JPH09500286A

JPH09500286A - 中性子捕獲治療のための装置及び方法

Info

Publication number: JPH09500286A
Application number: JP6516032A
Authority: JP
Inventors: オットー，カール，オー
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1992-12-31
Filing date: 1993-12-21
Publication date: 1997-01-14
Also published as: US5433693A; EP0676975A1; EP0676975A4; CA2153059A1; WO1994015670A1; AU5853394A

Abstract

(57)【要約】患者治療室（２７）は原子炉心（１６，１７，１８）の周りに順次円周方向に間隔を置いて設けられている。治療室と炉心の間に設けた遮蔽体（２２）は適当なコリメーター手段としての中性子伝送通路（２３）を有する。炉心は円筒形の多領域炉心であり、内側の２つ（１６，１７）又は３つ（１６，１７，１８）の領域が核燃料を収容しており、内側炉心（１６）が核分裂中性子の大部分を発生させ、第２炉心リング（１７）が低濃縮燃料を収容し、第３領域（１８）が中性子を非弾性散乱させると共にγ線を吸収するためトリウム又は劣化金属ウラン又はその他の重金属を収納する。それぞれが調節可能な熱中性子吸収体及びγ線吸収体を含む組成の異なる減速液の入った２つの減速リング（１９，２０）が多領域炉心を囲む。重金属γ線遮蔽体（２１）が第２減速リングを囲む。このように構成すれば、いわゆるスペクトル整形フィルターを使用しなくても中性子スペクトルが炉心内で制限されて、患者には熱外中性子だけが伝送される。

Description

【発明の詳細な説明】中性子捕獲治療のための装置及び方法技術の背景発明の分野本発明は癌性腫瘍に対する主としてホウ素−１０における中性子捕獲治療（以下、「ＢＮＣＴ」と呼称する）に係わり、特にこの治療を行なうための装置及び方法に係わる。ＢＮＣＴはγ線、“熱”中性子、“熱外”中性子、“高速”中性子などに起因する副作用を極力抑制しながら低い中性子ビーム発生コストで有効に行なわれることが望まれる。上記３種類の中性子グループの典型的なエネルギーレベルは下記の通りである。すなわち、熱中性子は≦１ｅＶ、熱外中性子は１ｅＶ〜５０ｋｅＶ、高速中性子は≧５０ｋｅＶである。発明者の所見によれば、低出力原子炉を設け、患者を充分なビーム強さが得られる距離まで接近させれば、低出力でも上記要望を満たすことができる。そこで、炉心と患者との間の短い距離に亘って中性子ビームを最適化することが必要となる。原子炉／減速体の組立体から放出される中性子がそのままＢＮＣＴに利用できることが必須条件である。先行技術の説明ホウ素−中性子−捕獲治療（ＢＮＣＴ）は癌性腫瘍治療の可能性を持つものとして３０年以上前から知られている。この治療に際しては施術中に最適化しなければならない２つの主要成分がある。第１の成分は腫瘍内へ優先的に沈着するホウ素（Ｂ−１０）化合物である。第２の成分は腫瘍に沈着しているＢ−１０と優先的に反応する中性子のビームである。Ｂ−１０中に中性子が捕獲されると、複合核Ｂ−１１（ホウ素−１１）が1.5 及び１．０ＭｅＶのエネルギーをそれぞれ伴なう２つの原子核Ｈｅ−４（ヘリウム−４）及びＬｉ−７に分裂する。どちらの原子核もほぼ細胞１個分に相当する短い距離でそれぞれのエネルギーを失う。これら２つの原子核の減速中に起こるイオン化による損傷が高い確率で腫瘍細胞を破壊する。破壊される細胞が高い確率で癌細胞であるためには、腫瘍内へのホウ素の優先的な沈着と腫瘍に対する適正エネルギー中性子の優先的な照射を複合的に最大化しなければならない。ホウ素による捕獲に代わる方法も考えられる。その１つはＵ−２３５（ウラン −２３５）原子核の核分裂であり、その結果得られる２つの核分裂生成物も宿主細胞を破壊することができる。ＢＮＣＴに関する幾つかの背景及び最近の考え方は“Nuclear Science and En gineering”という標題の出版物に発表された２つの論文に記述されている。その１つ（以下に“参考文献１”と呼称する）はVolume 110（1992）、３３０〜３４８頁に掲載されたOtto K．Harling氏等の論文である。もう１つ（以下に“参考文献２”と呼称する）はVolume 110、349〜354頁に掲載されたManfred Papasp yrou氏及びLudwig E．Feinendegen氏の論文である。Harling氏等の論文は第１図に医療用として構成された５メガワットのマサチューセッツ工科大学原子炉（Ma ssachusetts Institute of Technology Reactor（ＭＩＴＲ））を図解している。Papaspyrou氏及びFeinendegen氏の論文はＢＮＣＴの原理と低温中性子を実用に供し得る可能性を記述している。Harling氏等の論文はこの論文に開示されている原子炉が高品質のモデルであると指摘しているが、発明者の所見としては、例えばＭＩＴＲ−II型装置よりも低コストで、しかもはるかに少ない副作用でより多くの患者にこの治療を提供できるようにする装置を実現できるはずである。発明者の知る限り、他の研究者によって現在実験的に試みられているＢＮＣＴの応用では中性子の漏れスペクトルに基づいて原子炉の外側でビームを最適化する方式を採用しているが、それだけではＢＮＣＴに不充分である。そこで、ビーム修正“フィルター”を利用することによってＢＮＣＴに適したビームを発生させている。本発明の思想は中性子最適化を原子炉容器内で達成することにより構造を従来よりも簡単且つコンパクトにすると同時に副作用を最少限に抑制しようとするものである。本願作成の過程で副作用を最少限に抑制するための具体的な設計基準としてビーム中に含まれる中性子総数ｎ_tが明らかになったが、発明者の知る限り、このような形の基準はどの文献にも報告されていない。この基準は本願の概念的構成に関連して後述する。上記参考文献のほかにもＢＮＣＴ用の原子炉について記述している参考文献３〜１０がある。以下にこれらの文献を列記する：参考文献１：“Boron Neutron Capture Therapy and Radiation Synovectomy Research at the Massachusetts Institute of Technology Research Reactor” ，Nuclear Science and Engineering，Otto K．Harling et al.，Vol.110,330〜３４８頁，１９９２年４月。参考文献２：“Possible Use of Cold Neutron for Boron Neutron Capture T herapy”，Nuclear Science and Engineering，M．Papaspyrou and L．E．Feine ndegen，Vol.110，３４９〜３５４頁，１９９２年４月。参考文献３：“Performance of the Currently Available Epithermal Neutro n Beam at the Massachusetts Institute of Technology Research Reactor（ＭＩＴＲ−II）”Progress In Neutron Capture Therapy for Cancer，B.J．Allen 氏等編，Plenum Press，New York，１９９２年，５３〜５６頁。参考文献４：“Installation and Testing of an Optimized Epithermal Neut ron Beam at the Brookhaven Medical Research Reactor（ＢＭＲＲ）”，R.G． Fairchild氏等，Neutron Beam,Development,and Performance for Neutron Capt ure Therapy ，O.K．Harling氏等編，Plenum Press，New York，１９９０年，１８５〜１９９頁。参考文献５：“Epithermal Neutron Beam Design for Neutron Capture Thera py at the Power Burst Facility and the Brookhaven Medical Research React or”，Floyd J．Wheeler氏等，Nuclear Technology，Vol.92，１９９０年１０月，１０６〜１１７頁。参考文献６：“Demonstration of three-dimensional deterministic radiati on transport theory dose distribution analysis for boron neutron capture therapy”，David W．Nigg氏等，Medical Physics，Vol.18(1)，１９９１年１月／２月，４３〜５３頁。参考文献７：“Reactor physics design for an epithermal neutron beam at the Power Burst reactor Facility”，F．J．Wheeler氏等，Strahlenther．On kol.，Vol.165，１９８９年６９〜７１頁。参考文献８：“Conceptual Physics Design of an Epithermal-Neutron Facil ity for Neutron Capture Therapy at the Georgia Tech Research Reactor” ，David W．Nigg氏及びFloyd J．Wheeler氏，米国政府ＤＯＥ契約に基づきＩＮＥＬＢＮＣＴプログラムに従ってIdaho National Engineering Laboratory発行，Ｎｏ．ＤＥ−ＡＣＯ７−７６１ＤＯ１５７０。参考文献９：“Conceptual Design of a Medecal Reactor for Neutron Capture Therapy”，William A．N euman氏及びJames L．Jones氏，Nuclear Technology，Vol.92，１９９０年１０月，７７〜９２頁。参考文献10：“Investigation of a Nuclear Reactor for Cancer Therapy” ，Yutaka Mishima氏，the Special Institute for Cancer Neutron Capture The rapyによるレポート，神戸大学，日本，１９９０年３月。これらの文献の多くは下記の４つの原子炉によるビーム発生を記述している：＊ＭＩＴＲ−II（参考文献３；これは参考文献１の原子炉とは別型）。＊ＢＭＲＲ（Brookhaven Medical Research Reactor，参考文献４〜６）。＊ＰＢＦ（Power Burst Facility，参考文献５及び７）。＊ＧＴＲＲ（Georgia Tech Research Reactor，参考文献８）。第５の原子炉（オランダ国ペッテンに所在のヨーロッパ高中性子束炉−European High Fl ux Reactor）におけるビーム最適化も同様の原理に基づいている；参考文献９の第７８頁を参照）。参考文献９は低濃縮ウラン−ジルコニウム混成燃料を使用する原子炉と、ソリッドプレート、非循環Ｄ₂Ｏ、及び冷却水を使用するフィルターと連携する多重治療室の構想を記述している。この構想は低出力原子炉を利用し、例えば全出力で１０分間作動、１％出力で５０分間待機というような“出力サイクリング”を採用するというものである。全出力モードの全部又は一部に亘って複数の治療室で複数の患者を同時に治療するが、治療時間は各患者の必要に合わせて選択することができ、ビームシャッターによって制御される。これらの試みの共通点は主として熱中性子から成る不適当な中性子スペクトルを嵩張った外部“フィルター”で整形することによってＢＮＣＴ用の中性子スペクトルを得ることにある。これらの試みの主要な仕事は、有害な熱中性子を“フィルター”処理し、漏れスペクトルの高速中性子及びγ線成分を減らすことである。発明の概要要約すると、本発明の代表的な実施態様では、強力な熱外中性子源となるように原子炉を構成する。炉心はほぼ円筒形であり、多領域構造であることが好ましい。ここでは核燃料を収容する２つの領域を有する構成を説明する。典型的には２０％濃縮ウランを収納する内側炉心が核分裂中性子の大部分を発生させる。外側炉心リングは濃縮度がはるかに低い、典型的には３〜５％の燃料を収容する。この低濃縮燃料リングにおいて、共に内側炉心から発生する中性子の大部分の非弾性減速散乱とγ線の吸収が開始される。次のリングは重金属から成り、非弾性減速散乱とγ線吸収をさらに補足する。本発明の場合、重金属は原子量が鉄よりも大きいものを意味する。非弾性散乱能力に優れた重金属としてはタングステン（Ｗ）、ルテニウム（Ｒｅ）、鉛（Ｐｂ）、ビスマス（Ｂｉ）が挙げられる。トリウム（Ｔｈ）はさらに優れた非弾性散乱能力を有するが、劣化ウランの形態を取るＵ−２３８と同様に核分裂中性子及びγ線を追加発生させるという欠点を有する。３つの内側ゾーンを吸収体をも含む２つの液状減速体リングによって囲む。これら２つのリングは中性子を減速すると同時に中性子スペクトルの低エネルギ端を狭め、γ線の吸収を補足するという機能を果たす。これら２つのリングにおける中性子スペクトルの整形はこれら２つのリングの循環液中の吸収材濃度を変えることによって変化させることができる。治療室は原子炉／減速体の組立体を囲んで円周方向に順次間隔を置いて設け、一実施例では２段形式とする。２つの減速体／吸収体を複数のセクターに区分し、それぞれの治療室を各セクターと連携させる。これらのセクターの循環液中の吸収材濃度を変えることによって各セクターにおいて中性子スペクトルを異なる態様で整形することができる。原子炉の周り及び治療室の間に適当な遮蔽体を設け、遮蔽体に中性子伝送通路を設け、これらの通路内に適当なコリメーター機能、合焦機能及びシャッター機能を備えた手段を設けるスペースを確保する。中性子伝送通路にはそれぞれ異なるビーム管を収納させることができる。このようにすれば、減速体セクター中の吸収材濃度に差を設けたことと相俟って治療室ごとに治療すべき腫瘍の深さとサイズに応じて最適化することが可能になる。中性子スペクトル及びその平均エネルギーを変化させるのは所与の腫瘍深さに合わせて最適化するのがその目的であり、通路を変化させれば主としてビームの合焦及び横方向広がりが変わり、所与のサイズに応じて最適化することになる。発明の説明本発明の原理及び利点を好ましい実施例に基づいて説明する。同じ原理に基づく他の実施例をも以下に説明する。好ましい実施例の図面の簡単な説明図１は本発明の典型的実施例としてのＢＮＣＴ装置の平面図である。図２は図１の２−２線における矢印方向に見た縦断面図である。図３は各レベルにおける治療室数の２倍の治療室が得られるように治療室を２つのレベルに配列した構成を示す。ビーム管はいずれも原子炉中心面付近に配置されているが、一方のビーム管をやや上向き、他方のビーム管をやや下向きとする。適当な治療テーブル又はチェアが患者をビーム管開口に向かって上げ下げする。好ましい実施例の説明概要本発明の原理の理解を深めるため、図面に示す実施例を参照し、特定の用語をかかる実施例の説明のために用いる。ただし、本発明の範囲は、この実施例によって制限されるものではなく、当業者において想到できる図示装置に対する変更及び本発明の原理の図示用途以外の応用も本発明の範囲に含まれる。詳細を示す図面のうち、図１は４つの治療室１１，１２，１３及び１４を有する建物の一部を略示する平面図である。治療室は実質的に同じであるから、ここでは１つの治療室だけを説明すれば充分である。治療室群の中心に原子炉があり、内側炉心１６、外側炉心リング１７、及び重金属リング１８を含む。２つの異なる減速体リング１９及び２０が設けられている。炉心と減速体リングを原子炉遮蔽体２１及び２２が囲む。リング２１は、典型的には鉛（Ｐｂ）又はビスマス（Ｂｉ）から成る特殊なγ線遮蔽体である。リング２２はコンクリートから成る公知の生物学的遮蔽体である。コンクリート内の全ては、ステンレススチールまたはアルミニウムその他の公知材料から成る原子炉容器１５内に閉じ込められており、図面では容器を線１５の厚さで示すにとどめた。同様に、各炉心及び重金属領域内の構造も公知であるから詳しくは図示しない。例えば、内側炉心は燃料棒及び安全のための数本の制御棒の束と、炉心の間隙部分を流動する冷却水とで構成すればよい。第２炉心領域は燃料棒の束と領域の間隙部分を流動する冷却水とで構成すればよい。本発明の特徴の１つとして、ウラン燃料の濃縮度が次第に低くなるように領域を構成するから、領域１７では燃料棒を比較的密に束ねることになる。３つの金属領域にはすべて冷却材として軽水（Ｈ₂Ｏ）を使用する。領域１７が必要とする冷却は中心領域１６よりも少ない。重金属領域１８ではさらに少ない。従って、第３領域は冷却水流路が貫通している主として鋳造金属で形成すればよい。パイプで汲み上げられて３つの炉心金属領域を通過する冷却水は共通でよく、２枚のスチール製原子炉支持ベースプレート１５Ｂの中心部間の密閉スペース１５Ｂにおいて混ざり合う。即ち、炉心の３つの領域に対する冷却水は同じポンプで同じ熱交換器を通して循環させればよい。炉心／金属領域を減速体／吸収体領域が囲み、これを原子炉容器に、次いでコンクリート遮蔽体に収納する。コンクリートの総半径は約１ｍである。炉心１６から半径方向にビーム管２３が遮蔽リング２２を貫通し、治療室１１の治療ステーション２８の床２７に置かれたカート２６上の患者２４への中性子伝送を可能にする。治療室の壁と天井には例えば参照番号２９で示すように遮蔽体を設ける。治療室のドア３１についても同様である。上下に摺動自在な遮蔽シャッター２３Ｓをビーム管を横切るように設けてこれを閉じ、治療室における患者に対する短い（例えば、１０分間の）治療時間だけ図示位置まで解放する。内部シャッターを採用する代わりに外部からビーム間に“栓をする”ように構成してもよい。炉心／金属領域原子炉の２つの炉心領域は核燃料を収容している。最大限のマクロ非弾性散乱断面積を得るため、換言すれば、最少限のスペース内で高速中性子に対して可能な限り有効な減速散乱能力を発揮させるためには金属燃料が好ましい。スペクトルの高エネルギー端又は高エネルギーウイング（high energy wing）を最大限に抑制する一方、核分裂によるγ線の透過を最少限に抑制するため、２通りの燃料濃縮度と重金属リングを利用する。内側炉心の燃料は約２０％濃縮ウランから成り、その半径は約３０ｃｍである。核分裂中性子の大部分は内側炉心から発生する。第２領域では、炉心リング１７も金属ウラン燃料を収容するがその濃縮度は低く、例えば、４％のＵ−２３５と９６％のＵ−２３８から成る。その厚さは典型的には約１５ｃｍである。第３領域を形成するリング１８は中性子の非弾性散乱を一段と促進し、γ線吸収効果を補足するため重金属の体積比が高い。素材として非核分裂性のものを選択すればよい。例えば、約９９．７％のＵ−２３８中に約０．２３％の−２３５を含む劣化ウラン又は要約の項で述べたような金属トリウムを利用することができる。その厚さを約１５ｃｍとし、金属領域の総半径が約６０ｃｍとなるように構成すればよい。この第３領域におけるエネルギー発生は極めて低く、冷却の必要はほとんどない。減速体／吸収体領域本発明の新規性の１つは、腫瘍の深さに応じて最大限の治療効果が得られるように中性子スペクトルを調節自在に整形(shaping)できることである。好ましい実施例では、２つの液状減速体領域を利用する。内側の領域は軽水（Ｈ₂Ｏ）を、外側の領域は重水（Ｄ₂Ｏ）をそれぞれ収容している。発明者の知る限り、従来の構成では、例外なく減速体領域の機能はＤ₂Ｏと金属アルミニウム及び／又はＡｌ₂Ｏ₃（アルミナ）の組み合わせを利用する特殊なフィルター装置によって得られる。双方の減速液（Ｈ₂Ｏ及びＤ₂Ｏ）には“１／ｖ−吸収体”、即ち、逆中性子速度ｖにほぼ比例する中性子吸収断面積を有する例えばＬｉ−６のようなアイソトープを添加する。リチウム−６は中性子吸収には好ましい１／ｖ−吸収材であり、他の強力な１／ｖ−吸収材であるＢ−１０の場合に見られるように吸収後γ−線を放出することはない。天然のリチウムを使用できるから簡単である。アイソトープＬｉ−６の天然存在度は約７．５％である。Ｈ₂Ｏ及びＤ₂Ｏリングにおける１／ｖ−吸収材濃度は個々の腫瘍に合わせて各セクターにおいて調節することができる。２種類の減速液を冷却ループに通しながらＬｉの可溶化合物の濃度を容易に変化させることができる。吸収材濃度を低下（又は上昇）させるには既存溶液を純粋液（または高濃度液）に代えればよい。治療と治療の間には吸収材濃度を変化させるのに充分な時間がある。第１減速体領域（Ｈ₂Ｏ）の厚さは約１０乃至２０ｃｍ、第２減速体領域の厚さは約３０乃至４０ｃｍである。これらの減速体領域はγ線束を著しく減少させるが、残るγ線の大部分は原子炉容器１５の内側（図示実施例の場合）又は外側に配置した鉛又はビスマスのリング２１によって吸収される。図１では減速体リングを分割する分割線３０を示した。減速体の４つの９０° セクターにはそれぞれ濃度の異なるＬｉを使用することによってそれぞれ異なる熱外中性子スペクトルを発生させることができる。これにより、個々の腫瘍の中性子被ばく量を最適化するのに有用な熱外中性子スペクトルのフレキシビリティが達成される。例えば、左下セクターでは１／ｖ−吸収体を省いて皮膚癌治療のための熱中性子スペクトルを発生させる。また、図１右上に示すように減速体リングのいずれか１つにおいて液体と共にプレート又はロッド３６のような固形の１／ｖ−吸収材を使用してもよい。この方式は特定セクターに恒久的な最少限の１／ｖ−吸収能力が必要な場合に有用である。原子炉／減速体以外の部材に関する説明ビーム管２３は公知の態様でコリメーター機能及び場合によっては補足的減速機能を行なう装置を含み、従ってここでは詳細な説明を省く。４つの治療室にそれぞれ互いに異なるビーム管を連携させ、それぞれの腫瘍のサイズ又は深さに合わせて最適化する。図１に示すように、原子炉の周り及び隣接する治療室間に遮蔽体を設ける。原子炉の構成及びサイズに応じて原子炉の周りに４つ以上の治療ステーション、場合によっては（図３に示すように）２段方式で８つ又は１０の治療室を設けることができる。下段の治療室には患者搬送カートを床からその治療室と連携するビーム管の端部付近にカート上の患者が来る高さまで持ち上げるためのリフトを設ける。種々の大きさの動物を治療するようにシステムを寸法設定することもできる。図２に断面で示すように、減速体リングのそれぞれ及び３つの炉心領域ごとに導管が原子炉を貫通している。図面ではこれらの導管は上方ボックス３２及び下方ボックス３３内にまで延設されている。これらのボックスは流体を移動させたり操作したりする適当なポンプ、熱交換器のほか、必要に応じて原子炉制御装置をも収納する。４つのセクターを画定する線、例えば３０の両側に位置する原子炉の部分はそれぞれ別々の治療室と連通関係にあり、それぞれ異なる治療に当てることができるから、減速体領域はそれぞれ独立の貯液タンク、調合手段、ポンプ、熱交換器、及び制御手段（一括してボックス３２，３３，３２Ａ，３３Ａで示す）を有するが、炉心及び重金属領域はその冷却水のための同じポンプ及び熱交換器を共用し、ボックス３５Ａ，３５Ｂで示すように公知の制御手段を有する。発明の物理的原理本発明は極めて短い距離に亘って副作用を最少限に抑えながら所要の中性子エネルギーを得ようとする発明者の努力に基づく。このアプローチは発明者の知る限り他のいかなる公知技術とも異なる。その理由は下記の通りである。所要の中性子エネルギービーム中の中性子エネルギーを最も有利なレベルにする決定要素は次の２種類のアイソトープの核特性である。＊中性子を捕獲する確率の目安であるＢ−１０の中性子捕獲断面積。この断面積が広ければ広いほど中性子速度ｖが１／ｖの関係で低下する。＊人体組織の最も豊富な成分である水素の散乱断面積。この断面積はエネルギー範囲の大部分に亘って一定であるが、エネルギーが１ｅＶと平均熱平衡エネルギー（約Ｅ_th＝１／４０ｅＶ）以下のエネルギーとの間に低下すると２倍になる。ホウ素・中性子−捕獲を利用する腫瘍の治療が極めて有効であるための条件は下記の通りである。第１に、中性子を約１ないし２ＭｅＶのエネルギーを伴う核分裂によって発生させる。即ち、ホウ素中へ最も効率的に捕獲するには中性子をできる限り、即ち、体温に起因する熱エネルギ限界まで“スローダウン”させねばならない。このスローダウンの大部分は原子炉内で達成され、残りは減速体領域において行われる。皮フ癌（メラノーマ）に対しては、中性子が皮フに侵入する前に、例えば、Ｈ₂ Ｏ／Ｄ₂Ｏセグメントにおいて１／ｖ−吸収体なしで完了しなければならない。その時の中性子エネルギーは最適（最低）でなければならない。腫瘍の大部分がそうであるように深い部位の腫瘍に対しては事情が全く異なる。皮フ癌に対する場合のように、熱中性子を利用すると、それ以上のスローダウンは起らないが、酸素、炭素及び窒素による場合よりは軽度であるが腫瘍として人体の水素によるかなり顕著な偏向及び拡散が起る。その結果、腫瘍に到達するビーム中性子が著しく減少する。そこで、一般に、０．７ｅＶないし１０ＫｅＶ、最大限５０ＫｅＶの熱外エネルギーに対する水素の比較的低い散乱断面積を利用してビームに“熱外”中性子を使用する。熱外中性子は偏向及び拡散の可能性が低く、中性子の比較的広範囲の部分が腫瘍に到達する。中性子の残りのスローダウンは皮フから腫瘍までの途中に主として水素による散乱を介して行われる。照射中性子の最適熱外スペクトルは腫瘍部位の深さに応じて異なる。即ち、腫瘍の部位に応じて最適のビームを提供する特定の中性子スペクトルが必要である。副作用中性子捕獲に基づく治療法が成果を上げるためには隣接する正常な組織に対するよりもかなり大きい線量を腫瘍に照射しなければならない。隣接する正常な組織に対する線量には下記のいくつかの要因が含まれている。第１に典型的には５０ＫｅＶ以上のいわゆる“高速中性子”が水素原子核（陽子）と衝突して“反跳エネルギー”を伝達し、これがイオン化を介して消失する。第２に、組織中に豊富に存在する窒素と¹⁴Ｎ（ｎ，ｐ）との反応もイオン化陽子を発生させる。第３に、原子炉からの残留γ線も線量に加わる。第４に、衝突する中性子の大部分は人体の水素に吸収され、約２．２ＭｅＶの γ−エネルギーを放出する。皮フに進入する中性子のうち、腫瘍−ホウ素に吸収されるのはごく僅かである。中性子の一部は再び外部に漏れるが、大部分は患者に吸収される。設計基準として患者に照射される中性子の総数（ｎ_t）を最小限にしなければならないのはこの事実に基づく。上述した通り、この設計基準を直接的に示している文献は皆無である。この基準が設計に及ぼす影響については後述する。副作用の第５の原因となる要素は腫瘍に沈着する分よりも低濃度ではあるが正常な組織に沈着したＢ−１０に起こる中性子捕捉である。要するに、副作用を極力避けるためには患者に照射される高速中性子、γ線、及び中性子総数を大幅に減らす必要がある。副作用の５つの要因すべてを同時に減らすことが望ましい。中性子スペクトルの幅の縮小核分裂で発生する中性子は多くの場合１００ＫｅＶから４ＭｅＶまでの比較的広い“スペクトル”内に現われ、その平均エネルギーは約２ＭｅＶ、多くの場合約０．７ＭｅＶである。弾性散乱によるスローダウンの過程で散乱前にエネルギーが部分的に失われる。一定の相対エネルギー損（即ち、一定の部分）は対数目盛における一定の飛び（a constant jump）に相当するから、結果的に中性子スペクトルが対数エネルギー目盛上で広がる。例えば２．５ＭｅＶから熱中性子エネルギー（０．０２５ｅＶ）へのスローダウンはエネルギーが１０⁸分の１に低下することを意味する。これに伴なって対数エネルギー目盛上に現われる広がりは核分裂スペクトルそのものにおける広がりよりもはるかに大きい。中性子スペクトルの広がりは再び自動的に熱中性子エネルギーの範囲に狭められ、中性子は平均熱エネルギー０．０２５ｅＶ付近に集中する。従って、熱中性子を直接照射する皮フ癌治療の場合、（熱）ビーム中性子は０．０２５ｅＶを中心とする比較的狭いエネルギー範囲にある。熱外中性子を照射される深い部位の腫瘍の場合、エネルギー幅が広い（対数的な）ビームが患者に照射される。当然のことながらエネルギー幅が広ければ腫瘍を被曝させる上で不都合である。腫瘍の位置における中性子スペクトルの両端又は両ウイングについて考察してみよう。もしスペクトルの低エネルギ端が皮フから腫瘍に至る途中で熱化されると、中性子の大部分、さらには高エネルギーウイングも上記熱エネルギーを伴なって腫瘍を通過してホウ素による中性子捕獲効率を低下させる。このことはスペクトルの低エネルギー端又は低エネルギーウイング(low-energy wing)を極力狭めねばならないことを示唆している。また、皮フと腫瘍の間の所与の距離に合わせて中性子スペクトルを選択することによって高エネルギー端も熱化されるようにすると、中性子の大部分、さらには低エネルギー端も早過ぎる時点で熱化され、腫瘍に到達する前に偏向、拡散するから、この場合にも捕獲の効率が悪くなる。当然の結論として、熱外中性子による効果的な中性子捕獲治療を達成するには熱外中性子スペクトルを可能な限り狭くすることによって最小限のビーム中中性子総数（ｎ_t）で腫瘍治療を行わねばならない。従って、本発明では熱外中性子スペクトルを極力狭くするように装置を構成する。このような構成は以下に述べる態様で実現される。中性子スペクトルの高エネルギー端における最も効率的なエネルギー損メカニズムは重金属による非弾性散乱である。重金属のうちにはその非弾性散乱断面積があらゆる核種のうちで最も高いものがあり、しかも高エネルギー中性子のエネルギー損は水素による弾性散乱の場合よりも大きい；例えば数ＭｅＶの中性子に重金属との１回の非弾性衝突で平均してそのエネルギーの約８０ないし９０％を失う。非弾性散乱のもう１つの利点として、弾性散乱ほど中性子スペクトルを広げることがないから、中性子スペクトルを縮小しやすい。低エネルギー端だけでなく中エネルギー域についても、水素での弾性散乱が最も効率的なスローダウンメカニズムであり、これに次ぐのが重水素（Ｄ）である。ただし、軽水及び重水（Ｈ₂Ｏ及びＤ₂Ｏ）だけを使用した場合にはスペクトルが限界以上に広がる。そこで減速体領域にＬｉ−６を添加し、Ｌｉ−６の長い１／ｖ断面積を利用して低エネルギー中性子を捕獲することによって中性子スペクトルの下側を縮小する。Ｄ₂Ｏ領域ではＬｉ−６をその（ｎ，α）反応に利用する。γは放出されない。Ｈ₂Ｏ領域ではＢ−１０を利用すればよい。Ｂ−１０による中性子捕獲後放出される４５ＫｅＶのγ線はビームポートに達するまでの途中でほぼ完全に吸収される。幾何学的構成と最適化高エネルギー端における非弾性散乱と低エネルギー端におけるＢ−１０／Ｌｉ −６添加水中でのスローダウンを最も効率的に組み合わせるには過当な幾何学的構成が必要である。最初に高エネルギー端のスローダウンを行う必要があるから、金属燃料を使用することによって炉心内に高濃度のＵ−２３８を設けねばならない。次いで好ましい非弾性散乱による減速散乱を重金属リングにおいて行う。可能な限り短い距離に沿ってスローダウンを継続するため、これらの燃料／金属領域をまず吸収体を含む、或いは含まない軽水（Ｈ₂Ｏ）領域１９（図１）で囲む。次のリング２１はＬｉ−６を添加されたＤ₂Ｏを含む。上記特殊な燃料／金属領域を可変１／ｖ−吸収体を含む２つの水リングで囲む構成は本発明の新規な原子炉構成を表わす。中性子が所要の程度にまで減速されたら、次の仕事は残留γ線を吸収することである。この補足的なγ線吸収のためにはＰｂ／Ｂｉリングを利用するのが普通である。γ線吸収後、ビーム管によって中性子をコリメートする。幾何学的構成の最適化は下記の考察に基づいて行われる。約２０％濃縮の内側燃料領域の外半径と約４％濃縮の外側燃料リングの外半径を設計時の計算で最適化しなければならない。核臨界は制約条件であり、最適化そのものは次の条件を含む。＊充分低い電力ですむように冷却材量を最小限にすること。＊高さ／直径が１．００よりもかなり大きい細長い燃料領域を採用して燃料外半径を極力小さくすること。重金属リングを２つの減速体領域が囲み、内側の減速体領域は軽水（Ｈ₂Ｏ）を含み、外側の減速体領域は重水（Ｄ₂Ｏ）を含む。重金属リングの外半径、従って、Ｈ₂Ｏリングの内半径は高速中性子の減速散乱を半径の関数として量化する適当な評価値（ＦＯＭ）による設計計算で決定される。先ず重金属においては後者より著しく低下する。従って、下記のように過渡半径Ｒ^*が与えられる。即ち、適当な評価値はエネルギーに応じた散乱源であり、この評価値を採用することによって高速中性子スペクトルの下端が人工的に数値定義されるのを回避することができる。Ｈ₂Ｏリングの外半径、即ち、Ｈ₂ＯリングとＤ₂Ｏリングの間の過渡半径が最適化される；ただし、この設定にはいくつかの点を考慮しなければならない。３つの要点を以下に述べる。 (a) Ｈ₂Ｏのスローダウン能力はＤ₂Ｏの約７倍である。従って、最もコンパクトな構造を得るにはＤ₂ＯではなくＨ₂Ｏを使用すべきである。 (b) ただし、熱中性子の場合ほど顕著ではないにしても熱外中性子においても水素（Ｈ）によるある程度の捕獲が行われる。捕獲ごとに２．２ＭｅＶの γ線が放出される。重水素（Ｄ）による中性子捕獲はほとんど起こらない。このことはＨ₂Ｏを余り患者に近い位置で使用せず、むしろ外側リングにＤ₂Ｏを使用すべきであることを示唆する。これらのγ線が炉心からの残留γ線と複合される。この複合γ線束は患者に到達する前に強力に軽減しなければならない。これがＰｂ／Ｂｉγ線遮蔽体がＨ₂Ｏ／Ｄ₂Ｏ過渡半径の最適化に果す役割である。 (c) 比較的重要度は低いが第３の要点として水素（Ｈ）による散乱は低エネルギー中性子スペクトルを重水素（Ｄ）による散乱の場合よりも大きく広げる。中性子スペクトルの低エネルギー端はＨ₂Ｏ及びＤ₂Ｏ中の“１／ｖ−吸収体”によって縮小され、これらの吸収体の濃度がある程度Ｈ₂Ｏ／Ｄ₂Ｏ過渡半径の最適化に影響する。立体角を最大にすること中性子は光や帯電粒子のように集束させることはできない。集束させるためには、もし原子炉の出力、従ってコストをできるだけ小さくしなければならないなら、腫瘍から見て中性子源によって表わされる立体角を可能な限り大きく設定しなければならない。立体角を最大にするということはいわゆる“幾何学的減衰” を最小限にととめることと等価である。本発明では原子炉の中性子源をコンパクトに構成し、患者をできる限り原子炉に接近させる。発明の構成上の長所上述したスペクトルを狭めるという着想は本発明の最もユニークな特徴である。スペクトルの広がりを極力抑制しながら高速中性子の必要な減速散乱を達成する非弾性散乱に力点を置いている。炉心を出てから起こる弾性散乱はＵ−２３８及びその他の重金属中での非弾性散乱ほど有効ではないから、高速中性子の減速はほとんどすべて炉心内で達成しなければならない。炉心におけるウランを高濃度にすること及び上記補足重金属リングを設けることの利点はγ線をその発生源の近くで強力に吸収できることにある。各リングの各セクターごとに別々の液体循環ループを有する減速体リングは炉心と各治療ステーションの間における減速体中の吸収材濃度を個々のステーションにおいて治療すべき腫瘍のタイプ及び深さに最適の中性子スペクトルに合わせて調整することを可能にする。高速中性子の減速、スペクトル縮小及びγ線吸収という重要な機能を原子炉− 燃料−金属領域に帰属させれば全体の構成を比較的コンパクトにすることができる。その結果、患者を原子炉に接近させて幾何学的中性子減衰を最小限に抑えることができる。また、設備資金を軽減する低出力原子炉の使用を可能にする。出力が低いということは安全性の点でも有利である。要約すれば、本発明の原子炉はＢＮＣＴに必要な熱外中性子スペクトルを発生させると同時にあらゆる副作用を極力抑制する。このコンパクトな炉心の要点は炉心の中心から可能な限り短い距離で所要の質と強さのビームが得られるから低出力原子炉の使用を可能にし、このことは低コスト、高い安全性及び操作し易さを意味する。低い出力を、オペレーターが治療と治療の間原子炉を低出力待機モードに切換えることを可能にする構成上の特徴と組み合わせると、全出力で運転する時間は１日のごく一部ですむ。従って、燃料の消費は軽微であり、燃料交換し易いように炉心をサブアセンブリー形式に構成する必要はない。コアがコンパクトであることは基本的なガイドラインであるが、もしコンパクトにすることがさほど重要でない用途があるなら、金属ウラン燃料ではなく炭化ウラン燃料を使用してもよい。図面に沿って以上に本発明を説明したが、上記実施例はあくまでも本発明の理解を容易にするためのものであって本発明を制限するものではなく、好ましい実施例を図示し、説明したに過ぎず、本発明の思想を逸脱しない限り、いかなる変更もすべて保護されねばならない。

【手続補正書】特許法第１８４条の８【提出日】１９９４年７月２８日【補正内容】請求の範囲１．核分裂中性子源と、中性子源を囲む遮蔽媒体と、前記媒体を貫通する複数の中性子伝送通路と、通路の末端において遮蔽媒体の外側に設けた治療ステーションと、高速中性子を極めて強力に非弾性散乱させるため中性子源に含有させた物質と、腫瘍の種類に応じて熱外及び熱中性子スペクトルを最適化するため調整できる減速体及び１／ｖ−吸収体の複合体とから成ることを特徴とする治療装置。２．中性子源から治療ステーションの所定スポットに熱外中性子を向けるため通路内に設けたコリメーター手段をも含むことを特徴とする請求項１に記載の装置。４．治療ステーションを水平面内で原子炉の周りに順次円周方向に間隔を置いて設けたことを特徴とする請求項３に記載の装置。５．減速−吸収複合体が液状媒体であり、原子炉が別々のセクターに分割されており、液状媒体から成る減速体が中性子源と少なくとも幾つかのセクターに対応する治療ステーションとの間に配置され、１つのセクターの減速体が他のセクターの減速体から分離されており、少なくとも１つのセクターがこのセクターと対応する治療ステーションに熱中性子を伝送するため１／ｖ−吸収体を欠く液状媒体を含むことを特徴とする請求項３に記載の装置。６．治療ステーションを中性子源の周りに順次円周方向に間隔を置いて、且つ上下に間隔を保つ２つの水平面内に設け、両平面間のスペースに放射線遮蔽媒体を配置したことを特徴とする請求項３に記載の装置。７．下方平面の治療ステーションにターゲットとなる患者を支持する手段を配置し、この支持手段が治療ステーションの患者を該ステーションにおける前記通路の端部に近い点まで持ち上げるリフトを含むことを特徴とする請求項６に記載の装置。８．原子炉が、濃縮ウランを含有する第１中央炉心領域と、前記炉心領域を囲む円筒状リングを形態を呈し、第１炉心領域よりも低濃縮の核燃料を含有する第２炉心領域と、第２炉心領域を囲む円筒状リングの形態を呈し、中性子を非弾性散乱させると共にγ線を吸収するための重金属を含有する第３領域と、第３領域を囲み、流動液状減速体を含有する第１減速体領域と、第１減速体領域を囲み、流動液状減速体を含有する第２減速体領域から成ることを特徴とする請求項３に記載の装置。９．第１炉心領域が２０％又はそれ以下に濃縮されたウランを含有し、第２炉心領域が低濃縮ウラン燃料、即ち約４％のＵ−２３５及び約９６％のＵ−２３８を含有し、第３領域の重金属が約９９．７７％のＵ−２３８中に約０．２３％のＵ −２３５を混入した劣化金属ウラン、又は金属トリウムを含有することを特徴とする請求項８に記載の装置。 10．第１炉心領域が２０％又はそれ以下に濃縮されたウランを含有し、第２炉心領域が低濃縮ウラン燃料、即ち、約４％のＵ−２３５及び約９６％のＵ−２３８を含有し、第３領域の重金属が非核分裂性であることを特徴とする請求項８に記載の装置。 11．第１炉心領域が約３０ｃｍの半径を有し、第２炉心領域が約４５ｃｍの外半径を有し、第３領域が約６０ｃｍの外半径を有することを特徴とする請求項８に記載の装置。 12．第１減速体領域の液体がＬｉ又はホウ素を添加した水（Ｈ₂Ｏ）であり、第２減速体領域の液体がＬｉを添加したＤ₂Ｏであることを特徴とする請求項８に記載の装置。 13．第１減速体領域が厚さ約１０乃至２０ｃｍのリング状であり、第２減速体領域が厚さ約３０乃至４０ｃｍのリング状であることを特徴とする請求項１２に記載の装置。 14．第２減速体領域の周りに非放射性重金属から成る円筒状γ線遮蔽体をも設けたことを特徴とする請求項８に記載の装置。 15．第１炉心領域の中心からγ線遮蔽体の外側までの半径が約１ｍであることを特徴とする請求項１４に記載の装置。 16．中性子源が大きい非弾性中性子散乱断面積が得られるように構成された燃料コアを有する原子炉であることを特徴とする請求項１に記載の装置。 17．炉心が中心を有し、中心から遠ざかるに従って核分裂物質を有することを特徴とする請求項１６に記載の装置。 18．炉心が中心に第１領域、第１領域の周りに第２領域、第２領域の周りに第３領域を有する多領域炉心であり、３つの領域の濃縮度が第１領域において最も高く第３領域において最も低くなるように順次低くなっていることを特徴とする請求項１７に記載の装置。 19．第１領域が約２０％Ｕ−２３５に濃縮されたウランから成り、第２領域が約４％Ｕ−２３５に濃縮されたウランから成り、第３領域が重金属から成ることを特徴とする請求項１８に記載の装置。 20．減速−吸収複合体が原子炉内にあって、通路を介して伝送される中性子の平均熱エネルギーを任意に変化させることができるように構成した循環液から成るリングを含むことを特徴とする請求項１７に記載の装置。 21．一方のリングの液体が他方のリングの液とは異なることを特徴とする請求項２０に記載の装置。 22．リングが中心を囲む複数のセクターに分割されていて、１つのセクターのリング中の液体が他のセクターのリング中の液体とは分離されていることを特徴とする請求項２１に記載の装置。 23．複数の患者を中性子捕獲療法で治療する方法において、核燃料を有する原子炉を囲む複数の治療ステーションに個々の患者を配置し、原子炉の３つの領域においてほぼすべての高速中性子の減速散乱されたのち、原子炉からの放出中性子を患者に照射するステップから成ることを特徴とする方法。 24．原子炉内で高エネルギー中性子を非弾性散乱させ、原子炉内で低エネルギー中性子を弾性散乱させると共に金属領域を囲む減速体において１／ｖ吸収することによって中性子エネルギースペクトルの幅を縮小するステップをも含むことを特徴とする請求項２３に記載の方法。 25．炉心を囲む減速液リングにおいて中性子を吸収し、少なくとも２つの減速液リングにおいて組成の異なる液体を使用するステップをも含むことを特徴とする請求項２３に記載の方法。 26．炉心を囲む少なくとも１つの減速液リングにおいて中性子を吸収するステップをも含むことを特徴とする請求項２３に記載の方法。 27．患者を炉心から１乃至２ｍの距離に位置させるステップをも含むことを特徴とする請求項２６に記載の方法。 28．減速液リングをセクターに分割し、１つのセクターにおいて少なくとも１つの他のセクターとは組成の異なる減速液を使用するステップをも含むことを特徴とする請求項２６に記載の方法。 29．一部は固体の形で、一部は液体の形で１／ｖ中性子吸収材をリングに設けることを特徴とする請求項２６に記載の方法。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (81)指定国ＥＰ(ＡＴ，ＢＥ，ＣＨ，ＤＥ，ＤＫ，ＥＳ，ＦＲ，ＧＢ，ＧＲ，ＩＥ，ＩＴ，ＬＵ，ＭＣ，ＮＬ，ＰＴ，ＳＥ)，ＯＡ(ＢＦ，ＢＪ，ＣＦ，ＣＧ，ＣＩ，ＣＭ，ＧＡ，ＧＮ，ＭＬ，ＭＲ，ＮＥ，ＳＮ，ＴＤ，ＴＧ)，ＡＵ，ＢＢ，ＢＧ，ＢＲ，ＢＹ，ＣＡ，ＣＺ，ＦＩ，ＨＵ，ＪＰ，ＫＰ，ＫＲ，ＫＺ，ＬＫ，ＬＶ，ＭＧ，ＭＮ，ＭＷ，ＮＯ，ＮＺ，ＰＬ，ＲＯ，ＲＵ，ＳＤ，ＳＫ，ＵＡ，ＵＺ，ＶＮ (72)発明者オットー，カール，オーアメリカ合衆国，インディアナ州 47906, ウエスト・ラファイエット，グレン・コート 132

Claims

【特許請求の範囲】１．核分裂中性子源と、中性子源を囲む遮蔽媒体と、前記媒体を貫通する複数の中性子伝送通路と、通路の末端において遮蔽媒体の外側に設けた治療ステーションと、高速中性子を極めて強力に非弾性散乱させるため中性子源に含有させた物質と、腫瘍の種類に応じて熱外及び熱中性子スペクトルを最適化するため調整できる減速体及び１／ｖ−吸収体の複合体とから成ることを特徴とする治療装置。２．中性子源から治療ステーションの所定スポットに熱外中性子を向けるため通路内に設けたコリメーター手段をも含むことを特徴とする請求項１に記載の装置。３．中性子源が建築物内に設けた原子炉であることを特徴とする請求項１に記載の装置。４．治療ステーションを水平面内で原子炉の周りに順次円周方向に間隔を置いて設けたことを特徴とする請求項３に記載の装置。５．減速−吸収複合体が液状媒体であり、原子炉が別々のセクターに分割されており、液状媒体から成る減速体が中性子源と少なくとも幾つかのセクターに対応する治療ステーションとの間に配置され、１つのセクターの減速体が他のセクターの減速体から分離されており、少なくとも１つのセクターがこのセクターと対応する治療ステーションに熱中性子を伝送するため１／ｖ−吸収体を欠く液状媒体を含むことを特徴とする請求項３に記載の装置。６．治療ステーションを中性子源の周りに順次円周方向に間隔を置いて、且つ上下に間隔を保つ２つの水平面内に設け、両平面間のスペースに放射線遮蔽媒体を配置したことを特徴とする請求項３に記載の装置。７．下方平面の治療ステーションにターゲットとなる患者を支持する手段を配置し、この支持手段が治療ステーションの患者を該ステーションにおける前記通路の端部に近い点まで持ち上げるリフトを含むことを特徴とする請求項６に記載の装置。８．原子炉が、濃縮ウランを含有する第１中央炉心領域と、前記炉心領域を囲む円筒状リングの形態を呈し、第１炉心領域よりも低濃縮の核燃料を含有する第２炉心領域と、第２炉心領域を囲む円筒状リングの形態を呈し、中性子を非弾性散乱させると共にγ線を吸収するための重金属を含有する第３領域と、第３領域を囲み、流動液状減速体を含有する第１減速体領域と、第１減速体領域を囲み、流動液状減速体を含有する第２減速体領域から成ることを特徴とする請求項３に記載の装置。９．第１炉心領域が２０％又はそれ以下に濃縮されたウランを含有し、第２炉心領域が低濃縮ウラン燃料、即ち約４％のＵ−２３５及び約９６％のＵ−２３８を含有し、第３領域の重金属が約９９．７７％のＵ−２３８中に約０．２３％のＵ −２３５を混入した劣化金属ウラン、又は金属トリウムを含有することを特徴とする請求項８に記載の装置。 10．第１炉心領域が２０％又はそれ以下に濃縮されたウランを含有し、第２炉心領域が低濃縮ウラン燃料、即ち、約４％のＵ−２３５及び約９６％のＵ−２３８を含有し、第３領域の重金属が非核分裂性であることを特徴とする請求項８に記載の装置。 11．第１炉心領域が約３０ｃｍの半径を有し、第２炉心領域が約４５ｃｍの外半径を有し、第３領域が約６０ｃｍの外半径を有することを特徴とする請求項８に記載の装置。 12．第１減速体領域の液体がＬｉ又はホウ素を添加した水（Ｈ₂Ｏ）であり、第２減速体領域の液体がＬｉを添加したＤ₂Ｏであることを特徴とする請求項８に記載の装置。 13．第１減速体領域が厚さ約１０乃至２０ｃｍのリング状であり、第２減速体領域が厚さ約３０乃至４０ｃｍのリング状であることを特徴とする請求項１２に記載の装置。 14．第２減速体領域の周りに非放射性重金属から成る円筒状γ線遮蔽体をも設けたことを特徴とする請求項８に記載の装置。 15．第１炉心領域の中心からγ線遮蔽体の外側までの半径が約１ｍであることを特徴とする請求項１４に記載の装置。 16．中性子源が大きい非弾性中性子散乱断面積が得られるように構成された燃料コアを有する原子炉であることを特徴とする請求項１に記載の装置。 17．炉心が中心を有し、中心から遠ざかるに従って核分裂物質を有することを特徴とする請求項１６に記載の装置。 18．炉心が中心に第１領域、第１領域の周りに第２領域、第２領域の周りに第３領域を有する多領域炉心であり、３つの領域の濃縮度が第１領域において最も高く第３領域において最も低くなるように順次低くなっていることを特徴とする請求項１７に記載の装置。 19．第１領域が約２０％Ｕ−２３５に濃縮されたウランから成り、第２領域が約４％Ｕ−２３５に濃縮されたウランから成り、第３領域が重金属から成ることを特徴とする請求項１８に記載の装置。 20．減速−吸収複合体が原子炉内にあって、通路を介して伝送される中性子の平均熱エネルギーを任意に変化させることができるように構成した循環液から成るリングを含むことを特徴とする請求項１７に記載の装置。 21．一方のリングの液体が他方のリングの液とは異なることを特徴とする請求項２０に記載の装置。 22．リングが中心を囲む複数のセクターに分割されていて、１つのセクターのリング中の液体が他のセクターのリング中の液体とは分離されていることを特徴とする請求項２１に記載の装置。 23．複数の患者を中性子捕獲療法で治療する方法において、核燃料を有する原子炉を囲む複数の治療ステーションに個々の患者を配置し、原子炉の３つの領域においてほぼすべての高速中性子の減速散乱されたのち、原子炉からの放出中性子を患者に照射するステップから成ることを特徴とする方法。 24．原子炉内で高エネルギー中性子を非弾性散乱させ、原子炉内で低エネルギー中性子を弾性散乱させると共に金属領域を囲む減速体において１／ｖ吸収することによって中性子エネルギースペクトルの幅を縮小するステップをも含むことを特徴とする請求項２３に記載の方法。 25．炉心を囲む減速液リングにおいて中性子を吸収し、少なくとも２つの減速液リングにおいて組成の異なる液体を使用するステップをも含むことを特徴とする請求項２３に記載の方法。 26．炉心を囲む少なくとも１つの減速液リングにおいて中性子を吸収するステップをも含むことを特徴とする請求項２３に記載の方法。 27．患者を炉心から１乃至２ｍの距離に位置させるステップをも含むことを特徴とする請求項２６に記載の方法。 28．減速液リングをセクターに分割し、１つのセクターにおいて少なくとも１つの他のセクターとは組成の異なる減速液を使用するステップをも含むことを特徴とする請求項２６に記載の方法。 29．一部は固体の形で、一部は液体の形で１／ｖ中性子吸収材をリングに設けることを特徴とする請求項２６に記載の方法。