FI92890C - Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö - Google Patents

Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö Download PDF

Info

Publication number
FI92890C
FI92890C FI932711A FI932711A FI92890C FI 92890 C FI92890 C FI 92890C FI 932711 A FI932711 A FI 932711A FI 932711 A FI932711 A FI 932711A FI 92890 C FI92890 C FI 92890C
Authority
FI
Finland
Prior art keywords
moderator material
neutrons
moderator
material according
aluminum
Prior art date
Application number
FI932711A
Other languages
English (en)
Swedish (sv)
Other versions
FI932711A0 (fi
FI92890B (fi
Inventor
Pekka Hiismaeki
Iiro Auterinen
Original Assignee
Otatech Oy
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 Otatech Oy filed Critical Otatech Oy
Publication of FI932711A0 publication Critical patent/FI932711A0/fi
Priority to FI932711A priority Critical patent/FI92890C/fi
Priority to PCT/FI1994/000206 priority patent/WO1994029881A1/en
Priority to AU67237/94A priority patent/AU6723794A/en
Priority to DE69409110T priority patent/DE69409110D1/de
Priority to JP7501363A priority patent/JPH08511619A/ja
Priority to CZ953081A priority patent/CZ285193B6/cs
Priority to AT94915579T priority patent/ATE164258T1/de
Priority to EP94915579A priority patent/EP0704093B1/en
Priority to US08/571,892 priority patent/US5703918A/en
Priority to CA002165300A priority patent/CA2165300A1/en
Publication of FI92890B publication Critical patent/FI92890B/fi
Application granted granted Critical
Publication of FI92890C publication Critical patent/FI92890C/fi

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

Description

92890 5
Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö Moderatormaterial för neutroner och användning av detta
Keksinnön kohteena on nopeiden neutronien, etenkin fissioneutronien, hidastamiseen epitermisiksi neutroneiksi käytettävä hidastinmateriaali.
Lisäksi keksinnön kohteena on keksinnön mukaisen neutronien hidastinma-10 teriaalin uusi käyttö.
Keksintöön liittyvän tekniikan tason osalta viitataan referenssiin "Proceedings of an International Workshop on Neutron Beam Design, Development, and Performance for Neutron Capture Therapy", 15 held March 29-31, 1989, at the Massachusetts Institute of Technology, in Cambridge, Massachusetts, Edited by Otto K. Harling, John A. Bernard and Robert G. Zamenhof, Plenum Press, New York.
Boorineutronikaappaushoito (BNCT) perustuu siihen, että potilaalle 20 annetaan verenkierron kautta syöpäkudokseen hakeutuvaa ainetta, jonka molekyyliin on liitetty booriatomeja sisältäviä osasia. Syöpäkudoksen kohtaan suunnataan neutronivuo, jonka neutronit imeytyvät booriin ja halkaisevat sen litiumiksi ja heliumiksi, jotka hyvin paikallisesti tuhoavat juuri syöpäsoluja, mutta varsin vähän muuta kudosta.
25 BNCT:ssä boorineutronikaappauksen kaava on seuraava: 10B + n > 7Li + alfa + 2,79 MeV (6,1 %) > 7Li* + alfa +2,31 MeV (93,9 %)
30 > 7Li + gamma + 0,48 MeV
Boorineutronikaappaushoito tuottaa potilaalle varsin vähän rasitusta. Leikkausta ja anestesiaa ei tarvita. Hoitotiimille säteilyrasitus ei poikkea mitenkään tavanomaisen sädehoidon antamisesta.
BNCT:ssä on käytetty hitaita eli termisiä neutroneita, joilla tunkeutu-missyvyys on niin vähäinen, että potilaan kallo on avattava hoidon ajaksi. Nopeammat, epitermiset neutronit, hidastuvat boorlatomien kaa- 35 2 92690 pettäviksi sen sijaan vasta pään sisällä, jolloin kalloa ei tarvitse avata.
Boorineutronikaappaushoidossa pyritään hoidettavan kehonosan, esimer-5 kiksi pään alueelle aikaansaamaan termisten neutronien vuojakauma, jolla on laakeahko maksimi riittävän syvällä hoidettavan alueen sisällä. On tunnettua, että tavoite saavutetaan parhaiten, jos hoidettavaan kehon osaan johdetaan ulkoisesta lähteestä epitermisiä neutroneja, jotka termalisoituvat vasta kehon sisällä. Hoitotarkoitukseen parhaiten 10 soveltuva neturonilähde on tutkimusreaktori, joka primääristi tuottaa nopeita fissioneutrojena. Ne on hallitusti hidastettava epitermisiksi, energia-alueelle 1 eV...10 keV siten, että nopeiden neutronien osuus jää riittävän alhaiseksi. Hidastinaiiieeksi on ennestään tunnetusti ehdotettu monia eri aineita, kuten metallista alumiinia, alumiinioksi-15 dia, alumiinifluoridia, piitä ja vastaavia.
Alumiinifluoridi on sublimoituva yhdiste, jota on saatavana huokoisena pulverina, mutta siitä ei voi valmistaa tiivistä, huokoisetonta ainetta. Huokoisuus on periaatteellinen haitta, sillä se kasvattaa tarvitta-20 vaa materiaalipaksuutta ja vie hoitokohdan tarpeettoman kauaksi primää-rilähteestä alentaen saavutettavaa hyödyllistä intensiteettiä.
Esillä olevan keksinnön tarkoituksena on aikaansaada uusi neutronien hidastinmateriaali, jolla voidaan poistaa edellä mainitut epäkohtat.
25
Edellä esitettyihin ja myöhemmin selviäviin päämääriin pääsemiseksi keksinnön mukaiselle hidastinmateriaalille on pääasiallisesti tunnusomaista se, että hidastinmateriaalin pääkomponentteina ovat alumiinifluoridi ja alumiinimetalli, jotka on muodostettu olennaisesti huoko-30 settomaksi ja tiiviiksi komposiitiksi.
Esillä olevan keksinnön mukaisesti edellä esitettyä hidastinmateriaalia käytetään syöpäkudosten boorineutronikaappaushoidossa (BNCT).
II
92890 3
Seuraavassa keksintöä selostetaan yksityiskohtaisesti viittaamalla oheisen piirustuksen kaaviolliseen kuvioon, joka esittää periaatteellisesti BNCT-hoitoa tutkimusreaktorilla.
5 Kuviossa on esitetty tutkimusreaktori BNCT-hoidossa käytettynä. Reaktori käsittää sinänsä tunnetusti reaktorisydämen 10, sitä ympäröivän grafiittiheijastimen 11 ja alumiiniseinämäisen tankin 12, joka on täytetty vedellä. BNCT-asema rakennetaan korvaamalla reaktorisydämen 10 ympärillä ns. termisessä patsaassa oleva grafiitti epitermisen suihkun 10 vaativalla tämän keksinnön mukaisesta materiaalista valmistetulla hi-dastinmateriaalikappaleella 15 ja gammasuojuksella 13. Potilas P, jonka päässä H olevaa syöpäkasvainta säteilytetään, on ympäröity lyijysuojuk-sella 14 ja deuterium/litium epitermaali-termaali neutronisuojuksella 17. Reaktorin betonirunkoa on merkitty viitteellä 16. Jotta potilas P 15 voitaisiin asettaa neutronisuihkuun mahdollisimman vapaasti, laajennetaan termistä patsasta vaakasuunnassa leikkaamalla reaktorin betonista seinämää ohuemmaksi. Säteilytila R vuorataan gamma- ja neutronisuojuksella ja eristetään reaktorihallista booratuilla raskasbetonielemen-teillä.
20
Tehtyjen laskemien mukaan hidastinkappaleen 15 optimaalinen hidastinma-teriaali on sellainen, jossa alumiinin ja fluorin atomisuhde on selvästi korkeampi kuin alumiinifluoridin 1:3. Tämä tavoite toteutuu valmistamalla komposiittia, missä alumiinifluoridin huokoiset täytetään alu-25 miimetallilla. Komposiitin valmistus suoritetaan esim. ns. HIP-tekniikalla (HIP - hot isostatic pressing). Tarvittaessa materiaaliin voidaan lisätä pieniä määriä termisiä neutroneja absorboivaa ainetta, kuten litiumia esim. litiumfluoridina, jos halutaan päästä eroon termisten neutronien komponentista ilman, että samalla muodostuu voimakasta kaa-30 pausgammalähdettä.
Keksinnön mukaisessa hidastinmateriaalissa on sopivimmin alumiinia 20-50 til.-% ja alumiinifluoridia 80-50 til.-%. Hidastinkappaleeseen 15 muodostuu edellä esitetyllä alumiini/alumiinifluoridi-seossuhdealueella 35 metallisesta alumiinista hidastinkappaletta 15 koossa pitävä yhtenäinen . ja jatkuva kolmiulotteisesti verkkomainen matriisi, jonka sisälle jää- 4 92890 vät tilat on kokonaan ja tiiviisti täytetty alumiinifluoridillä. Termisiä neutroneja absorboivaa litiumfluoridia on sopivimmin n. 1 %.
Keksinnön mukaisesta materiaalista valmistettu hidastinkappale 15 on 5 tyypillisesti dimensioiltaan 700 x 1000 x 1000 mm, joista kuvioon merkitty dimensio Lz = 700 mm. Kuvioon merkityt dimensiot ja L3 ovat tyypillisesti Lx » 1050 mm ja L3 « 100 mm.
Seuraavassa esitetään patenttivaatimukset, joiden määrittelemän keksin-10 nöllisen ajatuksen puitteissa keksinnön eri yksityiskohdat voivat vaihdella ja poiketa edellä vain esimerkinomaisesti esitetystä.
» l
II

Claims (10)

92b90
1. Nopeiden, etenkin fissioneutronien hidastamiseen epitermisiksi neutroneiksi käytettävä hidastinmateriaali, tunnettu siitä, että 5 hidastinmateriaalin pääkomponentteina ovat alumiinitluoridi ja alu-miinimetalli, jotka on muodostettu olennaisesti huokosettomaksi ja tiiviiksi komposiitiksi.
2. Patenttivaatimuksen 1 mukainen hidastinmateriaali, tunnettu 10 siitä, että siinä on alumiinimetallia 20-50 til.-% ja alumiinifluoridia 80-50 til.-%.
3. Patenttivaatimuksen 2 mukainen hidastinmateriaali, tunnettu siitä, että hidastinmateriaalista valmistettuun hidastinkappaleeseen 15 (15) alumiinimetallista muodostuu jatkuva kolmiulotteinen verkkomainen matriisi, jonka sisään jäävät tilat alumiinifluoridi olennaisesti kokonaan täyttää.
4. Jonkin patenttivaatimuksen 1-3 mukainen hidastinmateriaali, t u n -20 n e t t u siitä, että siihen on lisätty sellaista, termisiä neutroneja absorboivaa ainetta, kuten litiumfluoridia, joka ei tuota vaikeasti vaimennettavia, korkeaenergisiä gammasäteitä.
5. Patenttivaatimuksen 4 mukainen hidastinmateriaali, tunnet- • 25 t u siitä, että hidastinmateriaaliin on lisätty litiumfluoridia n. 1 til.-%.
6. Jonkin patenttivaatimuksen 1-5 mukaisen hidastinmateriaalin käyttö syöpäkasvainten neutronikaappaushoidossa. 30
7. Patenttivaatimuksen 6 mukainen käyttö boorineutronikaappaushoidossa (BNCT).
8. Jonkin patenttivaatimuksen 1-5 mukaisen hidastinmateriaalin tai pa-35 tenttivaatimuksen 6 tai 7 mukainen käyttö, jossa hoidettavaan kehon 92890 osaan (H) johdetaan ulkoisesta lähteestä epitermisiä neutroneja, jotka termalisoituvat vasta kehon sisällä.
9. Jonkin patenttivaatimuksen 6-8 mukainen käyttö, jossa neutroniläh-5 teenä on tutkimusreaktori, joka primäärisesti tuottaa nopeita fissio-neutroneja, jotka hallitusti hidastetaan epitermisiksi energia-alueelle 1 eV...
10 keV siten, että nopeiden neutronien osuus jää riittävän alhaiseksi. 10 I! 92890
FI932711A 1993-06-14 1993-06-14 Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö FI92890C (fi)

Priority Applications (10)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FI932711A FI92890C (fi) 1993-06-14 1993-06-14 Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö
JP7501363A JPH08511619A (ja) 1993-06-14 1994-05-24 中性子用減速材及びその用途
AU67237/94A AU6723794A (en) 1993-06-14 1994-05-24 Moderator material for neutrons and use of said material
DE69409110T DE69409110D1 (de) 1993-06-14 1994-05-24 Neutronenmoderatormaterial und seine verwendung
PCT/FI1994/000206 WO1994029881A1 (en) 1993-06-14 1994-05-24 Moderator material for neutrons and use of said material
CZ953081A CZ285193B6 (cs) 1993-06-14 1994-05-24 Materiál moderátoru pro zpomalování vysokorychlostních neutronů a použití tohoto materiálu
AT94915579T ATE164258T1 (de) 1993-06-14 1994-05-24 Neutronenmoderatormaterial und seine verwendung
EP94915579A EP0704093B1 (en) 1993-06-14 1994-05-24 Moderator material for neutrons and use of said material
US08/571,892 US5703918A (en) 1993-06-14 1994-05-24 Moderator material for neutrons and use of said material
CA002165300A CA2165300A1 (en) 1993-06-14 1994-05-24 Moderator material for neutrons and use of said material

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FI932711 1993-06-14
FI932711A FI92890C (fi) 1993-06-14 1993-06-14 Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö

Publications (3)

Publication Number Publication Date
FI932711A0 FI932711A0 (fi) 1993-06-14
FI92890B FI92890B (fi) 1994-09-30
FI92890C true FI92890C (fi) 1995-01-10

Family

ID=8538125

Family Applications (1)

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

Country Status (10)

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

Families Citing this family (32)

* 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
EP1299031A4 (en) * 2000-03-21 2006-02-08 Bechtel Bwxt Idaho Llc METHOD AND COMPUTER MEDIUM FOR IMPROVED RADIO THERAPY DOSE PLANTING
AU2002316087A1 (en) * 2001-05-08 2002-11-18 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
AU2009212487B2 (en) * 2008-02-05 2014-03-27 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
CN107082642B (zh) 2013-07-08 2021-11-16 国立大学法人筑波大学 中子射线减速材料用氟化物烧结体及中子射线减速材料
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
EP3316665B1 (en) * 2014-12-08 2019-10-09 Neuboron Medtech Ltd. 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
EP3885329A1 (en) 2014-12-26 2021-09-29 University of Tsukuba Mgf2 sintered body for radiation moderator
WO2016177270A1 (zh) 2015-05-04 2016-11-10 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
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
RU2717363C1 (ru) * 2015-11-26 2020-03-23 Нойборон Медтех Лтд. Блок формирования пучка для нейтрон-захватной терапии
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
CN110507914B (zh) * 2016-01-04 2021-05-07 南京中硼联康医疗科技有限公司 中子缓速材料
EP3453428B1 (en) 2016-10-28 2020-11-25 Neuboron Medtech Ltd. Beam shaping body for neutron capture therapy
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
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
CZ308195A3 (en) 1996-04-17
CA2165300A1 (en) 1994-12-22
EP0704093B1 (en) 1998-03-18
US5703918A (en) 1997-12-30
ATE164258T1 (de) 1998-04-15
EP0704093A1 (en) 1996-04-03
CZ285193B6 (cs) 1999-06-16
JPH08511619A (ja) 1996-12-03
DE69409110D1 (de) 1998-04-23
FI92890B (fi) 1994-09-30
WO1994029881A1 (en) 1994-12-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FI92890C (fi) Neutronien hidastinmateriaali ja sen käyttö
Wang et al. A neutronic study of an accelerator-based neutron irradiation facility for boron neutron capture therapy
Cohn et al. Design and calibration of a “broad-beam” 238Pu, Be neutron source for total-body neutron activation analysis
EP3453428B1 (en) Beam shaping body for neutron capture therapy
WO1994015670A1 (en) Neutron-capture therapy apparatus and method
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
HIRATSUKA et al. RBEs of Thermal Neutron Capture Therapy and 10B (n, α) 7 Li Reaction on Melanoma‐Bearing Hamsters
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
Liu Design of neutron beams for neutron capture therapy using a 300-kW slab TRIGA reactor
Matsumoto Design of neutron beams for boron neutron capture therapy for Triga reactor
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
An et al. Development studies regarding the construction of epithermal-enriched neutron field for medical purposes at the University of Tokyo Yayoi Fast Reactor
Wang et al. An experimental study of the moderator assembly for a low-energy proton accelerator neutron irradiation facility for BNCT
CN1237459A (zh) 医用放射性玻璃微球及其核辐照装置和方法
Matsumoto Neutron beam design for neutron radiography at the Musashi reactor
Auterinen et al. The epithermal neutron irradiation station for boron neutron capture therapy (BNCT) at the FiR 1 in Otaniemi
Taheri et al. Dose mapping simulation and BSA design for improving the dosimetry accuracy for research reactor BNCT
Maučec Conceptual design of a clinical BNCT beam in an adjacent dry cell of the Jožef Stefan Institute TRIGA reactor
Oka et al. Study of epithermal neutron columns for boron neutron capture therapy
McCall et al. A Feasibility Study of the SLOWPOKE-2 Reactor as a Neutron Source for Boron Neutron Cancer Treatment
Kobayashi et al. Effective Thermal Neutron Collimation for Neutron Capture Therapy Using Neutron Absorption and Scattering Reactions
Harrington A calculational study of tangential and radial beams in HIFAR for neutron capture therapy

Legal Events

Date Code Title Description
GB Transfer or assigment of application

Owner name: VALTION TEKNILLINEN TUTKIMUSKESKUS

BB Publication of examined application
PC Transfer of assignment of patent

Owner name: VALTION TEKNILLINEN TUTKIMUSKESKUS

MA Patent expired