RU2589446C1

RU2589446C1 - Медицинский источник нейтронов, ядерный реактор для медицинского источника нейтронов, способ применения медицинского источника нейтронов

Info

Publication number: RU2589446C1
Application number: RU2015140722/28A
Authority: RU
Inventors: Сергей Леонидович Дорохович; Юрий Алексеевич Казанский; Юрий Александрович Кураченко; Ларион Александрович Лебедев; Валерий Алексеевич Левченко; Александр Валерьевич Левченко; Евгений Сергеевич Матусевич
Original assignee: Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
Priority date: 2015-09-24
Filing date: 2015-09-24
Publication date: 2016-07-10
Also published as: SG11201802436UA; KR20180123661A; EP3354317A4; WO2017052418A8; MY196629A; JP2018535801A; EP3354317B1; EP3354317A1; US20180207449A1; WO2017052418A1; JP6732919B2; CN108367157B; CA2999859A1; CN108367157A; US11291862B2

Abstract

Изобретение относится к области ядерной физики и медицины, в частности к нейтронной терапии злокачественных опухолей человека. Сущность изобретения заключается в том, что в активную зону ядерного реактора медицинского источника нейтронов, находящуюся в подкритическом состоянии, подают теплоноситель с заданной температурой. Выводят активную зону ядерного реактора из подкритического в критическое состояние до достижения номинальной мощности ядерного реактора. Открывают канал вывода нейтронов для проведения сеанса нейтронной терапии и поддерживают работу реактора на номинальной мощности в течение времени проведения сеанса нейтронной терапии. По истечении времени проведения сеанса нейтронной терапии одновременно закрывают канал вывода нейтронов и переводят активную зону реактора в подкритическое состояние. При этом поддерживают температуру теплоносителя на входе в активную зону неизменной и равной заданной температуре как в процессе вывода активной зоны в критическое состояние, так и в процессе работы ядерного реактора на номинальной мощности. Технический результат - повышение безопасности работы источника нейтронов. 3 н. и 23 з.п. ф-лы, 8 ил.

Description

[0001] Изобретение относится к области ядерной физики и медицины, в частности к лучевой терапии, и может быть использовано для реализации нейтронной терапии злокачественных опухолей человека, нашедшей применение при лечении онкологических заболеваний.

[0002] Лучевая терапия является основным методом лечения для 70% больных онкологическими заболеваниями. Во многих случаях облучение опухолей фотонами и электронами при лечении онкологических заболеваний оказывается малоэффективным. Доля таких больных по различным оценкам составляет от 10 до 30% всех больных, которым показана лучевая радиотерапия. Им может помочь облучение нейтронами, обладающими рядом радиобиологических преимуществ по сравнению с фотонами и электронами.

[0003] В терапии злокачественных новообразований используются как быстрые нейтроны с энергией от долей МэВ до десятков МэВ (так называемая нейтрон-соударная терапия - НСТ), так и эпитепловые с энергией в диапазоне от нескольких эВ до десятков кэВ (нейтрон-захватная терапия - НЗТ).

[0004] НЗТ в настоящее время представляется наиболее перспективной, поскольку она ориентирована на лечение таких видов злокачественных опухолей, которые практически не поддаются лечению другими методами, например опухоли головного мозга (мультиформная глиобластома и анапластическая астроцитома) и меланома. Оценки показывают, что во всем мире от этих болезней страдают несколько сотен тысяч человек и им показана НТЗ.

[0005] Нейтрон-захватная терапия опухолей представляет собой сложную многокомпонентную медицинскую технологию, предъявляющую высокие требования к параметрам нейтронного пучка, используемого для облучения, в особенности к его интенсивности.

[0006] Пучок нейтронов, используемый для лечения методом НЗТ, является «идеальным» в том случае, если он содержит небольшую часть тепловых нейтронов, большую долю эпитепловых нейтронов с энергиями от 0,4 эВ до 10 кэВ и малый вклад быстрых нейтронов. Весьма желательно иметь возможность в зависимости от глубины расположения опухоли изменять спектр эпитепловых нейтронов.

[0007] В качестве источников для НЗТ должны выступать установки, способные обеспечить требуемую плотность потока эпитепловых нейтронов. Нужный спектр эпитепловых нейтронов можно сформировать за фильтром толщиной несколько десятков сантиметров. Но при этом для создания нужной плотности потоков необходимы более интенсивные источники быстрых нейтронов, чем для НСТ. В наибольшей степени этим требованиям удовлетворяют пучки нейтронов, выведенные из активной зоны ядерного реактора.

[0008] Энергии нейтронов, выведенных из активной зоны ядерного реактора, находятся в очень широком интервале - от долей эВ до нескольких МэВ. Энергетический спектр нейтронов в пучке возможно изменять с помощью специальных фильтров и замедлителей, например повышать среднюю энергию, убирая низкоэнергетическую компоненту (для НСТ), или оставлять эпитепловые нейтроны (для НЗТ). К числу преимуществ реакторных нейтронов для лучевой терапии по сравнению с другими источниками нейтронов относятся: высокая энергетическая и пространственно-временная стабильность нейтронных пучков; большие геометрические сечения пучков и равномерность потока по сечению, близкое к мононаправленному распространению нейтронов.

[0009] Широкомасштабное внедрение нейтронной терапии в клиническую практику онкологических диспансеров и радиологических центров страны в настоящее время полностью зависит от комплектования этих медицинских учреждений интенсивными источниками нейтронов, поэтому разработка малогабаритного ядерного реактора, ориентированного на генерацию нейтронов для лучевой терапии, представляется актуальной задачей. Потребность в таких реакторах только для России можно оценить в несколько десятков.

[0010] В мире известно использование нескольких десятков ядерных реакторов в качестве источников нейтронов для нейтронной терапии. Характеристики некоторых реакторных установок и их использование в качестве нейтронных источников для медицинских целей описаны в следующих источниках информации:

[0011] 1. Цыб А.Ф., Ульяненко С.Е., Мардынский Ю.С. и др., "Нейтроны в лечении злокачественных новообразований", - Обнинск: БИСТ, 2003. - 112 с.: илл. - ISBN-5901968-09-3.

[0012] 2. K. Zaitsev1, A. Portnov1, NCT at the MEPHI reactor International Journal of Nuclear Energy and Technology 2004 - Vol. 1, No. 1 pp. 83-101.

[0013] 3. A neutronic feasibility study for LEU conversion of the Brookhaven Medical Research Reactor (BMRR) N.A. Hanan, R.B. Pond and J.E. Matos, Argonne National Laboratory, USA Proc. 1997. International Meeting on Reduced Enrichment for Research & Test Reactors, Jackson Hole, Wyoming, USA, October, 1997.

[0014] 4. Thomas H. Newton, Jr. "Preliminary investigation of the use of monolithic U-Mo fuel in the NIT Reactor" 2003 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Chicago, Illinois, October 5-10, 2003.

[0015] 5. "INEEL Advanced Radiotherapy Research Program Annual Report 2001" J.R. Venhuizen, April 2002 Idaho National Engineering and Environmental Laboratory.

[0016] 6. Oregon State University Radiation Center and TRIGA reactor Annual Report July 1, 2002 - June 30, 2003.

[0017] 7. M.J. McCall, M. Pierre, "A Feasibility Study of the SLOWPOKE-2 Reactor as a Neutron Source for Boron", 25th CNS/CNA Annual Student Conference McMaster University, Hamilton, Ontario, March 10-11, 2000.

[0018] 8. V.M. Litjaev, V.A. Pivovarov, N.A. Soloviev et al, "Medical irradiation facility based on fluid fuel reactor with low power".

[0019] 9. Rolf F. Barth, Jeffrey A. Coderre, et al. Boron Neutron Capture Therapy of Cancer: Current Status and Future Prospects // Clin. Cancer Res. 2005, v. 11(11), p. 3987-4002.

[0020] 10. Патент RU, 2141860, МПК A61N 5/10, A61B 6/00, G21K 5/00, 1999.

[0021] Основным недостатком известных устройств является то, что они представляют очень сложные и громоздкие инженерно-физические сооружения со специфической, изначально не предназначенной и трудно приспосабливаемой для медицинских целей инфраструктурой. Эти установки даже после реконструкции невозможно использовать в клинических условиях эксплуатации. Во многих из них использовано топливо высокого обогащения, что не позволяет их широкое использование, исходя из принципов нераспространения ядерного оружия.

[0022] Как правило, устройства имеют большую мощность, что негативно влияет на стоимость лечения. Эти устройства принципиально не могут работать в старт-стопном режиме, необходимом для работы с облучаемыми пациентами, находящимися в обездвиженном состоянии, т.к. чрезвычайно важно, чтобы хорошо сколлимированный пучок нейтронов попадал именно в опухоль и как можно меньше травмировал здоровые ткани пациента.

[0023] Большинство из перечисленных недостатков явилось следствием того, что при их конструировании использовался обязательный принцип минимизации утечки нейтронов из активной зоны, а реактор в качестве источника нейтронов для медицинских целей должен быть сконструирован так, чтобы иметь максимально возможную утечку нейтронов.

[0024] Технический результат, достигаемый при реализации заявляемого изобретения, состоит в расширении арсенала технических средств источников нейтронов для медицинских целей за счет создания универсального источника нейтронов для нейтрон-захватной и нейтрон-соударной терапии, пригодного для размещения непосредственно в условиях клиники.

[0025] Кроме того, технический результат состоит в повышении безопасности работы источника нейтронов за счет применения специализированного малогабаритного ядерного реактора с очень низким уровнем мощности и старт-стопным режимом работы, обеспечивающего требуемую плотность потока нейтронов в месте расположения пациента.

[0026] Для размещения непосредственно в клинике источник нейтронов должен обладать экономической привлекательностью, другими словами, иметь минимальную стоимость нейтрона, что может достигаться за счет простоты устройства, максимально целесообразного запаса реактивности, надежности в течение длительной (не менее 20-30 лет) эксплуатации, минимального состава обслуживающего персонала, работающего на топливе, которое невозможно использовать в качестве сырья для ядерного оружия.

[0027] За время работы реактора медицинского источника нейтронов его капитальные вложения и текущие затраты должны быть компенсированы стоимостью лечения с использованием нейтронной-соударной и нейтрон-захватной терапии, поскольку реактор используется только как источник нейтронов и только для медицинских целей - терапии онкологических заболеваний.

[0028] При этом реактор должен иметь минимальное количество радиоактивных отходов (отработавшего топлива и радиоактивных материалов) на один нейтрон в терапевтическом пучке, что обеспечивает минимально возможная мощность реактора и старт-стопный режим работы.

[0029] Для того чтобы обеспечить терапевтический эффект за время облучения пациента, источник нейтронов должен создавать за сеанс терапии плотность потока не менее 1·10⁹ нейтр.·см^-2·с^-2 эпитепловых нейтронов для НЗТ и 5·10⁸ нейтр.·см^-2·с^-2 для НСТ.

[0030] Для удовлетворения указанных параметров мощность реактора должна быть порядка 10 кВт.

[0031] Безопасность реактора также достигается за счет минимального оперативного запаса реактивности и минимального изменения технологических параметров на всех режимах работы, позволяющего иметь запас реактивности ниже доли запаздывающих нейтронов, что исключает реактивностные аварии.

[0032] Для реализации сказанного выше медицинский источник нейтронов включает в себя следующие основные элементы (части): ядерный реактор, коллиматор с коническим отверстием, фильтр нейтронов, защиту, канал для нейтрон-захватной терапии, по крайней мере один канал для нейтрон-соударной терапии, первый подвижный шибер для открывания и закрывания канала вывода нейтронов для нейтрон-захватной терапии и второй подвижный шибер для открывания и закрывания канала вывода нейтронов для нейтрон-соударной терапии.

[0033] Ядерный реактор содержит активную зону, образованную корпусом в виде параллелепипеда, имеющим фронтальную, тыльную и две боковые стенки, а также крышкой и днищем, закрывающими корпус с верхней и нижней сторон, и отражатель нейтронов, охватывающий активную зону с тыльной, боковых, верхней и нижней сторон. В конкретном случае выполнения отражатель может включать в себя тыльную, боковые, верхний и нижний отражатели.

[0034] Конструкция активной зоны реактора выбрана плоской для того, чтобы обеспечить максимальную утечку нейтронов в сторону системы фильтров и коллиматора. Соответственно, с этой стороны отражатель активной зоны отсутствует.

[0035] В корпусе расположены верхняя опорная и нижняя дистанцирующая решетки. На верхней опорной решетке неподвижно закреплены верхние хвостовики ТВЭЛов. Нижние хвостовики ТВЭЛов расположены в нижней дистанцирующей решетке с возможностью вертикального перемещения при температурном расширении ТВЭЛов.

[0036] На крышке корпуса закреплены каналы, располагаемые внутри корпуса активной зоны, для размещения органов системы управления и защиты (СУЗ).

[0037] На корпусе активной зоны реактора расположены патрубки, предназначенные для подвода и отвода термостабилизированного теплоносителя первого контура.

[0038] Внутри корпуса расположены перегородки, разделяющие внутренний объем корпуса для обеспечения омывания ТВЭЛов и каналов для размещения органов СУЗ теплоносителем. Как будет показано далее, перегородки могут быть установлены в «шахматном» порядке с образованием канала лабиринтного типа, обеспечивающего равномерное протекание потока теплоносителя без образования застойных зон.

[0039] Коллиматор выполнен из материала, обладающего большим сечением рассеяния и большой атомной массой. Предпочтительно, чтобы в качестве материала коллиматора был использован свинец (Pb).

[0040] Фильтр нейтронов предназначен для формирования требуемого энергетического спектра нейтронов в пучке нейтронов для нейтрон-захватной терапии, при этом фильтр размещен в коническом отверстии коллиматора таким образом, что больший диаметр конического отверстия прилегает к фронтальной стенке корпуса активной зоны.

[0041] Отражатель нейтронов и коллиматор размещены внутри защиты, подразделяющейся на фронтальную, тыльную, боковую, верхнюю и нижнюю.

[0042] Канал для нейтрон-захватной терапии образован отверстием во фронтальной защите, расположенным соосно с коническим отверстием свинцового коллиматора.

[0043] Канал для нейтрон-соударной терапии, образованный сквозным отверстием в боковой защите и боковом отражателе.

[0044] Первый контур реактора может включать в себя циркуляционный насос, стабилизатор температуры теплоносителя на входе в активную зону и компенсатор объема.

[0045] В частном случае выполнения изобретения циркуляционный насос, стабилизатор температуры теплоносителя, а также компенсатор объема расположены вне защиты.

[0046] В частном случае выполнения в тыльной защите и в тыльном отражателе могут быть выполнены каналы для размещения трубопроводов первого контура, соединенных с патрубком подвода и патрубком отвода теплоносителя к активной зоне.

[0047] В конкретном случае выполнения крышка корпуса снабжена по крайней мере четырьмя каналами для размещения органов СУЗ. При этом каналы для размещения органов СУЗ могут быть снабжены резьбовыми штуцерами с присоединенными механизмами перемещения органов СУЗ. Для размещения приводов механизмов перемещения органов СУЗ в верхней защите и верхнем отражателе могут быть выполнены каналы.

[0048] В конкретном случае выполнения в качестве органов СУЗ могут быть использованы по крайней мере четыре регулирующих стержня, смонтированных с возможностью перемещения механизмами перемещения органов СУЗ в каналах для размещения органов СУЗ.

[0049] В качестве регулятора вывода активной зоны ядерного реактора на номинальную мощность выбран один из органов СУЗ.

[0050] В конкретном случае выполнения тыльный, боковые, верхний и нижний отражатели могут быть выполнены из блоков из нержавеющей стали.

[0051] Предпочтительно, чтобы толщина тыльного, бокового, верхнего и нижнего отражателей выбрана из интервала от 290 мм до 310 мм.

[0052] Предпочтительно, чтобы размеры длины, высоты и ширины параллелепипеда внутреннего объема корпуса активной зоны были выбраны из интервалов: соответственно от 490 мм до 498 мм, от 172 мм до 180 мм и от 410 мм до 490 мм.

[0053] Предпочтительно, чтобы ТВЭЛы в активной зоне были расположены в квадратной решетке, длина шага которой выбрана из интервала от 11,6 мм до 12,4 мм.

[0054] Кроме того, предпочтительно выполнение изобретения, чтобы в качестве топлива в ТВЭЛах была использована двуокись урана (UO2) с обогащением по ²³⁵U, выбранным из интервала от 15% до 20%. Такое обогащение соответствует требованиям МАГАТЭ по нераспространению ядерного оружия.

[0055] Также предпочтительно, чтобы в качестве поглощающего материала регулирующих стержней был использован В₄С.

[0056] Для проведения нейтронной терапии медицинский источник нейтронов используется следующим образом. В активную зону ядерного реактора, находящуюся в подкритическом состоянии, подают теплоноситель с заданной температурой. Выводят активную зону ядерного реактора из подкритического в критическое состояние до достижения номинальной мощности ядерного реактора.

[0057] После этого открывают канал вывода нейтронов для проведения сеанса нейтронной терапии. Выбор конкретного канала вывода нейтронов определяется показаниями онкологического заболевания. В течение времени проведения сеанса нейтронной терапии поддерживают работу реактора на номинальной мощности.

[0058] По истечении времени проведения сеанса нейтронной терапии одновременно закрывают канал вывода нейтронов и переводят активную зону реактора в подкритическое состояние.

[0059] Температуру теплоносителя на входе в активную зону поддерживают неизменной и равной заданной температуре как в процессе вывода активной зоны в критическое состояние, так и в процессе работы ядерного реактора на номинальной мощности.

[0060] В качестве теплоносителя предпочтительно использовать воду.

[0061] Заданную температуру воды на входе в активную зону реактора предпочтительно выбирать из интервала от 18°С до 24°С.

[0062] В конкретном случае выполнения перевод активной зоны из подкритического состояния в критическое и из критического состояния в подкритическое осуществляют соответственно выводом из активной зоны одного из регулирующих стержней СУЗ или его вводом в активную зону.

[0063] Вышеизложенное представляет собой краткое изложение сущности изобретения и таким образом может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей, следовательно, специалистам в данной области техники следует принять во внимание, что данное краткое изложение сущности изобретения является только иллюстративным и не подразумевает какое-либо ограничение.

[0064] Для лучшего понимания сути предлагаемого изобретения ниже приводится описание, не являющееся ограничительным примером практической реализации заявляемой группы изобретений со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.

[0065] На фиг. 1 изображен общий вид и применение медицинского источника нейтронов.

[0066] На фиг. 2 изображен аксонометрический разрез конструкции медицинского источника нейтронов.

[0067] На фиг. 3 изображен общий вид активной зоны реактора медицинского источника нейтронов.

[0068] На фиг. 4 изображен вид активной зоны реактора сзади.

[0069] На фиг. 5 изображена схема движения теплоносителя в активной зоне реактора.

[0070] На фиг. 6 изображен разрез активной зоне реактора.

[0071] На фиг. 7 изображена обобщенная гидравлическая схема реактора медицинского источника нейтронов.

[0072] На фиг. 8 изображен вид А на фиг. 7.

[0073] Медицинский источник нейтронов 1 (фиг. 1) включает в себя следующие элементы (части): ядерный реактор 2, защиту 3, канал для нейтрон-захватной терапии 4, канал для нейтрон-соударной терапии 5, первый подвижный шибер 6 для открывания и закрывания канала вывода нейтронов для нейтрон-захватной терапии и второй подвижный шибер 7 для открывания и закрывания канала вывода нейтронов для нейтрон-соударной терапии.

[0074] Как показано на фиг. 2, медицинский источник нейтронов 1 также включает в себя свинцовый коллиматор 8 с коническим отверстием и предназначенный для получения пучка необходимого спектра фильтр-нейтронов 9, расположенный в коническом отверстии коллиматора 8.

[0075] Ядерный реактор 2 медицинского источника нейтронов содержит гидравлическую систему 10, активную зону 11, отражатель 12 и систему управления и защиты 13.

[0076] Принципиальная схема гидравлической системы 10 представлена на фиг. 3. В описываемом примере выполнения ядерный реактор является трехконтурным.

[0077] Первый контур 14 включает в себя активную зону 11, циркуляционный насос 15, теплообменник 16 и компенсатор объема 17. В качестве теплоносителя первого контура используется вода.

[0078] Второй контур 18 включает в себя циркуляционный насос 19, компенсатор объема 20 и холодильную машину 21. В качестве теплоносителя первого контура также используется вода. Охлаждение холодильной машины 21 осуществляется водопроводной водой, которая является третьим контуром 22.

[0079] Применение холодильной машины 21 в составе второго контура позволяет стабилизировать температуру теплоносителя на входе в активную зону 11 на уровне 20°С. Стабилизация входной температуры теплоносителя позволяет в значительной степени снизить изменения реактивности реактора на всех этапах его эксплуатации.

[0080] Активная зона реактора медицинского источника нейтронов изображена на фиг. 4-7. Активная зона 11 состоит из корпуса 23, выполненного в виде параллелепипеда с внутренними размерами 494×397×120 мм. Корпус 23 активной зоны имеет фронтальную 24, тыльную 25 и две боковые 26 стенки. Корпус 23 закрыт сверху и снизу соответственно крышкой 27 и днищем 28, которые соединены фланцами с корпусом шпильками 29. Герметизация корпуса 23 осуществляется за счет заварки «усов» по периметру корпуса с крышкой 27 и днищем 28.

[0081] На корпусе 23 расположены верхняя опорная решетка 30 и нижняя дистанцирующая решетка 31. В опорной решетке 30 неподвижно закреплены верхние хвостовики ТВЭЛов 32. Крепление осуществляется с помощью проволоки 33, продетой в отверстия в верхних хвостовиках. Через дистанцирующую решетку 31 проходят нижние хвостовики ТВЭЛов 32. При этом нижние хвостовики имеют возможность вертикального перемещения при термических расширениях. ТВЭЛы 32 расположены в квадратной решетке с шагом 12×12 мм. Поскольку длина ТВЭЛа составляет небольшую величину ~395 мм и, учитывая небольшую скорость теплоносителя, промежуточных средств дистанционирования не предусмотрено, а дистанционирование осуществляется только решетками 30 и 31.

[0082] Для организации циркуляции теплоносителя 1-го контура корпус 23 разделен поперечными перегородками 33, позволяющими получить приемлемые скорости омывания ТВЭЛов. Семь таких перегородок установлены в «шахматном» порядке с образованием канала лабиринтного типа. На фиг. 6 показана схема движения теплоносителя в активной зоне реактора (фронтальная стенка 24 не изображена). Такое выполнение активной зоны позволяет получить равномерное омывание ТВЭЛов с приемлемыми скоростями.

[0083] Кроме организации течения теплоносителя, перегородки 33 играют и силовую роль, позволяя значительно снизить толщину фронтальной стенки 24 со стороны выхода нейтронного пучка до 2 мм, что, в свою очередь, позволяет увеличить плотность потока нейтронов на выходе из активной зоны реактора. На тыльной стенке 25 корпуса 23 расположены патрубок 34 для подвода и патрубок 35 для отвода теплоносителя из активной зоны 11.

[0084] На крышке 27 корпуса активной зоны установлены каналы 36, предназначенные для размещения органов СУЗ. Как показано на фиг. 7 и фиг. 8, каналы 36 расположены в корпусе 23 вместо четырех ТВЭЛов. Каналы 36 образованы трубами ⌀ 10 мм с толщиной стенки 0,5 мм и оканчиваются резьбовыми наконечниками 37, к которым присоединяются механизмы перемещения органов СУЗ.

[0085] Отражатель 12 реактора охватывает активную зону 11 с тыльной, боковых, верхней и нижней сторон и подразделяется на тыльный, верхний, нижний и два боковых. Тыльный, верхний, нижний и боковые отражатели выполнены из блоков из нержавеющей стали (сталь 12X18Н10Т) и имеют суммарную толщину 300 мм каждый.

[0086] Защита 3 реактора подразделяется на фронтальную 38, боковую 39, тыльную 40, верхнюю 41 и нижнюю 42. В качестве основных материалов защиты приняты борированный полиэтилен и обедненный уран, применяемые в виде блоков, установленных уступом с перекрытием стыков блоков для предотвращения «прострела» излучения.

[0087] Фронтальная защита 38 обеспечивает требуемую дозовую обстановку в медицинском боксе на выходной части пучка НЗТ и в смежных помещениях. Фронтальная защита 38 в направлении вывода пучка НЗТ включает в себя:

а) собственно фильтр, выполняющий и защитные функции;

б) свинцовый коллиматор, также несущий защитные функции (в основном от гамма-излучения); толщина конической части коллиматора - 150 мм, толщина цилиндрической части - 100 мм;

в) многослойной защитной композиции (в направлении от активной зоны) из обедненного урана (U) и борированного полиэтилена (ПБ):

ПБ (400 мм) + U (220 мм) + ПБ (130 мм) + U (20 мм)

[0088] Боковая защита 39 обеспечивает требуемую дозовую обстановку в медицинском боксе на выводе пучка НСТ и в смежных помещениях. Боковая защита в направлении вывода пучка НСТ состоит из:

а) стального отражателя толщиной 300 мм;

б) многослойной структуры из обедненного урана и борированного полиэтилена (в направлении от активной зоны):

U (100 мм) + ПБ (300 мм) + U (200 мм) + ПБ (150 мм) + U (30 мм)

[0089] Боковая защита в остальных направлениях по составу и структуре аналогична верхней 41 и нижней 42 защитам. Это трехслойная композиция следующего состава:

[0090] U (100 мм) + ПБ (500 мм) + U (100 мм)

[0091] Тыльная защита 40 предназначена для защиты остальных помещений, примыкающих к реактору.

[0092] Структура тыловой защиты включает стальной отражатель (300 мм) и трехслойную композицию:

[0093] U (120 мм) + ПБ (900 мм) + U (100 мм)

[0094] Канал 4 для нейтрон-захватной терапии образован отверстием 43 во фронтальной защите, расположенным соосно с коническим отверстием свинцового коллиматора 8.

[0095] Канал 5 для нейтрон-соударной терапии образован сквозным отверстием 44 в боковой защите и боковом отражателе.

[0096] Первый подвижный шибер 6 позволяет перекрывать пучок нейтронов НЗТ, когда на пучке НСТ происходит сеанс нейтронной терапии. В этом случае для минимизации нейтронного фона в месте расположения пациента нейтрон-соударной терапии в канал пучка НЗТ вводится пробка 45 из борированного полиэтилена.

[0097] Второй подвижный шибер 7 позволяет перекрывать пучок НСТ при проведении облучения на пучке НЗТ. При этом в канал НСТ также дополнительно вводится пробка 46 из борированного полиэтилена. При остановленном реакторе оба пучка перекрываются шиберами и в каналах находятся пробки из борированного полиэтилена.

[0098] Система СУЗ 13 реактора состоит из четырех регулирующих стержней. Стержни передвигаются с помощью приводов СУЗ в сухих каналах 36 для размещения органов СУЗ. Поглощающий нейтроны материал регулирующих стержней - карбид бора (В₄С) размещен внутри цилиндрических стержней диаметром 7 мм и с толщиной оболочки 0,3 мм.

[0099] Для размещения приводов 47 механизмов перемещения органов СУЗ в верхней защите 41 и верхнем отражателе выполнены каналы. В тыльной защите 40 и в тыльном отражателе выполнены каналы для размещения трубопроводов 48 первого контура, соединенных с патрубком подвода и патрубком отвода теплоносителя к активной зоне.

[0100] Эксплуатация медицинского источника нейтронов для сведения к минимуму количества обслуживающего персонала и для минимизации накопления радиоактивных отходов осуществляется в «старт-стопном» режиме, подразумевающем работу реактора на номинальной мощности только во время сеанса терапии в течение примерно одного часа.

[0101] Работа реактора на мощности необходима в течение примерно 3 часов в сутки для облучения 1-2 пациентов. С учетом подготовительных, пусковых и остановочных операций время работы обслуживающей смены составит 5-8 часов. На остальное время (на ночь или выходные дни) реактор переводится в режим временного останова. Наличие контролирующего персонала в период временного останова не требуется.

[0102] Для проведения нейтронной терапии медицинский источник нейтронов используется следующим образом. В активную зону ядерного реактора, находящуюся в подкритическом состоянии, подают теплоноситель с температурой 20°С, в качестве которого используют воду.

[0103] Выводят активную зону ядерного реактора из подкритического в критическое состояние до достижения номинальной мощности ядерного реактора. Перевод активной зоны из подкритического состояния в критическое осуществляют выводом из активной зоны одного из регулирующих стержней СУЗ.

[0104] Размещают пациента перед необходимым каналом вывода нейтронов. Выбор конкретного канала вывода нейтронов определяется показаниями онкологического заболевания. После этого открывают канал вывода нейтронов для проведения сеанса нейтронной терапии. В течение времени проведения сеанса нейтронной терапии поддерживают работу реактора на номинальной мощности.

[0105] По истечении времени проведения сеанса нейтронной терапии одновременно закрывают канал вывода нейтронов и переводят активную зону реактора в подкритическое состояние. Перевод активной зоны из критического состояния в подкритическое осуществляют вводом в активную зону одного из регулирующих стержней СУЗ.

[0106] Температуру теплоносителя на входе в активную зону поддерживают неизменной и равной заданной температуре как в процессе вывода активной зоны в критическое состояние, так и в процессе работы ядерного реактора на номинальной мощности.

[0107] Суточный график работы реактора медицинского источника нейтронов при терапии 2 пациентов может быть следующим:

- проверка систем и аппаратуры, включение циркуляции
по контурам, вывод реактора на мощность 0,1-0,5 кВт
при стабильном температурном режиме	- 2 ч
- подготовка пациента к облучению	- 0,5 ч
- сеанс облучения с подъемом мощности до 10 кВт	- 0,3-1 ч
- замена пациента (мощность 0,1-0,5 кВт)	- 1 ч
- сеанс облучения с подъемом мощности до 10 кВт	- 0,3-1 ч
- остановка реактора, удаление пациента	- 0,3 ч
- расхолаживание, перевод установки в режим
временного останова	- 1 ч
Итого	5,4-6,8 ч

[0108] После сдвоенного сеанса облучения реактор глушится всеми органами СУЗ, расхолаживается установленное время, затем холодильная машина и технологические системы отключаются. Реактор оставляется в таком состоянии до следующих рабочих суток.

[0109] Хотя в данном документе были описаны различные стороны и осуществление данного изобретения, специалистам в данной области техники понятно, что возможны другие подходы к осуществлению данного изобретения. Различные стороны и реализация данного изобретения изложены в настоящем описании в иллюстративных целях и не подразумевают ограничения, причем объем защиты настоящего изобретения указан в нижеследующей формуле изобретения.

Claims

1. Медицинский источник нейтронов, включающий
- ядерный реактор, с
активной зоной, образованной корпусом в виде параллелепипеда, имеющим фронтальную, тыльную и две боковые стенки, а также крышкой и днищем,
отражателем нейтронов, охватывающим активную зону с тыльной, боковых, верхней и нижней сторон и включающим тыльный, боковые, верхний и нижний отражатели,
расположенными на корпусе верхней опорной и нижней дистанцирующей решетками,
ТВЭЛами, верхние хвостовики которых неподвижно закреплены на верхней опорной решетке с возможностью вертикального перемещения нижних хвостовиков при температурном расширении ТВЭЛов,
расположенными на крышке корпуса каналами для размещения органов СУЗ,
расположенными на корпусе патрубком подвода и патрубком отвода термостабилизированного теплоносителя первого контура,
перегородками, разделяющими внутренний объем корпуса для обеспечения омывания ТВЭЛов и каналов для размещения органов СУЗ теплоносителем,
- коллиматор с коническим отверстием, выполненный из материала, обладающего большим сечением рассеяния и большой атомной массой,
- фильтр нейтронов, размещенный в коническом отверстии свинцового коллиматора таким образом, что больший диаметр конического отверстия прилегает к фронтальной стенке корпуса активной зоны реактора,
- защиту, охватывающую отражатель нейтронов и коллиматор и подразделяющуюся на фронтальную, тыльную, боковую, верхнюю и нижнюю,
- канал для нейтрон-захватной терапии, образованный отверстием во фронтальной защите, расположенным соосно с коническим отверстием свинцового коллиматора,
- по крайней мере один канал для нейтрон-соударной терапии, образованный сквозным отверстием в боковой защите и боковом отражателе,
- первый подвижный шибер для открывания и закрывания канала вывода нейтронов для нейтрон-захватной терапии,
- второй подвижный шибер для открывания и закрывания канала вывода нейтронов для нейтрон-соударной терапии.

2. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, первый контур включает в себя циркуляционный насос, стабилизатор температуры теплоносителя на входе в активную зону и компенсатор объема.

3. Медицинский источник нейтронов по п. 2, отличающийся тем, что циркуляционный насос, стабилизатор температуры теплоносителя, а также подсоединенный к гидравлическому контуру компенсатор объема расположены вне защиты.

4. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что в тыльной защите и в тыльном отражателе выполнены каналы для размещения трубопроводов первого контура, соединенных с патрубком подвода и патрубком отвода теплоносителя к активной зоне.

5. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что крышка корпуса снабжена по крайней мере четырьмя каналами для размещения органов СУЗ.

6. Медицинский источник нейтронов по п. 5, отличающийся тем, что каналы для размещения органов СУЗ снабжены резьбовыми штуцерами с присоединенными механизмами перемещения органов СУЗ.

7. Медицинский источник нейтронов по п. 6, отличающийся тем, что в верхней защите и верхнем отражателе выполнены каналы для размещения приводов механизмов перемещения органов СУЗ.

8. Медицинский источник нейтронов по любому из пп. 5-7, отличающийся тем, что в качестве органов СУЗ использованы по крайней мере четыре регулирующих стержня, смонтированных с возможностью перемещения механизмами перемещения органов СУЗ в каналах для размещения органов СУЗ.

9. Медицинский источник нейтронов по любому из пп. 5-7, отличающийся тем, что один из органов СУЗ выбран в качестве регулятора вывода активной зоны ядерного реактора на номинальную мощность.

10. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что тыльный, боковые, верхний и нижний отражатели выполнены из блоков из нержавеющей стали.

11. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что толщина тыльного, бокового, верхнего и нижнего отражателей выбрана из интервала от 290 мм до 310 мм.

12. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что размеры длины, высоты и ширины параллелепипеда внутреннего объема корпуса активной зоны выбраны из интервалов соответственно от 490 мм до 498 мм, от 172 мм до 180 мм и от 410 мм до 490 мм.

13. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что ТВЭЛы в активной зоне расположены в квадратной решетке, длина шага которой выбрана из интервала от 11,6 мм до 12,4 мм.

14. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что в качестве топлива в ТВЭЛах использована двуокись урана (UO₂) с обогащением по ²³⁵U, выбранным из интервала от 15% до 20%.

15. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала регулирующих стержней использован В₄С.

16. Медицинский источник нейтронов по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала коллиматора использован Pb.

17. Ядерный реактор для медицинского источника нейтронов, содержащий
активную зону, образованную корпусом в виде параллелепипеда, имеющего фронтальную, тыльную и две боковые стенки, а также крышкой и днищем,
и отражатель нейтронов, охватывающий активную зону с тыльной, боковых, верхней и нижней сторон,
на корпусе расположены верхняя опорная и нижняя дистанцирующая решетки,
на верхней опорной решетке неподвижно закреплены верхние хвостовики ТВЭЛов с возможностью вертикального перемещения нижних хвостовиков при температурном расширении ТВЭЛов,
на крышке корпуса расположены (закреплены) каналы для размещения органов СУЗ,
корпус снабжен патрубком подвода и патрубком отвода термостабилизированного теплоносителя первого контура,
а внутренний объем корпуса разделен перегородками для обеспечения омывания ТВЭЛов и каналов для размещения органов СУЗ теплоносителем.

18. Ядерный реактор по п. 17, отличающийся тем, что первый контур включает в себя циркуляционный насос, стабилизатор температуры теплоносителя на входе в активную зону и компенсатор объема.

19. Ядерный реактор по п. 17, отличающийся тем, что в качестве органов СУЗ использованы по крайней мере четыре регулирующих стержня, смонтированных с возможностью перемещения механизмами перемещения органов СУЗ в каналах для размещения органов СУЗ.

20. Ядерный реактор по п. 19, отличающийся тем, что один из органов СУЗ выбран в качестве регулятора вывода активной зоны ядерного реактора на номинальную мощность.

21. Ядерный реактор по п. 17, отличающийся тем, что в качестве топлива в ТВЭЛах использована двуокись урана (UO₂) с обогащением по ²³⁵U, выбранным из интервала от 15% до 20%.

22. Ядерный реактор по п. 17, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала регулирующих стержней использован В₄С.

23. Способ применения медицинского источника нейтронов, заключающийся в том, что
в активную зону ядерного реактора, находящуюся в подкритическом состоянии, подают теплоноситель с заданной температурой,
выводят активную зону ядерного реактора из подкритического в критическое состояние до достижения номинальной мощности ядерного реактора,
открывают канал вывода нейтронов для проведения сеанса нейтронной терапии,
поддерживают работу реактора на номинальной мощности в течение времени проведения сеанса нейтронной терапии,
одновременно закрывают канал вывода нейтронов и переводят активную зону реактора в подкритическое состояние по истечении времени проведения сеанса нейтронной терапии,
при этом поддерживают температуру теплоносителя на входе в активную зону неизменной и равной заданной температуре как в процессе вывода активной зоны в критическое состояние, так и в процессе работы ядерного реактора на номинальной мощности.

24. Способ по п. 23, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя используют воду.

25. Способ по п. 24, отличающийся тем, что заданную температуру воды на входе в активную зону реактора выбирают из интервала от 18°С до 24°С.

26. Способ по п. 23, отличающийся тем, что перевод активной зоны из подкритического состояния в критическое и из критического состояния в подкритическое осуществляют, соответственно, выводом из активной зоны одного из регулирующих стержней СУЗ или его вводом в активную зону.