Всесоюзные научные конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок);

- на конференции «Ядерная энергетика в космосе» 1990 г.;

- конференции «От Первой в мире АЭС к атомной энергетике XXI века» 1999 г.;

- II Евразийском конгрессе по медицинской физике и инженерии 2005 г.;

- II и III Троицких конференциях «Медицинская физика и инновации в медицине» 2005 и 2008 г. соответственно;

- Международных конференциях «Безопасность АЭС и подготовка кадров»;

- конференции «Актуальные вопросы онкологии и онкологической помощи в системе ФМБА России», Москва 2006 г.;

- конференции «Физико-технические проблемы гарантии качества лучевой терапии», Обнинск, 2006 г.;

- на конференции ICNRP'07 NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS, Алматы, 2007 г.,

- на научных семинарах в ФЭИ, ИПМ АН СССР, ИАЭ, ИМБП, ФХИ (Обнинск), МРНЦ РАМН, ИАТЭ и др. предприятиях и организациях;

- на конференциях в Нью-Йорке, Токио, Брюсселе, Ницце, Братиславе, на семинарах в университетах КНР (Пекин, Сиань, Харбин).

Комплекс оптимизационных программ REMP1 в 80-е годы был принят как Стандарт отрасли.

Результаты, полученные автором, использованы в эскизном проекте РУ «МАРС» и в Проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц.

В эскизном проекте РУ «МАРС» использованы:

- конфигурация, материальный состав и структура основной защиты от излучений;

- конфигурация, материальный состав и структура блока вывода нейтронных пучков;

- конфигурация, материальный состав и структура каждого из шиберов (отсечного и заглушки) для обоих каналов;

- конфигурация, материальный состав и структура коллимационной системы пучка для НЗТ.

В Проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц использованы характеристики полей излучений внутри канала ГК-1 и на его выходе.

По теме диссертации опубликованы около 100 печатных работ, более 20 научно-технических отчётов и монография.

Диссертация состоит из пяти глав. В первой главе рассмотрены общие вопросы, включая литературно-исторический обзор, и выявлены основные критерии качества выводимых пучков.

Во второй главе рассмотрены расчётно-методологические проблемы, возникающие при решении задач глубокого проникновения реакторных излучений, в особенности при наличии такой неоднородности, как горизонтальный канал. Описан программный аппарат и расчётные технологии, развитые и адаптированные к задачам расчёта транспорта излучения в канале и окружающей защите от излучений, а также для определения характеристик поля излучений в окрестности выхода пучка (в том числе и характеристик в фантоме), в медицинском боксе и в смежных помещениях.

В третьей главе изложены результаты, полученные для двух каналов РУ медицинского назначения «МАРС». Особенности РУ «МАРС» таковы, что характеристики выводимых пучков не могут рассматриваться отдельно от характеристик защиты от излучений установки, поэтому защита от излучений, режимы работы пучков, дозные поля в помещении вывода пучка также рассмотрены в этой главе.

В четвёртой главе проанализирован реактор ВВРц как перспективный источник для нейтронной терапии. Расчётные исследования выполнены для двух каналов реактора: а) для горизонтального канала ГК-1, используемого в проекте медицинского комплекса на реакторе ВВРц, и Ь) для ниши экспериментальных устройств, которая может быть весьма эффективно адаптирована для нейтрон-захватной терапии.

В пятой главе рассмотрена общая задача организации оптимального блока вывода нейтронного терапевтического пучка на примере исследовательского тяжеловодного реактора ТВР-50.

Личный вклад автора на всех этапах работы является определяющим, все результаты получены самостоятельно. Роль соавторов обычно сводилась к обсуждению результатов, рекомендациям, корректировке и поддержке. Исключением являются работы по созданию оптимизационного комплекса REMP1, выполненные совместно с A.A. Дубининым, а также реализация отдельных расчётных моделей а) для реактора ВВРц с участием Е.Ю. Станковского и Ь) для реактора МАРС с участием A.B. Левченко.

Автор считает своим долгом выразить глубокую благодарность всем руководителям подразделений и своим коллегам в коллективах, в которых ему довелось работать в течение многих лет. Прежде всего, автор глубоко благодарен безвременно ушедшим Т.А. Гермогеновой и A.A. Абагяну.1 Армен Артаваздович Абагян был заботливым руководителем кандидатской диссертации автора, а Татьяна Анатольевна Гермогенова своим сердечным вниманием и поддержкой на старте профессиональной деятельности оставила глубокий след в памяти автора. Автор глубоко благодарен своему первому и главному наставнику в профессиональной области Анатолию Акимовичу Дубинину за всестороннее участие, обучение и помощь, а также всем сотрудникам лаборатории 56 и отдела 20 Физико-энергетического института: в этом своём первом коллективе автор провёл почти четверть века лучших лет своей жизни. Автор глубоко благодарен В.М. Левченко, В.И. Мазину, Э.Е.Петрову, А.Ю. Плотникову, В .Я. Пупко, А.П. Пышко, В.А. Хоромскому,

А.А.Яценко и др.; руководителям и сотрудникам других подразделений ФЭИ Е.И. Ефимову, О.Д. Казачковскому, A.C. Кривцову, Д.В. Панкратову, H.A. Соловьёву, А.П. Суворову, М.Ф. Троянову, JI.A. Чернову, Ю.С. Юрьеву и мн. др. Автор благодарен сотрудникам ИПМ АН СССР им. М.В. Келдыша, в котором он многие годы длительной командировки участвовал в совместных программных разработках: Л.П. Бассу, A.M. Волощенко, М.В. Масленникову, Б.З. Оссеровичу,|Р.П. Федоренко и др. Во втором своём основном рабочем коллективе - ОГТУ ИАТЭ — автор встретил надёжную поддержку и помощь, прежде всего, своего научного консультанта Евгения Сергеевича Матусевича, которому автор приносит свою искреннюю благодарность и признательность. Автор глубоко благодарен руководителям и сотрудникам ИАТЭ О.Т. Грудзевичу, Ю.А. Казанскому, Д.А. Клинову, H.JL Сальникову, Е.Ю. Станковскому и др. за помощь, внимание и поддержку. Автор также признателен сотрудникам ЭНИМЦ «Моделирующие системы» В.А. Белугину, A.A. Казанцеву, В.А. Левченко, A.B. Левченко, Р.И. Мухамадееву, Ю.А. Стужневу и др. за внимание и обсуждение многих положений и результатов работы. Данная работа не могла бы появиться без сотрудничества с коллегами из МРНЦ РАМН И.А. Гулидовым, С.П. Капчигашевым, С.А. Клыковым, В.И. Потетней, В.А. Соколовым, С.Е. Ульяненко, с сотрудниками ГНЦ РФ НИФХИ С.А. Ериным, М.А. Маркиной, Е.С. Старизным, с работниками других организаций А.П. Бовиным, Э.Б. Бродкиным, А.Н. Кожевниковым, H.A. Кондурушкиным, В.Г. Мадеевым, В.А. Саковичем, В.А. Уткиным, А.Н. Хмылёвым, С.А. Явшицем. Всем им автор глубоко признателен и благодарен.

Заключение диссертации по теме «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», Кураченко, Юрий Александрович

Все выводы предыдущего раздела относительно согласованности расчётных данных и данных, полученных из эксперимента, а также о предпочтительности определённой группы данных (как касательно расчёта, так и эксперимента) справедливы и по отношению к тканевой керме.

1 -10

1 -10 7 1 -Ю"6 1 -Ю-5 1 -10 4 1 -10 3 0.01 0.1

Энергия, МэВ

КАСКАД, 360 см

0 0 0 МСЫР, 360 см Эксперимент 1

О Эксперимент 2

10 100

Рис. 4.27. Расчётные и восстановленный из эксперимента групповые спектры мощности кермы нейтронов

4.4.3 Поглощённые дозы нейтронов и гамма-излучения.

В монографии [ 1 ] представлены результаты экспериментального определения поглощённых доз нейтронов и гамма-излучения в экспериментальной камере. Эти результаты получены с помощью двух дозиметров с различной чувствительностью по отношению к нейтронам и гамма-излучению:

- термолюминесцентного детектора на основе А1203 и

- дозиметра Фрикке.

В табл. 4.22, 4.23 приведены данные [1], полученные из эксперимента, в сопоставлении с расчётными значениями кермы, аппроксимирующими поглощённую дозу.

225

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате выполнения диссертационных исследований разработаны теоретические основы расчётных технологий, позволяющих единым подходом получить все функционалы полей излучений, необходимые для организации терапии на нейтронных пучках. Эти технологии реализованы в комплексах и цепочках программ, позволяющих рассчитывать и оптимизировать характеристики полей излучений реактора при глубоком проникновении излучений. Развитые технологии позволили решить несколько научных проблем, что имеет важное хозяйственное значение. В частности, получены оптимальные конфигурации блоков вывода нейтронных пучков для реакторов нескольких типов, а также малогабаритная оптимальная защита медицинского реактора, позволяющая его расположение непосредственно в клинике. Внедрение полученных результатов внесёт значительный вклад в развитие терапии на нейтронных пучках. 1

Список литературы диссертационного исследования доктор физико-математических наук Кураченко, Юрий Александрович, 2008 год

1. Цыб А.Ф., Ульяненко С.Е., Мардынский Ю.С. и др. Нейтроны в лечении злокачественных новообразований. Научно-методическое пособие. — Обнинск: БИСТ, 2003. - 112 с.

2. Гулидов И.А., Мардынский Ю.С., Цыб А.Ф., Сысоев А.С. Нейтроны ядерных реакторов в лечении злокачественных новообразований. Обнинск: МРНЦ РАМН, 2001. - 132 с.

3. Матусевич Е.С. Реакторы и ускорители. Обнинск: ИАТЭ, 2000. - 178 с.

4. Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, 289 p.

5. Godel J.B. Description of Facilities and Mechanical Components (MRR), BNL-600 (1960).

6. Whittemore W.L., West G.B. A TRIGA reactor design for boron neutron capture therapy / Trans. Am. Nuc. Soc. 60 (1989) p. 206.

7. Wheeler F.J. et al. Physics design for the Brookhaven Medical Research Reactor epithermal neutron source / Neutron Beam Design, Development, and Performance for Neutron Capture Therapy. Plenum Press, New York (1990) p.83.

8. Hatanaka H. Boron neutron capture therapy for brain tumors. In: Karin ABMF, Laws E, editors. Glioma. Berlin: Springer-Verlag; 1991. p. 233-49.

9. Auterinen I., Hiismaki P. Epithermal BNCT neutron beam design for a TRIGA II Reactor. 5th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. Columbus, Ohio, USA, 13-17 Sept. 1992. Columbus, 1992.

10. Auterinen I., Hiismaki P. Epithermal BNCT neutron beam design for a Triga II reactor. Proceedings of the International Congress of Radiation Oncology. Kyoto, Japan, 21 -25 June 1993.

11. Rogus R., Harling O., Yanch J. Mixed field dosimetry of epithermal neutron beams for boron neutron capture therapy at the MITR-II research reactor / Med. Phys. 21 (10), Oct. 94; pp. 1611-1625.

12. Liu, H.B., et al., Enhancement of the epithermal neutron beam used for boron neutron capture therapy / Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 28(5) (1994) pp. 1149-1156.

13. Liu, H.B. Design of neutron beams for neutron capture therapy using a 300-kW slab TRIGA reactor/Nucl. Tech. 109 (1995) p. 314.

14. Matsumoto T. et al. Design Studies of an Epithermal Neutron Beam for Neutron Capture Therapy at the Musashi Reactor / Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 32, No. 2, pp. 87 94, Feb. 1995.

15. Murzin A.V. et al. Reactor filtered neutron beams for astrophysical and BNCT investigations / IX International Symposium on Capture Rays Spectroscopy and related Topics, Budapest (1996) pp. 850-853.

16. Matsumoto T. Design of Neutron Beams for Boron Neutron Capture Therapy for TRIGA Reactor / Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 33, No. 2, pp. 171 -178, Feb. 1996.

17. Rossi S., Amaldi U. The TERA Programme: Status and Prospects / Proc. 7 Intl. Symp. Neutron Capture Therapy for Cancer, 4-7 Sept. 1996, Zurich Switzerland, Advances in Neutron Capture Therapy, V. I, Medicine and Physics, pp. 444-458.

18. Liu H.B et al. An improved neutron collimator for brain tumor irradiations in clinical boron neutron capture therapy / Med. Phys. 23(12) (1996) pp. 2051-2060.

19. Hu J.-P. Power Density Distribution in 8 Fission Converter Plates when the Shutter of Modified Epithermal Neutron Beam is Opened / BNL Memorandum (1996).

20. Hungyuan B. LIU, Patti F. J. Epithermal neutron beam upgrade with a fission plate converter at the Brookhaven Medical Research Reactor / Nucl.Tech., Vol.116, Dec. 1996, pp. 373- 377. '

21. Auterinen I., Hiismâki P. The epithermal neutron irradiation station for boron neutron capture therapy (BNCT) at the FiR 1 in Otaniemi / Med. Biol. Eng. Comput. 34, Suppl. 1, Part 1 (1996) pp. 299-300.

22. Salmenhaara S., Auterinen I. BNCT irradiation station at the Finnish Triga reactor. Fourteenth European Triga Conference. Mainz, DE, 23 25 Sept. 1996. Presentation, 1996; 5.

23. Гулидов И.А., Мардынский Ю.С., Сысоев А.С. Быстрые нейтроны реактора в лечении злокачественных новообразований / Вопросы онкологии. 1997. Т.43.Вып.5, с. 515-518.

24. Цыб А.Ф., Денисенко О.Н., Мардынский Ю.С. и др. Физико-технические аспекты гарантии качества нейтронной дистанционной лучевой терапии и проблемы её обеспечения / Вопросы онкологии. 1997. Т. 43. Вып.5, с. 509514.

25. Park, Jeong Hwan and Cho, Nam Zin. Design of a medical reactor generating high quality neutron beams for BNCT / Proc. Korean Nucl. Soc. Spring Meeting, Kwangju Korea, May 1997, pp. 427-432.

26. Tiyapun K. Epithermal Neutron Beam Design at the Oregon State University TRIGA Mark II Reactor (OSTR) Based on Monte Carlo Methods / MS Thesis, Oregon State University, Corvallis (1997).

27. Moss R.L. et al. The requirements and development of neutron beams for neutron capture therapy of brain cancer. J. Neurooncol. 33, 27-40 (1997).

28. Capala J. et al. Radiation doses to brain under BNCT protocols at Brookhaven National Laboratory / Advances in Neutron Capture Therapy. Volume 1, Medicine and Physics. Amsterdam: Elsevier Science, 1997; 51-55.

29. Binney S.E. Boron neutron capture therapy in TRIGA reactors / a status report. Eastern Washington Section, American Nuclear Society (1997).

30. Bustos D., Calzetta Larrieu O., Blaumann H. Epithermal beam in the RA-6 reactor / Advances in Neutron Capture Therapy. Volume 1, Medicine and Physics. Amsterdam: Elsevier Science, 1997; pp. 420-423.

31. Savolainen S. et al. The Finnish boron neutron capture therapy program, anoverview on scientific projects / Advance in Neutron Capture Therapy, Volume I, Medicine and Physics, pp. 342 347, Elsevier Science, 1997.

32. Auterinen I., Hiismaki P., Rosenberg R. Using reactor neutrons in cancer therapy. Industrial Horizons 1997; 1: 8-9.

33. Aschan C. et al. Status of the Finnish boron neutron capture therapy (BNCT) project. 5th Joint Finnish-Russian Symposium on Radiochemistry. Helsinki, 9 -10 Dec. 1997. University of Helsinki, Laboratory of Radiochemistry, Department of Chemistry 1997.

34. Kumakhov M.A. Use of polycapillary neutron lens in neutron capture therapy -8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

35. Seren T., Auterinen I. et al. P Spectrum measurements and calculations in the epithermal neutron beam at the FiR 1 BNCT facility. Proceedings of the 15th European TRIGA Conference. Espoo, FI, 15 17 June 1998, 1998; 1.

36. Lampinen J.S. et al. Three dose calculation codes applied to neutron transport in bnct — 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

37. Binney S.E. The applicability of TRIGA reactors for boron neutron capture therapy / Trans. Am. Nuc. Soc. 78 (1998) pp. 17-19.

38. Jim B J. Toward a hospital based reactor for neutron capture therapy / Proc. Korea Nucl. Soc. Autumn Meeting, Seoul, Korea, Oct. 1998.

39. Kim J.K., et al. Design of epithermal neutron beam for BNCT using sub-critical multiplying assembly / Proc. Korea Nucl. Soc. Spring Meeting, Soowon, Korea, 1998.5.29-30, pp. 746-751.

40. Blaumann H.R. et al. NCT facility development at the RA-6 reactor 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

41. Holden N.E. et al. Radiation dosimetry for NCT faclilities at the Medical Research Reactor 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13-18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

42. Boron Neutron Capture Therapy BNCT. Annual Report 1998 / Operation of the High Flux Reactor, Joint Research Centre, European Commission, EUR 18714 -EN.

43. Seren T. et al. Neutron Beam Characterization at the Finnish BNCT Facility / Reactor Dosimetry, Radiation Metrology and Assessment, ASTM-STP-1398, (1999), p. 175.

44. Seren T. et al. Neutron beam characterisation at the Finnish BNCT facility / Measurements and calculations. 10th International Symposium on Reactor Dosimetry. Osaka, JP, 12 17 Sept. 1999. Paper 2.02, 1999; 8.

45. Auterinen I. et al. The new boron neutron capture therapy facility at the Finnish nuclear research reacotir (FiR 1), Med Biol Eng Comp 1999; 37: 1: 398-399.

46. Auterinen I. The Finnish boron neutron capture therapy (BNCT) project. VTT Symposium 197. 15th European TRIGA Conference. Espoo, 15-17 June 1998. VTT Chemical Technology 1999; 121-131.

47. Torii Y. et al. BNCT Irradiation Facility at JRR-4 / paper presented to the ASRR-6, Mito, Japan, 29 31 March, 1999.

48. Yokoo K., et al. The Installation of a New Medical Irradiation Facility at JRR-4 / paper presented to the Workshop on the Utilization of Research Reactor, Yogyakarta, Indonesia, 8-11 February 1999.

49. Park J.H., Cho N.Z. Design of a low power reactor with high-quality neutron beams for BNCT / Trans. Am. Nuc. Soc. 80 (1999) pp. 71-73.

50. Khokhlov V.F. Zaitsev K.N., Kvasov V.l. et al. Development of a radiation technology to treat malignant tumors on the base of NCT / Engineering Physics (Rus.),№ 1,2000, p. 52-55.

51. Seren T. Auterinen I. et al. Spectrum measurements and calculations in theepithermal neutron beam at the FiR 1 BNCT facility. VTT Symposium 197. 15th

52. European TRIGA Conference. Espoo, 15 17 June 1998. VTT Chemical Technology, 2000; 167-179.

53. Khokhlov V.N. Kulakov K.N. Zaitsev et al. The Russian Project on Neutron Capture Therapy for Cancer, Frontiers in Neutron Capture, ed. by Hawthorne et al. Kluwer Academic / Plenum Publishers, N-Y, 2001. p.425-428.

54. Kotiluoto P. Fast tree multigrid transport application for the simplified P3 approximation /Nucl. Sci. Eng. 138, (2001); 269-278.

55. Kotiluoto P. et al. Shielding design and calculations for the Finnish BNCT facility / Frontiers in Neutron Capture Therapy. Vol. 1. Kluwer Academic / Plenum Publishers, 2001; 623-628.

56. Jun B.J., Lee B.C. Suggestion for an NCT reactor in the hospital / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 89-94.

57. Blaumann H.R. et al. NCT facility development and beam characterisation at the RA-6 Reactor. In: Hawthorne MF, Shelly K, Wiersema RJ, editors. Frontiers in neutron capture therapy. Vol. I. New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers; 2001. p. 313-7.

58. Gulidov I., Korobeynikov V., Litiaev V. et al. Study of the Dose Fields on the Therapy Beam of Reactor BR-10 / Report on X International Congress on Neutron Capture Therapy for Cancer (Essen, Germany 8 - 13 September 2002).

59. Kotiluoto P. Application of the new multitrans SP3 radiation transport code in criticality problems and potential use in dosimetry / Proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry. Reactor Dosimetry in the 21st

60. Century. Brussels, BE, 18-23 Aug. 2002. Jan Wagemans, Hamid Ait Abderrahim; Pierre D'hondt & Charles de Raedt (eds.). 2003; 580-587.

61. Gulidov I. et al. Fast reactor neutrons in the treatment of malignancies and perspectives of NCT andNCT enhanced fast neutron therapy in Obninsk, Russia/ Symposium 2004 Proceedings pages 111-113.

62. Zaitsev K.N. et al. NCT at the MEPhI reactor / Symposium 2004 Proceedings pages 82-98.

63. Blue T.E., Yanch J.C. Accelerator-based epithermal neutron sources for boron neutron capture therapy of brain tumors / J. Neur. Oncol 2003; 62:19-31.

64. Burger G. et al. Calculation of depth dose and beam profile for the fast neutron beam of the Heidelberg compact cyclotron / European Journal of Cancer, 10 (1974) 328-329.

65. Catterall M., Bewlew D.K. Fast Neutrons in the Treatment of Cancer / London. NY: Academic Press. 1979.

66. Maor M.FI, et al. Fast neutron radiotherapy for locally advanced head and neck tumors / Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys. 7:155-163; 1981.

67. Skolyszewsky J. et al. A preliminary report on the clinical application of fast neutrons in Krakow / Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys. 8:1781-1786; 1982.

68. Wambersie A., Menzel H.G. Present status, trends and needs in fast neutron therapy / Bull. Cancer Radiother. 1996. V. 83, Suppl. 1, pp. 68-77.

69. Blackburn B., Yanch J., Klinkowstein R. Development of a high-power water-cooled beryllium target for use in accelerator-based boron neutron capture therapy. Med. Phys .1998; 10:1967-74.

70. Green S. Developments in accelerator based boron neutron capture therapy / Radiat. Phys. Chem. 51, No. 4-6, pp. 561-569, 1998.

71. Kononov V.N. et al. The physical project of accelerator based bnct facility at hospital 8th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer. La Jolla, CA, 13 - 18 Sept. 1998. International Society for Neutron Capture Therapy 1998.

72. Beynon T. et al. Status of the Birmingham accelerator based BNCT facility / Research and Development in Neutron Capture Therapy, Bologna: Monduzzi Editore, International Proceedings Division; 2002. p. 225-8.

73. Giusti V., Esposito J. Neutronic feasibility study of an accelerator-based thermal neutron irradiation cavity. / Research and Development in Neutron Capture Therapy, Bologna: Monduzzi Editore, International Proceedings Division; 2002. pp. 305-8.

74. Kononov V. N. et al. The time-of-flight epithermal neutron spectrum measurement from accelerator based BNCT facility / Report on ISNCT-12

75. Glotov A., Bazhal S., Bokhovko M., Kononov O., Kononov V., Fursov B., Gulidov I., Mardynsky Yu., Sysoev A., Silvestrov G. A facility for BNCT on the

76. KG-2.5 high current accelerator of Cockroft-Walton type at IPPE / Research and Development in Neutron Capture Therapy. Essen. 2002.- pp .319-324.

77. Batterman J.T. Clinical application of fast neutrons / Rotopi, Amsterdam, 1981.

78. Кирьянов Г.И. и др. Генератор нейтронов НГМ-16: В сб. Радиационная техника, 1987. Т.35 Вып.2, с. 57-60.

79. Сыромуков C.B. и др. Генератор нейтронов НГМ-17 и ускорительная трубка УТ-02: В сб. Радиационная техника, 1990. Т.42 Вып.2, с. 27-33.

80. Rassow J. et al. Review on the physical and technical status of fast neutron therapy in Germany / Radiat. Prot. Dosim. 1992, 44(1/4), pp. 447-451.

81. Bobylev V.I. et al. Pulsed neutron generators (ING) of the VNIA and systems on their base: Proc. jf the Fifth World Conference on Neutron Radiotherapy (June 17-20, 1996, Berlin, Germany), pp. 579-623.

82. Malyshkin G.N. et al. Source Model Development for a Fast Neutron Therapy Planning System / Report on ISNCT-11

83. Koivunoro PI. et al. BNCT dose distribution in liver with epithermal D-D and D-T fusion-based neutron beams / Report on ISNCT-11.

84. Rivard M.J., Zamenhof R.G. Moderated ~ Cf neutron energy spectra m brain tissue and calculated boron neutron capture dose / Report on ISNCT-XI

85. Martin R.C., Halpem D.S. Development of Miniature High-Dose-Rate 252Cf Sources for Boron-Enhanced and Fast Neutron Brachytherapy / Report on ISNCT

86. X, International Congress on Neutron Capture Therapy for Cancer (Essen, Germany 8-13 September 2002).

87. Agosteo S. et al. Design of Neutron Beams for Boron Neutron Capture Therapy / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 116-125.

88. Sakurai F. et al. Medical Irradiation Facility at JRR-4 / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 142-146.

89. Shih J.L., Brugger R.M. Gadolinium as a neutron capture therapy agent // Med. Phys. 1992. Vol. 19 No. 3, pp. 733-744.

90. Klykov S.A., Matusevich Eu.S., Kurachenko Yu.A., Tsyboullia A.A., Oulianenko S.E., Ostroukhov Y.Y. Gadolinium Neutron Capture Therapy at Fast Reactor / ENC'98, Nice, France, Oct.25 -28, 1998: Trans. Vol. Ill, Poster Papers, p. 706-709.

91. Клыков C.A., Капчигашев С.П., Кураченко Ю.А., Матусевич Е.С., Потетня В.И. Экспериментальное определение энерговыделения при захвате нейтронов гадолинием // Атомная энергия. 2001. - Т. 91. - Вып. 6. - С. 480483.

92. Клыков С.А. Реакция Gd(n,y) как источник ионизирующего излучения для нейтронозахватной терапии» / Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. — Обнинск: ИАТЭ 2003.

93. Gelsomina De Stasio et al. Gadolinium in Human Glioblastoma Cells for Gadolinium Neutron Capture Therapy / CANCER RESEARCH 61, 4272-4277, May 15, 2001.

94. G. Gambarini G. et al. Combined utilization of 1 OB and 157Gd in NCT. Physical measurements / Report on ISNCT-11.

95. Locher G. Biological Effects and Therapeutic Possibilities of Neutrons / Am. J. Roentgenol. Radium Ther. 36 (1936) 1.

96. Sweet W., Javid M. The possible Use of Neutron-capturing Isotopes such as Boron-10 in the Treatment of Neoplasms, I. Intracranial Tumors, J. Neurosurg., 9 (1952) 200-209.

97. Fan- L. et al. Neutron Capture Therapy with Boron in the Treatment of Glioblastoma Multiforme, Am. J. Roentgenol. 71 (1954) 279-291.

98. Godwin J. et al. Pathological Study of Eight Patients With Glioblastoma Multiforme Treated With by Neutron Capture Radiation Using Boron 10, Cancer (Phila.), 8 (1955) 601-615.

99. Asbury K. et al. Neuropathologic Study of Fourteen Cases of Malignant Brain Tumor Treated by Boron-10 Slow Neutron Capture.Therapy, J. Neuropathol. Exp. Neurol. 31 (1972) 278-303.

100. Hatanaka FI. Clinical results of boron neutron capture therapy. Basic Life Sei 54(1990) 15-21.

101. Hatanaka H., Nakagawa Y. Clinical results of long-surviving Brain Tumor Patients who underwenr boron neutron capture therapy. Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys. 28 (1994) 1061-1066.

102. Barth R.F. et al. Boron Neutron Capture Therapy of Cancer: Current Status and Future Prospects / Clin. Cancer Res. 2005; 11(11) June 1, 2005/. www.aacriournals.org.

103. George E. L. The Use of Neutrons in cancer Therapy: A historical perspective through the modern Era, Vol. 40, March 1999.

104. Capala J. et al. Boron neutron capture therapy for glioblastoma multiforme: clinical studies in Sweden. J. Neurooncol. 2003; 62:135 144.

105. Agosteo S. et al. Design of neutron beams for boron neutron capture therapy in a fast reactor. IAEA Technical Committee Meeting about the Current Issues Relating to Neutron Capture Therapy; Vienna, Austria; 1999 Jun. 14-18.

106. Wittig A. et al. Current clinical results of the EORTC-study 11961. In: Sauerwein W., Moss R. Wittig A., editors. Research and Development in Neutron CaptureTherapy, Bologna: Monduzzi Editore; 2002. p.l 117 1122.

107. Burian J. et al. Report on the first patient group of the phase I BNCT trial at the LVR-15 reactor. In: Sauerwein W., Moss R. Wittig A., editors. Research and Development in Neutron Capture Therapy, Bologna:Monduzzi Editore; 2002. p. 1107-1112.

108. Christopher N. Culbertson et al. Design modification of Birmingham BNCT moderator to produce a highly thermal neutron flux with minimal photon contamination.

109. Gerullo N. et al. Spectrum shaping assessment of accelerator-based fusion neutron to be sourced in BNCT treatment. Nucl. Instr. and Meth. В. 213C, 641645, (2003)

110. Catharina M. van Rij et al. Boron neutron capture therapy for glioblastoma multiforme / Pharm. World. Sci. (2005) 27: 92-95. Essen, Germany.

111. 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.

112. Кеирим-Маркус И.Б., Савинский А.К., Чернова О.Н. Коэффициент качества ионизирующих излучений. -М.: Энергоатомиздат, 1992.

113. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций / Под ред. В.А Кутькова, Москва - Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003.

114. Coderre J. A., Moms G. М. The radiation biology of boron neutron capture therapy. Radiat. Res. 1999; 151: 1 18.

115. Morris G.M. et al. Response of the central nervous system to boron neutron capture irradiation: evaluation using rat spinal cord model. Radiother. Oncol. 1994; 32: 249-255.

116. Morris G.M. et al. Response of rat skin to boron neutron capture therapy with p-boronophenylalanine or borocaptate sodium. Radiother. Oncol. 1994; 32: 144 -153.

117. Gupta N. et al. Common challenge sand problems in clinical trials of boron neutron capture therapy of brain tumors. J. Neurooncol. 2003; 62: 197-210.

118. Nigg D.W. Computational dosimetry and treatment planning considerations for neutron capture therapy. J.Neurooncol. 2003; 62: 75 86.

119. Radiation Oncology Physics: A Handbook for Teachers and Students / E.B. Podgorsak (Technical Editor). IAEA VIENNA, 2005.

120. Barth R.F., Solloway, A.H. Fairchild R.G. "Boron Neutron Capture Therapy of Cancer," Sei. Am., pp 100-107, (October 1990).

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

122. Harling O.H., Bernard J. A., Zamenhof R.G., (eds.). Proceedings of an International Workshop on Neutron Beam Design, Development, and Performance for Neutron Capture Therapy / Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, (March 29-31, 1989).

123. The Basics of Boron Neutron Capture Therapy / Интернет-издание, http://web.mit.edu/nrl/www/bnct/facilities/facilities.html7 7 »

124. Epithermal Neutron Source Based on Li(p,n) Be Reaction Optimization for Neutron Capture Therapy / O. Kononov, V. Kononov, V. Korobeynikov, N. Soloviev, M. Bokhovko, D. Sanin, W. Chu, A. Zhitnik, S. Ognev.

125. MIT BNCT Facilities. Fission Converter Beam (FCB) / Интернет-издание, http://web.mit.edu/nrl/www/bnct/facilities/MIT BNCT Facilities.htm

126. Ronen Y., Aboudy M., Regev O. Homogeneous 242mAm-Fueled Reactor for Neutron Capture Therapy / Nuclear Science Engineering, 138, 295-304 (2001).

127. Wemple C.A. et al. Epithermal Neutron Beam for BNCT Research at Washington State University / Current status of neutron capture therapy / Report of International Atomic Energy Agency No. 1223. Vienna, 2001, pp. 111-115.

128. Giusti V. et al. Monte Carlo model of the Studsvik BNCT facility: description and validation, Med. Phys. 30 (12), 3107-3118, 2003.

129. Burn K.W. et al. The Epithermal Neutron Beam for BNCT under Construction at TAPIRO: Physics / NPDC19 Pavia 5-9 September 2005.

130. Sarotto M et al. Study of the Neutron Collimator Design Used in the TAPIRO Facility for Patient Treatment with BNCT / 2003. Italian Agency for new Technologies, Energy and Environment (ENEA), Via Martiri di Monte Sole 4, Bologna, Italy.

131. Nava E., Burn K.W. et al. Monte Carlo Optimization of a BNCT Facility for treating Brain Gliomas at the TAPIRO Reactor / ICRS-10, RPS 2004. Funchal, Madeira Island (Portugal), 9-14 May 2004.

132. Burn K.W. et al. Final Design and Construction Issues of the TAPIRO Epithermal Column / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]. http://icnct-12.umin.ip/.

133. Kong F. et al. The basic experimental study of Boron Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

134. Deng L. et al. MCDB Monte Carlo Dosimetry Code System for BNCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

135. Yongmao Z. et al. Design and Construction of In-Hospital Neutron Irradiator Mark 1 / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

136. Alfuraih A. et al. BNCT with Linac, Feasibility Study / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]. http://icnct-12.umin.ip/.

137. Green S. et al. Radiobiology Studies for the Evaluation of Epithermal Neutron Beams used for BNCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

138. Allen B. et al. Internal High LET Targeted Radiotherapy for Cancer / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.ip/.

139. Sauerwein W. et al. Boron Concentration in Tissues an Urgent Need for Standards Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

140. Gabel D. et al. The Influence of BSH on Membranes 1 / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

141. Voege A. et al. Synthesis of Dodecaborate-containing DNA-binding Heterocycles for BNCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

142. Chou F. I. et al. Synthesis of PBAD-lipiodol Nanoparticles for Combination Treatment with Boric Acid in Boron Neutron Capture Therapy for Hepatoma invito / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

143. Liu H.-M. et al. Experiences of Reconstruction the Epithermal Neutron Beam at THOR / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

144. Liu C.-S. Quality Assurance (QA) Program in BNCT: RBE of 7 NCT Beams for Intestinal Crypt Regeneration in Mice / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

145. Khokhlov V.F. et al. Neutron Activation Methods to Determine 10B Concentrations in Biological Tissues at the MEPhI Reactor / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

146. Sheino I. N et al. Dose-supplementary Therapy of Malignant Tumors / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

147. Kononov O.E. et al. Dose Rates Measurement at Obninsk Accelerator Based BNCT Facility / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

148. Kononov V.N. et al. The Time-of-flight Epithermal Neutron Spectrum Measurement from Accelerator Based BNCT Facility / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/.

149. Mitin V.N. et al. BNCT of Spontaneous Canine Osteosarcoma / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/

150. Gritzay O.O. et al. The First Main Steps for Development of BNCT Neutron Sources at the Ukrainian and Uzbek Research Reactors / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.ip/

151. Koryakin S.N. et al. Analysis of Distribution of Dodecaborate Derivatives Labeled With Radioactive Iodine in Tumour and Surrounding Tissues of Tumour-bearing / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/

152. Borisov G.I. et al. Semiempirical Theory of NCT with Epithermal Neutrons / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http.V/icnct-12.umin.jp/

153. Borisov N.M. et al. A Tool for Preparation of Voxel Phantoms: Potentialities for Planning of Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.ip/

154. Taskaev S.Yu. et al. Development of Lithium Target for Accelerator Based Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.ip/

155. Pazirandeh A. et al. Determination of Boron Distribution in a Tumor Induced in a Rat's Brain / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.ip/

156. Fulop M. et al. Small Proton Cyclotrons for NCT / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/

157. Albritton J.R. Development of Reference Problems for Neutron Capture Therapy Treatment Planning Systems / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/

158. Kiger J.L. et al. Effects of Boron Neutron Capture Radiation on the Normal Lung of Rats / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/

159. AbdelMunem Eid M. Neutron Flux Measurement in the Thermal Column of the Malaysian TRIGA Mark II Reactor with MCNP Verification / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. [e-mail]., http://icnct-12.umin.jp/

160. El-Zaria M. E. Azanonaborane-Containing Sugars, Possible Boron Carriers for Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XII, Oct. 9-13, 2006. ICNCT2006@,antm.or.ip., http://icnct-12.umin.jp/

161. Borisov G.I., Kondratenko R.I., Kumakhov M.A. Model of Focusing Capillary Neutron Optics System (CNOS) for Invasive Neutron Capture Therapy (INCT) / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11 /abstracts/index.html

162. Borisov G.I. et al. Assessing Estimate Possibilities of Implementing Invasion Neutron Capture Therapy (INCT) Using Capillary Neutron Optical Systems / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

163. Kuznetsov A.A. et al. Approach to Magnetic Neutron Capture Therapy / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

164. Kulakov V.N., Khokhlov V.F. et al. BNCT of Spontaneous Melanoma at Dogs Clinical Experimental Study / Report at ICNCT-XI http ://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

165. Koryakin S.N., Ulianenko S.E. et al. Influence of Modifiers on BSH Accumulation in Animal Tumours for BNCT / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

166. Kulakov V.N., Sheino I.N., Khokhlov V.F. et al. Experimental Pharmacokinetic Studies of Gd and 10B- containing Compounds at the MEPhI Reactor / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

167. Kulakov V.N., Bregadze V.l., Khokhlov V.F. et al. Cobaltacarborane Derivatives for NCT / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

168. Gulidov I., Sysoev A., Mardynsky Yu., Ulianenko S., Kononov V., Glotov A., Kononov O. Development of Neutron Capture Therapy and other Neutron Techniques in Obninsk, Russia. / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

169. Gritzay O.O. et al. Monte-Carlo Calculations for the Development of a BNCT Neutron Source at the Kyiv Research Reactor / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

170. Bayanov B. et al. BINP Accelerator Based Neutron Source / Report at ICNCT-XI httpj//isnctorg/^

171. Kononov V. et al. Tape High Power Neutron Producing Target for NCT / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-ll/abstracts/index.html

172. Malyshkin G.N. et al. Source Model Development for a Fast Neutron Therapy Planning System / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

173. Kvasov V.l., Kulakov V.N., Khokhlov V.F. et al. Determination of Gadolinium in Biological Material by Neutron Activation Analysis / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

174. Sheino I.N., Khokhlov V.F., Kulakov V.N. Dose Calculations in "Dose-Supplementary" Therapy of Cancer / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11/abstracts/index.html

175. Bayanov B. et al. Lithium Neutron Producing Target for BINP Accelerator-based Neutron Source / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT11/abstracts/index.html

176. Borisov G.I. et al. Assessing Estimate Possibilities of Implementing Invasion Neutron Capture Therapy (INCT) Using Capillary Neutron Optical Systems / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-ll/abstracts/index.html

177. Khokhlov V.F. et al. Project of the Medical NCT Channel Based on the Thermal Column of the MEPhI Reactor / Report at ICNCT-XI http://isnct.org/ISNCT-11 /abstracts/index.html

178. ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА К ЭСКИЗНОМУ ПРОЕКТУ НЕЙТРОН-ТЕРАПЕВТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ «МАРС» / Авт.: Ю.А. Казанский, В.А. Левченко, Е.С. Матусевич, Ю.А. Кураченко и др. ЭНИМЦ «Моделирующие системы», Обнинск, 2006.

179. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Левченко В.М. и др. Комплекс программ приближённого решения двумерных задач защиты от излучений / Вопросы дозиметрии и защиты от излучений М., Атомиздат, 1976 г. - С. 15-21.

180. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Петров Э.Е. Быстродействующий комплекс программ оптимизации защиты / Препринт ФЭИ-817, Обнинск, 1978 г., 23 с.

181. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Комплекс программ расчёта и оптимизации защиты. Доклад на Второй всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок М.: МИФИ, 1978 г. Тезисы докладов. - С. 12.

182. Дубинин A.A., Журавлёв В.И., Кураченко Ю.А. Оптимизация характеристик защиты от излучений / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1980, М., НИКИЭТ, Вып. 4(13). - С. 56-62.

183. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Быстродействующий комплекс программ приближённого расчёта защиты от излучений. — В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 4. Под ред. Ю.А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1980 г. - С. 219-230.

184. Абагян A.A., Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. и др. Исследование оптимальных композиций плоских железо-водных защит. — В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 4. Под ред. Ю.А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1980 г. - С. 86-94.

185. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Петров Э.Е. и др. Применение метода оврагов в задачах оптимизации защиты от излучений. В кн.: Труды ВТИ, вып. 26. Под ред. В.Н.Миронова и др. М., ВТИ, 1980. - С. 68-74.

186. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Поиск оптимальных параметров полуэмпирической модели прохождения излучений в защите / Препринт ФЭИ-1158, Обнинск, 1981 г., 24 с.

187. Кураченко Ю.А. Комплекс программ оптимизации защиты с температурными ограничениями. Доклад на Третьей всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок — Тбилиси, ИПМ ТГУ, 1981 г. Сб. докладов. С. 35-43.

188. Абагян A.A., Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. и др. Проблемы оптимизации радиационных защит ядерных энергетических установок. В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 5. Под общей ред. Ю.А. Егорова и др. - М., Атомиздат, 1981 г.-С. 159-166.

189. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Температурные ограничения в задачах оптимизации защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1283, Обнинск, 1982 г., 29 с.

190. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Фролов О.В. Моделирование объёмного источника поверхностным в задачах оптимизации защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1467, Обнинск, 1983 г., 32 с.

191. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Повышение точности расчёта характеристик защиты от излучений по методу «выведение + Рр> Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 5(34), М., НИКИЭТ, 1983, с. 48-54.

192. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А., Фролов О.В. Адаптивные алгоритмы расчёта прохождения нерассеянного излучения в защите / Препринт ФЭИ-1563, Обнинск, 1984 г., 30 с.

193. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Исследование применимости метода последовательных столкновений в задачах о прохождении гамма-излучения / Препринт ФЭИ-1596, Обнинск, 1984 г., 26 с.

194. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Эффективные алгоритмы расчёта характеристик полей гамма-излучения в радиационных защитах / Препринт ФЭИ-1658, Обнинск, 1985 г., 24 с.

195. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Оптимизация компонентного состава материалов радиационной защиты. Доклад на Четвёртой всесоюзнойнаучной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Томск, ТПИ, 1985 г. Тезисы докладов. — С. 38.

196. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Эффективные модификации метода последовательных столкновений. Доклад на Четвёртой всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок -Томск, ТПИ, 1985 г. Тезисы докладов. С. 64.

197. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Эффективные модификации метода последовательных столкновений в задачах о прохождении гамма-излучения / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1986, М., НИКИЭТ, Вып. 4.-С. 21-23.

198. Дубинин A.A., Кураченко Ю.А. Оптимальные вычислительные схемы решения многогрупповой задачи о прохождении фотонов / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1987, М., НИКИЭТ, Вып. 8. - С. 3238.

199. Кураченко Ю.А. Эффективные модификации Рп-приближения в комбинированных схемах расчёта характеристик защиты от излучений.

200. Доклад на Пятой всесоюзной научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Серпухов, ИФВЭ, 1989 г. Тезисы докладов. -С. 18.

201. Дубинин А.А., Кураченко Ю.А. Эффективные модификации Рп-приближения для комплексных вычислительных схем решения задач защиты от излучений / Препринт ФЭИ-1967, Обнинск, 1989 г., 28 с.

202. Дубинин А.А., Кураченко Ю.А. Программа КЕМР1-РС для оптимизации характеристик защиты от излучений / Препринт ФЭИ-2155, Обнинск, 1990 г., 14 с.

203. Кураченко Ю.А. Эффективные модификации Рп-приближения в комбинированных схемах расчёта характеристик защиты от излучений / ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1991, М. Вып. 1. — С. 82-84.

204. Кураченко Ю.А. Возможности комплексных методик для расчёта характеристик полей нейтронов. Доклад на VI российской научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок -Обнинск, 1994 г. Тезисы докладов. Т. 1, с. 75-77.

205. Кураченко Ю.А., Плотников А.Ю. Современное состояние комплекса программ КЕМР1. Доклад на VI российской научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Обнинск, 1994 г. Тезисы докладов. - Т. 1, с. 84-86.

206. Дубинин А.А., Кураченко Ю.А. Анализ радиационных задач лазерных систем с ядерной накачкой. Доклад на VI российской научной конференции по защите от излучений ядерно-технических установок Обнинск, 1994 г. Тезисы докладов. - Т. 1, с. 271-273.

207. Кураченко Ю.А. Оптимизация блока вывода реакторного пучка для лучевой терапии // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. - №1. - С. 129-138.

208. Химмельблау Д. Прикладное нелинейное программирование. М.: МИР, 1975 г.

209. 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).

210. Барыба Т.А, Басс Л.П. и др. Система обеспечения282. Абагян А.Амногогрупповыми константами расчетов полей гамма-излучения в реакторах и защите. М., ИПМ АН СССР, 1978. 283.

211. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н. и др. Групповые константыдля расчёта реакторов и защиты. Справочник М., Энергоиздат, 1981.

212. Дубинин A.A., Колесов В.Е., Кривцов A.C. и др. Библиотека групповых констант для расчёта источников фотонов в ядерно-технических установках // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. 1986. Вып. 2.

213. ABBN-90: Multigroup Constant Set for Calculation of Neutron and Photon Radiation Fields and Functionals, Including the CONSYST2 Program / ORNL, RSICC DATA LIBRARY COLLECTION DLC-182, September 1995.

214. Manturov G. N., Nikolaev M. N., Tsiboulia A. M. "BNAB-93 Group Data Library, Parti: Nuclear Data for the Calculations of Neutron and Photon Radiation Fields," Vienna, IAEA, INDC(CCP)-409, 1997.

215. McLane V., Dunford C. L., Rose P.F. "ENDF-102: Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6". BNL report, BNL-NCS-44945, revised (1995).

216. BUGLE-96: Coupled 47 Neutron, 20 Gamma-Ray Group Cross Section Library Derived from ENDF/B-VI for LWR Shielding and Pressure Vessel Dosimetry Application / ORNL, RSICC DATA LIBRARY COLLECTION DLC-185, July 1999.

217. Bucholz J., Antonov S., Belousov S. "BGL440 and BGL1000 Broad Group Neutron/Photon Cross Section Libraries Derived from ENDF/B-VI Nuclear Data". IAEA, INDC(BUL)-15, April 1996.

218. CASK 40 Group Neutron and Ray Cross Section Data. RSIC Data Library DLC-23, 1973.

219. Gauld I. C., Litwin K. A. VERIFICATION AND VALIDATION OF THE ORIGEN-S CODE AND NUCLEAR DATA LIBRARIES. AECL, RC-1429, COG-I-95-150, August 1995.

220. Sasamoto N., Sukegava T., Fujiku K. et al. "Radioactive inventory calculation for JPDR to be dismantled", Proc. Topi. Conf. Theory and Practices in Radiation Protection and Shielding, Knoxville, USA, 22 24 April 1987, p.570 (1987).

221. Wall S., France J., Dean M. "Current status of decommissioning calculations for IAEA benchmark (JPDR)", AEA-TSD-0259, NCS/R(94)32, AEA Techology, Technical Services Division, (1994).

222. Мухамадеев Р.И., Суворов А.П. Расчётный бенчмарк по активации конструкционных материалов исследовательского реактора AM // Ядерная энергетика, 2001, №3, с. 68 72.

223. Ляпин А.В., Прохорова Н.А., Попов Э.П. и др. Расчётный бенчмарк -тестовая модель реактора БР-10 // Ядерная энергетика, 2001, №2, с. 60 67.

224. Кураченко Ю.А., Грудзевич О.Т., Клинов Д.А. и др. Расчётный анализ бенчмарка для реактора БР-10 / Доклад на VII Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров» В кн.: Тезисы докладов, Обнинск, 2001, с. 22-23.

225. Kurachenko Yu.A., Grudzevich O.T., Klinov D.A. et al. Calculation Analyses of Decommissioning Benchmarks by Discrete Ordinates and Monte-Carlo

226. Techniques / Report at XI International Symposium on Reactor Dosimetry. Brussels, Belgium, August 18-23, 2002. In: "11th International Symposium on REACTOR DOSIMETRY ISRD'2002" Programme & Book of Abstract, p. 65 -70.

227. Engle W.W. "ANISN, A One-Dimensional Discrete Ordinates Transport Code with Anisotropic Scattering," K-1693, Oak Ridge, 1967.

228. DOORS3.2: One, Two- and Three Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System // ORNL, RSICC Collection. CCL-650 June 1996, revised August 1996, February 1998, April 1998, July 1998.

229. MCBEND User Guide to Version 7. Internal AEA Report.

230. Интегральные эксперименты в проблеме переноса ионизирующих излучений: Справочное руководство / И.В. Горячев, Ю.И. Колеватов, В.П. Семёнов, JI.A. Трыков-М.: Энергоатомиздат, 1985.

231. Левченко В.А., Белугин В.А., Казанский Ю.А., Кураченко Ю.А. и др., Основные характеристики америциевого реактора для нейтронной терапии. Реактор МАРС. «Известия вузов. Ядерная энергетика», №3, с.72-80. (2003).

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

233. Kurachenko Yu.A., Kazansky Yu.A., Matusevich Eu.S. THE "MARS" REACTOR FOR NEUTRON CAPTURE THERAPY // Report at 1 Oth International Conférence "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 43-44.

234. Казанский Ю.А., Кураченко Ю.А., Левченко В.A. и др. Ядерная и радиационная безопасность реакторной установки «МАРС» // Доклад на X Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск, 1-4 окт. 2007 г. Тезисы докладов, с. 46.

235. Кураченко Ю.А., Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Критерии качества нейтронных пучков для лучевой терапии // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. - №1. - С. 139-149.

236. Нормы радиационной безопасности. НРБ-99. СП 2.6.1.758-99. Москва. 2000.

237. Auterinen I., Hiismaki P. Epithermal BNCT neutron beam design for a TRIGA II reactor// Advance in Neutron Capture Therapy. Plenum press, NY, 1993.

238. Kiger W.S., Sakamoto S., Harling O.K. "Neutronic design of a fission converter-based epithermal neutron beam for neutron capture therapy". Nucl. Sci. Eng. v. 131, 1-22, 1999.

239. Binns P.J., Riley K.J., Harling O.K. "Dosimetric comparison of six epithermal neutron beams using an ellipsoidal water phantom". Research and development in neutron capture therapy, 405-409. Monduzzi Editore, 2002.

240. Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry, Report No. 51, Bethesda, MD: ICRU. 1993.

241. Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation, Report No. 60, Bethesda, MD: ICRU. 1998.

242. Petrie L.M., Fox P.B., Lucius K. STANDARD COMPOSITION LIBRARY / NUREG/CR-0200. Revision 5, Volume 3, Section M8 / ORNL/NUREG/CSD-2/V3/R5. 1997.

243. Kurachenko Yu.A., Matusevich Eu.S., Stankovsky Eu.Y. A Neutron Beam Form and Size Influence on Dose Distribution on the Phantom: report at 5th Japan-Russia Joint Simposium on Radiation Safety, Tokyo, 1997. Proc. of Conf., 6 p.

244. Кураченко Ю.А., Станковский Е.Ю., Капчигашев С.П. Влияние размера и формы пучка нейтронов на распределение дозы в тканеэквивалентном фантоме // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1997. - №3. - С. 50-55.

245. Kurachenko Yu.A., Stankovsky Eu.Y. Utilizing Horizontal Reactor Channels for Neutron Therapy: The International Youth Nuclear Congress (IYNC'2000), April 9- 14, 2000 Bratislava, Slovakia. TRANSACTIONS, p. 194.

246. Kurachenko Yu.A., Matusevich Eu.S. The Experimental Facilities' Niche of the VVRc Reactor for Neutron Capture Therapy // Report at 10th International Conference "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 44-45.

247. Kurachenko Yu.A. Calculation Technics for 3D Functionals Estimation at Reactor Beam Outlet // Report at 10th International Conference "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 46-47.

248. Клёпов А.Н., Кураченко Ю.А., Левченко В.А., Матусевич Е.С. Применение методов математического моделирования в ядерной медицине.// Под ред. докт. физ.-мат. наук Е.С. Матусевича- Обнинск:, СОЦ- ИН, 2006, 204 с.

249. Кирюшин А.И., Ажнин Е.И. и др. Концепция тяжеловодного изотопного реактора нового поколения: Сб. докл. на конф. «Усовершенствованные тяжеловодные реакторы (Москва, ГНЦ РФ ИТЭФ, 18-20.11.1997.) М., 1997. - С.139-160.

250. Шведов О.В., Герасимов А.С., Киселёв Г.В. и др. Тяжеловодные установки в России // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2000. - №1. - С. 29-39.

251. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2003 update / International Atomic Energy Agency Vienna, 2003.

252. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2006 / International Atomic Energy Agency Vienna, 2006.

253. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2004 / International Atomic Energy Agency Vienna,'2004.

254. Кураченко Ю.А., Казанский Ю.А., Левченко В.А. Матусевич Е.С. Перспективы тяжеловодного реактора для нейтронной терапиизлокачественных новообразований // Известия вузов. Ядерная энергетика. — ¿3 2005.-№1.-С. 116-125.

255. Kurachenlco Yu.A., Matusevich Eu.S. Neutron Therapy Port of Research HWR // Report at 6-th International Conference "NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS". June 4-7, 2007, Almaty, Kazakhstan. Book of abstracts, p. 580.

256. Kurachenko Yu.A., Matusevich Eu.S. The HWR Beam for NCT Enhanced Fast Neutron Therapy // Report at 10th International Conference "SAFETY OF NPPs AND EDUCATION" Oct 1-4, 2007, Obninsk. Book of Abstracts, p. 48-49.