CN108367157B - 医用中子源和用于医用中子源的核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及核物理医学领域，具体涉及一种医用中子源和用于医用中子源的核反应堆。将设定温度的冷却剂导入处于亚临界状态的、医用中子源的核反应堆芯。核反应堆芯从亚临界状态转为临界状态直至核反应堆达到额定功率。打开中子输出通道进行中子治疗，在中子治疗期间将反应堆保持在额定功率下运行；中子治疗结束后，关闭中子输出通道，同时反应堆转入亚临界状态。堆芯转入临界状态以及核反应堆在额定功率下运行期间，将进入堆芯的冷却剂温度保持在设定温度不变。

Description

医用中子源和用于医用中子源的核反应堆
技术领域
本发明涉及核物理医学领域，特别涉及一种放射疗法。本发明可用于对人恶性肿瘤进行中子治疗，并应用于肿瘤疾病的治疗上。
背景技术
70％的肿瘤患者均采用放射疗法。在很多情况中，用光子和电子对肿瘤进行照射治疗并不很有效。据估计，所有接受过放疗的患者中有10％-30％的患者疗效不佳。与光子和电子相比，中子具有放射生物优势，用中子进行照射可帮助这些患者。
恶性肿瘤治疗过程中使用了零点几MeV至几十MeV能量的快中子(即：快中子疗法——FNT)以及几eV至几十keV能量的超热中子(中子俘获治疗—— NCT)。
目前，NCT是最有潜力的，因为它着重于治疗其它方法不适用的恶性肿瘤，如：脑肿瘤(多形性成胶质细胞瘤和间变型星形细胞瘤)以及黑色素瘤。据估计，全球有几十万人患些疾病，NCT则主要用于这些患者。
中子俘获疗法是一项复杂的、多成分医学疗法，它对照射所用的中子束等参数，特别是中子强度要求极高。
如果NCT疗法所用的中子束含有少量热中子，大量能量在0.4eV-10keV 的超热中子，且快中子作用较小，则是非常“理想”的。必须根据肿瘤位置的深度改变超热中子谱。
可提供所需超热中子流密度的装置即可作为NCT源。在几十厘米厚的过滤器后面可形成所需的超热中子谱。但是，为了产生所需流密度，需要比FNT更强的快中子源。从核反应堆芯提权的中子束很大程度上可以满足这些要求。
从核反应堆芯提取的中子能量范围很广——从零点几eV至几MeV。通过特殊的过滤器和慢化剂可改变束中的中子能谱，例如：为了增加平均能量，可去掉低能成分(对于FNT)或留下超热中子(对于NCT)。与其它中子源相比，用于放射治疗的反应堆中子有诸多好处，如：中子束具有高能量、高时空稳定性，中子束的几何截面大，沿截面方向的中子流均匀，中子传播近似于单向。
目前，要将中子疗法大量引入到我国肿瘤诊所及放射中心的临床实践上，必须建成具有密集中子源的医疗设施，因此，开发一种专注于放疗的小型中子生成核反应堆是一项迫在眉睫的任务。据估计仅俄罗斯就需要几十个这样的反应堆。
全球公认的做法是用十几个核反应堆作为中子源进行中子治疗。(几十个) 以下信息源描述了用于医疗的反应堆设备的特点及其作为中子源的用途：
1.Tsyb A.F.,Ulyanenko S.E.,Mardynsky Yu.S等人，"中子在治疗恶性肿瘤中的用途",-Obninsk:BIST,2003.–112p.:ill.-ISBN-5901968-09-3.
2.K.Zaitsev1,A.Portnov1,MEPHI反应堆的快中子疗法，国际核能与技术杂志2004–Vol.1,No.1pp.83-101.
3.对Brookhaven医用研究反应堆(BMRR)的低浓缩铀转换的中子可行性研究N.AHanan,R.B.Pond和J.E.Matos，美国阿贡国家实验室1997.研究&试验反应堆低浓化国际会议，杰克逊霍尔,怀俄明州,美国,1997年10月
4.Thomas H.Newton,Jr.“整体式铀钼燃料在NIT堆中应用的初步研究” 2003反应&试验反应堆低浓化国际会议,芝加哥,伊利诺斯州,2003年10月5-10 日
5.“INEEL高级放射治疗研究计划2001年年度报告”J.R.(INEEL:爱达荷州国家实验室)Venhuizen,2002年4月，爱达荷州国家工程与环境实验室
6.俄勒冈州立大学辐射中心和TRIGA反应堆年度报告，2002年7月1日-2003 年6月30日
7.M.J.McCall,M.Pierre,“SLOWPOKE-2反应堆作为硼中子源的可行性研究”,第二十五届CNS/CNA麦克马斯特大学大学生年会,哈密尔顿,安大略湖, 2000年3月10-11日
8.V.M.Litjaev,V.A.Pivovarov,N.A.Soloviev等人，“基于低功率液体燃料堆的医疗辐照装置”。
9.Rolf F.Barth,Jeffrey A.Coderre等人,(针对癌症的)硼中子俘获疗法现状及展望//Clin.癌症研究.2005,v.11(11),p.3987-4002.
10.Patent RU,2141860,MPK A61N5/10,A61B6/00,G21K5/00,1999.
这种设备的主要缺点在于，他们是极为复杂、笨重的工程物理设施，其基础设施最开始并非针对医疗用途，且也很难适用于医疗。即使重建后，这些设备也不能用于临床。根据不扩散核武器原则，不允许使用这其中的高浓化燃料。
一般而言，这些设备的功率较大，这对治疗成本有不利影响。这些设备原则上不能运行在启停模式下，如何使高准直中子束精准的进入肿瘤并将对患者健康组织的损害降至最低这一点尤为重要，因此该模式对于固定状态下辐射患者是必不可少的。
大多数缺陷均是由于设计期间采用了强制性减少反应堆芯中子泄漏的原则而导致的，而作为医用中子源的反应堆在设计时应尽可能使中子漏出。
发明内容
本发明实施例所实现的技术结果为：创建一个可直接放置在诊所、用于中子俘获和快中子疗法的通用中子源，从而扩充中子源用于医疗上的技术手段。
此外，本实施例的技术结果还包括：使用了专门的、小型、低功率、启停操作模式(确保治疗部位所需的中子流密度)的核反应堆，从而增加了中子流的安全性。
为了能直接放置在诊所，中子源应具有成本优势，换言之，应具有最低的中子成本。由于简化了设备、最便利的反应性储备、长期运行的高可靠性(至少20-30年)，维修人员所用燃料尝浓度最低(由于不是作为核武器原料)，因而以上要求是可以实现的。
在医用中子源反应堆运行期间，由于反应堆仅作为中子源用于医疗(且仅针对癌症治疗)，因此其基建投入和现行成本应与中子叩击和中子俘获治疗的成本相当。
同时，在治疗束中，每个中子的放射性废料(废燃料和放射性物质)数量应最少，这样才可能确保最低的反应堆功率和启停操作。
在患者放射期间，为了确保疗效，中子源应在治疗期间创建超热中子流密度至少应为1·109neutr.·cm-2·с-2(对于NCT)和5·108neutr.·см-2·с-2(对于FNT)。
为了满足这些参数，反应堆功率应为10KW级。
由于反应储备的最小操作性、所有操作模式中的技术参数改动最少，因而可实现反应堆的安全性，允许反应储备低于缓发中子部分，从而排除了反应性事故。
为了实现上述要求，医用中子源包括以下主要部件：核反应堆、带锥孔的准直器、中子过滤器、护罩、中子俘获疗法通道、至少一个用于快中子疗法的通道、用于中子俘获疗法中开关中子退出通道的第一活动滑件、用于快速中子疗法的开关中子退出通道的第二活动门。
中子反应堆包括：平行六面体外壳和中子反射器构成的堆芯，平行六面体外壳具有一前壁、一后壁、两侧壁、以及从上至下覆盖外壳的壳盖和底部，中子反射器从背部、侧部、顶部、底部覆盖住堆芯。在特定实施例中，反射器还可包括后、侧、顶、底反射器。
反应堆芯采用平面设计，这样确保了中子最大程度的漏到过滤系统和准直器上。因此，这一侧没有堆芯反射层。
上支承格板和下间隔栅板位于外壳内。燃料杆上柄牢牢固定在上支承格板上。燃料杆下柄位于下部末端栅板上，这样可在燃料杆热膨胀过程中做垂直运动。
固定在外壳盖上的通道位于堆芯的核心内部，用于放置控制保护系统 (CPS)。
反应堆核的外壳上设有若干管道，用于供应和去除主回路的热稳定冷却剂。
壳体内部用隔板分开以确保用冷却器清洗燃料杆及放置CPS控制器的通道。如后文所示，隔板可以“交错”顺序安装以形成迷宫通道，从而保证了冷却剂的均匀流动而不形成滞留区。
准直器由大散射截面、大原子质量的材料组成。最好将铅(Pb)作为准直器材料。
中子过滤器的作用是在中子束中形成所需的中子能谱，以用于中子俘获治疗，过滤器放置于准直器的锥形孔中，这样直径较大的锥孔紧靠着活动区外壳的前壁。
中子反射器和准直器位于保护器内部，分为前部、后部、侧部、顶部和底部。
中子俘获疗法所用的通道是由前护罩内的小孔形成的，与铅准直器的锥孔同轴。
快中子疗法的通道是由侧护罩和侧反射器的通孔组成的。
第一反应堆回路包括循环泵、位于核入口的冷却剂温度稳定器以及容积补偿器。
在本发明的特定实施例中，循环泵、冷却剂温度稳定器和容积补偿器都位于保护器外部。
在特定实施例中，后保护器和后反射器内部可设有用于放置主回路管道的通道，主回路管道与补给支管和用于将冷却剂送至活动区的出口相连。
在特定实施例中，壳盖至少设有四个用于容纳CPS控制器的通道。此时，用于放置CPS控制器的通道可配有用于移动CPS控制器的、带连接机构的螺纹管件。所做的通道能将移动CPS控制器的机构执行器放置在上保护器和下反射器中。
在特定实施例中，至少有四个控制杆作为CPS控制器，它们通过CPS控制器移动机构在容纳CPS控制器的通道内移动。
将其中一个CPS控制器作为将核反应堆核的输出调节为额定功率的调节器。
在特定实施例中，后部、侧部、顶部和底部反射器可由不锈钢块制成。
这些反射器的厚度最好为290mm至310mm。
优选地，堆芯壳体的内平行六面体的长、高、宽分别为490mm-498mm，172mm-180mm和410mm-490mm。
堆芯内的燃料杆最好位于步长为11.6mm-12.4mm的方形格板内。
此外，本发明优选使用235U浓度为15％-20％的二氧化铀(UO2)作为燃料杆中的燃料。该浓度符合国际原子能机构的《不扩散核武器要求》。
优选使用В4С作为控制杆的吸收材料。
要进行中子治疗，须使用以下医用中子源：在预设温度下，亚临界状态的核反应堆芯配有冷却剂。核反应堆芯从亚临界状态撤回到临界状态，直至达到核反应堆的额定功率。
随后，中子输出通道开启进行中子治疗。根据肿瘤疾病的适应症来选择某个特定的中子输出通道。中子治疗期间，反应堆维持在额定功率下运行。
中子治疗结束后，中子退出通道同时关闭，反应堆芯转换至亚临界状态(在中子治疗过程的尾声)。
堆芯退回至临界状态及核反应堆以额定功率运行这两个时间段内，堆芯入口处的冷却剂温度保持不变，且等于设定温度。
优选使用水作为热载体。
反应堆芯入口处的设定水温优选为18°С至24°С。
在特定实施例中，CPS控制杆通过出入堆芯分别将堆芯从亚临界状态转换至临界状态或从临界状态转换至亚临界状态。
以上概括了本发明性质，包括：简化、概括、细节的纳入或删除，因而会得到本领域技术人员的推崇，本发明概括仅仅作为说明，并不表明有任何限制。
附图说明
为了更好的理解本发明性质，现给出附图说明，该说明并非本发明实施例的限制性示例：
图1显示了医用中子源的总视图和应用。
图2显示了医用中子源结构的轴侧面。
图3显示了医用中子源反应堆芯的总视图。
图4显示了从后面看的反应堆芯(核)视图。
图5显示了反应堆芯内冷却剂的流程图。
图6显示了通过反应堆芯的剖面图。
图7显示了医用中子源反应堆的通用液压回路。
图8显示了图7的(A)视图。
具体实施方式
医用中子源1(图1)包括以下组件：核反应堆2，保护器3，中子俘获治疗通道4，快中子治疗通道5，用于中子俘获疗法中开关中子退出通道的第一活动门6、用于快速中子疗法的开关中子退出通道的第二活动门7。
如图2所示，医用中子源1还包括一个带锥孔的铅准直器8，其作用是接收准直器8锥孔内中子过滤器9的所需光谱。
医用中子源的核反应堆2包括液压系统10，堆芯11，反射器12和控制保护系统13。
液压系统10的示意图如图3所示。在所述实施例中，核反应堆为三回路反应堆。
首回路14包括堆芯11、循环泵15、热交换器16和容积补偿器17。水作为主回路的冷却剂。
第二个回路18包括循环泵19、容积补偿器20、和制冷装置21。同样将水作为主冷却剂。用自来水冷却制冷机21，这是第三回路22。
第二回路中使用制冷机21可以将堆芯入口的冷却剂温度稳定在20℃。入口冷却剂温度的稳定可大大降低反应堆在其所有运行阶段的反应性变化。
医用中子源反应堆芯如图4-7所示。堆芯11包括一个内部尺寸为494×397 ×120mm的平行六面体外壳23。芯壳23具有前壁24、后壁25、两个侧壁26。壳体23分别由盖27和底部28从上至下封闭，壳盖与底部通过法兰与壳体以螺栓29连接。在带壳盖27和底部28的壳体23周边焊接晶须进行密封。
上支承格架30和下定位格架31位于壳体23上。燃料杆32上柄固定在支承格板30上。将线33拧入上柄孔内进行紧固。燃料杆32下柄穿过间隔栅板31。在这里，下柄可随热膨胀垂直移动，燃料杆32位于间距为12×12mm的方形格板内，由于燃料杆长度极小(～395mm)，且冷却剂速度低，因此不存在中间距离装置，仅以格板30和31间隔。
为了设置第一回路的冷却剂循环，用横隔板34将壳体23分开，从而得到了适当的燃料杆洗涤率。将七个这样的隔板以“纵横交错”的顺序安装，形成迷宫通道。图6显示了反应堆芯内的冷却剂流动模式(前壁24未显示)。这种堆芯设计可以适当的速率均匀洗涤燃料棒。
除了组织冷却剂流动外，挡板34还起到力的作用，将中子束出口侧的前壁 24厚度大幅减少至2mm，这反过来又增加了反应堆芯出口处的中子流密度。壳体23的后壁25上设有用于将冷却剂从堆芯11排出的补给分支35和支管36。
堆芯壳体的壳盖27上设有通道37，用于放置CPS控制器。如图7和图8所示，壳体23内设有通道37而非四个燃料杆。通道37是壁厚为0.5mm的
Figure GDA0002646083580000091
管道形成，其尾端以螺纹端子38连接至CPS控制器的移动机构。
反应堆反射器12将堆芯(11)从后部、侧部、顶部和底部盖住，并分为后部、顶部、底部和两侧边。后部、顶部、底部和侧边反射器由不锈钢块(12× 18Н10Т钢)制成，每个的总厚度为300mm。
3个反应堆的保护器被细分为保护器的前部39、侧部40、后部41、顶部42 和下部43。用硼化聚乙烯和贫铀作为保护器基材，为防止辐射“爆炸”，将块c 的接缝重叠成壁架。
前保护器39提供了NCT束出口和邻室医药箱的所需剂量情况。NCT束输出方向的前保护器39包括：
a)兼具保护功能的过滤器本体；
b)同样具有保护功能(主要防护伽玛辐射)的铅准直器，准直器锥形部分的厚度为150mm，圆筒部分的厚度为100mm。
c)贫铀(U)和硼酸聚乙烯(PB)的多层保护组合物(远离堆芯)。
PB(400mm)+U(220mm)+PB(130mm)+U(20mm)
侧保护器40提供了FNT束出口和邻室医药箱的所需剂量情况。FNT束输入 (输出)方向上的侧保护器包括：
a)厚度为300mm的钢反射器；
b)多层结构的贫铀和硼酸聚乙烯(在远离堆芯方向上)
U(100mm)+PB(300mm)+U(200mm)+PB(150mm)+U(30mm)
其它方向上的侧保护器在组成与结构上与上保护器42和下保护器43类似，是一个具有以下成分的三层组合物：
U(100mm)+PB(500mm)+U(100mm)
后部保护器41用于保护与堆芯相邻的其它腔室。
后部保护器结构包括一个钢反射器(300mm)和一个三层组合物：
U(120mm)+PB(900mm)+U(100mm)
用于中子俘获治疗的通道4由前保护器内的小孔44形成，该小孔与铅准直器8的锥孔同轴。
用于快中子治疗的通道5由侧保护器和侧反射器的通孔45形成。
在FNT束中进行中子治疗时，第一活动门6可阻断NCT的中子束。在这里，为了将快中子治疗部位的中子本底最小化，将硼酸聚乙烯栓46导入NCT束的通道中。
在NCT束辐照期间，第二活动门7可通过FNT阻断中子束。在这里，也可将硼酸聚乙烯栓47加入FNT通道中。反应堆关闭，这些中子束均被滑块阻断，并在通道内留有硼化聚乙烯栓。
CPS13反应堆系统包括四个控制杆。在干通道37内使用CPS驱动器移动控制杆，以放置CPS控制器。将控制杆的中子吸收材料——碳化硼(B4C)放置在直径为7mm且壳壁厚度为0.3mm的圆柱棒内。
为了将CPS移动机构的执行器48放置在上保护器42和上反射器内，我们制造了通道。后保护器41和后反射器上设有通道，以放置第一回路的管道49，这些管道与补给支管和将冷却剂送至堆芯的出口相连。
为了尽可能减少工作人员数量，并尽量减少放射性废弃物的堆积，医用中子源要在“启-停”模式下运行，也就是说，治疗过程中，反应堆以额定功率运行一小时左右。
要照射1-2名患者，则反应堆在该功率上每天约运行3小时。考虑到准备工作、启-停操作，服务班次的时间为5-8小时。其余时间(夜间或周末)服务器则进入临时关闭模式。临时停止期间无须监管人员在场。
要进行中子治疗，须使用以下医用中子源：将温度为20℃的冷却剂送入亚临界状态的核反应堆芯，这里用水作为冷却剂。
在达到核反应堆的额定功率前，核反应堆芯从亚临界态退回至临界状态。从堆芯中去掉一个CPS控制杆，可将堆芯从亚临界状态转换至临界状态。
将患者置于必要的中子退出通道前端。根据肿瘤疾病的适应症来选择某个特定的中子输出通道。随后，打开中子输出通道进行中子治疗。在中子治疗期间，反应堆保持在额定功率下运行。
中子治疗结束后，关闭中子退出通道，反应堆芯转入亚临界状态。在堆芯中加入一个CPS控制杆，可将堆芯从临界状态转换到亚临界状态。
堆芯退回至临界状态以及核反应堆以额定功率运行期间，堆芯入口片的冷却剂温度保持不变，且等于设定温度。
在治疗2个患者情况下，医用中子源反应堆每日运行时间表如下所示：
-检查系统、设备，打开循环；
Figure GDA0002646083580000121
-冷却，设置模式；
-临时关闭 -1小时；
总计 5.4-6.8小时。
两次辐照后，通过CPS控制器将反应堆消音，减少设定时间，然后关闭冷水机组和技术系统。保持反应堆在该状态直至下个工作日。
虽然这里描述了本发明的各个方面及其实施例，但该领域专家也会认识到可能有其它方法实现本发明。这里阐述的本发明各方面及其实施例仅做说明用，并非要加以限制，以下声明规定了本发明的保护范围。

Claims (21)

1.医用中子源，包括：核反应堆，堆芯由具有前壁、后壁、两侧壁、壳盖和底部的平等六面体外壳制成；覆盖在后侧、侧部、顶侧和底侧的反射器，包括：后部、侧部、上部、下部反射器；上支承格板和下间隔栅板位于外壳内；燃料杆，燃料杆上柄固定在上支承格板上，且下柄在燃料杆热膨胀下可做垂直移动；位于壳盖上的通道，用于放置CPS控制器；位于壳体上的、热稳定主回路冷却剂的补给支管和排出支管；分隔壳体内部的隔板以确保用冷却剂洗净燃料杆以及用于放置CPS控制器的通道；
由散射截面大、原子量大的材料制成的、带锥孔的准直器；
放置在准直器锥孔内的中子过滤器，从而使直径较大的锥孔靠近于反应堆芯的外壳前壁；
覆盖中子反射器和准直器的保护器，该保护器细分为前部、后部、侧部、顶部和底部；
用于中子俘获治疗的通道，由前保护器的小孔形成，与准直器的锥孔同轴；
至少一个用于快中子治疗的通道，由侧保持器和侧反射器的通孔形成；
中子俘获治疗中用于开关中子退出通道的第一活动门；
快中子治疗中用于开关中子退出通道的第二活动门。
2.根据权利要求1所述的医用中子源，还包括第一反应堆回路，所述第一反应堆回路包括循环泵，位于堆芯入口的冷却剂稳定器和容积补偿器。
3.根据权利要求2所述的医用中子源，特征在于，连接至液压回路的循环泵、冷却剂稳定器、容积补偿器均位于保护器外部。
4.根据权利要求1所述的医用中子源，特征在于，通道位于后保护器和后反射器内部，用于定位与补给支管和将冷却剂送至堆芯的排出支管相连的主回路管道。
5.根据权利要求1所述的医用中子源，其特征在于，壳盖至少设有四个用于放置CPS控制器的通道。
6.根据权利要求5所述的医用中子源，特征在于，用于放置CPS控制器的通道设有带相关CPS移动机构的螺纹连接。
7.根据权利要求6所述的医用中子源，特征在于，上保护器和上反射器通道设有用于定位移动CPS控制器的机构驱动器。
8.根据权利要求5至7任一项所述的医用中子源，特征在于，至少有四个控制杆作为CPS控制器，它们可通过CPS控制器机构在通道内的移动来移动。
9.根据权利要求5至7任一项所述的医用中子源，特征在于，其中一个CPS控制器作为核反应堆芯出口的额定功率调节器。
10.根据权利要求1所述的医用中子源，特征在于，后部、侧部、上部、下部反射器均由不锈钢块制成。
11.根据权利要求1所述的医用中子源，特征在于，后部、侧部、上部和下部反射器的厚度均为290mm-310mm。
12.根据权利要求1所述的医用中子源，特征在于，堆芯内燃料杆位于步长为11.6mm-12.4mm的方形格板内。
13.根据权利要求1所述的医用中子源，特征在于，将235U浓度为15％-20％的二氧化铀(UO2)作为燃料杆中的燃料。
14.根据权利要求8所述的医用中子源，特征在于，B4C作为控制杆的吸收材料。
15.根据权利要求1所述的医用中子源，特征在于，Pb作为准直器材料。
16.医用中子源核反应堆，包括：
具有前壁、后壁、两侧壁、壳盖和底部的平行六面体外壳形成的堆芯；
从后部、侧部、顶部和底部盖住堆芯的核反射器；
壳体上设有上支承格板和下间隔格板；
燃料杆上柄固定在上支承格板上，下柄可随着燃料杆热膨胀做垂直运动；
堆芯壳体的壳盖上固定设置了用于放置控制器CPS的通道；
壳体包括热稳定主回路冷却剂的补给支管和排出支管；
壳体内部由隔板隔开以确保用冷却剂洗净燃料杆以及用于放置CPS控制器的通道。
17.根据权利要求16所述的核反应堆，其特征在于，核反应堆的第一回路包括循环泵、位于堆芯入口处的冷却剂温度稳定器和容积补偿器。
18.根据权利要求16所述的核反应堆，其特征在于，至少用四个控制杆作为CPS控制器，它们可通过CPS控制器机构在通道内的移动来移动。
19.根据权利要求18所述的核反应堆，其特征在于，核反应堆中至少有一个CPS控制器作为核反应堆芯在额定功率下的反应堆输出控制。
20.根据权利要求16所述的核反应堆，其特征在于，将235U浓度为15％-20％的二氧化铀(UO2)作为燃料杆中的燃料。
21.根据权利要求18所述的核反应堆，其特征在于，B4C作为控制杆的吸收材料。
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