WO2004013865A1 - ABGESCHIRMTER RAUM FÜR DIE IONENTHERAPIE FÜR NEUTRONEN BIS IN DEN ENERGIEBEREICH GeV - Google Patents

ABGESCHIRMTER RAUM FÜR DIE IONENTHERAPIE FÜR NEUTRONEN BIS IN DEN ENERGIEBEREICH GeV Download PDF

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WO2004013865A1
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neutrons
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Georg Fehrenbacher
Frank Gutermuth
Torsten Radon
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Gesellschaft für Schwerionenforschung mbH
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00—Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/12—Laminated shielding materials
    • G21F1/125—Laminated shielding materials comprising metals
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
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    • A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
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    • 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
    • A61N2005/1087—Ions; Protons
    • A—HUMAN NECESSITIES
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    • A61N5/10—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
    • A61N2005/1092—Details
    • A61N2005/1094—Shielding, protecting against radiation

Definitions

  • the invention relates to a shielded room for ion therapy for neutrons up to the energy range GeV.
  • the unavoidable secondary radiation, neutron radiation, must be shielded.
  • the rays generated as source radiation are considerable and amount to a level up to Sv / h.
  • the radiation levels to be tolerated outside the shielding are at a ⁇ Sv / h level, depending on the definition of the areas outside the shielding, for example, according to German radiation protection monitoring or control areas.
  • the dose rate of neutron radiation must therefore be reduced by approximately 6 orders of magnitude.
  • the implementation of a heavy ion therapy unit in a clinical environment must take into account the requirements of the Radiation Protection Ordinance, i.e. areas adjacent to the therapy rooms must be defined as monitoring areas or areas that meet the 1 mSv limit per year with negligible emissions of radioactive substances.
  • Conventional therapy devices in which patients are irradiated with X-rays and gamma radiation, are arranged in radiation bunkers in such a way that concrete walls shield the primary radiation generated, such as the scattered radiation, in such a way that surrounding areas have practically no increased radiation levels.
  • the general procedure for shielding from neutron radiation is the use of hydrogen-containing substances, such as water, concrete, water-containing materials.
  • the substances used to shield X-rays and gamma rays, such as lead or iron, are less suitable for weakening or absorbing neutrons.
  • For direct neutron radiation the following tenths of a layer thickness are specified for the area of medical radiation systems according to DIN 6847 Part 2 [H]: mSv limit per year, with negligible emission of
  • the shielding effect is generally higher for copper than for concrete with the exception of neutrons with energies of 3 MeV or less.
  • the effect of shields is such that all euton energies can occur when the source neutrons are transported through the shield, so that effective shields must be present for all eutron energies.
  • concrete alone is generally sufficient radiation protection for all types of radiation.
  • the difference in shielding effect is comparable for metals and concrete over a wide energy range, namely between 3 and 30 MeV.
  • the latest radiation protection plans for the Italian ion therapy project TERA were developed by Agosteo et al. [IV] carried out.
  • carbon ions are used as a basis for planning.
  • Neutron spectra are used for the design of the radiation protection measures, which are also the basis here.
  • Agosteo developed a model that allows the attenuation of the neutron radiation to be estimated in simplified arrangements.
  • the model essentially describes the dose rate caused by direct radiation. Expected increased proportions of the dose rate due to scattered radiation are difficult to estimate with such models.
  • Heavy ion therapy systems that perform deep therapy with carbon ions require accelerated ions with energies of up to approx. 400 MeV per nucleon.
  • the neutron radiation generated during the braking process of the ions in the tissue has energies of up to approx. 1000 MeV.
  • Such high-energy neutron radiation is particularly difficult to shield with conventional shielding materials.
  • the attenuation length of neutrons with energies greater than 100 MeV in normal concrete with a density of 2.3 g / cm 3 is 45 to 52 cm.
  • the thickness of the tenth is approx. 100 cm.
  • the physical parameters of an ion therapy system differ significantly from those of a conventional X-ray radiation system.
  • the primary beam, protons, carbon ions, oxygen ions, is precisely guided from generation to acceleration and is deposited in the tissue and is not scattered like X-rays, but high-energy neutrons are generated during the deceleration process.
  • a carbon ion with an energy of 400 MeV per nucleon produces approximately 5 neutrons on average during the deceleration process.
  • Another fundamental difference to conventional X-ray therapy systems is the higher spatial expenditure and the spatial division from the beam generation to the application of the beam in the patient. As a result, the shielding effort for the beam guides alone is higher than with conventional systems.
  • the previous shielding concepts for X-ray radiation systems mainly use the shielding effect of concrete with attenuation lengths that can be used for MeV eutron radiation.
  • Radiation protection shields have so far only been developed with the aspect of hydrogen-containing moderators to use the elastic scattering of neutrons on protons, which have a smaller cross-section with increasing neutron energy.
  • Concepts for shielding high-energy neutron radiation have to take into account other physical processes, such as spallation and fragmentation reactions, which have constant cross sections and constant interaction probabilities for high energies.
  • Adjacent areas to the therapy rooms are to be designed in such a way that permanent stays can be avoided;
  • the object on which the invention is based consists in the third measure mentioned, namely to make the shield itself so efficient that it requires little volume.
  • the solution is based on the principle of a spatially structured multi-layer component shield, the combination shield for high-energy neutron radiation.
  • a key component is the introduction of a layer that initially causes the interaction of high-energy neutrons in spallation reactions with heavy atomic nuclei. In this case, several low-energy neutrons are generated from one high-energy neutron. These low-energy neutrons can then be absorbed or weakened using conventional hydrogen-containing shielding materials.
  • the combination shield works in two steps:
  • the choice of heavy target cores determines which spectrum of radionuclides can be produced.
  • the selection of the heavy target nucleus thus optimizes the conversion of high-energy into low-energy neutrons and the generation of beta and gamma rays emitting radionuclides.
  • the use of severe spallation Neutron converters, lead, bismuth etc. cause a correspondingly large spectrum of radionuclides, some of which are long-lived.
  • Lighter spallation-neutron converters have a lower efficiency for spallation, but the possibilities and the effective cross-sections for the production of radionuclides are less, since fewer radionuclides can be generated according to the nuclide map. This is an advantage in terms of radiation protection considerations regarding exposure to beta and gamma radiation after the accelerator has been switched off.
  • the combination shielding can be done with measures of the spatial
  • combination shields e.g. Metal with a layer thickness of 0.5 to 1 m and then a hydrogen-containing layer with a layer thickness of 1.5 to 2 or 3 m, in which high-energy neutrons cause spallation reactions in the first layer and neutrons predominantly generate less energy, which are weakened in the second and further layers be, e.g. 0.5 m Fe and 1.5 m concrete.
  • iii Introduction of transverse walls in combination shielding, several combination shields in a row.
  • Radiation protection door made of substances containing hydrogen, such as polyethylene, water, paraffin etc.
  • Another measure is a - backscattering space for neutrons with walls in combination shielding and side exit into the labyrinth.
  • Beam stop amplification for the point at which the primary beam is destroyed.
  • a mobile cover for example made of metal such as Pb, for the area in which the primary beam is destroyed in order to shield the generated gamma-radiation nuclides.
  • the cover can be shielded during the blasting operation. are lowered in order to avoid activation and after the primary beam has been switched off, this movable shield can then be moved to the point to be shielded.
  • the above Measures have to be combined to achieve the required shielding effect.
  • the use of the combination shield is part of an optimized radiation protection arrangement.
  • the measures proposed here first generate neutrons with an average smaller energy than the incident neutrons via spallation reactions of the incident radiation. These generated neutrons are then moderated as before and absorbed in the shield via neutron capture reactions. Furthermore, new geometric elements for the shielding strategy in the labyrinth design are introduced. B. the backstreet impasse to reduce the scattered radiation. Depending on the application, the above strategies result in the listed strategies
  • Figure 1 shows the sketch of the horizontal radiation site of the planned heavy ion therapy facility at the University Clinic in Heidelberg and
  • the operation of the heavy ion therapy system each with protons, carbon ions, neon ions and heavier ions as the primary beam, is associated with the production of neutron radiation.
  • the reason is the described nuclear physical fragmentation processes of the ion or the target core during the braking process of the ion in matter. For example, an average of 5 neutrons are released per carbon ion with the energy 400 MeV per nucleon.
  • the area of patient treatment is a place of increased neutron dose rate.
  • the arrangement of such therapy systems means that access to the treatment area is in some cases vis-a-vis the primary beam on the beam line.
  • the spatial radiation of the neutrons is such that the majority of the neutrons are scattered in the forward direction of the ion beam. This forces the construction of the access area with measures such that the radiation is sufficiently weakened up to the entrance area of the therapy site (see FIGS. 1 and 2).
  • the most effective way of determining the effect of the shielding arrangements on an irradiation site is to use radiation transport programs. In the exemplary embodiment, results from Monte Carlo radiation transport calculations based on measured neutron spectra are summarized.
  • the estimate of the radiation level was calculated for the horizontal radiation sites using the radiation transport program FLUKA, based on measured neutron spectra.
  • a carbon ion beam with an energy of 400 MeV per nucleon is taken into account.
  • a graphite block with 100 x 100 x 200 mm 3 or a copper target with 100 x 100 x 50 mm 3 served as the target for the measurements.
  • the neutron spectra were measured at the angles 0 °, 7.5 °, 15 °, 30 °, 60 ° and 90 °.
  • the spectra measured with a carbon target were regarded as representative for patient irradiation and those measured with a copper target as representative of the irradiations for quality assurance.
  • the beam in the target is about 3.5 m in front of the first wall, in the latter case the major part of the beam is destroyed directly in the first wall of the labyrinth (see Fig. 1 and 2).
  • the neutrons produced are passed through the labyrinth towards the Entrance area transported and the dose rates along the
  • Labyrinths determined. A maximum of 10 7 ions per second are expected for the intensity of the ion beam, averaged over a 10-minute time interval in operation. The theoretically maximum value is 3 * -10 8 ions per second. For source neutrons that are scattered backwards, the neutron spectra measured at 90 ° are used.
  • the determination of the dose rates concentrate on the entrance area to the labyrinth, where there are areas for the staff, and on the neighboring rooms.
  • the dose rate values are calculated for a primary beam of maximum intensity with 3 * -10 8 ions per second (see FIG. 2).
  • Geometry P means patient geometry
  • geometry Q is radiation for quality assurance
  • Geometry D means roof geometry, here with an iron reinforcement of 0.5 m iron as a combination shielding instead of a 2 m thick concrete shield over the target point.
  • Table 1 Overview of the geometries calculated with FLUKA using the different beam parameters and geometries.

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Abstract

Es wird ein abgeschirmter Raum, der Therapieraum, für die Ionentherapie für Neutronen bis in den Energiebereich GeV vorgeschlagen. Dieser ist bis auf eine Seite allseitig mit einer Abschürfung versehen und hat einen abschirmenden labyrinthartigen Zugang an der nicht abgeschirmten Seite. Der labyrinthartige Zugang besteht aus mindestens zwei bezüglich der Strahlachse in der Länge versetzten Abschirmungen, die von entgegengesetzten in den Raums ragen und jeweils mehr als die Hälfte der lichten Weite des Zugangs abdecken. Die Abschirmungen sind so ausgestaltet sind, dass sie geeignet sind Spallationsvorgänge der einfallenden Neutronen auszulösen und die produzierten Neutronen moderiert werden können. Die zentrale vorgeschlagene bauliche Abschirmmassnahmen ist die Einführung einer Kombinationsabschirmungen, sie besteht aus Metall und anschliessend einer wasserstoffhaltigen Schicht. In der ersten Schicht werden hochenergetische Neutronen, sog. Spallationsreaktionen verursacht, die in der zweiten und weiteren Schichten geschwächt werden.

Description

Abgeschirmter Raum für die Ionentherapie für Neutronen bis in den Energiebereich GeV
Die Erfindung betrifft einen abgeschirmten Raum für die Ionentherapie für Neutronen bis in den Energiebereich GeV.
In Deutschland und anderen europäischen Ländern werden zur Zeit medizinische Therapiebeschleunigeranlagen für hochenergetische Ionenstrahlung geplant [I].Bei der Konzipierung von hochenergetischen Ionenbeschleunigern besteht die Problematik, dass Ionenbeschleuniger Sekundärstrahlung beim Abbremsprozess der Ionen in den Beschleunigerstrukturen, in biologischen oder anderen Targets produzieren. Die Hauptkomponente der Sekundärstrahlung ist Neutronenstrahlung. Diese Sekundärstrahlung ist ein unerwünschter Begleiteffekt. Der Primärstrahl hingegen wird beschleunigt bzw. transportiert.
Folgende Prozesse führen zu Erzeugung von Neutronen als Sekundärstrahlung:
- Strahlverluste durch Umladung;
- Strahlverluste durch Wechselwirkung mit dem Restgas durch unvollständiges Vakuum;
- während Auslenkungs- und Einlenkungsvorgängen, Extraktion und Injektion,-
- bei der Abbremsung vom Ionenstrahl im Gewebe oder in sonstigen Materialien .
Die nicht zu vermeidende Sekundärstrahlung, die Neutronenstrahlung, muss abgeschirmt werden. Die als Quellstrahlung erzeugten Strahl.en e- gel sind erheblich und belaufen sich auf einem Level bis zu Sv/h. Die außerhalb der Abschirmung zu tolerierenden Strahlenpegel sind auf einem μSv/h-Niveau, je nach Definition der Bereiche außerhalb der Abschirmung, z.B. nach deutschen Strahlenschutzrecht Uberwachungs- oder Kontrollbereiche. Somit muss die Neutronenstrahlung in ihrer Dosisleistung um ca. 6 Größenordnungen reduziert werden. Die Realisierung einer Schwerionen-Therapieeinheit in klinischer Umgebung muss die Erfordernisse der Strahlenschutzverordnung berücksichtigen, d.h. angrenzende Bereiche an die Therapieräume sind als Überwachungsbereiche bzw. Bereiche zu definieren, die das 1-mSv-Limit pro Jahr bei vernachlässigbarer Emission von radioaktiven Stoffen einhält.
Konventionelle Therapieeinrichtungen, bei denen Patienten mit Röntgen- und Gammastrahlung bestrahlt werden, sind in Strahlenbunkern derart angeordnet, dass Betonwände die erzeugte Primärstrahlung wie die Streustrahlung so abschirmen, dass umgebende Bereiche praktisch keine erhöhten Strahlenpegel aufweisen.
Strahlentherapie wird bisher mit der Strahlung aus Gammastrahlungsquellen, wie etwa 137-Cs, 60-Co, oder mit in Elektronenbeschleunigern erzeugten Röntgenstrahlung durchgeführt. Der bauliche Strahlenschutz ist deshalb zur Abschirmung von Gamma- und Röntgenstrahlung. Für Elektronenbeschleuniger mit hohen Endpunktsenergien bis zu 50 MeV ist eine Abschirmung der im nuklearen Photoeffekt erzeugten Neutronenstrahlung notwendig. Maßgebende Regelwerke zum Design der Neutronenabschirmungen sind die DIN-Normen DIN 6847/Teil 2 [LT], die Veröffentlichungen der NCRP und für Hochenergieteilchenbeschleuniger der Grundlagenforschung das Referenzwerk Landolt-Börnstein [III] .
Die allgemeine Verfahrensweise zur Abschirmung von Neutronenstrahlung ist die Verwendung von Wasserstoffhaltigen Substanzen, wie Wasser, Beton, wasserhaltige Materialien. Die für die Abschirmung von Röntgen- und Gammastrahlung verwendeten Stoffe, wie Blei oder Eisen, sind in geringerem Maße dazu geeignet, Neutronen zu schwächen oder zu absorbieren. Für direkte Neutronenstrahlung werden nach DIN 6847 Teil 2 [H] folgende Zehntelwertschichtdicken für den Bereich der medizinischen Bestrahlungsanlagen angegeben: mSv-Limit pro Jahr, bei vernachlässigbarer Emission von
Figure imgf000005_0002
Aus Gründen der mangelnden Absorption und Schwächung von Neutronen der Energien bis 3 MeV wird in Metallen eine unzureichende Wirkung erzielt, so dass weitere wasserstoffhaltige Absorber im Anschluss an die Metallabschirmung verwendet werden müssen.
Die Abschirmwirkung einer Wand der Schichtdicke d und einer Mindestwandstärke (d > do) ist für einen Neutronenstrahl der Energie En :
Figure imgf000005_0001
mit der charakteristischen Schwächungskonstanten λ (En) , die von der Energie der Neutronenstrahlung und dem Winkel ϋ relativ zum einfallenden Strahl abhängt, dem Abstand r zum Quellpunkt, der Abschirmdicke d und der Quellstärke H0, die vom Primärstrahl und dem Target abhängt .
Die Abschirmwirkung ist für Kupfer im allgemeinen höher als für Beton mit Ausnahme für Neutronen mit Energien von 3 MeV oder kleiner. Die Wirkung von Abschirmungen sind jedoch derart, dass sämtliche Νeutro- nenenergien beim Transport der Quellneutronen durch die Abschirmung auftreten können, so dass für alle Νeutronenenergien wirksame Abschirmungen vorhanden sein müssen.
Die Strahlenschutzauslegungen der bisher errichteten Strahlentherapieanlagen konzentrierten sich hinsichtlich der Abschirmung der Νeut- ronenkomponente auf den Energiebereich der Neutronen um 10 MeV. Hierbei ist Beton im allgemeinen allein ein hinreichend wirkender Strahlenschutz für alle Strahlenarten. Der Unterschied in der Abschirmwirkung ist für Metalle wie für Beton über einen weiten Energiebereich vergleichbar, nämlich zwischen 3 und 30 MeV. Die jüngsten Strahlenschutzplanungen zum italienischen Ionenthera- pieprojekt TERA wurden von Agosteo et al. [IV] durchgeführt. In der Arbeit werden Kohlenstoffionen für die Planung zugrunde gelegt. Für die Auslegung der Strahlenschutzmaßnahmen werden Neutronenspektren verwendet, die auch hier zugrunde liegen. Agosteo entwickelte auf Basis der gemessenen Neutronenspektren und des Transports der Neutronen mit dem Strahlungstransportprogramm FLUKA [V] in vereinfachter Geometrie, z.B. sphärische Geometrie, ein Modell, das gestattet, die Schwächung der Neutronenstrahlung in vereinfachten Anordnungen abzuschätzen. Das Modell beschreibt im wesentlichen die Dosisleistung, verursacht durch DirektStrahlung. Zu erwartende erhöhte Anteile an der Dosisleistung durch Streustrahlung sind mit solchen Modellen nur schwer abzuschätzen.
Schwerionen-Therapieanlagen, die Tiefentherapie mit Kohlenstoffionen betreiben, benötigen beschleunigte Ionen mit Energien bis ca. 400 MeV pro Nukleon. Die beim Abbremsprozess der Ionen im Gewebe erzeugte Neutronenstrahlung weist Energien bis ca. 1000 MeV auf. Derart hoch- energetische Neutronenstrahlung ist vor allem mit konventionellen Abschirmmaterialien schwer abzuschirmen. Die Schwächungslänge von Neutronen mit Energien größer als 100 MeV beträgt in Normalbeton der Dichte 2,3 g/cm3 45 bis 52 cm. Die Zehntelwertdicke beträgt ca. 100 cm.
Die physikalischen Parameter einer Ionen-Therapieanlage unterscheiden sich wesentlich von denen einer konventionellen Röntgenbestrahlungs- anlage. So ist zwar der Primärstrahl, Protonen, Kohlenstoffionen, Sauerstoffionen, von der Erzeugung über die Beschleunigung bis zur Deponierung im Gewebe präzise geführt und wird nicht wie Röntgenstrahlung stark gestreut, aber es werden beim Abbremsprozess hochenergetische Neutronen erzeugt. So produziert ein Kohlenstoffion der Energie 400 MeV pro Nukleon beim Abbremsprozess ca. 5 Neutronen im Durchschnitt . Ein weiterer grundlegender Unterschied zu konventionellen Röntgentherapieanlagen besteht in dem höheren räumlichen Aufwand und der räumlichen Aufteilung von der Strahlerzeugung bis hin zur Applikation des Strahls im Patienten. Dadurch ist allein der Abschirmaufwand für die Strahlführungen höher als bei konventionellen Anlagen. Weitere Konsequenzen sind ein erschwerter Zugang zu den Behandlungsräumen, da die Strahlführung selbst weite Bereiche um die Therapieeinheit belegt. Die bisherigen Abschirmkonzepte für Röntgenbestrahlungsanlagen nutzen hauptsächlich die Abschirmwirkung von Beton mit Schwächungslängen, die für MeV- eutronenstrahlung anwendbar sind.
Strahlenschutzabschirmungen wurden bisher nur unter dem Aspekt von wasserstoffhaltigen Moderatoren zur Nutzung der elastischen Streuung von Neutronen an Protonen entwickelt, die mit zunehmender Neutronenenergie einen geringeren Wirkungsquerschnitt aufweisen. Konzepte zur Abschirmung von hochenergetischer Neutronenstrahlung müssen jedoch andere physikalische Prozesse berücksichtigen, wie Spallations- und Fragmentierungsreaktionen, die für hohe Energien konstante Wirkungsquerschnitte und konstante Wechselwirkungs-Wahrscheinlichkeiten, aufweisen. Im Vergleich zu Beton gibt es Materialien, die zu veränderten Schwächungslängen in den verschiedenen Materialien führen und kompakter ausfallen können als reine Betonabschirmungen.
Um die Gebäudestrukturen der Therapieeinheit effektiv dimensionieren zu können, ist von Interesse, kompakte Abschirmgeometrien zu planen. Dazu gehören:
- angrenzende Bereiche an die Therapieräume sind so zu gestalten, dass dauerhafter Personenaufenthalt vermieden werden kann;
- die Therapieräume in ihren Dimensionen so zu beschränken, dass nur kleine Bereiche abgeschirmt werden müssen; die Abschirmung selbst so effizient zu gestalten, dass sie wenig Volumen benötigt,-
- Abschirmtüren aufgrund der zuletzt aufgeführten Maßnahmen in ihren Dimensionen so reduzieren zu können, dass sie auch ohne elektromotorische Kraft in akzeptablen Zeiten bewegt werden können.
Die der Erfindung zugrunde liegende Aufgabe besteht in der drittgenannten Maßnahme, nämlich die Abschirmung selbst so effizient zu gestalten, dass sie wenig Volumen benötigt.
Die Aufgabe wird in ihrem Kern durch den Anspruch 1 gelöst. Weitere, baulich zweckmäßige Maßnahmen sind in den Unteransprüchen 2 bis 10 beschrieben.
Die Lösung beruht auf dem Prinzip einer räumlich strukturierten Multi-Schicht-Komponentenabschirmung, der Kombinationsabschirmung für hochenergetische Neutronenstrahlung. Wesentlicher Bestandteil ist die Einführung einer Schicht, die zunächst die Wechselwirkung hochenergetischer Neutronen in Spallationsreaktionen mit schweren Atomkernen verursacht . Hierbei werden aus einem hochenergetischen Neutron mehrere niederenergetische Neutronen erzeugt. Diese Neutronen mit niederen Energien können dann mit konventionellen wasserstoffhaltigen Abschirmmaterialien absorbiert oder geschwächt werden. Die Kombinationsabschirmung wirkt in zwei Schritten:
- Auslösung von Spallations- und Fragmentierungsreaktionen in der ersten Schicht;
- Absorption der in ersten Schicht erzeugten SekundärStrahlung. Wichtig bei der Kombinationsabschirmung ist eine Optimierung in verschiedenen Aspekten des Strahlenschutzes. In Spallationsreaktionen werden nicht nur Neutronen, sondern auch Kernfragmente darunter auch Radionuklide erzeugt, die ihrerseits wiederum eine Quelle möglicher Strahlung sind.
Die Wahl der schweren Targetkerne gibt vor, welches Spektrum an Radionukliden produziert werden kann. Die Auswahl des schweren Targetkerns optimiert somit die Umsetzung von hochenergetischen in niederenergetische Neutronen und der Erzeugung von Beta- und Gammastrahlen emittierender Radionuklide. Die Verwendung von schweren Spallations- Neutronenkonvertern, Blei, Wismut etc., verursacht ein entsprechend großes Spektrum an erzeugten teilweise auch läήgerlebigen Radionukliden. Leichtere Spallationsneutronen-Konverter haben eine geringere Effizienz für die Spallation, jedoch sind die Möglichkeiten und die Wirku gsquerschnitte zur Produktion von Radionukliden geringer, da entsprechend der Nuklidkarte weniger Radionuklide erzeugt werden können. Dies ist ein Vorteil im Sinne einer Strahlenschutzbetrachtung bezüglich der Exposition durch Beta- und Gammastrahlung nach Abschalten des Beschleunigers .
Die Kombinationsabschirmung lässt sich mit Maßnahmen der räumlichen
Strukturierung folgendermaßen zusammenfassen: i. Einführung von Kombinationsabschirmungen, z.B. Metall mit 0,5 bis 1 m Schichtdicke und anschließend wasserstoffhaltige Schicht mit 1,5 bis 2 oder 3 m Schichtdicke, bei denen in der ersten Schicht hochenergetische Neutronen Spallationsreaktionen verursachen und Neutronen vorwiegend geringerer Energie erzeugt werden, die in der zweiten und weiteren Schichten geschwächt werden, z.B. 0,5 m Fe und 1,5 m Beton. ii. Einführung von Querstreben von der Decke senkrecht abwärts in Richtung Boden, beispielsweise aus Beton. iii. Einführung von querstehenden Wänden in Kombinationsabschirmung, mehrere Kombinationsabschirmungen hintereinander. vi . Strahlenschutztür aus wasserstoffhaltigen Substanzen, wie Poly- ethylen, Wasser, Paraffin etc. v. Eine weitere Maßnahme ist ein - Rückstreuraum für Neutronen mit Wänden in Kombinationsabschirmung und seitlichem Ausgang ins Labyrinth. vi. Strahlstoppverstärkung für die Stelle in der der Primärstrahl vernichtet wird.
Eine zusätzliche Maßnahmen ist:
- ein mobile Abdeckung, z.B. aus Metall wie Pb, für den Bereich in dem der Primärstrahl vernichtet wird, um die erzeugten gammastrahlenden Nuklide abzuschirmen. Hier kann die Abdeckung während des Strahlbetriebs in einer Abschirmung ver- senkt werden um eine Aufaktivierung zu vermeiden und nach Abschaltung des Primärstrahls kann dann diese bewegliche Abschirmung an die abzuschirmende Stelle gefahren werden.
Weitere mögliche Maßnahme sind:
- die mobile Abschirmungen im Bestrahlungsraum, sog. Stellwände.
Die o.g. Maßnahmen müssen kombiniert werden, um den geforderten Abschirmeffekt zu erzielen. Die Verwendung der Kombinationsabschirmung ist Bestandteil einer optimierten Strahlenschutzanordnung.
Die Einzelmaßnahmen sind aus der Literatur bekannt oder finden in der Praxis der Beschleuniger der Grundlagenforschung Anwendung. In ihrer Kombination zur Optimierung einer Abschirmwirkung sind sie neu. In ihrer Kombination wirken sie derart, dass eine Reduzierung der Dosisleistung der erzeugten Sekundärstrahlung um ca. 6 Größenordnungen von der Strahlenquelle zum Eingang hin erzielt werden kann. Wesentlicher Aspekt ist sowohl die Reduzierung des Anteils an direkter Strahlung von der Quelle als auch gleichermaßen des Anteils an Streustrahlung. Bisherige Abschirmungen für Neutronenstrahlung nutzen lediglich über die Abbremsung der einfallenden Neutronen, wasserstoffhaltiger Moderator, die vorherrschende Neutroneneinfangreaktion in der Abschirmung aus.
Die hier vorgeschlagenen Maßnahmen erzeugen zunächst einmal über Spallationsreaktionen der einfallenden Strahlung Neutronen mit durchschnittlich kleinerer Energie als die einfallenden Neutronen. Diese erzeugten Neutronen werden dann wie bisher moderiert und über Neutroneinfangreaktionen in der Abschirmung absorbiert. Weiterhin werden neue geometrische Elemente für die Abschirmstrategie im Labyrinthdesign eingeführt, wie z. B. die Rückstreusackgasse zur Reduzierung der Streustrahlung. Die o.g. Strategien bewirken je nach Applikation der aufgeführten
Maßnahmen unter folgenden Aspekten eine optimierte Abschirmung der erzeugten Neutronen- und Photonenstrahlung:
- Reduzierung der Strahlenpegel, verursacht durch Direktstrahlung ungestreute Strahlung;
- Reduzierung der Streustrahlung,-
- Optimierung der Ausnutzung des räumlichen Aufwands der Abschirmeinheiten;
- die Produktion von Radionukliden durch Sekundärstrahlung, deren Minimierung und die Reduzierung der Strahlenexposition durch die erzeugten gamma- und betastrahlenden Nuklide;
- Kombination der ersten drei Maßnahmen derart, dass z.B. eine Zugangsabschirmtür überflüssig wird.
Die wesentlichen Vorteile der Erfindung liegen in der Realisierung des baulichen Strahlenschutzes. Diese sind:
- Optimierung der Abschirmung hinsichtlich Material und Geometrie;
- Zusammenfassung der optimierten Maßnahmen zur Erfüllung der Vorgaben aus der Strahlenschutzverordnung im Hinblick auf Anlagen zur Krebsbehandlung mittels Schwerionentherapie mit Protonen, Kohlensto fionen und andere Ionen;
- die vorgeschlagenen Maßnahmen sind, selbst für den ungünstigen Fall der Eingangsrichtung zum Behandlungsplatz des Patienten auf der Strahlachse eine adäquate Abschirmung zu gewährleisten, geeignet;
- effizientere Abschwächung der Direkt- und Streustrahlung für hochenergetische Neutronestrahlung;
- kompakte Abschirmmaßnahme für einen Zweimodusbetrieb mit Patientenbestrahlung und Qualitätssicherung mit Strahlvernichtung in der Abschirmwand;
- Berücksichtigung der Erzeugung von radioaktiven Stoffen während der Bestrahlung und der Abschirmung dieser Stoffe.
Die derzeitige Prototypplanung einer Schwerionentherapieanlage an einer radiologischen Universitätsklinik ist für Kohlenstoffionenstrahl und Protonenstrahl ausgelegt. Die Planung wurde vom TÜV-Süddeutschland in Hinblick auf die Abschirmanordnung und -Wirkung geprüft und in ihrer prinzipiellen Konzeption bestätigt.
Die Erfindung wird anhand der Skizze des Horizontalbestrahlunrgs- platzes der geplanten Schwerionen-Therapieeinrichtung für diese Universitätsklinik näher beschrieben. Dazu wird die Zeichnung mit zwei Figuren herangezogen. Diese zeigen im einzelnen:
Figur 1 die Skizze des Horizontalbestrahlungsplatzes der geplanten Schwerionen-Therapieeinrichtung an der Universitätsklinik in Heidelberg und
Figur 2 Modellierung der Geometrie P für die Horizontalbestrahlungs- plätze durch das Strahlungstransportprogramm FLUKA zur Bestimmung der Umgebungsäquivalentdosis H*(10) für Neutronen.
Der Betrieb der Schwerionentherapieanlage mit jeweils Protonen, Kohlenstoff-Ionen, Neon-Ionen und schwerere Ionen als Primärstrahl, ist mit der Produktion von Neutronenstrahlung verbunden. Grund sind die geschilderten kernphysikalischen Fragmentierungsprozesse des Ions oder des Targetkerns während des Abbremsvorgangs des Ions in Materie. Zum Beispiel werden pro Kohlenstoffion mit der Energie 400 MeV pro Nukleon im Durchschnitt 5 Neutronen freigesetzt. Neben der mit minimalen Verlusten behafteten Strahlführung vom Synchrotron zum Patienten ist vor allem der Bereich der Patientenbehandlung ein Ort erhöhter Neutronendosisleistung.
Durch die Anordnung derartiger Therapieanlagen liegt der Zugang zum Behandlungsbereich in manchen Fällen vis ä vis des Primärstrahls auf der Strahllinie. Die räumliche Abstrahlung der Neutronen ist derart, dass der Hauptanteil der Neutronen in Vorwärtsrichtung des Ionenstrahls gestreut wird. Dies erzwingt die Konstruktion des Zugangsbereichs mit Maßnahmen derart, dass die Strahlung bis zum Eingangsbereich des Therapieortes genügend geschwächt wird (siehe Figur 1 und 2) . Die Bestimmung der Wirkung der Abschirmungsanordnungen zu einem Bestrahlungsplatz ist am genauesten mit Strahlungstransportprogrammen durchzuführen. Im Ausführungsbeispiel sind Ergebnisse von Monte- Carlo-Strahlungstr-ansportrechnungen, die auf gemessenen Neutronenspektren basieren, zusammengefasst .
Die Abschätzung der Strahlenpegel wurde für die Horizontalbestrah- lungsplätze unter Anwendung des Strahlungstransportprogramms FLUKA berechnet, basierend auf gemessenen Neutronenspektren. Als Strahl wird ein Kohlenstoffionenstrahl mit einer Energie von 400 MeV pro Nukleon berücksichtigt. Als Target diente für die Messungen ein Gra- phitblock mit 100 x 100 x 200 mm3 bzw. ein Kupfertarget mit 100 x 100 x 50 mm3. Die Neutronenspektren wurden unter den Winkeln 0°, 7,5°, 15°, 30°, 60° und 90° gemessen.
Es gibt grundsätzlich zwei Bestrahlungsmodi für derartige Therapie- Anlagen:
- Bestrahlung von Patienten mit einer vollen Primärstrahldeponierung im Patienten;
- Bestrahlung zur Verifizierung von Bestrahlungsplänen und zur Qualitätssicherung, bei denen der Strahl auch in einem Strahlfänger deponiert werden kann.
Für die Berechnungen wurden die mit einem Kohlenstofftarget gemessenen Spektren als repräsentativ für eine Patientenbestrahlung bzw. die mit einem Kupfertarget gemessenen als stellvertretend für die Bestrahlungen zur Qualitätssicherung betrachtet.
Für die FLUKA-Simulationsrechnungen des Labyrinths werden die zwei Geometrien folgendermaßen behandelt:
- Patientengeometrie, P;
- Geometrie Q (Qualitätssicherung) für Kontrollmessungen.
Im ersten Fall wird der Strahl im Target ca. 3,5 m vor der ersten Wand, im letzteren Fall wird der überwiegende Teil des Strahls direkt in der ersten Wand des Labyrinths vernichtet (siehe Fig. 1 und 2) . Die produzierten Neutronen werden durch das Labyrinth in Richtung des Eingangsbereichs transportiert und die Dosisleistungen entlang des
Labyrinths ermittelt. Für die Intensität des Ionenstrahls erwartet man, gemittelt über ein 10-Minuten-Zeitintervall im Betrieb, maximale Werte von 107 Ionen pro Sekunde. Dex theoretisch maximale Wert liegt bei 3*-108 Ionen pro Sekunde. Für Quellneutronen, die rückwärts gestreut werden, werden die unter 90° gemessenen Neutronenspektren verwendet .
Zur Optimierung der Abschirmwirkung werden folgende Maßnahmen eingeführt :
- Labyrinthtechnik zur Reduzierung der Streustrahlung;
- neben konventionellen Betonabschirmungen, Verwendung von Kombinationsabschirmungen,-
- Einführung von Querstreben von der Decke bis auf 2,5 m Höhe an den Durchgängen der Zwischenwände;
- lokale Verstärkung der Eisenabschirmung in der ersten Wand von 0, 5 m auf 1,0 m für die Dump-Funktion auf einer Fläche von 1 m2 für die Qualitätssicherung;
- Verwendung einer Eisenabschirmung auch in der dritten Quer-Wand
(0,5 m) ;
- Verwendung einer Polyethylentür im Eingangsbereich (0,5 m Dicke) ,-
- Verwendung von Eisenabschirmungen im Deckenbereich über dem Target
(0,5 m Eisen) . Die Ermittlung der Dosisleistungen konzentrieren sich auf den Eingangsbereich zum Labyrinth, wo Aufenthaltsbereiche für das Personal sind, und auf die benachbarten Räume. Es sind die Dosisleistungswerte berechnet für einen Primärstrahl maximaler Intensität mit 3*-108 Ionen pro Sekunde (siehe Fig. 2) .
Die u.s. Tabelle 1 gibt einen Überblick der durchgeführten Berechnungen. Geometrie P bedeutet Patientengeometrie, Geometrie Q ist die Bestrahlung zur Qualitätssicherung. Geometrie D bedeutet Dachgeometrie, hier mit einer Eisenverstärkung von 0,5 m Eisen als Kombinations- abschirmung statt einer 2 m dicken Betonabschirmung über der Target- Stelle berücksichtigt.
Die Besonderheit der hier geplanten~Αnordnung - Vorwärtsstreuung des Neutronenkegels in den Zugang - wird bisher in der Literatur für diese Art von Bestrahlungsanlagen nicht berücksichtigt.
Figure imgf000015_0001
Tabelle 1 : Überblick der mit FLUKA berechneten Geometrien unter Verwendung der verschiedenen Strahlparameter und Geometrien.
Bezugszeichenliste:
1. Abschirmung
2. Abschirmung
3. Bereich
4. Abschirmung
5. Abschirmtür
6. Bereich
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Claims

Patentansprüche :
1. Abgeschirmter Raum für die Ionentherapie für Neutronen bis in den Energiebereich GeV, bestehend aus: einem Therapieraum, dessen Hauptachse durch die Richtung des Therapiestrahls vorgegeben wird, der bis auf eine Seite allseitig mit einer Abschirmung (1) versehen ist und einem abschirmenden labyrinthartigen Zugang an der nicht abgeschirmten Seite des Therapieraums, wobei der labyrinthartige Zugang aus mindestens zwei bezüglich der Strahlachse in der Länge versetzten Abschirmungen (2) besteht, die von entgegengesetzten in den Raums ragen und jeweils mehr als die Hälfte der lichten Weite des Zugangs abdecken, wobei die Abschirmungen (2) so ausgestaltet sind, dass sie geeignet sind Spallationsvorgange der einfallenden Neutronen auszulösen und die produzierten Neutronen moderiert werden können.
2. Abgeschirmter Raum nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Abschirmungen (2) auf der dem Therapieraum zugewandten Seite eine Metallschicht aufweisen.
3. Abgeschirmter Raum nach Anspruch 1 oder 2 , dadurch gekennzeichnet, dass die eine der beiden Abschirmungen (2), die dem Therapieraum zugewandt ist, im Bereich (3), in dem der Primärstrahl auftrifft, stärker ausgeführt ist.
4. Abgeschirmter Raum nach einem der Ansprüche 1 bis 3 , dadurch gekennzeichnet, dass im labyrinthartigen Zugang zwischen den beiden Abschirmungen (2) zusätzliche wasserstoffhaltige Abschirmungen
(4) angebracht sind.
5. Abgeschirmter Raum nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, dass im labyrinthartigen Zugang min- destens eine weitere Abschirmung (2) angeordnet ist, wobei die Abschirmungen abwechselnd links und rechts anstoßen.
6. Abgeschirmter Raum nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, dass der labyrinthartigen Zugang an seiner dem Therapiebereich abgewandten Seite eine wasserstoffhaltige Abschirmtür (5) enthält.
7. Abgeschirmter Raum nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, dass der Bereich (3), in dem der Primärstrahl auftrifft, eine konkave Oberfläche aufweist.
8. Abgeschirmter Raum nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, dass Teile der Abschirmung (1) so ausgestaltet sind, dass sie geeignet sind Spallationsvorgange der einfallenden Neutronen auszulösen und die produzierten Neutronen moderiert werden können.
9. Abgeschirmter Raum nach einem der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, dass der Bereich (3) durch ein zusätzliches bewegliches Abschirmelement abgeschirmt werden kann.
10. Abgeschirmter Raum nach einem der Ansprüche 1 bis 9 , dadurch gekennzeichnet, dass das freie Ende von mindestens einem der Abschirmungen (2) T oder L- förmig ausgestaltet ist.
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