CZ285193B6 - Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu - Google Patents
Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu Download PDFInfo
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21K—TECHNIQUES FOR HANDLING PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
- G21K5/00—Irradiation devices
- G21K5/04—Irradiation devices with beam-forming means
-
- A—HUMAN NECESSITIES
- A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
- A61N—ELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
- A61N5/00—Radiation therapy
- A61N5/10—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/12—Moderator 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
-
- H—ELECTRICITY
- H05—ELECTRIC TECHNIQUES NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- H05H—PLASMA TECHNIQUE; PRODUCTION OF ACCELERATED ELECTRICALLY-CHARGED PARTICLES OR OF NEUTRONS; PRODUCTION OR ACCELERATION OF NEUTRAL MOLECULAR OR ATOMIC BEAMS
- H05H3/00—Production or acceleration of neutral particle beams, e.g. molecular or atomic beams
- H05H3/06—Generating neutron beams
-
- A—HUMAN NECESSITIES
- A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
- A61N—ELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
- A61N5/00—Radiation therapy
- A61N5/10—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
- A61N2005/1085—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy characterised by the type of particles applied to the patient
- A61N2005/109—Neutrons
-
- A—HUMAN NECESSITIES
- A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
- A61N—ELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
- A61N5/00—Radiation therapy
- A61N5/10—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
- A61N2005/1092—Details
- A61N2005/1094—Shielding, protecting against radiation
-
- A—HUMAN NECESSITIES
- A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
- A61N—ELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
- A61N5/00—Radiation therapy
- A61N5/10—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
- A61N2005/1092—Details
- A61N2005/1095—Elements inserted into the radiation path within the system, e.g. filters or wedges
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
- Y10S376/904—Moderator, reflector, or coolant materials
- Y10S376/906—Metal
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T428/00—Stock material or miscellaneous articles
- Y10T428/12—All metal or with adjacent metals
- Y10T428/12493—Composite; i.e., plural, adjacent, spatially distinct metal components [e.g., layers, joint, etc.]
- Y10T428/12736—Al-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.
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)
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)
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 |
-
1993
- 1993-06-14 FI FI932711A patent/FI92890C/fi not_active IP Right Cessation
-
1994
- 1994-05-24 AT AT94915579T patent/ATE164258T1/de not_active IP Right Cessation
- 1994-05-24 CA CA002165300A patent/CA2165300A1/en not_active Abandoned
- 1994-05-24 DE DE69409110T patent/DE69409110D1/de not_active Expired - Lifetime
- 1994-05-24 WO PCT/FI1994/000206 patent/WO1994029881A1/en active IP Right Grant
- 1994-05-24 AU AU67237/94A patent/AU6723794A/en not_active Abandoned
- 1994-05-24 US US08/571,892 patent/US5703918A/en not_active Expired - Lifetime
- 1994-05-24 JP JP7501363A patent/JPH08511619A/ja active Pending
- 1994-05-24 EP EP94915579A patent/EP0704093B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1994-05-24 CZ CZ953081A patent/CZ285193B6/cs not_active IP Right Cessation
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 |