На правах рукописи

Кононов Олег Евгеньевич

Источники нейтронов на базе ускорителей для задач

нейтронной и нейтронозахватной терапии

Специальность:

01.04.01 – Приборы и методы экспериментальной физики

Диссертация

на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Обнинск 2010 1

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ).

Научный руководитель доктор физ.-мат. наук, профессор, Кононов Виктор Николаевич

Ведущая организация:

Федеральное государственное унитарное предприятие Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики (ФГУП "РФЯЦ - ВНИИЭФ"), г. Саров.

Официальные оппоненты:

Доктор физико-математических наук, профессор, профессор кафедры «Расчет и конструирование реакторов» НИЯУ «МИФИ»

Казанский Юрий Алексеевич;

доктор технических наук, старший научный сотрудник ФГУП ВНИИФТРИ, г. Менделеево, начальник лаборатории нейтронных измерений, ученыйхранитель государственного эталона ГЭК- Севастьянов Василий Дементьевич.

Защита состоится 28 января 2011 года в 10 часов на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу:

249033, г. Обнинск, Калужской обл., пл. Бондаренко, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан «_»

Ученый секретарь диссертационного совета _ Ю. А. Прохоров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы диссертации Каждый год около двух миллионов больных раком по всему миру получают одну из форм лучевой терапии. Почти целый век это, в основном, была дистанционная фотонная (рентгеновская) и электронная терапия, а также внутриполостная терапия имплантированными радиоактивными источниками (брахиотерпаия), при которой лучевое воздействие производится относительно редкоионизирующим электронным излучением. Вместе с тем, использование плотноионизирующего излучения в ряде случаев дает достаточно весомый выигрыш по сравнению с обычными методами, а в случае радиорезистентных опухолей это единственный возможный вид облучения.

На протяжении ряда лет в МРНЦ РАМН разрабатывается подход, в котором для повышения эффективности лечения опухоли терапия гамма источником сочетается с терапией пучком быстрых нейтронов, производящим в ткани плотноионизирующие ядра отдачи. Кроме того, используется нейтронозахватная (борнейтронозахватная – БНЗТ) и дистанционная терапия с использованием буста (усиления эффекта) за счет введения препарата, содержащего бор, при взаимодействии нейтронов с которым в ткани также генерируются плотноионизирующие ионы гелия и лития.

Актуальность создания нейтронного источника клинического размещения на базе ускорителя как для дистанционной нейтронной терапии, так и для нейтронозахватной терапии, следует из необходимости более полного использования в клинической практике возможностей дистанционной терапии быстрыми нейтронами и проведения дальнейших поисковых работ в этой области, а также для развития нейтронозахватной терапии – инновационной методики избирательной терапии рака. Недорогой компактный ускорительный источник нейтронов позволит широко применять перспективные методы нейтронной терапии и при этом может быть сравнительно легко расположен непосредственно в онкологическом центре.

Цель диссертационной работы состоит в разработке и всестороннем изучении источника нейтронов на базе ускорителя, обладающего широкой перспективой дальнейшего клинического применения. Проведенные исследования могут быть в дальнейшем использованы при разработке и создании серийных установок для нейтронной терапии клинического базирования.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. Уточнена база данных и разработано программное обеспечение для описания источника нейтронов на основе ядерных реакций T(p,n)3He, 7Li(p,n)7Be, D(d,n)3He, T(d,n)4He, в дальнейшем используемое в программах расчета дозовых полей методом Монте-Карло. Результаты моделирования были верифицированы экспериментально.

2. Получены новые данные об угловом распределении и выходе нейтронов из ядерных реакций 7Li(d,n)24He, 9Be(d,n)10B, 7Li(p,n)7Be, 12C(d,n)13N.

3. Разработана уникальная установка для проведения различных видов нейтронной терапии на базе ускорителя КГ-2,5 ГНЦ РФ-ФЭИ.

4. Разработан высокоэффективный и компактный блок замедленияформирования пучка эпитепловых нейтронов для БНЗТ на основе ускорительного источника нейтронов.

5. Измерен энергетический спектр эпитепловых нейтронов, формируемый блоком замедления-формирования 6. Методом времени пролета измерен спектр быстрых нейтронов из реакции Li(d,n).

7. Разработан блок формирования пучка быстрых нейтронов для проведения дистанционной терапии, исследованы его дозиметрические и радиобиологические характеристики.

Научная и практическая значимость Были созданы программные средства для расчета параметров источников нейтронов на основе реакций T(p,n)3He, 7Li(p,n)7Be, D(d,n)3He, T(d,n)4He. С целью создания оптимального блока замедления-формирования были проведены расчетно-экспериментальные исследования различных материалов и его конструкции.

Проведена экспериментальная верификация результатов моделирования источника нейтронов.

Практическая значимость источника нейтронов на основе ускорителя для лечения онкологических заболеваний выражается в расширении возможностей онкологов эффективно лечить раковые опухоли различных типов, в том числе радиорезистентных, терапия которых без применения нейтронов не дает положительных результатов. Сопоставление результатов клинических исследований для сочетанной терапии быстрыми нейтронами и гамма-лучами с результатами, полученными для чистой гамма-терапии, показывают терапевтический выигрыш от до 70% в зависимости от вида опухоли. Развитие методов нейтронозахватной терапии даст возможность лечить опухоли головного мозга, что в настоящее время невозможно другими существующими методами. Решение этих проблем является важной социальной задачей.

Основные положения диссертации, выносимые на защиту:

1. Программное обеспечение и результаты расчета параметров источников нейтронов на основе реакций T(p,n)3He, 7Li(p,n)7Be, D(d,n)3He, T(d,n)4He с целью их использования в задачах математического моделирования.

2. Оптимизированные источники эпитепловых и быстрых нейтронов на основе ускорителя и двух компактных блоков формирования нейтронных пучков для проведения нейтронозахватной и быстрой (дистанционной) терапии.

3. Результаты измерения потока, спектра и пространственного распределения нейтронов и поглощенной дозы в воздухе и внутри фантомов.

Достоверность результатов диссертации Данные, полученные в диссертационной работе расчетными методами, были верифицированы экспериментально.

Хорошее согласие между расчетом и экспериментом подтверждает достоверность результатов. Окончательная достоверность результатов была подтверждена в ходе Государственной сертификации пучков нейтронов на радиометрическом комплексе ГЭТ 51-80 ФГУП ВНИИФТРИ с выдачей соответствующих свидетельств о поверке.

Личный вклад автора: В ГНЦ РФ-ФЭИ был накоплен богатый опыт работы с ядерными реакциями для генерации пучков нейтронов, разработана и освоена времяпролетная методика проведения экспериментов. Используя научную базу было сделано:

• Разработаны программы для расчета пространственно-энергетического распределения нейтронов из реакций T(p,n)3He, 7Li(p,n)7Be, D(d,n)3He, T(d,n)4He.

• Произведена оценка возможности использования источника нейтронов на основе реакции 7Li(p,n)7Be вблизи ее порога и предложен компактный формирователь пучка для проведения НЗТ.

• Используя расчеты методом Монте-Карло, проведены исследования и определены наиболее перспективные материалы для изготовления блока замедленияформирования (БЗФ) пучка эпитепловых нейтронов для НЗТ.

• Проведены расчеты распределений дозовых полей внутри фантомов с целью оптимизации конструкции БЗФ эпитепловых нейтронов.

• Предложена конструкция БЗФ и экспериментально измерены ее характеристики.

• Проведены расчетные исследования формирователей пучков быстрых нейтронов для дистанционной нейтронной терапии.

• Предложена конструкция и экспериментально измерены ее характеристики.

• Предложена оригинальная концепция использования узкого канала для проведения дистанционной терапии.

• Измерено пространственное распределение дозы внутри водного фантома для источника нейтронов на основе реакции 7Li(d,n)24He.

• Автор активно участвовал в подготовке и проведении экспериментов по измерению спектров нейтронов методом времени пролета и провел обработку результатов измерений.

Автор выражает благодарность коллективу, совместные усилия которого привели к созданию источников нейтронов для дистанционной и нейтронзахватной терапии, а именно:

автор выражает глубокую благодарность и признательность доктору физикоматематических наук, профессору Кононову Виктору Николаевичу за руководство, помощь и участие в выполнение работ;

Боховко Михаилу Владимировичу за его огромный вклад в подготовку и проведение экспериментов;

автор благодарит коллектив ускорительного отдела ГНЦ РФ-ФЭИ за сотрудничество в проведении экспериментов и измерений;

Соловьеву Николаю Алексеевичу за помощь в проведении расчетов;

автор благодарит сотрудников МРНЦ РАМН Корякина Сергея Николаевича и Ульяненко Степана Евгеньевича за сотрудничество в проведении исследований с лабораторными животными и предоставленные результаты;

автор выражает благодарность руководству отделения 1 – ИЯНФ, а именно Фурсову Борису Ивановичу и руководителю отдела №34 Глотову Александру Ивановичу, за помощь и участие в проведении работ.

Апробация работы. Основные результаты опубликованы в работах [1-14].

По материалам диссертации были сделаны доклады на международных конференциях:

1. NCT Osaka 2000 – 9 международный симпозиум по нейтронозахватной терапии, 2-6 октября 2000 года, Осака, Япония.

2. 10 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 8-13 сентября 2002, Эссен, Германия.

3. Open systems-2004, 5-9 июля 2004, Новосибирск, Россия.

4. 11 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 11-15 октября 2004, Бостон, США.

5. 12 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 9-13 октября 2006, Такаматсу, Япония.

6. 13 международный конгресс по нейтронозахватной терапии, 2-7 ноября 2008, Флоренция, Италия.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 30 печатных работ, в том числе четыре - в рекомендованных ВАК рецензируемых научных журналах и изданиях, в которых должны быть опубликованы основные научные результаты диссертации на соискание ученой степени доктора и кандидата наук.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 57 наименований. Общий объем работы составляет 106 станиц, включая 55 рисунков и 11 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В главе 1 описывается способ расчета харктеристик источников нейтронов на основе реакций T(p,n)3He, 7Li(p,n)7Be, D(d,n)3He, T(d,n)4He.

Для нейтронной терапии требуются источники нейтронов с полным потоком ~1013 нейтрон/с. Для нейтронозахватной терапии наиболее эффективными являются эпитепловые нейтроны в интервале энергий 0,5 эВ – 10 кэВ при плотности потока ~109 нейтрон/см2 с.

Нейтронные пучки с полным потоком ~1013 нейтрон/с в широком диапазоне энергий до 20 МэВ могут быть получены на ускорителях в ядерных реакциях T(p,n)3He, 7Li(p,n)7Be, D(d,n)3He, T(d,n)4He, 7Li(d,n)24He, 9Be(d,n)10B и ряде других реакций. Эти реакции на протяжении многих лет широко использовались в ядерно-физических экспериментах и достаточно хорошо изучены. Для первых четырех реакций существует оценка и создана база данных по дифференциальным сечениям и кинематические таблицы, которые позволяют рассчитать выход и пространственно-энергетическое распределение нейтронов из этих реакций в широкой области энергий падающих частиц. Однако данные для эндотермических реакций T(p,n)3He и 7Li(p,n)7Be в припороговой области, представляющей определенный интерес для борнейтронзахватной терапии, в оценке отсутствуют. Кроме того, шаг по энергии падающих частиц для некоторых областей энергий является слишком грубым и требует уточнения.

Для ядерной реакции типа 2(1, 3)4 дифференциальный удельный выход нейтронов 3 под углом в лабораторной системе (ЛС) к направлению падающих частиц на одну падающую частицу 1 из слоя мишени 2, в котором падающие частицы с кинетической энергией T1 тормозятся на величину dT1, составляет (,T1 ) – дифференциальное сечение реакции рождения нейтронов в ЛС, где i – суммарное сечение торможения падающих частиц в веществе мишени.

где ni – число атомов i-го элемента в 1 см3 вещества мишени, 1 (T1 ) – торdx i мозная способность.

Дважды дифференциальный удельный выход нейтронов, описывающий пространственно-энергетическое распределение нейтронов, равен:

Для расчета выхода и пространственно-энергетического распределения нейтронов из тонкого слоя мишени необходимо иметь данные по дифференциальным сечениям ядерной реакции, сечениям торможения падающих частиц и массам частиц, участвующих в реакции. При расчете этих величин в случае толстой по сравнению с пробегом падающих частиц мишени стохастическим характером их торможения и прослеживанием детальной траектории движения для энергии более 0,1 МэВ можно пренебречь и использовать следующую простую модель. Мишень разбивается на последовательность тонких слоев, в каждом из которых падающие частицы имеют постоянное значение энергии, а их торможение происходит при переходе границы между слоями без изменения направления движения. Для протонов и дейтонов с начальной энергией несколько МэВ и конечной энергией ~0,1 МэВ такое приближение для решаемой задачи является достаточным, поскольку погрешность расчета выхода не превышает 2%.

На основе известных кинематических соотношений (А.М. Балдин, В.И. Гольданский, И.А. Розенталь «Кинематика ядерных реакций» М. Физматгиз, 1959) были разработаны программы для расчета дважды дифференциального выхода нейтронов из двух пороговых реакций T(p,n)3He и 7Li(p,n)7Be и двух экзоэнергетических реакций D(d,n)3He и T(d,n)4He. Для описания дважды дифференциальных выходов нейтронов из первых двух реакций в припороговой области были использованы аналитические аппроксимации. В области больших энергий использовались релятивистские формулы. Для более детального описания дифференциальных сечений было проведено уточнение оцененных данных по коэффициентам разложения по полиномам Лежандра и сечениям, которое проводилось с учетом новых экспериментальных данных, появившихся после публикации оценки. В расчетах выходов нейтронов использовались аналитические аппроксимации по сечениям торможения.

C использованием разработанных программ был рассчитан пространственноэнергетический выход нейтронов. Погрешность расчетных значений выхода нейтронов из толстых мишеней, основной вклад в которую вносит неопределенность данных по сечениям реакций, для большей части полученных результатов составляет 5%. В ряде случаев можно провести сравнение результатов расчетов пространственно-энергетического распределения нейтронов с экспериментом. Хотя число экспериментальных исследований, подходящих для такого сопоставления, невелико, в большинстве случаев имеется согласие результатов расчетов с прямыми измерениями. Пример сравнения представлен на рис. 1.

На рис. 2. представлено сравнение результатов интегрирования полученного в расчетах дважды дифференциального выхода нейтронов с результатами абсолютных измерений полного выхода нейтронов из толстой литиевой мишени в реакции 7Li(p,n)7Be. Представленные данные свидетельствуют о том, что в расчетной модели этого источника получено взаимосогласованное описание пространственно-энергетического распределения нейтронов для широкой области энергии проРис. 1. Сравнение расчетного и экспериментально измеренного дважды дифференциального выхода нейтронов из реакции 7Li(p,n)7Be под углом 0° в ЛС для толстой металлической 7Li мишени тонов.

Основной практический интерес для пользователей, в том числе и для медицинских приложений, представляет дифференциальный выход в ЛС и полный выход нейтронов из толстых мишеней. Сравнение зависимости полного выхода нейтронов из толстых мишеней для ряда реакций, являющихся наиболее перспективными источниками нейтронов на основе ускорителей с энергией 2,5-3 МэВ, представлены на рис. 3. Кружками показаны экспериментальные данные, полученные автором [13].

Для ускорителя с предельной энергией 2,5-3 МэВ наибольший выход нейтронов может быть получен с использованием реакции 7Li(p,n)7Be и 7Li(d,n)24He. Реакция 7Li(p,n)7Be является наиболее перспективной для создания пучков эпитепловых нейтронов, необходимых для проведения нейтронозахватной терапии, поскольку она обладает высоким выходом нейтронов и диапазон энергии генерируемых нейтронов может быть сравнительно просто преобразован к оптимальному для НЗТ диапазону – 0,1-10 кэВ. Реакция 7Li(d,n)24He является наиболее перx Полный выход нейтронов, мкКл- Рис. 2. Зависимость полного выхода нейтронов из реакции 7Li(p,n)7Be от энергии протонов для толстой металлической 7Li мишени спективной для реализации источника быстрых нейтронов для дистанционной терапии. Практически важным представляется то обстоятельство, что в этих источниках используется одна и та же мишень.

Рис. 3. Сравнение зависимости полного выхода нейтронов из толстых мишеней от энергии падающих частиц для реакций T(p,n)3He, D(d,n)3He, T(d,n)4He, 7Li(p,n)7Be, Li(d,n)24He, 9Be(d,n)10B, 12C(d,n)13N, 9Be(p,n)9B (W.B. Howard. Nucl. Sci. Eng. 138, 145-160, 2001). Кружками обозначены экспериментальные данные ФЭИ 2006 г.

В главе 2 описаны два способа формирования нейтронных пучков для нейтронозахватной терапии. В первом используется эффект кинематической коллимации нейтронов вблизи порога реакции 7Li(p,n)7Be. Во втором используется смещение спектра нейтронов из той же реакции в эпитепловую область с помощью компактного блока замедления-формирования (БЗФ).

Предложенный ФЭИ в 1975 г. метод генерации эпитепловых нейтронов, основан на использовании протонов с энергией вблизи порога реакции 7Li(p,n)7Be.

Этот метод характеризуется средней энергией нейтронов ~30-50 кэВ, а нейтроны, благодаря кинематической коллимации, вылетают из мишени в узком конусе в переднюю полусферу. Это, в принципе, позволяет отказаться от биологической защиты пациента и работать в «открытой геометрии» или с тонким фильтром для уменьшения эффекта от быстрых нейтронов. Подобный источник выглядит весьма привлекательно для решения задач нейтронозахватной терапии.

Автором были проведены исследования возможности лечения онкологических больных методом борнейтронозахватной терапиис использованием реакции Li(p,n)7Be вблизи порога на базе сильноточного ускорителя КГ-2,5. Дозовое распределение в фантоме моделировалось с помощью программы расчета на основе метода Монте-Карло MCNP. В расчетах применялась упрощенная модель фантома, которая представляла собой куб размером 202020 см, два передних слоя которого моделировали кожу и череп, остальной объем – вещество мозга. Плотность и состав тканей соответствовали рекомендациям ICRU-46. Объем фантома был разбит на кольцевые детекторы: первые 1,5 см с шагом 1 мм, затем с шагом 1 см в остальной части фантома. Все кольца имели ширину 1 см по радиусу. Нейтронным источником является толстая мишень из металлического 7Li. Источник моделировался при помощи алгоритмов программ, описанных в главе 1 диссертации.

Для расчета выхода сопутствующего -излучения из литиевой мишени применены экспериментальные данные. Результатом расчетов является плотность потока нейтронов и фотонов внутри фантома. Дозовое распределение рассчитывали с помощью нейтронных керма-факторов, полученных на основании оцененных данных из библиотеки ENDF/B6, и рекомендованных коэффициентов относительной биологической эффективности для нейтронов. Также учитывалась доза от гамма-лучей фантома и мишени. Для всех расчетов число историй было не менее 107 и статистическая погрешность была не выше 5-7%.

Основная цель исследований состоит в нахождении оптимальной конфигурации источника нейтронов и оптимального формирователя спектра для облучения пациентов. Расчеты показывают, что увеличение радиуса источника нейтронов снижает нейтронную нагрузку на поверхность фантома при незначительном уменьшении дозы от реакции протонов, оптимальной с точки зрения увеличения скорости набора терапевтической дозы, автором были проведены расчеты с различными начальными энергиями протонов. Наиболее перспективным являются протоны с энергией 1,915 МэВ.

Однако при этом доза от ядер отдачи на поверхности фантома становится неприемлемо высокой, и компенсировать это размером мишени не представляется возможным. Таким образом, наиболее перспективным является использование фильтра для замедления нейтронного пучка перед попаданием в фантом. Основные результаты этих исследований представлены на рис. 4. Наиболее эффективным является фильтр из воды с толщиной 2,5 см. При использовании такого фильтра мощность дозы становится приемлемой для терапии при токе протонов 5 мА и временем облучения 20 30 мин. Однако следует отметить, что для применения данного метода точность установки и стабильность энергии ускорителя должна находиться в пределах 0,1-0,2 %. В противном случае нельзя гарантировать величину полученной поглощенной дозы и ее соответствие результатам планирования терапии. К сожалению, в настоящее время такие параметры работы ускорителя КГ-2,5 не могут быть обеспечены.

Для ускорителя КГ-2,5 более перспективным источником нейтронов является источник на основе реакции 7Li(p,n)7Be при начальной энергии протонов больше 2 МэВ с использованием БЗФ. Полный рассчитанный выход нейтронов при начальной энергии протонов 2,2, 2,3, 2,4, 2,8 МэВ, для которых проводились основные исследования этого источника, составляет, соответственно, 3,9·1012, 6,3·1012, 8,1·1012 и 1,37·1013 нейтронов в секунду при токе пучка 10 мА. Наряду с нейтронами в литиевой мишени рождаются гамма-лучи, основным источником которых Рис. 4. Биологически взвешенные мощности дозы внутри фантома при энергии протонов 1,915 МэВ и токе пучка 1 мА и использовании водяного фильтра. 1, 3 – суммарная доза в опухоли и в здоровой ткани соответственно, 2,4,5 - доза от 10B(n,)7Li, -лучей, протонов отдачи соответственно является реакция 7Li(p,p')7Li и радионуклид 7Be. Выход гамма-лучей с энергией 0,478 МэВ из реакции 7Li(p,p')7Li, рассчитанный для толстой 7Li мишени составляет для тех же энергий протонов, соответственно, 2,3·1012, 2,8·1012, 3,2·1012, 5,1·1012 гамма-квантов в секунду при токе пучка 10 мА. Их угловое распределение близко к изотропному.

При исследовании свойств различных материалов в качестве замедлителя для создания источника эпитепловых нейтронов на основе реакции 7Li(p,n)7Be была использована модель замедлителя виде шара, в центре которого размещался источник в виде Рис. 5. Модель для расчета характеритонкого диска с диаметром 4 см, к которостик источника эпитепловых нейтрому примыкает цилиндрическая полость с таким же диаметром (рис. 5).

Детекторы представляют криволинейные кольцевые элементы поверхности сферы, взятые с шагом 30° относительно направления пучка протонов и имеющие угол раствора ±15°. Основной задачей данного исследования было оценить качество материала с точки зрения формирования эпитеплового пучка нейтронов, а также качество самого пучка под различными углами относительно направления протонов.

В качестве критерия для выбора материала и оптимального размера замедлителя были приняты два параметра: эпи – плотность потока эпитепловых нейтронов с энергией больше 0,5 эВ на поверхности замедлителя при токе пучка протонов 10 мА и D эпи – величина удельной мощности биологически взвешенной поглощенной дозы, создаваемой в ткани нейтронами и гамма квантами, приведенная к единичному потоку эпитепловых нейтронов на поверхности замедлителя. Для расчета биологически взвешенных поглощенных доз использовались значения керма-факторов и относительной биологической эффективности (ОБЭ), общепринятые для расчетов в БНЗТ. Желательно, чтобы величина D эпи не превышала ~2,8·10-12 ОБЭ Гр см2, что соответствует 12 ОБЭ Гр – толерантной дозы для здоровой ткани (кожи) согласно международным протоколам.

Наиболее предпочтительными являются материалы, состоящие из элементов тяжелее водорода с большим сечением рассеяния быстрых нейтронов и малыми сечениями поглощения и активации в области медленных нейтронов. К таковым можно отнести тяжелую воду, оксиды и фториды бериллия, магния, алюминия, графит, фторуглеродные соединения и ряд других. Особый интерес представляют материалы, содержащие фтор, который в области энергий нейтронов выше 150 кэВ имеет сильные резонансы в полном сечении и большое сечение неупругого рассеяния нейтронов с возбуждением низколежащих уровней с энергиями 0, и 0,197 МэВ. В проведенных расчетах были исследованы следующие химические элементы и изотопы: D, 7Li, Be, C, N, O, F, Mg, Al, Ti, Ca в виде доступных их химических соединений, таких как D2O, LiF, MgF2, CaF2, политетрафторэтилен (СF2)n – ПТФЭ, C6F6 (гексафторбензол), AlN, Fluental® и др. Последний материал представляет металлокерамический композит с составом 56% F, 43% Al, 1% LiF и применяется для формирования пучков эпитепловых нейтронов в ряде установок для БНЗТ. Были проведены расчеты для модели с радиусами 16, 18, 20, 22, 24, и 28 см. Один из результатов представлен на рис. 6. Основные расчеты проводили для источника нейтронов при энергии протонов 2,3 МэВ и токе пучка 10 мА.

Плотность потока эпитепловых нейтронов на поверхности замедлителей для большинства материалов близка по величине и в первом приближении соответствует зависимости 1/R2, что является следствием слабого поглощения нейтронов в замедлителе и малых размеров источника. Исключением являются тяжелая вода и бериллий, для которых плотность потока эпитепловых нейтронов из-за большой замедляющей способности оказывается в 1,2-1,5 раза меньшей по сравнению с другими материалами и следует зависимости ~1/R4.

Второй параметр D эпи характеризует качество пучка эпитепловых нейтронов. Его величина определяется, главным образом, ядрами отдачи, прямо связана с присутствием в спектре быстрых нейтронов и для исследуемых материалов различается в 20-30 раз. Удельный керма-фактор D эпи, связанный с гаммалучами из сопутствующих реакций в мишени и гамма-лучами, рождающимися в замедлителе при переносе нейтронов, для исследованных материалов не превышает 10% от величины D эпи.

Плотность потока эпитепловых нейтронов, (см2 с)- Рис. 6. Плотность потока эпитепловых нейтронов и эквивалентные керма-факторы для различных материалов и размеров замедлителя при коллинеарной (0°) и ортогональной (90°) геометрии. Значения радиуса слева направо: 28, 26, 24, 22, 20, 18, 16 см. Толстая Li мишень, энергия протонов 2,3 МэВ, ток 10 мА В результате исследований было показано, что наилучшими характеристиками обладают пучки эпитепловых нейтронов, формируемые замедлителями из MgF2, BeF и ПТФЭ. Наиболее перспективными материалами являются фторид магния (плотность 3,14 г/см3) и ПТФЭ (плотность 2,1 г/см3). Оба эти материала производятся промышленностью и имеют высокую чистоту: первый – в виде оптической керамики, второй – общедоступный фторполимер (например «Фторопласт-4»). Был сделан вывод, что использование в качестве источника нейтронов реакции 7Li(p,n)7Be при энергии протонов 2,3 МэВ, материал Fluental® является менее подходящим замедлителем по сравнению с MgF2 и ПТФЭ. Как показано на рис. 7, с помощью замедлителя из MgF2 формируется спектр эпитепловых нейтронов, наиболее близко соответствующий требованиям борнейтронозахватной терапии. Эти материалы обеспечивают самую маленькую примесь быстрых нейтронов, имея, вместе с тем, выраженный пик распределения в области 1-20 кэВ.

При оптимизации источника эпитепловых нейтронов на основе реакции Li(p,n)7Be возникает вопрос о выборе энергии протонного пучка. С ростом энергии протонов растет полный выход нейтронов из толстой мишени. Наряду с этим возрастает энергия первичных нейтронов, вследствие чего становится необходимым увеличивать размеры замедлителя, а это, в свою очередь, уменьшает плотность потока эпитепловых нейтронов. Показано, что подходящее значение энергии ускорителя лежит в пределах 2,3 – 2,8 МэВ.

Более полной характеристикой пучка эпитепловых нейтронов являются результаты расчетов пространственного распределения поглощенной дозы в фантоме. В этих расчетах использовалась упрощенная модель фантома головы человека в форме куба с ребром длиной 20 см и блок замедлителя в виде прямоугольного параллелепипеда сложного состава для оптимизации композиции различных материалов. Рассматривалось два варианта размещения облучательного порта: первый – вдоль пучка, второй – под углом к 90 градусов относительно направления пучка протонов.

Плотность потока нейтронов на единицу летаргии, (см2 с)- Рис. 7. Энергетический спектр нейтронов из MgF2, Fluental® и графитового замедлителя с радиусом 20 см в коллинеарном направлении. Энергия протонов 2,3 МэВ ток 10 мА Распределение компонентов мощности биологически взвешенной дозы по глубине фантома на его оси для замедлителя из фторида магния представлено на рисунке 8.

При расчетах мощности дозы предполагали, что концентрация нуклида 10B в здоровой ткани составляет 18 ppm, в опухоли 65 ppm, а относительная биологическая эффективность продуктов реакции 10B(n,)7Li соответственно 1,3 и 3,8. Для замедлителя из ПТФЭ распределение мощности дозы для опухоли практически такое же, как и на рис. 8, однако, мощность дозы в коже (здоровая ткань) оказывается в 1,25 раза больше чем в случае фторида магния. Для замедлителя из Fluental® увеличение мощности дозы в коже составляет 1,5 при одновременном уменьшении мощности дозы в опухоли в 1,2 раза на всех глубинах фантома.

Таким образом, по величине отношения мощности дозы в опухоли и коже замедлитель из фторида магния в 1,25 раза эффективнее замедлителя из ПТФЭ и в 1,8 раза из Fluental®. Поскольку ПТФЭ является более доступным материалом, Мощность эквивалентной поглощенной дозы, Рис. 8. Распределение по глубине фантома биологически взвешенной мощности дозы.

Материал БЗФ MgF2, размер 404040 см, энергия протонов 2,3 МэВ, ток пучка 1 мА.

TT – полная доза в опухоли, BT – доза в опухоли от 10B(n,)7Li реакций, НТ – полная доза в здоровой ткани, Н – доза от протонов отдачи, N – доза от взаимодействия с азотом, G – доза от -лучей чем фторид магния, были проведены расчеты для комбинированного замедлителя, в котором параллелепипед с поперечными размерами 2020 см из MgF2 размещался между мишенью и портом облучения, а остальной блок состоял из ПТФЭ.

Результаты расчетов показали, что оптимальная длина вставки из фторида магния составляет 20 см в случае расположения облучательного порта на оси пучка протонов, а дозовые характеристики с таким комбинированным замедлителем совпадают с представленными на рисунке 8. Для порта облучения, расположенного ортогонально оси пучка протонов, длина вставки из фторида магния может быть сокращена до 15 см при сохранении дозовых кривых (рис. 8).

Качество пучка эпитепловых нейтронов для борнейтронзахватной терапии принято характеризовать следующими основными параметрами:

Достижимая глубина (AD) – глубина в фантоме, при которой мощность биологически взвешенной дозы в опухоли становится равной величине наибольшего значения мощности дозы для здоровой ткани.

Мощность биологически взвешенной дозы в опухоли на глубине AD (ADDR), которая характеризует время достижения максимально допустимой дозы на глубине AD.

Терапевтическое отношение (TR), равное отношению мощности дозы в опухоли к максимальной мощности дозы в здоровой ткани.

Достижимое дозовое отношение (AR) – отношение полной дозы в опухолевой ткани к полной дозе в здоровой, проинтегрированное от поверхности до глубины AD.

Отношение тока к потоку, Jэпи/эпи, характеризующее расходимость пучка эпитепловых нейтронов.

В таблице 1 приведены полученные значения параметров источника эпитепловых нейтронов на основе ускорителя и реакции 7Li(p,n)7Be для комбинированного замедлителя, состоящего из ПТФЭ и фторида магия при токе пучка протонов 10 мА и для реакторного источника FCB MIT. Сравнение показывает, что качество и интенсивность пучка эпитепловых нейтронов, который может быть создан на основе ускорителя, не уступает характеристикам пучка на базе 5 МВт ядерного реактора.

Таблица 1.Сравнение основных характеристик установки на базе ускорителя с комбинированным замедлителем и установки FCB MIT В главе 3 представлены экспериментальные исследования характеристик описанного в главе 2 БЗФ.

При лечении онкологических заболеваний ионизирующими излучениями важным аспектом является планирование проведения терапии. Критичным для систем планирования, особенно в нейтронной и нейтронозахватной терапии, будет описание источника излучения. Основываясь на рекомендациях Европейской комиссии EORT для удовлетворения требованиям качества проведения БНЗТ, наряду с компьютерным моделированием необходимо выполнить экспериментальную проверку расчетных результатов. Эти исследования включают измерение нейтронного спектра, геометрии пучка и дозиметрических характеристик установки. На ядерных реакторах в качестве основного применяется интегральный метод с использованием резонансных и пороговых активационных детекторов. В настоящей работе, наряду с активационной методикой, для исследований важнейшей характеристики БЗФ – энергетического спектра нейтронов – впервые был использован метод времени пролета.

Для реализации метода импульсный протонный пучок с энергий 2,3 МэВ и длительностью импульса на литиевой мишени 0,2 мкс обеспечивался путем специального режима работы электростатического ускорителя ЭГ-1. Для регистрации нейтронов использовалось литиевое стекло NE-905 толщиной 0,3 см и диаметром 5 см. Источник нейтронов и детектор установлены в разных помещениях, разделенных защитной стеной толщиной 2 м, в которой проделан канал диаметром 100 мм. Такая конфигурация обеспечивает минимальный фон детектора. Для определения эффективности детектора количество атомов Li-6 в детекторе было измерено в резонансной области методом пропускания и составило (5,05±0,15)·1021 см-2. На следующем этапе методом Монте-Карло была рассчитана зависимость эффективности регистрации нейтронов от их энергии в области от 1 эВ до ~1 МэВ с учетом рассеяния нейтронов в стекле, воздухе и пропускания через фильтры.

Измерения в широкой области энергий нейтронов 0,001-1 МэВ выполнялись на пролетной базе 7 м с периодом импульсов 27 мкс при среднем протонном токе 2 мкА. Для исключения эффекта рециклических нейтронов использовался фильтр из 10B с толщиной 2,7·1022 см-2. В области энергий 2,5 эВ - 10 кэВ измерения были проведены на базе 3,5 м с периодом протонных импульсов 220 мкс. Для исключения рециклических нейтронов использовался комбинированный фильтр из In и Cd с толщиной 1,34·1022 см-2 и 4,7·1021 см-2. При обработке результатов была сделана поправка на блуждание нейтронов в материалах БЗФ. На рисунке 9 представлено сравнение измеренного и рассчитанного спектра нейтронов Величина плотности потока нейтронов отнесена к единичному интервалу летаргии. Статистическая погрешность измерений составляет 1-3%. Погрешность абсолютной величины плотности потока нейтронов не более 4%.

Рис. 9. Спектр нейтронов из БЗФ: Линия – рассчитанный спектр нейтронов, точки – результаты измерения. По вертикальной оси плотность потока нейтронов на поверхности детектора на расстоянии 7,14 м от БЗФ Второй важно характеристикой БЗФ является пространственное распределение поглощенной нейтронной дозы внутри фантома. Поток тепловых нейтронов определяет дозу от реакции B(n,) – основное воздействие на опухоль при БНЗТ. Для его измерения был выбран метод активации золотых фольг. Измерения проводились в полиэтиленовом фантоме. Мишень ускорителя находится в центре БЗФ. БЗФ изготовлен из MgF2 (куб с ребром 20 см) и окружен ПТФЭ отражателем размером 404040 см. Фантом изготовлен из полиэтиленовых пластин и имеет размер 202020 см. Внутри фантома на определенном расстоянии от оси и глубине размещались золотые фольги (диаметр 6 мм и толщина ~50 мкм). Для определения эффекта от резонансных нейтронов некоторые фольги помещались в кадмиевый чехол с толщиной стенки 0,5 мм. Фантом устанавливался непосредственно перед БЗФ. Все измерения выполнены с протонным пучком при энергии 2,3 МэВ и токе 1 мА. Для измерения полного заряда применялся цифровой интегратор тока. Активность Au, связанная с радиационным захватом нейтронов, измерялась при помощи сцитилляционного NaI(Tl) гамма-спектрометра с колодцем. Эффективность спектрометра была прокалибрована относительно эталонного радиометрического комплекса КРОНА-1-ЭТАЛОН в ФГУП ВНИИФТРИ, Менделеево. После обработки результатов измерений для каждой фольги было получено число захватов в фольге на один нейтрон, генерируемый в мишени.

Полный выход нейтронов из литиевой мишени составлял 6,3·1011 нейтрон/с. Эта величина получена на основании измерения абсолютной активности 7Be в литиевом слое мишени. Сравнение результатов измерений золотых фольг по глубине фантома с результатами расчетов методом Монте-Карло, выполненных для фольг с такой же толщиной, представлено на рис. 10. Удовлетворительное согласие экспериментальных и расчетных данных дает основание утверждать, что созданная модель источника нейтронов на основе реакции 7Li(p,n)7Be и использованный в расчетах аппарат моделирования на основе метода Монте-Карло и существующих библиотек нейтронных сечений могут быть использованы в клинической практике для планирования БНЗТ.

Рис. 10. Сравнение экспериментальных и расчетных данных для золотых фольг в полиэтиленовом фантоме В главе 4 описывается источник нейтронов для дистанционной терапии быстрыми нейтронами на базе ускорителя. Данные по выходу нейтронов из различных мишеней ускорителей в области энергий падающих частиц 2-3 МэВ представлены в ряде обзоров и монографий. Несмотря на большое число публикаций, в этих данных имеются значительные расхождения, в частности, для реакций Li(d,n)24He и 9Be(d,n)10B. В связи с этим были проведены новые измерения выхода и угловых распределений нейтронов из толстых по сравнению с пробегом паLi(d,n)24He, дающих частиц мишеней для реакций C(d,n)13N. Измерения проводились на ионных пучках ускорителя Ван де Граафа ЭГ-2,5 ГНЦ РФ-ФЭИ в области энергий 0,75 – 2,2 МэВ. В качестве детекторов нейтронов использовались малогабаритные ионизационные камеры деления со слоями Uи U, помещенные в защитные чехлы из B и кадмия. Эффективность камеры деления с U слабо зависит от энергии нейтронов в широкой области до ~5 МэВ. Ее величина была определена из измерений выходов нейтронов в реакции 7Li(p,n)7Be под различными углами вылета нейтронов. Для их интерполяции использовались расчеты угловых распределений нейтронов из толстой мишени по методике, описанной в главе 1. Полный выход нейтронов из реакции Li(p,n)7Be был определен из измерения активности образовавшегося в литиевой мишени 7Be с помощью сцинтилляционного гамма-спектрометра с кристаллом NaI(Tl). Эффективность камеры деления с U определялась относительно камеры деления с U из сравнения скоростей счета на спектре нейтронов из реакции Be(d,n)10B. В более широкой области энергий нейтронов вводилась поправка на зависимость сечения деления U от энергии нейтронов. Точность полученных результатов по измерению выхода нейтронов оценивается ~10%. Результаты измерений представлены на рис. 3. Из рисунка видно, что самой перспективной реакцией для создания пучков быстрых нейтронов для терапии является Li(d,n)24He. Эта реакция позволяет получать на ускорителях с энергией 2-3 МэВ наибольший выход жестких нейтронов с энергией до 18 МэВ. Для формирования терапевтического пучка необходимо использовать коллиматор и биологическую защиту. Для проведения оптимизации коллиматора необходимо иметь точное описание источника нейтронов. Для измерения энергетического спектра нейтронов из толстой литиевой мишени при энергии дейтонов 2 МэВ был использован метод времени пролета, осуществленный на ускорителе Ван-де-Граафа ЭГ-1 ГНЦ РФ-ФЭИ, работающем в импульсном наносекундном режиме. Длительность импульсов тока составляла ~3 нс, период следования 1,8 мкс. Для того чтобы охватить широкий диапазон энергий нейтронов от 0,1 до 20 МэВ, использовались пролетные базы длиной 5,9 и 4,2 м. Источник нейтронов и детектор находились в различных помещениях, отделенных стеной из тяжелого бетона толщиной 2 м.

Установка была оборудована двумя пролетными базами, ориентированными к направлению пучка дейтонов под углами 0° и 90°, что позволило измерить спектр нейтронов для обоих углов.

В качестве детекторов нейтронов использовалось литиевое стекло NE- толщиной 3 мм и диаметром 50 мм с фотоумножителем ФЭУ-30. В ряде опытов также применялся детектор нейтронов с кристаллом стильбена диаметром 60 мм и длиной 60 мм. Использование литиевого стекла позволило надежно провести измерение спектров нейтронов в области 0,1-2 МэВ, где существует наибольшая неопределенность в знании спектра. Измерение количества дейтонов, падающих на мишень, проводилось интегратором тока.

Обработка аппаратурных спектров проводилась с помощью специально разработанных программ. Результат представлен на рис. 11.

Рис. 11 Энергетический спектр нейтронов из реакции 7Li(d,n)24He для толстой мишени под углом 90°, энергия дейтонов 2 МэВ Погрешность измерений составляет 5-7% в области энергий нейтронов до МэВ и 7-10% для энергий выше 2 МэВ. Основным компонентом погрешности является погрешность энергетической зависимости эффективности регистрации нейтронов. Эффективность литиевого стекла определялась расчетным путем с учетом конечной геометрии методом Монте-Карло с использованием числа ядер Li, которое было измерено по нейтронному пропусканию в области энергий 2- эВ методом времени пролета с точностью 3%. Эффективность детектора с кристаллом стильбена определялась из расчетов методом Монте-Карло с привязкой к эффективности литиевого стекла в области энергий нейтронов 1-2 МэВ. Полный выход нейтронов при энергии дейтонов 2 МэВ, проинтегрированный по всему спектру составляет (1±0,1)·108 мкКл-1 для угла 0° и (6,9±0,07)·107 мкКл-1 для 90°.

Эти данные также согласуются с выполненными измерениями активационного интеграла для ряда пороговых реакций в алюминии и изотопах никеля.

Для оценки возможности использования этого источника для терапии были выполнены расчеты дозовых полей в фантоме с пучком нейтронов, формируемым коллиматором (рис. 12).

Расчеты проводились для энергии дейтонов 2,3 МэВ, при которой полный выход нейтронов составляет 1,81012 мА-1. По результатам расчетов для этого источника нейтронов глубина половинного ослабления биологически взвешенной эквивалентной дозы от протонов отдачи составляет 5,5 см. Расчет дозового распределения из узкого канала коллиматора показывает, что его можно использовать в режиме аналогичном «гамма-ножу».

Доза, создаваемая гамма-лучами захвата тепловых нейтронов в водороде фантома, прак- Рис. 12. Схематичное изображение коллиматора для реакции тически равномерно распределена по всему объLi(d,n)24He ему фантома и не превышает 5 % от величины протонной компоненты. Характеристики пучка нейтронов можно изменить путем использования полиэтиленового фильтра, который заметно изменяет соотношения интенсивности нейтронов в жесткой и мягкой областях спектра. Это обстоятельство дает дополнительные возможности при планировании нейтронной терапии.

Таким образом, источник на основе ускорителя дейтонов с энергией 2-3 МэВ и при использовании реакции 7Li(d,n)24He обеспечивает глубину половинного ослабления дозы ~5,5 см и может рассматриваться в качестве перспективной установки для дистанционной нейтронной терапии в условиях клиники.

Используя результаты этих исследований, был изготовлен блок формирования пучка быстрых нейтронов из борированного полиэтилена с размерами 0,750,750,75 м. Конструкция блока позволяет изменять форму и размеры коллимирующего канала. Блок установлен в мишенном боксе ускорителя КГ-2,5.

Для on-line контроля дозиметрических характеристик и контроля мощности поглощенной дозы в процессе облучения были использованы тканеэквивалентные и магниевые ионизационные камеры RTW, Exradin TE2, RTM Exradin TM2 и дозиметр ДКС-101. Камеры и дозиметр были поверены на государственном первичном эталоне ГЭТ 38-95 в ФГУП ВНИИФТРИ и имеют статус эталонов второго разряда, обеспечивающего измерение поглощенной дозы с точностью ±2,5%. В качестве мониторов использовались ионизационные камеры деления типа КНТ5, КНТ7, КНТ8.

При помощи дистанционно управляемого фантома и ионизационных камер были проведены измерения профиля пучка коллиматора. Профили дозовых полей для двух вариантов коллиматора представлены на рис. 13.

Рис. 13. Мощность поглощенной дозы при использовании коллиматора с коническим каналом. Канал коллиматора в форме конуса с выходной апертурой 60 и 20 мм. Профиль пучка измерен у стенки фантома (1,5 см воды + 1 см оргстекла) + 2 см воздуха от среза коллиматора Заключительный этап исследования пучка быстрых нейтронов из реакции Li(d,n)24He состоял в проведении на ускорителе КГ-2,5 цикла радиобиологических исследований, выполненного в сотрудничестве с МРНЦ РАМН. Было проведено облучение 100 лабораторных животных для оценки противоопухолевой эффективности (саркома М-1) и оценки состояния нормальных тканей после воздействия терапевтического нейтронного пучка укорителя КГ-2,5.

Данное исследование включало в себя оценку коэффициента ОБЭ «чистого»

пучка нейтронов с энергией до 16 МэВ, а также экспериментальное моделирование сочетанных гамма-нейтронных воздействий: по критериям противоопухолевой эффективности и терапевтического выигрыша с учетом влияния последовательности, интервала между фракциями, дозы за фракцию, вклада излучений различного качества. В целом результаты радиобиологического тестирования (выполненные в объеме стартовых экспериментальных исследований) позволяют прийти к следующим промежуточным заключениям:

1. В схемах гамма-нейтронной терапии на модельной опухоли саркома М- (условия и результаты облучения коррелируют с клиническими данными, полученными на реакторе БР-10) ОБЭ изменяется от 2,4 до 4,0 с увеличением суммарной поглощенной дозы.

2. Фракционированное гамма-нейтронное воздействие приводит к увеличению ОБЭ, при факторе терапевтического выигрыша близком к единице.

ВЫВОДЫ

1. Разработана математическая модель описания источника нейтронов на основе реакций T(p,n)3He, 7Li(p,n)7Be, D(d,n)3He, T(d,n)4He. На основании модели написаны программы для расчета дифференциального выхода нейтронов из различных ядерных реакций.

2. Реакция 7Li(p,n)7Be выбрана наиболее перспективной для создания пучков эпитепловых нейтронов для нейтронозахватной терапии.

3. Для припорогового источника эпитепловых нейтронов предложен компактный формирователь.

4. Предложен комбинированный блок замедления формирования из фторида магния и политетрафторэтилена для источника нейтронов на основе пучка протонов с энергией 2,3 МэВ, произведена его оптимизация.

5. Произведена экспериментальная верификация результатов расчетов на полномасштабном БЗФ пучка эпитепловых нейтронов.

6. Для реакций 7Li(d,n)24He, 9Be(d,n)10B, 7Li(p,n)7Be, 12C(d,n)13N проведены измерения выхода и пространственного распределения нейтронов при помощи малогабаритных ионизационных камер деления со слоями 235U и 238U.

7. Измерен спектр нейтронов из реакции 7Li(d,n)24He методом времени пролета.

8. Разработана конструкция коллиматора для формирования пучка быстрых нейтронов. Предложена оригинальная концепция использования тонкого канала для формирования узкого пучка нейтронов для избирательного облучения опухоли аналогично «гамма-ножу».

9. При помощи ионизационных камер проведено измерение дозовых полей, создаваемых источником в водном фантоме.

10.Проведена серия предклинических исследований на животных.

Список основных работ, опубликованных по теме диссертации 1. Кононов В.Н., Боховко М.В., Кононов О.Е., Кононова Н.П. Гамма-излучение нейтронного источника на основе реакции 7Li(p,n)7Be: Препринт ФЭИ-2643, Обнинск, 1997.

2. B.F. Bayanov, M.V. Bokhovko, V.N. Kononov, Kononov O.E. et al. Accelerator based neutron source for NCT and FNT: Препринт Budker INP – 97-89, 1997.

3. B.F. Bayanov, M.V. Bokhovko, V.N. Kononov, Kononov O.E. et al. Accelerator based neutron source for neutron capture and fast neutron therapy at hospital// Nucl.

Instr.&Meth., 1998, A413, c. 397-426.

4. Боховко М.В., Кононов В.Н., Кононов О.Е. Концепция основанного на ускорителе источника нейтронов для БНЗТ и ТБН / Избранные труды ФЭИ, 1999, c. 177-184.

5. M.V. Bokhovko, V.N. Kononov, Kononov O.E. et al. Accelerator based neutron source for the neutron capture therapy / IX NCT Symp, Osaka-2000. – P. 249-250.

6. O. Kononov, V. Kononov, V. Korobeynikov, S. Ognev, G. Silvestrov, N. Soloviev. Investigations of using near threshold 7Li(p,n)7Be reaction for NCT based on in phantom dose distribution / Proc. of 10th Int. Congr. on NCT. – Essen, Germany, Sept. 8- 2002. – Monduzzi Editore, 2002. – p. 241-246.

7. Кононов О.Е., Кононов В.Н., Соловьев Н.А. Источник нейтронов для борнейтронозахватной терапии на основе реакции 7Li(p,n)7Be вблизи порога // Атомная энергия, 2003, т.94, вып. 6, с. 469-472.

8. Кононов В.Н., Боховко М.В., Глотов А.И., Кононов О.Е., Фурсов Б.И. Установка для нейтронной терапии рака на базе сильноточного ускорителя протонов КГ-2, // Новые промышленные технологии, 2004, №4, c. 19 – 22.

9. Кононов В.Н., Боховко М.В., Кононов О.Е., Соловьев А.Н. Источник эпитепловых нейтронов на основе ускорителя для нейтронозахватной терапии // Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 3, с. 195.

10. O.E. Kononov, V.N. Kononov, M.V. Bokhovko, V.V. Korobeynikov, N.A. Soloviov, A.S. Sysoev, I.A. Gulidov, W.T. Chu, D.W. Nigg. Optimization of an accelerator–based epithermal neutron source for neutron capture therapy / Proc. of 11th Int. Congr. on NCT. – Boston, USA, Oct. 10-15 2004 // Applied Radiation and Isotopes. – 2004, 61, p.

1009 – 1013.

11. V. Kononov, O. Kononov, M. Bokhovko. Accelerator based neutron sources for medicine / Proc. Int. Symp. on BNCT. – 7 – 9 July 2004, Novosibirsk. Новосибирск, ИЯФ 2004–50, 2004, c. 62 – 65.

12. V.N. Kononov, M.V. Bokhovko, O.E. Kononov, N.A. Soloviev, W.T.Chu. Acceleratorbased fast neutron source for neutron therapy: Preprint IPPE-2995, Obninsk, 2005.

13. V.N. Kononov, M.V. Bokhovko, O.E. Kononov et al. Accelerator-based fast neutron source for fast neutron therapy // Nucl. Instr.&Meth., 2006, A564, p. 525-531.

14. Auterinen, O.Kononov, T. Seren, V.Kononov, M. Bokhovko. Collaborative characterization of the KG-2,5 accelerator epithermal neutron beam in Obninsk / Proc. of 13th Int.

Congr. on NCT "A new option against cancer". – Florence, Italy, Nov. 2-7, 2008. –