Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Мощный электронный ускоритель для производства нейтронов и радиоизотопов

05.12.2019 2019 - №04 Ядерная медицина

Е.А. Онищук Ю.А. Кураченко Е.С. Матусевич

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.4.12

УДК: 615.849.1:536.2.023:519.688

Рассматривается возможность использования существующих мощных ускорителей электронов для нейтронной терапии и производства радиоизотопов. Для обоих приложений проведены расчеты, и результаты нормированы на характеристики существующего ускорителя MEVEX (средний электронный ток 4 мА при моноэнергетическом пучке электронов 35 МэВ). Объединяющей проблемой для приложений является задача охлаждения мишени – при энергии пучка около 140 кВт почти половина этой энергии высвобождается непосредственно в мишени. Поэтому в качестве мишени был выбран жидкий тяжелый металл, чтобы соединить высокое качество термогидравлики с максимальной производительностью как тормозного излучения, так и фотонейтронов. Мишени оптимизированы с использованием прецизионных кодов для задач переноса излучения и термогидравлики. Оптимизация проводилась также по установке в целом – по составу материала и конфигурации блока выведения фотонейтронов для нейтронозахватной терапии (НЗТ) и по схеме генерации тормозного излучения для получения радиоизотопов. Фотонейтронный блок обеспечивает приемлемое качество пучка для НЗТ с большим значением плотности потока нейтронов на выходе ~ 2⋅1010 см–2с–1, что на порядок выше, чем значения на выходе существующих и проектируемых реакторных пучков. Такая интенсивность на выходе пучка позволит во многих случаях отказаться от фракционированного облучения. Что касается производства радиоизотопов, то по реакции (γ, n) в расчетах получено 43 радионуклида в пяти группах. Например, реакцией Mo100(γ, n)99Mo предшественник 99Mo главного диагностического изотопа 99mTc после облучения в течение 24 ч может быть наработан с удельной активностью ~ 6 Ки/г и полной активностью мишени 1.8 кКи. Предложенные схемы генерации и вывода фотонейтронов и тормозного излучения имеют ряд очевидных преимуществ перед традиционными методами: а) применение ускорителей электронов для производства нейтронов намного безопаснее и дешевле, чем использование реакторных пучков; б) ускоритель с мишенью и блок вывода пучка с необходимым оборудованием и оснасткой можно без проблем разместить на территории клиники; в) предлагаемая проточная мишень для НЗТ из жидкого галлия, который также служит теплоносителем, является «экологически чистым» материалом – его активация относительно невелика и быстро (примерно через четыре дня) спадает до фонового уровня.

Ссылки

  1. Кураченко Ю.А., Вознесенский Н.К., Говердовский А.А., Рачков В.И. Новый интенсивный источник нейтронов для медицинских приложений // Медицинская физика. – 2012. – №2. – С. 29-38.
  2. Кураченко Ю.А. Фотонейтроны для нейтронозахватной терапии // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – №4. – С. 41-51.
  3. Кураченко Ю.А., Забарянский Ю.Г., Онищук Е.А. Оптимизация мишени для производства фотонейтронов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – №3. – С. 150-162.
  4. Кураченко Ю.А., Забарянский Ю.Г., Онищук Е.А. Применение фотонейтронов для лучевой терапии. // Медицинская радиология и радиационная безопасность. – 2017. – №3. – С. 33-42.
  5. High Power Linacs for Isotope Production. MEVEX: The accelerator technology company. Электронный ресурс: http://www.mevex.com/Brochures/Brochure_High_Energy.pdf (дата доступа 17.05.2019).
  6. Authors: X-5 Monte Carlo Team. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Ver. 5. Volume I: Overview and Theory. – LA-UR-03-1987. – 2003. – 484 p.
  7. Koning A., Hilaire S., Goriely S. TALYS-1.9. A nuclear reaction program. – 2017. – 554 p. Электронный ресурс: ftp://ftp.nrg.eu/pub/www/talys/talys1.9.pdf (дата доступа 17.05.2019).
  8. Что такое Star-CD®? Обзор программы. Электронный ресурс: http://www.procae.ru/ articles/star-cd/76-about-star-cd.html (дата доступа 17.05.2019).
  9. Riley K.J., Binns P.J., Harling O.K. Performance characteristics of the MIT fission converter based epithermal neutron beam. // Phys. Med. Biol. – 2003. – Vol.48. – PP. 943-958.
  10. Agosteo S., Foglio Para A., Gambarini G. et al. Design of neutron beams for boron neutron capture therapy in a fast reactor. In: IAEA-TECDOC-1223. – 2001 – PP. 1-302.
  11. Кураченко Ю.А. Реакторные пучки для лучевой терапии: критерии качества и расчетные технологии // Медицинская физика. – 2008. – №2 (38). – С. 20-28.
  12. Ralph G.B., Jerry D.C., David A.P. et al. A System of 99mTc production based on distributed electron accelerators and thermal separation // Nucl. Technology. – 1999. – Vol.126. – PP.102-121.
  13. Купленников Э.Л., Довбня А.Н., Цымбал В.А. и др. Оценка наработки 99Мо и 99mТс на 9Ве(d,n)-генераторе ХФТИ // ВАНТ. 2012. – №4 – С. 155-159. Электронный ресурс: https://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2012_4/article_2012_4_155.pdf (дата доступа 17.05.2019).

электронный ускоритель фотонейтроны нейтронозахватная терапия модернизация пучка производство радиоизотопов реакция (γ, n) наработка 100Mo компактная установка в клинике