用于硼中子俘获治疗的碳硼烷多肽衍生物

含碳硼烷多肽衍生物的设计和应用得到越来越多人们的关注，尤其是作为硼中子俘获治疗(boron neutron capture therapy, BNCT)硼携带剂用于治疗恶性肿瘤极具发展前景。BNCT利用¹⁰B与中子俘获反应，放出α粒子杀死肿瘤细胞。作为一种二元靶向疗法，其成功关键就是硼携带剂的靶向性和亲和力的效果，当前如何设计更高效的硼携带剂是BNCT发展的主要问题。多肽作为生物必需物质，增加其衍生物靶向性的同时被肿瘤特异性摄取，是含碳硼烷多肽化合物作为硼携带剂极大的优势。本文首次对已报导的含碳硼烷多肽衍生物进行分类总结，并评估作为硼携带剂应用于中子俘获治疗的发展潜力。对含碳硼烷多肽衍生物的总结，将为新一代硼携带剂设计用于中子俘获治疗发展提供研究动力。     

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。     

基于加速器~7Li(p,n)反应的硼中子俘获治疗中子源的优化设计

7Li(p,n)反应以中子产额大、反应阈能低等优点成为硼中子俘获治疗加速器驱动中子源所用中子反应的候选类型之一。本文重点研究了该中子产生反应作为加速器驱动中子源的中子产额及其能谱特性,并对产生的高能中子束流进行慢化,使其满足BNCT治疗要求。首先采用蒙特卡罗程序MCNPX2.5.0模拟加速器7Li(p,n)反应过程,得到1.9 3.0 MeV能量入射质子的中子产额及其能谱,并详细研究了质子入射能量为2.5 MeV的最佳条件下产生的中子束流特性;进而提出中子束流的慢化设计方案,并对慢化所得超热中子束品质进行分析研究。模拟计算结果表明,10 mA流量的2.5 MeV能量入射质子所产生的中子束经过慢化处理后,可以很好地满足硼中子俘获治疗的中子束流要求。     

钆示踪中子伽马能谱测井方法的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法分别模拟砂岩和石灰岩地层渗钆前后的热中子计数及俘获伽马能谱，研究利用渗钆前后的热中子计数率比R及俘获伽马能谱的计数比n(Gd)/n(H)确定饱和度的方法，确定R及n(Gd)/n(H)与孔隙度Φ、渗钆浓度、饱和度和岩性等影响因素的关系。     

中子俘获治疗的进展

近十多年来中子俘获治疗的实验和临床研究取得了令人满意的结果，这是由于中子束的质量提高和新的用于中子俘获治疗的化合物合成成功。此外，中子俘获的生物物理学研究将是今后的重点之一。本文就这３方面及中子俘获治疗的新方案、设想、发展规划等加以介绍。     

BNCT人头体模内剂量分布计算

用修正的Synder人头体模几何模型和ICRU-46中的材料数据，用MCNP-4B程序对0．0253ev、1kev、2keV、10keV、100keV、1MeV单能中子束，0．2、0．5、1、2、5、10MeV单能光子束，以及与当前硼中子俘获治疗(BNCT)临床中使用的超热中子相似的超热中子束，计算了在人头体模中的剂量分布，计算结果与有关文献报道的结果一致，初步校验了我们正在编制的BNCT治疗计划软件。     

载钆液闪的(n,γ)分辨性能及中子俘获时间分布

本文进行了多种配比和成分载Gd量为0.5%的载钆液闪溶液研制和载钆液闪探测器制作,并进行了中子与伽玛分辨性能测试,通过实验得到在萘质量含量为7.5%时,可得到较好的中子与伽玛的分辨性能,优化了载钆液闪成分;利用252Cf裂变电离室的裂变碎片信号作为开门信号,以载钆液闪探测器的阳极信号作为关门信号,通过符合测量的方法得到了252Cf裂变中子在载Gd量为0.5%的φ13 cm×30 cm载钆液闪探测器中的中子俘获时间分布。结果表明,中子俘获时间主要集中在约30us以内,中子俘获平均时间为11us。     

遗传算法优化加速器硼中子俘获治疗束流整形设计

基于加速器的硼中子俘获治疗(AB-BNCT)设备是一种基于加速器产生的超热中子的癌症治疗装置，可以建在人口密集地区的医院。BNCT治疗对于中子注量率和各种沾污有严格的要求，为满足这些要求需对中子束流整形装置进行优化设计。本文以14 MeV回旋加速器为基础，研究了一种基于遗传算法的束流整形装置(BSA)的优化设计方案，利用遗传算法对束流整形装置内部材料及尺寸进行设计优化。结果表明，该方法可高效地实现多目标优化设计。该方法经过修改能够用于核工程其他相关领域的设计。     

硼中子俘获治疗

硼中子俘获治疗(BNCT)的基本原理是应用热中子照射靶向聚集在肿瘤部位的^10B，^10B俘获中子后产生α粒子和^7Li，α粒子和^7Li杀灭肿瘤细胞而起到治疗作用。BNCT在临床上主要用于神经胶质瘤和黑色素瘤的治疗。文章主要对有关BNCT的基础及临床研究进行了简要综述，内容包括BNCT的基本原理、^10B在肿瘤细胞的聚集、中子源、实验研究现状以及BNCT面临的挑战与问题等。     

硼中子俘获治疗的进展及前景

硼中子俘获疗法(boron neutron capture therapy,BNCT)是一种可以选择性杀伤肿瘤细胞的放射疗法,硼(10 B)化合物携带剂注入人体后,会选择性富集于肿瘤细胞,与中子发生俘获反应,释放α粒子和7Li粒子杀死肿瘤。BNCT以靶向治疗、低毒高效等优势成为了放射治疗领域的新型手段。从上世纪开始,硼中子俘获疗法已在世界各国崭露头角并逐渐发展起来,已经能够成功治疗脑胶质瘤、黑色素瘤等多种疾病。目前,BNCT面临着如何研发创新更高效的含硼药物,建立更为精确的硼剂量测量体系,以及医用中子源如何摆脱核反应堆等问题。本文对BNCT的原理、优势、进展以及所面临的问题进行简要综述与探究。     

Monte Carlo Simulation of Gadolinium Neutron Gamma Spectroscopy Tracer Logging Method

The thermal neutron count and capture gamma ray spectroscopy before and after gadolinium seeping into sandstone and limestone formation are simulated by Monte Carlo Method, and the determination method of oil saturation is studied by using the thermal neutron count rate ratio and the n(Gd)/n(H) of capture gamma spectrum before and after gadolinium seeping. In addition, the relations of ratio with influence factors such as porosity, salinity of gadolinium seeping, saturation and lithology are given.      

A benchmarked MCNP model of the in vivo detection of gadolinium by prompt gamma neutron activation analysis

Gadolinium (Gd)-based contrast agents are a valuable diagnostic aid for magnetic resonance imaging (MRI). The amount of free Gd deposited in tissues following contrast enhanced MRI is of toxicological concern. The McMaster University in vivo prompt gamma neutron activation analysis facility has been adapted for the detection of Gd in the kidney, liver, and the leg muscle. A simple model of the HPGe detector used for detection of the prompt γ-rays following Gd neutron capture has been created using Monte Carlo simulation. A separate simulation describing the neutron collimation and shielding apparatus has been modified to determine the neutron capture rate in the Gd phantoms. The MCNP simulation results have been confirmed by experimental measurement. The deviations between MCNP and the experiment were between 1% and 18%, with an average deviation of 3.8 ± 6.7%. The validated MCNP model is to be used to improve the Gd in vivo measurement sensitivity by determining the best neutron moderator/reflector arrangement.     

基于可移动紧凑加速器D-T中子源的热中子层析实验研究

中子照相是十分重要的无损检测方法之一,尤其是针对含氢材料、同位素等的无损检测,中子照相技术具有其他射线成像不可比拟的优势。中国工程物理研究院核物理与化学研究所基于紧凑型D-T中子源,研发了可移动中子成像检测仪,成功实现了热中子照相和快中子照相实验检测。为确定基于该装置开展热中子层析检测的可行性,本文进行了数值模拟计算,利用该仪器开展了针对轻重材料模拟件的热中子层析成像实验,利用采集的181幅投影图像,在图像信噪较低和采集幅数较少条件下,成功重建了铝和聚乙烯材料包裹下的0.2 mm直径的钆丝。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

Neutron beam design for both medical neutron capture therapy and industrial neutron radiography for TRIGA reactor

Neutron beam designs were studied for TRIGA reactor with a view to generating thermal, epithermal and fast neutron beams for both medical neutron capture therapy (NCT) and industrial neutron radiography (NR). The beams are delivered from thermal and thermalizing columns, and also horizontal beam hole. Several prospective neutron filters (high-density graphite (G), bismuth (Bi), single-crystal silicon (Si), aluminum (Al), aluminum oxide (Al₂O₃), aluminum fluoride (AlF₃) and lead fluoride (PbF₂)) were examined for obtaining sufficiently intense neutron beam for various applications. Monte Carlo calculations indicated that with a suitable neutron filter arrangement, thermal and epithermal neutron beams attaining 2×10⁹ and 7×10⁸ n cm⁻²S⁻¹, respectively, could be obtainable from thermal and thermalizing columns with the reactor operating at 100 kW. These neutron beams could be adopted for boron neutron capture therapy. Compared with these columns, horizontal beam port would deliver neutron fluxes of 10⁻² 10⁻³ lower intensity, but produced thermal and neutron beams would be adequate for different application of nondestructive inspection by neutron radiography.     

Design of an epi-thermal neutron flux intensity monitor with GaN wafer for boron neutron capture therapy

Boron neutron capture therapy (BNCT) is a promising cancer therapy. Epi-thermal neutron (0.5 eV < E_n < 10 keV) flux intensity is one of the basic characteristics for modern BNCT. In this work, based on the ⁷¹Ga(n,γ)⁷²Ga reaction, a new simple monitor with gallium nitride (GaN) wafer as activation material was designed by Monte Carlo simulations to precisely measure the absolute integral flux intensity of epi-thermal neutrons especially for practical BNCT. In the monitor, a GaN wafer was positioned in the center of a polyethylene sphere as neutron moderator covered with cadmium (Cd) layer as thermal neutron absorber outside. The simulation results and related analysis indicated that the epi-thermal neutron flux intensity could be precisely measured by the presently designed monitor.     

热中子吸收材料特性模拟计算与分析

以核反应堆为中子源,通过蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)方法计算的手段,分析了几种热中子吸收材料的特性,并总结出将热中子吸收材料用于建立超热中子辐射场时的一般规律,从而优选出适用于建立超热中子辐射场的热中子吸收材料.     

医院中子照射器反应堆实验研究

医院中子照射器是专用于硼中子俘获治疗的核装置,所用反应堆功率为30 kW,采用~(235)U富集度为12.5%的UO_2为燃料,金属铍反射层,轻水为慢化剂和冷却剂.堆芯产生的热量靠自然循环冷却.在反应堆堆芯相对两侧分别设置了热中子束流和超热中子束流,用于治疗患者.在微堆零功率实验装置上,完成了临界质量、控制棒效率、上铍反射层效率及其它部件反应性的测量,确定了最终燃料元件的装载,为工程物理启动提供实验数据.