CZ285193B6 - Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu - Google Patents

Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu Download PDF

Info

Publication number
CZ285193B6
CZ285193B6 CZ953081A CZ308195A CZ285193B6 CZ 285193 B6 CZ285193 B6 CZ 285193B6 CZ 953081 A CZ953081 A CZ 953081A CZ 308195 A CZ308195 A CZ 308195A CZ 285193 B6 CZ285193 B6 CZ 285193B6
Authority
CZ
Czechia
Prior art keywords
neutrons
moderator material
moderator
aluminum
fluoride
Prior art date
Application number
CZ953081A
Other languages
English (en)
Other versions
CZ308195A3 (en
Inventor
Iiro Auterinen
Pekka Hiismäki
Original Assignee
Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus filed Critical Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus
Publication of CZ308195A3 publication Critical patent/CZ308195A3/cs
Publication of CZ285193B6 publication Critical patent/CZ285193B6/cs

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21KTECHNIQUES FOR HANDLING PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
    • G21K5/00Irradiation devices
    • G21K5/04Irradiation devices with beam-forming means
    • AHUMAN NECESSITIES
    • A61MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
    • A61NELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
    • A61N5/00Radiation therapy
    • A61N5/10X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • HELECTRICITY
    • H05ELECTRIC TECHNIQUES NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • H05HPLASMA TECHNIQUE; PRODUCTION OF ACCELERATED ELECTRICALLY-CHARGED PARTICLES OR OF NEUTRONS; PRODUCTION OR ACCELERATION OF NEUTRAL MOLECULAR OR ATOMIC BEAMS
    • H05H3/00Production or acceleration of neutral particle beams, e.g. molecular or atomic beams
    • H05H3/06Generating neutron beams
    • AHUMAN NECESSITIES
    • A61MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
    • A61NELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
    • A61N5/00Radiation therapy
    • A61N5/10X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
    • A61N2005/1085X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy characterised by the type of particles applied to the patient
    • A61N2005/109Neutrons
    • AHUMAN NECESSITIES
    • A61MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
    • A61NELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
    • A61N5/00Radiation therapy
    • A61N5/10X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
    • A61N2005/1092Details
    • A61N2005/1094Shielding, protecting against radiation
    • AHUMAN NECESSITIES
    • A61MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
    • A61NELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
    • A61N5/00Radiation therapy
    • A61N5/10X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
    • A61N2005/1092Details
    • A61N2005/1095Elements inserted into the radiation path within the system, e.g. filters or wedges
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/904Moderator, reflector, or coolant materials
    • Y10S376/906Metal
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T428/00Stock material or miscellaneous articles
    • Y10T428/12All metal or with adjacent metals
    • Y10T428/12493Composite; i.e., plural, adjacent, spatially distinct metal components [e.g., layers, joint, etc.]
    • Y10T428/12736Al-base component

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • Radiology & Medical Imaging (AREA)
  • Veterinary Medicine (AREA)
  • Pathology (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Animal Behavior & Ethology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Public Health (AREA)
  • Nuclear Medicine, Radiotherapy & Molecular Imaging (AREA)
  • Radiation-Therapy Devices (AREA)
  • Pharmaceuticals Containing Other Organic And Inorganic Compounds (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
  • Curing Cements, Concrete, And Artificial Stone (AREA)
  • Compositions Of Macromolecular Compounds (AREA)

Abstract

Materiál moderátoru je určen pro zpomalování vysokorychlostních neutronů, zejména neutronů pocházejících ze štěpení, na epitermální neutrony. Základními komponentami materiálu moderátoru jsou fluorid hlinitý a hliníkový kov, které jsou přetvořeny do hustého kompozitního materiálu, prostého porů. Materiál obsahuje 20 až 50 % objemových hliníkového kovu a 80 až 50 % objemových fluoridu hlinitého. Tento materiál moderátoru se používá při terapii rakovinných nádorů zachycováním neutronů borem. ŕ

Description

Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu
Oblast techniky
Vynález se týká materiálu moderátoru, použitého pro zpomalování vysokorychlostních neutronů, zejména neutronů, pocházejících ze štěpení, na takzvané epitermální neutrony.
Vynález se dále týká nového použití tohoto materiálu moderátoru neutronů.
Dosavadní stav techniky
Dosavadní stav techniky je uveden v materiálech Proceedings of an Intemational Workshop on Neutron Beam Design, Development, and Performance for Neutron Capture Therapy, z konference konané 29. až 31. března 1989 v Massachusetts Institute of Technology v Cambridge, stát Massachusetts, vydaných Otto K. Harlingem, Johnem A. Bernardem a Robertem G. Zamenhofem v nakladatelství Plenům Press, New York.
Terapie zachycováním neutronů borem, boron neutron capture therapy - BNCT, je založena na tom, že do krevního oběhu pacienta se podává činidlo, které si vyhledá cestu do rakovinné tkáně a kjehož molekulových komponentám byly připojeny molekulové komponenty, obsahující atomy boru. Tok neutronů je usměrněn do místa rakovinné tkáně, přičemž neutrony zmíněného toku neutronů jsou absorbovány borem a rozštěpení bor na lithium a helium, které ničí rakovinné buňky velmi přesně, avšak které velmi málo ničí ostatní tkáň.
Při terapii BNCT platí následující vzorec zachycování neutronů:
I0B + n > 7Li + alpha + 2,79 MeV (6,1 %) > 7Li* + alpha + 2,31 MeV (93,9 %) > 7Li + gamma + 0,48 MeV
Terapie zachycováním neutronů borem představuje pro pacienta velmi malou zátěž. Chirurgická operace a anestézie nejsou zapotřebí. Pro léčitelský tým se radiační zatížení neliší žádným způsobem od provádění běžné radiologické terapie.
Při terapii BNCT se doposud používají pomalé neboli tepelné či termální neutrony, které mají hloubku vniknutí tak malou, že pro dobu terapie je zapotřebí otevřít pacientovu lebku. Naproti tomu epitermální neutrony o vysoké rychlosti nejsou zpomalovány pro zachycování atomy boru, dokud nejsou uvnitř hlavy, což znamená, že v tomto případě není zapotřebí lebku otevřít.
Při terapii zachycováním neutronů borem byly konány pokusy pro vytvoření rozložení toku tepelných neutronů v oblasti léčené části těla, například hlavy, přičemž toto rozložení toku má mít spíše široké maximum dostatečně hluboko v léčené oblasti. Je dobře známé, že tento úkol je nejlépe splněn tehdy, když epitermální neutrony procházejí z vnějšího zdroje do léčené části těla, přičemž tyto neutrony nejsou termalizovány do té doby, dokud nejsou uvnitř těla. Nejvhodnějším zdrojem neutronů pro léčebné účely je výzkumný reaktor, který primárně produkuje vysokorychlostní neutrony, pocházející ze štěpení. Tyto neutrony musí být regulovaně zpomaleny na epitermální neutrony, to jest na energii v rozsahu od 1 eV do lOkeV, takže podíl vysokorychlostních neutronů zůstává dostatečně nízký. Jak je známé, bylo na materiál moderátoru navrhováno mnoho různých materiálů, jako například hliníkový kov, oxid hlinitý, fluorid hlinitý, silikon a ekvivalenty.
Fluorid hlinitý je sublimující sloučeninou, která je k dostání ve formě porézního prášku, avšak bez níž není možno připravit hustý materiál prostý pórů. Poréznost je v principu nevýhodná, protože zvyšuje nutnost zvětšování tloušťky materiálu a oddaluje místo léčení nepřiměřeně daleko od primárního zdroje, čímž se snižuje užitečná intenzita, které může být dosaženo.
Úkolem vynálezu proto je vytvořit nový materiál moderátoru pro zpomalování neutronů, pomocí něhož se odstraní výše uvedené nevýhody.
Podstata vynálezu
Tento úkol splňuje materiál moderátoru pro zpomalování vysokoiychlostních neutronů, zejména neutronů, pocházejících ze štěpení, na epitermální neutrony, podle tohoto vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že základními komponentami materiálu moderátoru jsou fluorid hlinitý a hliníkový kov, zpracované do hustého kompozitního materiálu, v podstatě prostého pórů. Nejvhodnější je, že tento materiál obsahuje 20 až 50 % objemových hliníkového kovu a 80 až 50 % objemových fluoridu hlinitého. V bloku materiálu moderátoru je s výhodou vytvořena z hliníkového kovu souvislá trojrozměrná síťová matrice, uvnitř níž jsou zbylé prostory v podstatě úplně vyplněny fluoridem hlinitým. Do materiálu může být přidána látka, která absorbuje tepelné neutrony a nevytváří gama záření o vysoké energii, které se obtížně zeslabuje, například fluorid lithný, nejlépe v množství asi 1 % objemové. Tento materiál je nejvýhodnější použít při terapii rakovinných nádorů zachycováním neutronů, zejména borem. Použití tohoto materiálu je výhodné, když vycházejí epitermální neutrony z vnějšího zdroje do léčené části těla a když tyto neutrony nejsou termalizovány do té doby, dokud nejsou uvnitř těla. Použití tohoto materiálu je však zvlášť výhodné v případě, když je zdrojem neutronů výzkumný reaktor, který primárně produkuje vysokoiychlostní neutrony, pocházející ze štěpení, které jsou regulovaně zpomalovány na epitermální neutrony na energii v rozsahu od 1 eV do 10 eV, takže poměr vysokorychlostních neutronů zůstává dostatečně nízký.
Při použití materiálu moderátoru podle tohoto vynálezu není třeba zvyšovat jeho tloušťku, což značí, že jeho použitím ani nedochází ke snižování jeho užitečné intenzity.
Přehled obrázků na výkresech
Vynález bude dále objasněn na příkladném provedení podle přiloženého výkresu, na němž se schematicky znázorněn výzkumný reaktor s materiálem moderátoru podle vynálezu.
Příklady provedení vynálezu
Na obrázku je znázorněn výzkumný reaktor, použitý pro terapii BNCT. Jak je obvyklé, sestává reaktor z aktivní zóny 10, z grafitového reflektoru 11, obklopujícího aktivní zónu 10, a z nádrže 12 s hliníkovými stěnami, která je naplněna vodou. Stanice BNCT vznikne nahrazením grafitu, který je umístěn kolem aktivní zóny 10 v takzvaném tepelném sloupci, blokem 15 materiálu moderátoru, který vyžaduje epitermální svazek, a který je proveden z materiálu moderátoru podle vynálezu, se stíněním neboli štítem 13 proti gama záření. Pacient P, v jehož hlavě H má být ozařován rakovinný nádor, je obklopen olověným štítem 14 a štítem 17 z deuteria/lithia proti epitermálním neutronům. Reaktor má betonový rám 16. Aby mohl být pacient P umístěn ve svazku neutronů co nejvolněji, je tepelný sloupec rozšířen ve vodorovném směru rozříznutím betonové stěny reaktoru. Radiační prostor R je stíněn štíty 17 a 13 a izolován od hlavy reaktoru bloky těžkého betonu, obsahujícího bor.
-2CZ 285193 B6
Podle provedených výpočtů je materiál moderátoru pro blok 15 materiál, jehož atomový poměr hliníku k fluoru je zřetelně větší než atomový poměr 1:3 ve fluoridu hlinitém. Tohoto cíle se dosáhne přípravou kompozitního materiálu, v němž jsou póry fluoridu hlinitého vyplněny hliníkovým kovem. Výroba tohoto kompozitního materiálu se provádí například pomocí takzvané techniky HIP, což je izostatické lisování za tepla. V případě potřeby se může do kompozitního materiálu přidat malé množství substance, která absorbuje tepelné neutrony, jako je lithium, například ve formě fluoridu lithného, když je zapotřebí zbavit se komponenty tepelných neutronů bez současného vytváření obtížně zeslabitelného intenzivního gama záření.
V materiálu moderátoru podle vynálezu je s výhodou množství hliníku v rozsahu od 20 do 50 % objemových a množství fluoridu hlinitého v rozsahu od 80 do 50 % objemových. Při tomto rozsahu směšovacího poměru hliníku s fluoridem hlinitým se v bloku 15 materiálu moderátoru vytvoří spojená a souvislá trojrozměrná síťová matrice z hliníkového kovu, která udržuje blok 15 materiálu moderátoru pohromadě a v níž se všechny vnitřní prostory zcela hustě vyplní fluoridem hlinitým. Množství fluoridu lithného, který absorbuje tepelné neutrony, je s výhodou asi 1 % objemové.
Blok 15 materiálu moderátoru podle vynálezu má obvykle rozměry 700 x 1000 x 1000 mm, přičemž jeho rozměr L? má hodnotu asi L2 « 700 mm. Rozměry Li a L3 mají obvykle velikost L! « 1050 mm a L3 » 1000 mm.

Claims (5)

1. Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů, zejména neutronů, pocházejících ze štěpení, na epitermální neutrony, vyznačující se tím, že základními komponentami materiálu moderátoru jsou fluorid hlinitý a hliníkový kov, zpracované do hustého kompozitního materiálu, v podstatě prostého pórů.
2. Materiál moderátoru podle nároku 1, vyznačující se tím, že obsahuje 20 až 50 % objemových hliníkového kovu a 80 až 50 % objemových fluoridu hlinitého.
3- Materiál moderátoru podle nároku 2, vyznačující se tím, že v bloku materiálu moderátoru je vytvořena z hliníkového kovu souvislá trojrozměrná síťová matrice, uvnitř níž jsou zbylé prostory v podstatě úplně vyplněny fluoridem hlinitým.
4. Materiál moderátoru podle jednoho z nároků laž3, vyznačující se tím, že do materiálu je přidána látka, která absorbuje tepelné neutrony a nevytváří gama záření o vysoké energii, které se obtížně zeslabuje, jako fluorid lithný.
5. Materiál moderátoru podle nároku 4, vyznačující se tím, že do materiálu moderátoru je přidán fluorid lithný v množství asi 1 % objemové.
6. Použití materiálu moderátoru podle jednoho z nároků 1 až 5 při terapii rakovinných nádorů zachycováním neutronů.
7. Použití podle nároku 6 při terapii zachycování neutronů borem.
-3CZ 285193 B6
8. Použití materiálu moderátoru podle jednoho z nároků 1 až 5, při němž vycházejí epitermální neutrony z vnějšího zdroje do léčené části těla, přičemž tyto neutrony nejsou termalizovány do té doby, dokud nejsou uvnitř těla.
5 9. Použití podle jednoho z nároků 6 až 8, při němž je zdrojem neutronů výzkumný reaktor, který primárně produkuje vysokorychlostní neutrony, pocházející ze štěpení, které jsou regulovaně zpomalovány na epitermální neutrony na energii v rozsahu od 1 eV do 10 keV, takže poměr vysokorychlostních neutronů zůstává dostatečně nízký.
CZ953081A 1993-06-14 1994-05-24 Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu CZ285193B6 (cs)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FI932711A FI92890C (fi) 1993-06-14 1993-06-14 Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CZ308195A3 CZ308195A3 (en) 1996-04-17
CZ285193B6 true CZ285193B6 (cs) 1999-06-16

Family

ID=8538125

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CZ953081A CZ285193B6 (cs) 1993-06-14 1994-05-24 Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu

Country Status (10)

Country Link
US (1) US5703918A (cs)
EP (1) EP0704093B1 (cs)
JP (1) JPH08511619A (cs)
AT (1) ATE164258T1 (cs)
AU (1) AU6723794A (cs)
CA (1) CA2165300A1 (cs)
CZ (1) CZ285193B6 (cs)
DE (1) DE69409110D1 (cs)
FI (1) FI92890C (cs)
WO (1) WO1994029881A1 (cs)

Families Citing this family (33)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5976066A (en) * 1996-08-30 1999-11-02 Massachusetts Institute Of Technology Neutron capture therapies
US6175761B1 (en) 1998-04-21 2001-01-16 Bechtel Bwxt Idaho, Llc Methods and computer executable instructions for rapidly calculating simulated particle transport through geometrically modeled treatment volumes having uniform volume elements for use in radiotherapy
SE519214C2 (sv) * 1998-09-10 2003-02-04 Radicon Ab Neutronstråleanläggning för cancerbehandling
AU2001247704A1 (en) * 2000-03-21 2001-10-15 Bechtel Bwxt Idaho, Llc Methods and computer readable medium for improved radiotherapy dosimetry planning
WO2002090933A2 (en) * 2001-05-08 2002-11-14 The Curators Of The University Of Missouri Method and apparatus for generating thermal neutrons
US8139705B2 (en) * 2002-08-01 2012-03-20 Gsi Helmholtzzentrum Für Schwerionenforschung Gmbh Screened chamber for ion therapy
DE10235116B4 (de) * 2002-08-01 2005-03-17 Gesellschaft für Schwerionenforschung mbH Abgeschirmter Raum für die Ionentherapie für Neutronen bis in den Energiebereich GeV
JP2006047115A (ja) * 2004-08-04 2006-02-16 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 中性子発生装置及びターゲット、並びに中性子照射システム
EP1895819A1 (en) 2006-08-29 2008-03-05 Ion Beam Applications S.A. Neutron generating device for boron neutron capture therapy
WO2009100063A2 (en) * 2008-02-05 2009-08-13 The Curators Of The University Of Missouri Radioisotope production and treatment of solution of target material
JP5112105B2 (ja) * 2008-02-18 2013-01-09 住友重機械工業株式会社 減速材及び減速装置
US20100169134A1 (en) * 2008-12-31 2010-07-01 Microsoft Corporation Fostering enterprise relationships
US20120330084A1 (en) * 2011-06-27 2012-12-27 Richard Harris Pantell Neutron Source for Neutron Capture Therapy
US10961160B2 (en) 2013-07-08 2021-03-30 University Of Tsukuba Fluoride sintered body for neutron moderator and method for producing the same
JP6261919B2 (ja) * 2013-09-06 2018-01-17 三菱重工機械システム株式会社 中性子照射装置
TWI532056B (zh) * 2013-10-15 2016-05-01 財團法人工業技術研究院 濾屏與中子束源
US9789335B2 (en) 2014-09-24 2017-10-17 Techno Eye Corporation MgF2—CaF2 binary system sintered body for radiation moderator and method for producing the same
EP3133905B1 (en) 2014-12-08 2018-01-17 Neuboron Medtech Ltd. A beam shaping assembly for neutron capture therapy
CN105732047B (zh) * 2014-12-08 2018-06-26 北京市射线应用研究中心 一种中子过滤材料及其制备方法
JP6181869B2 (ja) 2014-12-26 2017-08-16 国立大学法人 筑波大学 放射線減速材用MgF2系フッ化物焼結体及びその製造方法
JP6843766B2 (ja) 2015-05-04 2021-03-17 南京中硼▲聯▼康医▲療▼科技有限公司Neuboron Medtech Ltd. 中性子捕捉療法用ビーム整形アセンブリ
CN109771845B (zh) * 2015-10-15 2021-07-16 南京中硼联康医疗科技有限公司 中子缓速材料
EP3369457B1 (en) 2015-11-26 2019-11-27 Neuboron Medtech Ltd. Beam shaping body for neutron capture therapy
CN106798969B (zh) * 2015-11-26 2023-05-16 南京中硼联康医疗科技有限公司 用于中子捕获治疗的射束整形体
CN106938124B (zh) * 2016-01-04 2019-10-01 南京中硼联康医疗科技有限公司 中子缓速材料
JP6782359B2 (ja) 2016-10-28 2020-11-11 南京中硼▲聯▼康医▲療▼科技有限公司Neuboron Medtech Ltd. 中性子捕捉治療のためのビーム成形体
CN116966444A (zh) * 2016-10-28 2023-10-31 南京中硼联康医疗科技有限公司 用于中子捕获治疗的射束整形体
US11517769B2 (en) * 2019-07-10 2022-12-06 Ricoh Company, Ltd. Neutron beam transmission adjusting device comprising a neutron beam transmission unit including a neutron reactant, method for producing neutron beam transmission adjusting device, and neutron beam adjusting method
CN111072387A (zh) * 2019-12-31 2020-04-28 中国建筑材料科学研究总院有限公司 氟化铝复合陶瓷及其制备方法
CN112831678B (zh) * 2020-12-29 2022-03-25 山东亚赛陶瓷科技有限公司 一种铝/氟化铝复合陶瓷中子慢化体及其制备方法
CN114904157A (zh) * 2021-02-09 2022-08-16 中硼(厦门)医疗器械有限公司 中子捕获治疗系统
CN113186440A (zh) * 2021-04-28 2021-07-30 禾材高科(苏州)有限公司 一种氟化铝基陶瓷中子慢化材料及其制备方法
CN113808772A (zh) * 2021-09-10 2021-12-17 中山大学 一种中子慢化材料

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL7402505A (nl) * 1974-02-25 1975-08-27 Philips Nv Neutronentherapieapparaat.
US4362696A (en) * 1979-05-21 1982-12-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Corrosion-resistant fuel cladding allow for liquid metal fast breeder reactors
US4566989A (en) * 1982-02-26 1986-01-28 Westinghouse Electric Corp. Burnable neutron absorbers
US4516535A (en) * 1982-06-22 1985-05-14 Nuclear Medicine, Inc. Methods for neutron-capture tumor therapy
JPH032695A (ja) * 1989-05-31 1991-01-09 Nisshin Steel Co Ltd 高除熱性の放射線しゃへい材

Also Published As

Publication number Publication date
AU6723794A (en) 1995-01-03
FI932711A0 (fi) 1993-06-14
WO1994029881A1 (en) 1994-12-22
EP0704093B1 (en) 1998-03-18
JPH08511619A (ja) 1996-12-03
CZ308195A3 (en) 1996-04-17
FI92890B (fi) 1994-09-30
FI92890C (fi) 1995-01-10
CA2165300A1 (en) 1994-12-22
ATE164258T1 (de) 1998-04-15
US5703918A (en) 1997-12-30
DE69409110D1 (de) 1998-04-23
EP0704093A1 (en) 1996-04-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CZ285193B6 (cs) Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu
Wang et al. A neutronic study of an accelerator-based neutron irradiation facility for boron neutron capture therapy
JP5813258B2 (ja) 中性子線減速材用フッ化物焼結体及びその製造方法
Wheeler et al. Boron neutron capture therapy (BNCT): implications of neutron beam and boron compound characteristics
WO2023045367A1 (zh) 一种中子减速复合材料
Agosteo et al. Double differential distributions and attenuation in concrete for neutrons produced by 100–400 MeV protons on iron and tissue targets
Aizawa et al. Remodeling and dosimetry on the neutron irradiation facility of the Musashi Institute of Technology Reactor for boron neutron capture therapy
Auterinen et al. Epithermal BNCT neutron beam design for a Triga II reactor
CN108342620A (zh) 一种用于屏蔽中子和电子的泡沫铝
JP2023554681A (ja) ホウ化タングステン中性子遮蔽体用改良材
Van Steenbergen et al. The National Synchrotron Light Source basic design and project status
Ullmaier et al. High-energy-high intensity neutron sources for fusion technology and radiotherapy applications
Allen et al. Toward a final design for the Birmingham boron neutron capture therapy neutron beam
Tahara et al. Engineering design of a spallation reaction-based neutron generator for boron neutron capture therapy
Burn et al. The epithermal neutron beam for BNCT under construction at TAPIRO: Physics
Elshahat et al. Design calculations of an accelerator based BSA for BNCT of brain cancer
Maučec Conceptual design of a clinical BNCT beam in an adjacent dry cell of the Jožef Stefan Institute TRIGA reactor
Matsumoto Neutron beam design for neutron radiography at the Musashi reactor
RU2022382C1 (ru) Способ облучения материалов нейтронами
Goland Radiation damage of nonmetallic solids
Grimeland et al. Age to 1.44 eV for (D, D) Neutrons in Concrete
Nigg et al. Physics Parameters for an Epithermal—Neutron Beam at the Georgia Institute of Technology
Ibragimov et al. Damage of the Ordered Fe sub 3 Al Alloy by Radiation
Jun et al. Design of a BNCT facility at HANARO
Megahid et al. Study the attenuation of dose distribution of total gamma rays in multilayer shield

Legal Events

Date Code Title Description
IF00 In force as of 2000-06-30 in czech republic
MM4A Patent lapsed due to non-payment of fee

Effective date: 20130524