CN1277591C - 医院中子照射器 - Google Patents

Abstract

本发明属于核医疗设备，具体涉及一种用于硼中子俘获疗法的医院中子照射器。它包括反应堆和中子束照射装置，反应堆包括一个水池，一个设在水池内盛水的密闭堆容器，在该容器内下部安装有堆芯，堆芯周围设有Be环中子反射层，在Be环中子反射层外侧设有瓦状挤水器，堆芯的后备反应性值ρ_ex＝4～6×10^-3Δk/k，载热剂水与燃料中铀-238的反应性温度系数-a_T≈0.1×10^-3Δk/k/℃，且^HN/^U-235N＝180～200；中子束照射装置包括设在水池下部外侧，紧邻瓦状挤水器而依次布置的中子过滤器、中子反射层和γ衰减空腔、铋γ散射器，以及LiF中子准直器。本发明集反应堆的自稳定性、固有安全性和反中子阱型堆芯设计于一身，可作为常规建筑工程设置在医院内，用于治疗浅部或深部的脑胶质瘤。

Description

医院中子照射器

技术领域

本发明属于一种核医疗设备，具体涉及一种用于进行硼中子俘获疗法(Boron Neutron Capture Therapy缩写为BNCT)的核医疗设备。

背景技术

硼中子俘获疗法(BNCT)是利用稳定同位素¹⁰B对热中子有非常大的俘获截面特点，通过硼化药物先将¹⁰B引导入恶性肿瘤组织内部，然后利用中子束照射肿瘤组织，引起¹⁰B(n，α)⁷Li反应，产生一个带电粒子⁴α和一个重离子⁷Li，反应的平均能量约为2.35MeV，这能量将损耗在与细胞组织大小相似的粒子运动径迹中，这就提供杀死癌细胞并限制危害邻近正常组织的可能性。

实现BNCT的设施必须具备三个有机联系的基本单元，即产生中子源的装置，进行照射的中子束装置，以及定位和安顿病人的医疗设施。其中产生中子源装置主要是核反应堆和加速器，目前只有核反应堆能提供足够的中子用作俘获疗法。

虽然目前世界上已有九个国家，20座用于BNCT的“可供医用的研究堆”或“医用研究堆”，其功率都是上百千瓦至几十兆瓦，但这些研究堆都设在核研究中心或综合大学内，亦即目前的“医用研究堆”必须选址于与普通居民相隔离的厂址，必须依赖具备放射性废物贮存、处理能力的综合性核研中心，必须配备多路外接电源和专用备用电源等特殊电源供应，必须拥有专业的运行、维修工程组织。总之，这些“可供医用的研究堆”或“医用研究堆”必须寄居核研中心，才能生存、才能从事医学研究与治疗。

发明内容

本发明的目的是设计一套允许放在医院内，由医生可自行操纵使用，设施规模和经济负担能为医院常规公用配备所接受的用于硼中子俘获疗法的医院中子照射器。

本发明是这样实现的：一种医院中子照射器，它包括一个用于产生中子源的反应堆和从反应堆内引出中子用于治疗的中子束照射装置，其中，所说的反应堆包括一个水池，一个设在水池内盛水的密闭堆容器，在盛水的密闭堆容器内下部安装有堆芯，堆芯周围设有Be环中子反射层，在Be环中子反射层外侧设有瓦状挤水器，堆芯的后备反应性值ρ_ex＝4～6×10^-3Δk/k，载热剂水与燃料中铀-238的反应性温度系数-a_T≈0.1×10^-3Δk/k/℃，其中k为有效增殖系数，慢化剂水中氢原子数^HN与燃料中铀-235原子数^U-235N满足^HN/^U-235N＝180～200；所说的中子束照射装置包括设在水池下部外侧，紧邻瓦状挤水器而依次布置的中子过滤器、中子反射层和γ衰减空腔、铋γ散射器，以及LiF中子准直器。

在本发明中，由于堆芯后备反应性ρ_ex的取值为4～6×10^-3Δk/k，使堆芯布局在瞬态工况下具有自稳定性；载热剂水与燃料中铀-238的反应性温度系数为负温度系数，即-a_T≈0.1×10^-3Δk/k/℃，为本堆建立了固有安全性；在^HN/^U-235N＝180～200的情况下可实现反中子阱型堆芯设计，同时得到堆功率与照射通量的优化；该反应堆堆芯无冷却回路，既不需要专用工程安全设施，又可纳入常规建筑工程。根据这种安全原理所设计成的反应堆被国际原子能机构(IAEA)誉为“具有亲用户安全特性的反应堆”，基于上述原因，本发明集反应堆的自稳定性、固有安全性和反中子阱型堆芯设计于一身，又可作为常规建筑工程，因而可放心设置在医院内。同时，在结构上池内容器型堆所集成的强中子源通过在反应堆轴线的垂直方向引出两束相背的源中子，经过滤、反射、降γ、定向与准直，在照射口输出可用的中子束供BNCT研究与试治，一条可治疗浅部脑胶质瘤，另一条可治疗深部脑胶质瘤。

附图说明

图1为医院中子照射器的结构示意图；

图2为热中子照射装置的结构示意图；

图3为超热中子照射装置的结构示意图；

图4为SLOWPOKE-2堆引入3.44mk(即3.44×10^-3Δk/k)的反应性瞬变功率偏离示意图；

图5为SLOWPOKE-2堆引入6.05mk(即6.05×10^-3Δk/k)的反应性瞬变功率偏离示意图；

图6为全铍反射的临界系统示意图；

图7为反应堆堆芯布置图；

图8为微型中子源反应堆加入+3.6mk瞬态特性曲线。

图中I.反应堆 II.中子束照射装置 III.医疗设施

1.密闭堆容器 3.Be环中子反射层 4.堆芯 5.瓦状挤水器 6.中子过滤器 7.γ衰减空腔 8.中子反射层 9.铋γ散射器 10.LiF中子准直器 11.水池

具体实施方式

如图1所示，一种医院中子照射器，它包括一个用于产生中子源的反应堆I和从反应堆I内引出中子用于治疗的中子束照射装置II，其中，所说的反应堆I包括一个水池11，一个设在水池11内盛水的密闭堆容器1，在盛水的密闭堆容器1内下部安装有堆芯4，堆芯4周围设有Be环中子反射层3，在Be环中子反射层3外侧设有瓦状挤水器5，堆芯4的后备反应性值ρ_ex＝4～6×10^-3Δk/k，载热剂水与燃料中铀-238的反应性温度系数-a_T≈0.1×10^-3Δk/k/℃，其中k为有效增殖系数，慢化剂水中氢原子数^HN与燃料中铀-235原子数^U-235N满足^HN/^U-235N＝180～200；所说的中子束照射装置II包括设在水池11下部外侧，紧邻瓦状挤水器5而依次布置的中子过滤器6、中子反射层8和γ衰减空腔7、铋γ散射器9，以及LiF中子准直器10。

上述的瓦状挤水器5可以是石墨瓦，也可以是铝瓦，或者一侧是石墨瓦，同时另一侧是铝瓦，还可以两侧均是石墨瓦或两侧均是铝瓦。石墨瓦用于从堆芯内引出热中子，铝瓦用于从堆芯内引出超热中子。石墨瓦相对应的中子过滤器6和中子反射层8均为石墨材料制成的热中子过滤器和热中子反射层，铝瓦相对应的中子过滤器6和中子反射层8均为30％Al+70％AlF₃制成的超热中子过滤器和超热中子反射层。

在本发明中，对于一侧是石墨瓦，另一侧是铝瓦的堆芯产生的中子由Be环中子反射层3反射后，经石墨瓦慢化掉快中子，引出热中子，再经石墨热中子过滤器6过滤掉快中子和超热中子，继续引出热中子，再经石墨中子反射层8反射、汇聚热中子，由γ衰减空腔7衰减其中的γ射线，整合热中子方向，经铋γ散射器9再次衰减γ后，经LiF中子准直器10准直，引出能量小于0.4eV的热中子供医疗照射使用。另一方面，堆芯产生的中子由Be环中子反射层3反射后，经铝瓦吸收掉其中的热中子和能量为2MeV以上的快中子，再经30％Al+70％AlF₃制成的超热中子过滤器6过滤掉热中子和快中子，引出超热中子，再经30％Al+70％AlF₃制成的超热中子反射层8反射、汇聚超热中子，由γ衰减空腔7衰减其中的γ射线，整合超热中子方向，经铋γ散射器9再次衰减γ后，经LiF中子准直器10准直，引出能量为0.4～10keV的超热中子供医疗照射使用。

本发明设计的中子束布局，可衍生多种中子照射器形式，根据医疗需要，除上述实施方案外，尚可得到一个热中子束、一个超热中子束、两个热中子束或两个超热中子束的可行方案。

另外，在水池11上方设有密闭的可包容堆厅，同时在中子束照射装置所在的地下构筑内还设有由计算机显示屏和终端组成的总控室(图中未画出)。

堆芯由燃料元件、堆芯中央控制棒、水栅元组成，从里到外共分11圈，每圈的栅格板孔在该圈上均匀排布，如图7所示。燃料采用富集度为10％～20％的铀-235，作为一个实施例，²³⁵U富集度为13.2％，堆芯设计功率为30kW。

众所周知，堆功率的物理表达式如下：

           P(kW)≈K· Φ_th·M_u-235

式中，K为单位换算系数， Φ_th为平均热中子通量(n/cm²s)，M_u-235为铀装载量。

1.关于堆芯后备反应性ρ_ex＝4～6mk

堆芯后备反应性ρ_ex的取值是通过燃料元件棒的排列来与周围一定量水的匹配实现的，属于公知技术。堆的运行安全性、保证医疗照射时间以及装置的固有安全性都体现在一根中央控制棒上，这是本堆设计的难点所在，也是体现综合性能的诀窍所在。在总体构思中取堆的后备反应性p_ex＝4～6mk是基于以下考虑：

1)确保反应堆迅速启动的安全运行

本堆的中央控制棒必须同时具各自动棒、补偿棒与安全棒三者的功能，尤其对于始终处于动态的自动棒功能直接与运行安全相关。为简明阐述，假设反应堆只有一组缓发中子，在这样的系统中，中子密度随时间的增长率可表示为：

$\frac{n\left(t\right)}{n\left(o\right)}=\frac{\mathrm{\β}}{\mathrm{\β}-{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{ex}}}\·e^{\frac{t}{T}},T=\frac{\mathrm{\β}-{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{ex}}}{{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{ex}}}\·T_d$

其中：

β＝缓发中子比分，对U-235与H₂O系统一般β＝0.0068～0.0082；

T_d＝缓发中子平均寿命，本系统取为12.74秒；

T＝堆周期，即堆的功率增加e倍时间，秒；

t＝功率增长经历的时间，秒；

ρ_ex＝堆芯的后备反应性，mk；

n(o)，n(t)分别为0时刻与t时刻的中子密度或堆的功率水平。

假定n(o)时堆功率为1w，为了相对比较功率增长的趋势，在不同的ρ_ex下，当堆功率增长3万倍(达30kw)与10万倍(达100kw)时的堆周期T与经历的时间t如下表所示：

ρex(mk)	T(sec)	30kw时T(sec)	100kw时T(sec)
				3	19.30	190	213
4	11.20	107	121
				5	6.5	60	68
6	3.3	29	33
				7	1.00	7.2	8.9

对于10秒左右的周期，在微型反应堆实践中证明是安全的。而本堆用作照射病人如果采用过分保守的周期(如＞15秒)将导致进入麻醉状态的病人在照射束前耗费时间于等待开堆提功率，这显然是不合适的。但为照射病人而采用过短的周期(如＜1秒)导致隐藏事故，则更不容许。因而本推选择ρ_ex＝4～6mK，即一般自动调节捧安全设计的范围1/2β＜ρ棒(即ρ_ex)＜β，使实际堆周期处于一种既避免事故发生，又使病人尽快开始照射的恰好范围内。

2)保证5小时足够的医疗时间

本堆系统的运行反应性对温升是较为敏感的，也即运行时间越长，堆的水温越高，被温度效应消耗的反应性也越大。为了说明选择ρ_ex＝4～6mk，能满足每日运行5小时的医疗连续照射的要求，引用我国南方地区微堆的实际情况加以测算。

本堆采用低浓铀燃料，30kw功率，经5小时运行后，假定堆芯平均温度达49℃(以开堆时进口水温25℃计)，开堆5小时的温度系数α_H2O(49℃)＝0.1357mk/℃，则H₂O温度效应Δρ_H2O＝0.1357·(49-25)＝3.257mk。燃料中U-238的多普勒温度系数可外推为α_u-238(49℃)＝9.5×10^-3mk/℃，燃料的温度效应Δρ_u238＝9.5×10^-3·(49-25)＝0.228mk，运行5小时后的裂变产物氙毒效应Δρ_xe＝0.5mk。总计，运行5小时的反应性消耗为

Δρ_∑＝Δρ_H2O+Δρ_u238+Δρ_xe

      ＝3.257+0.228+0.5＝3.985mk

所以，选取ρ_ex＝4～6mk完全能抵消温度效应所消耗的反应性3.985mk。况且，实际上本堆在热工设计中加设了冷却池水的冷凝器，把池水温度固定在17℃，因而堆水温度将远比分析的低，也就是说被温度效应消耗的反应性远比3.985mk还要低，所选的ρ_ex＝4～6mk完全能应付5小时的医疗照射消耗。

3)反应堆具有固有安全性。

本发明所设计的反应堆是欠慢化堆芯系统，与我国微堆以及加拿大的SLOWPOKE-1、SLOWPOKE-2堆堆芯系统基本原理相似。

与我国微堆一起被IAEA誉为“具有独特亲用户安全特性的低功率研究堆”的加拿大欠慢化SLOWPOKE-1型堆(5KW)，1970年曾在堆上验证了加入正反应性的系列瞬变实验，从+0.96mk的界阶，一直做到+6.48mk；而性能参数更接近我国微堆的SLOWPOKE-2型堆(20kw)，1973年同样在堆上进行了系列瞬变实验，加入界跃的反应性从+1.11mk直到+6.05mk。两个系列实验都以同一规律，即功率在正反应性界跃后迅速上升，经100～120秒达到峰值，在无任何外界安全措施下逐渐下降。

我国微堆(27kw)在80年代进行了反应性瞬变系列实验，界跃从+0.5mk一直到+3.6mk。其瞬态特性与SLOWPOKE堆完全相似。其中+3.6mk的特性曲线(图8)展示撤出控制棒后约400秒，堆功率达76kW，然后下降自稳。以上三个实验均显示了欠慢化堆芯系统具有固有安全性。

SLOWPOKE-2堆的+3.44mk曲线(图4)在反应性界跃约360秒达峰值65kw，接着下降自稳，因而在ρ_ex＝4mk左右的堆芯系统具有固有安全特性是不言而喻的。同理SLOWPOKE-2堆的+6.05mk实验曲线(图5)应该是可信的，作为本堆选取ρ_ex上限6mk的依据是合理的。从图5可知+6.05mk的界跃，在约100秒达功率峰值135kw，出口水温190°F，即87.8℃，即便如此，此温度也未达到本堆系统压力下的沸点，本堆燃料元件系Zr-4包壳，在相似温度、压力下材料性能毫无损害。因而本堆ρ_ex＝4～6mk的设计范围具有固有安全特性，可设置于医院内。

2.关于堆芯^HN/^U-235N＝180～200

用H₂O冷却的反应堆为了达到临界并长期运行要装一定数量的铀燃料，都有一个水-铀份额比值，即^HN/^U-235N比值，可运用^HN/^U-235N的特定规律，设计出供特定应用的反应堆。

慢化剂水中氢原子数^HN与燃料中铀-235原子数^U-235N满足^HN/^U-235N＝180～200，这种精选欠慢化的氢-铀-235原子比，可以造成反中子阱型的中子通量分布，一般热中子反应堆内的径向中子通量分布的特点是中子通量高峰在堆芯中央，沿径向不断衰减(如美国的Triga-II脉冲堆)，即所谓的中子阱型通量分布，所说的反中子阱型的中子通量分布为堆芯中央中子通量低，沿径向中子通量升高，在反射层内可获得比堆芯更高的中子通量。设计反中子阱通量分布目的在于在反射层上获取高的中子通量，以便将中子束引出使用。

1)^HN/^U-235N与临界质量的关系

图6展示一个H₂O-Be-U₂₃₅系统^HN/^U-235N比值与系统临界值的关联性。其中400～500为富慢化区，中子得到充分慢化，系统临界质量最低；小于400一般为欠慢化，比值越小欠得越多，所需临界装量越大。适合本堆系统的比值180～200，工程临界装量在1kgU₂₃₅上下，属于铀装量最低的医用核装置，其经济性也完全能为医院所接受。

2)^HN/^U-235N与核安全的关系

从图6曲线可知，在全铍反射的堆芯系统中，大凡^HN/^U-235N＜400的堆芯设计都是欠慢化的，进入欠慢化区，曲线左部比值减少，U₂₃₅的临界质量就要增加，在物理上展现系统的固有安全性，即当运行功率增长时，铀的发热率增加，温度上升，热量传给冷却水，水温增加，水的密度降低，水中H₂分子减少与中子碰撞几率，水的中子慢化能力降低，系统不能维持临界，另外根据1/V定律，铀温度升高，U₂₃₅的吸收与裂变截面降低，使系统更不能维持临界。这二重作用就迫使系统的中子链式反应停止。因而需要比功率增加前更多的铀量才能使其达到临界。但这个固有安全性也得使用有度，比如选择^HN/^U-235N＝100左右的比值，处于曲线最大坡度处，即比值稍稍减少，即为亚临界。这样的系统安全上万无一失，但使用上提心吊胆，温度偶然额外升高或照射时间稍长一些，装置就自动停止，不敷使用，而且铀装量也大为增高，经济性差，不能选用。本堆^HN/^U-235N＝180～200范围既兼顾了具有较强的固有安全特性，又能维护正常使用的需求，临界装量也能接受的一种合理范围。此外，从热工角度，^HN/^U-235N比值的高与低，意味着每一个堆芯燃料栅元中，单位裂变能量使栅元中冷却水的热焓增加的少与多，一般较大的比值，冷却剂的反应性负温度系数α相对低一些，而小的比值获得较高的α值。本堆分析SLOWPOKE型堆180左右比值直至我国原型、商用微堆的200～240比值，认为选择180～200范围除不影响医疗使用外，α≈0.1mk/℃的反应性负温度系数与ρ_ex＝4～6mk一起，构成了本堆系统固有安全性的最佳匹配。

3)^HN/^U-235N与中子通量分布的关系

大凡欠慢化堆芯的中子通量分布呈反中子阱型分布，即热中子通量的峰值往往随^HN/^U-235N比值下降，欠慢化程度加深而中子通量的峰值分布向外移向反射层。装有各种实验孔道与中子束的研究堆，都有意识地采用欠慢化堆芯，把中子通量峰值移向反射层，提高堆的孔道使用通量。本堆为尽量提高中子束的出口通量，也采用了欠慢化堆芯，即较低的^HN/^U-235N比值。由于慢化铍件的环形尺寸与燃料元件尺寸受制造能力约束，不能随意变动，因而本堆的^HN/^U-235N比值范围受到限制。

4)本堆合理的^HN/^U-235N比值

堆芯的^HN/^U-235N比值可通过调节燃料栅元中水的体积与燃料体积比分，即水占的面积与燃料所占面积及燃料中U₂₃₅的丰度加以调节，对每个栅元的横截面：

$=\frac{S_{H2O}}{S_{\mathrm{UO}2}}\·\frac{2}{U^{235}\%}\·\frac{{\mathrm{\ρ}}_{H2O}}{{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{UO}2}}\·\frac{A_{\mathrm{UO}2}}{A_{H2O}}$

其中，

S_H2O＝S_芯-nS_fuelrod

S_H2O每一栅元中水的面积，cm²

S_芯堆芯面积，cm²

S_栅＝S_H2O+S_fuelrod每个栅元的面积，cm²

S_fuelrod每根燃料元件棒的面积，cm²

S_UO2每一根燃料元件中UO₂的面积，cm²

U₂₃₅％燃料的U₂₃₅丰度

K阿佛加得罗常数

ρ_H2O水的密度

ρ_UO2 UO₂的密度

A_H2O H₂O的分子量

A_UO2 UO₂的分子量

N堆芯燃料元装载数目

对于本堆系统，^HN/^U-235N比值可通过调节燃料元件棒数目和改变U₂₃₅％的丰度以选取最佳值。但每个比值的性能都要进行大量的计算。为简单比较，假定元件棒数都为堆芯满装载，即n＝324。选U₂₃₅％＝13.2％，10.7％，此时表达式中除U₂₃₅％一项及其相关的A_UO2为变数外，其它都是常数项，因而获得

U₂₃₅％＝13.2％时，^HN/^U-235N＝184

U₂₃₅％＝10.7％时。^HN/^U-235N＝227

两者的蒙特卡罗计算见下表：

其中，φ_th ^max为最大热中子通量，φ_th ⁱⁿ、φ_epi ⁱⁿ分别为中子束照射装置入口热中子和超热中子通量，φ_th ^out、φ_epi ^out分别为中子束照射装置出口热中子和超热中子通量。

上述二例中U₂₃₅装量处于1065g～1314g之间，剩余的反应性总量、出口处的照射中子通量φ_th ^out与φ_epi ^out都满足了设计要求，说明本堆的^HN/^U-235N比值范围180～200选择是可行的。

计算中可知，^HN/^U-235N从184升至227，φ_th ^amx下降，发生部位移向堆芯中心线，反中子阱的趋势减弱，因而，在工程设计中更明确了比值要降低。再之，13.2％丰度使堆芯的剩余反应性远远超过实际需要，在工程设计中应予降低。因此工程设计的堆芯元件棒可适当增加选择330～340个位置，剩余反应性可控制在30～35mk，以及中央控制棒的后备反应性4～6mk；计算偏差留出15mk，低浓铀中U₂₃₈共振吸收参数不确定性留出5mk，其它工程不定性5～10mk。一旦出现实际情况比计算全部偏低，则可把捧位留出空腔分布于热束的方向，而超热束方向则排满元件位置，以利于束流的改善。这种调节的^HN/^U-235比值，在选取丰度为10～11％时正好处于180～200之间。

因而选择^HN/^U-235N＝200左右的比值，不仅铀装量可以接受，堆芯尺寸构造可行，而且在保证有效的固有安全性基础上提供了满足BNCT医疗应用的两条中子束，同时由^HN/^U-235N＝200左右比值造成的反中子阱通量分布既保证了中子束的通量，又保证了中子束的质量(方向性)。再之30kW堆功率可同时提供两条中子束，既可治疗浅部脑胶质瘤又可治疗深部脑胶质瘤。

本发明所说的反中子阱型的通量分布可以参照中国原子能科学研究院正在建造的CARR堆或法国Orphee堆的堆芯设计。在选用^HN/^U-235N＝180～200时，在约30kW堆功率下，就能在束出口处达到0.8～1.1×10⁹n/cm².s，而其

高于美国的

Triga-II脉冲堆的0.8～1.1×10⁷nv/kw。

3.关于地下穿池柱式照射装置的结构布局

一般游泳池型堆的堆芯直接座落在池水内，所设置的BNCT照射装置与较强放射性的堆水(池水)只可能有一道隔离，而本装置堆水、池水与照射装置在布局上实施可靠的三隔离，是在物理安全(ρ_ex、^HN/^U-235N、-α_T)，热工安全(全自然循环)，建筑安全(堆厅包容构造)外的又一项结构安全特殊设计。受强中子源直接照射而活化的较强放射性的堆水，在燃料元件破损事故下裂变产物可能直接进入堆水，它被10mm厚Al合金的堆容器所密闭，堆容器挂在池水中。池水被泄漏出极低强度的中子加以活化，这个稍具放射性的水与较强放射性的堆水被严格相隔离。水池的金属衬里在堆容器左右两侧制成二个内凸型金属方形柱结构，柱壳的Al合金厚度也为10mm，把池水与中子束照射装置严格隔离。这种设计既能直接引领中子进入中子束照射装置，又对堆水实施双重有效隔离。

由计算机显示屏和终端组成的总控室可以参照电力、石化、冶金等部门大力推广应用的集散控制系统(DCS)进行设计，自行编订的BNCT病人治疗计划软件将参考美国MacNCTPlan软件或美国SERA治疗计划软件或日本的JCDS治疗计划软件的原理。这样，医生可根据CT、MRI所显示的脑部患处病灶以及病人的化验结果与体态神情，运用治疗计划软件算出对患部的BNCT处方治疗剂量，正常脑组织与血管的辐射限量、全身沾污辐射限量，确定处方硼浓度和硼化物的注入量，注入部位和注入时间；确定照射中子通量和照射时间，病人安置位置与方向。医生把处方值输入总控室计算机后，病人就位，医生只要按一下电钮，计算机就能自动按指定程序开启各个配套工艺系统，然后开动反应堆，开启照射束闸门，提升功率到限定水平作治疗照射。计算机自动采集工艺系统、反应堆、医疗设施的所有监控测量信息，判断、过删需要时发出警告，自动纠正，直至停闭反应堆。照射完毕后，计算机随即提供照射过程中所有重要的监控信息，特别是硼浓度、患处中子与γ实时探测积分值以及各部分积分辐射剂量值，使医生可以自行操作使用。

本发明所提供的医院中子照射器热中子束装置出口处BNCT热中子束流的设计指标为：

(1)热中子通量密度(＜0.4eV)大于1×10⁹n/cm²·s；

(2)快中子(＞10KeV)和超热中子(0.4eV＜E＜10KeV)剂量率之和与热中子通量密度的的比值小于1.0×10^-11cGy·cm²；

(3)γ射线剂量率与热中子通量密度的比值小于2.0×10^-11cGy·cm²；

(4)中子束流孔径为Φ100～160mm；

(5)在合适的照射时间内(2～5h)，热中子积分注量大于5.0×10^-12n·cm^-2。

超热中子束装置出口处BNCT超热中于束流的设计指标为：

(1)超热中子通量密度(0.4eV＜E＜10KeV)大于2.5×10⁸n/cm²·s，优化设计指标大于5×10⁸n/cm²·s；

(2)快中子(＞10KeV)剂量率与超热中子通量密度的的比值小于2.0×10^-12cGy·cm²；

(3)γ射线剂量率与超热中子通量密度的比值小于2.0×10^-12cGy·cm²

(4)超热中子通量密度与热中子通量密度的比值大于100；

(5)中子束流孔径为Φ100～160mm。

Claims (6)

1.一种医院中子照射器，它包括一个用于产生中子源的反应堆(I)和从反应堆(I)内引出中子用于治疗的中子束照射装置(II)，其特征在于：所说的反应堆(I)包括一个水池(11)，一个设在水池(11)内的盛水的密闭堆容器(1)，在盛水的密闭堆容器(1)内下部安装有堆芯(4)，堆芯(4)周围设有Be环中子反射层(3)，在Be环中子反射层(3)外侧设有瓦状挤水器(5)，堆芯(4)的后备反应性值ρ_ex＝4～6×10^-3Δk/k，载热剂水与燃料中铀-238的反应性温度系数-a_T≈0.1×10^-3Δk/k/℃，其中k为有效增殖系数，慢化剂水中氢原子数^HN与燃料中铀-235原子数U-²³⁵N满足^HN/^U-235N＝180～200；所说的中子束照射装置(II)包括设在水池(11)下部外侧，紧邻瓦状挤水器(5)而依次布置的中子过滤器(6)、中子反射层(8)和γ衰减空腔(7)、铋γ散射器(9)，以及LiF中子准直器(10)。

2.根据权利要求1所说的一种医院中子照射器，其特征在于：所说的瓦状挤水器(5)为石墨瓦，所说的中子过滤器(6)为石墨材料制成的热中子过滤器，中子反射层(8)为石墨材料制成的热中子反射层。

3.根据权利要求1所说的一种医院中子照射器，其特征在于：所说的瓦状挤水器(5)为铝瓦，所说的中子过滤器(6)为30％Al+70％AlF₃制成的超热中子过滤器，中子反射层(8)为30％Al+70％AlF₃制成的超热中子反射层。

4.根据权利要求1所说的一种医院中子照射器，其特征在于：在Be环中子反射层(3)的两侧均设有瓦状挤水器(5)，其中一侧挤水器为石墨瓦，另一侧挤水器为铝瓦，在水池(11)外侧紧邻石墨瓦依次设有石墨热中子过滤器(6)、石墨热中子反射层(8)和γ衰减空腔(7)、铋γ散射器(9)，以及LiF热中子准直器(10)，在水池(11)另一侧紧邻铝瓦依次设有30％Al+70％AlF₃超热中子过滤器(6)、30％Al+70％AlF₃超热中子反射层(8)和γ衰减空腔(7)、铋γ散射器(9)，以及LiF超热中子准直器(10)。

5.根据权利要求1所说的一种医院中子照射器，其特征在于：在Be环中子反射层(3)的两侧均设有石墨瓦状挤水器(5)，在水池(11)外侧紧邻石墨瓦状挤水器(5)依次设有石墨热中子过滤器(6)、石墨热中子反射层(8)和γ衰减空腔(7)、铋γ散射器(9)，以及LiF热中子准直器(10)。

6.根据权利要求1所说的一种医院中子照射器，其特征在于：在Be环中子反射层(3)的两侧均设有铝瓦状挤水器(5)，在水池(11)外侧紧邻铝瓦状挤水器(5)依次设有30％Al+70％AlF₃超热中子过滤器(6)、30％Al+70％AlF₃超热中子反射层(8)和γ衰减空腔(7)、铋γ散射器(9)，以及LiF超热中子准直器(10)。

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