RU2781650C1

RU2781650C1 - Neutron capture therapy system

Info

Publication number: RU2781650C1
Application number: RU2021130740A
Authority: RU
Inventors: Вэйлинь ЧЭНЬ; Тао Цзян
Original assignee: Нойборон Терапи Систем Лтд.
Priority date: 2019-04-17
Filing date: 2020-03-17
Publication date: 2022-10-17

Abstract

FIELD: medicine.

SUBSTANCE: neutron capture therapy system comprises a neutron generation apparatus and a beam-forming unit, wherein the neutron generation apparatus comprises an accelerator and a target; the beam of charged particles, generated when the accelerator accelerates, interacts with the target in order to generate neutrons, the neutrons form a neutron beam, and the neutron beam defines the main axis; the beam-forming unit comprises a decelerator, a reflector, and a radiation screen; the beam-forming unit additionally comprises a frame accommodating the decelerator.

EFFECT: prevented strain on and damage to the material of the beam-forming unit leading to the improved flow and quality of the neutron source.

15 cl, 7 dwg

Description

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕFIELD OF TECHNOLOGY TO WHICH THE INVENTION RELATES

Настоящее изобретение относится к системе радиационного облучения и, в частности, к системе нейтрон-захватной терапии.The present invention relates to a radiation exposure system and, in particular, to a neutron capture therapy system.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИBACKGROUND OF THE INVENTION

По мере развития атомной техники радиотерапия, с использованием таких средств как кобальт-60, линейные ускорители и электронные пучки, стала одним из основных средств лечения рака. Однако традиционная фотонная или электронная терапия страдает от физических ограничений радиоактивных лучей; например, многие здоровые ткани на пути луча будут повреждены при разрушении опухолевых клеток. С другой стороны, чувствительность опухолевых клеток к радиоактивным лучам сильно различается, поэтому в большинстве случаев традиционная лучевая терапия неэффективна при лечении радиоустойчивых злокачественных опухолей (таких как мультиформная глиобластома и меланома).With the development of atomic technology, radiotherapy, using such means as cobalt-60, linear accelerators and electron beams, has become one of the main means of treating cancer. However, traditional photon or electron therapy suffers from the physical limitations of radioactive rays; for example, many healthy tissues in the path of the beam will be damaged when the tumor cells are destroyed. On the other hand, the sensitivity of tumor cells to radioactive beams varies greatly, therefore, in most cases, traditional radiation therapy is ineffective in the treatment of radioresistant malignant tumors (such as glioblastoma multiforme and melanoma).

С целью уменьшения радиационного повреждения здоровой ткани, окружающей участок опухоли, в лучевой терапии при химиотерапии применяется целевая терапия. При этом для опухолевых клеток с высокой радиоустойчивостью также были разработаны источники излучения с высокой RBE (относительная биологическая эффективность, ОБЭ), в том числе протонная терапия, терапия с использованием тяжелых частиц и нейтрон-захватная терапия. Среди них нейтрон-захватная терапия объединяет целевую терапию с ОБЭ, такой как борная нейтрон-захватная терапия (BNCT). Благодаря определенной группировке борсодержащих фармацевтических препаратов в опухолевых клетках и точной регулировке нейтронного пучка BNCT представляется лучшим выбором для лечения рака, чем традиционная лучевая терапия.In order to reduce radiation damage to healthy tissue surrounding the tumor site, targeted therapy is used in radiation therapy for chemotherapy. At the same time, radiation sources with high RBE (relative biological effectiveness, RBE) have also been developed for tumor cells with high radioresistance, including proton therapy, heavy particle therapy and neutron capture therapy. Among them, neutron capture therapy combines targeted therapy with OBE such as boron neutron capture therapy (BNCT). Due to the specific grouping of boron-containing pharmaceuticals in tumor cells and fine tuning of the neutron beam, BNCT appears to be a better choice for cancer treatment than conventional radiation therapy.

Бор-нейтрон-захватная терапия (BNCT) использует то преимущество, что содержащие бор (В-10) фармацевтические препараты имеют высокое поперечное сечение захвата нейтронов и производят тяжелые заряженные частицы 4Не и 7Li посредством захвата нейтронов 10 В (n, α) 7Li и реакции ядерного деления. Как проиллюстрировано на фиг. 1 и 2, где показаны схематический чертеж BNCT и формула ядерной реакции захвата нейтронов 10 В (n, α) 7Li, две заряженные частицы со средней энергией около 2,33 МэВ обладают высокой линейной передачей энергии (ЛПЭ) и характеристиками ближнего действия. ЛПЭ и диапазон альфа-частицы составляют 150 кэВ/микрометр и 8 микрометров соответственно, тогда как для тяжелой заряженной частицы 7Li это 175 кэВ/микрометр и 5 микрометров соответственно, при этом общий диапазон двух частиц приблизительно равен размеру ячейки. Следовательно, радиационное повреждение живых организмов может быть ограничено на клеточном уровне. Только опухолевые клетки будут уничтожены при условии отсутствия серьезных повреждений нормальной ткани.Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) takes advantage of the fact that pharmaceuticals containing boron (B-10) have a high neutron capture cross section and produce heavy charged particles 4He and 7Li by capturing 10V(n,α)7Li neutrons and reacting nuclear fission. As illustrated in FIG. 1 and 2, which shows a schematic drawing of a BNCT and the formula for the nuclear neutron capture reaction of 10 V (n, α) 7Li, two charged particles with an average energy of about 2.33 MeV have a high linear energy transfer (LET) and short-range characteristics. The LET and range of the alpha particle are 150 keV/µm and 8 µm, respectively, while for the heavy charged particle 7Li, it is 175 keV/µm and 5 µm, respectively, with the total range of the two particles approximately equal to the cell size. Therefore, radiation damage to living organisms can be limited at the cellular level. Only tumor cells will be destroyed, provided there is no serious damage to normal tissue.

Терапия BNCT также хорошо известна как средство бинарной терапии рака, поскольку ее эффективность зависит от концентрации борсодержащих фармацевтических препаратов и количества тепловых нейтронов в области опухоли. Таким образом, помимо разработки борсодержащих фармацевтических препаратов, улучшение потока и качества нейтронного источника играет важную роль в исследованиях терапии BNCT.BNCT therapy is also well known as a binary cancer therapy, since its effectiveness depends on the concentration of boron-containing pharmaceuticals and the number of thermal neutrons in the tumor area. Thus, in addition to developing boron-containing pharmaceuticals, improving the flux and quality of the neutron source plays an important role in BNCT therapy research.

Следовательно, есть необходимость в создании нового технического решения вышеуказанной проблемы.Therefore, there is a need to create a new technical solution to the above problem.

РАСКРЫТИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯDISCLOSURE OF THE INVENTION

Чтобы улучшить поток и качество источника нейтронов, один аспект настоящего изобретения предлагает систему нейтрон-захватной терапии, содержащую устройство генерации нейтронов и узел формирования пучка. Устройство генерации нейтронов содержит ускоритель и мишень, при этом пучок заряженных частиц, генерируемый при ускорении ускорителя, взаимодействует с мишенью для генерации нейтронов, нейтроны образуют пучок нейтронов, а пучок нейтронов определяет основную ось. Узел формирования луча содержит замедлитель, отражатель и радиационный экран, замедлитель конфигурирован для замедления нейтронов, генерируемых из мишени, до области энергии надтепловых нейтронов, отражатель окружает замедлитель и направляет отклоняющиеся нейтроны обратно к основной оси, чтобы увеличивать интенсивность пучка надтепловых нейтронов, а радиационный экран выполнен с возможностью экранирования утекающих нейтронов и фотонов, чтобы снижать дозу, действующую на нормальные ткани в необлучаемой зоне; и узел формирования луча дополнительно содержит раму, вмещающую замедлитель. Рама позиционирует и поддерживает замедлитель, что позволяет улучшить поток и качество источника нейтронов.In order to improve the flux and quality of the neutron source, one aspect of the present invention provides a neutron capture therapy system comprising a neutron generation device and a beam forming unit. The neutron generation device comprises an accelerator and a target, wherein the charged particle beam generated by accelerating the accelerator interacts with the target to generate neutrons, the neutrons form a neutron beam, and the neutron beam defines the main axis. The beam forming unit contains a moderator, a reflector and a radiation shield, the moderator is configured to slow the neutrons generated from the target to the epithermal neutron energy region, the reflector surrounds the moderator and directs the deflected neutrons back to the main axis to increase the intensity of the epithermal neutron beam, and the radiation shield is made with the possibility of shielding leaking neutrons and photons to reduce the dose to normal tissues in the non-irradiated zone; and the beamforming assembly further comprises a frame accommodating the moderator. The frame positions and supports the moderator, which improves the flux and quality of the neutron source.

При этом замедлитель является регулируемым, а рама содержит позиционирующий элемент и стопорный элемент для фиксации замедлителя. Предпочтительно, период полураспада радиоактивных изотопов, генерируемых после того, как материалы позиционирующего элемента и стопорного элемента активируются нейтронами, составляет менее 7 дней. Предпочтительно, материалы позиционирующего элемента и стопорного элемента представляют собой алюминиевый сплав, титановый сплав, сплав свинца и сурьмы, сталь, не содержащую кобальта, углеродные волокна, PEEK или высокомолекулярный полимер. Позиционирующий элемент может удобно регулировать размер замедлителя, тем самым регулируя поток нейтронного пучка, а после регулировки стопорный элемент может быстро и удобно реализовать герметизацию замедлителя.In this case, the retarder is adjustable, and the frame contains a positioning element and a locking element for fixing the retarder. Preferably, the half-life of the radioactive isotopes generated after the materials of the positioning element and the locking element are activated by neutrons is less than 7 days. Preferably, the materials of the positioning element and the locking element are aluminum alloy, titanium alloy, lead antimony alloy, cobalt-free steel, carbon fibers, PEEK or high molecular weight polymer. The positioning member can conveniently adjust the size of the moderator, thereby adjusting the neutron beam flux, and after the adjustment, the locking member can quickly and conveniently realize the sealing of the moderator.

При этом замедлитель содержит основную часть и вспомогательную часть, материал основной части отличается от материала вспомогательной части, рама образует по крайней мере один вмещающий блок, вмещающий блок содержит первый вмещающий блок и второй вмещающий блок, которые расположены вблизи друг друга, основная часть размещается в первом вмещающем блоке, состоит из частей и является регулируемой, когда количество частей основной части уменьшено, позиционирующий элемент расположен внутри первого вмещающего блока для дополнения, и стопорный элемент выполнен с возможностью фиксации основной части. Вспомогательная часть позволяет снизить стоимость изготовления замедлителя, не оказывая относительно большого влияния на качество луча. Позиционирующий элемент и стопорный элемент могут удобно регулировать основную часть замедлителя.In this case, the moderator contains the main part and the auxiliary part, the material of the main part differs from the material of the auxiliary part, the frame forms at least one containing block, the containing block contains the first containing block and the second containing block, which are located close to each other, the main part is located in the first the containing block is composed of parts and is adjustable, when the number of parts of the main part is reduced, the positioning element is located inside the first containing block for addition, and the locking element is configured to fix the main part. The auxiliary part allows to reduce the manufacturing cost of the moderator without having a relatively large impact on the quality of the beam. The positioning member and the locking member can conveniently adjust the main body of the retarder.

При этом рама содержит основную раму и вторичную раму, которые разъемно соединены друг с другом, первый вмещающий блок сформирован путем окружения по меньшей мере частью основной рамы, а второй вмещающий блок сформирован путем окружения по меньшей мере частью основной рамы и по меньшей мере частью вторичной рамы, причем вспомогательная часть размещена во втором вмещающем блоке, и расположение вторичной рамы облегчает замену вспомогательной части замедлителя. Предпочтительно материал основной рамы представляет собой алюминиевый сплав, имеет относительно хорошие механические свойства и после активации нейтронами генерирует радиоактивный изотоп с коротким периодом полураспада. Предпочтительно материал вторичной рамы представляет собой композитный материал из углеродного волокна, который после активации нейтронами генерирует радиоактивный изотоп с коротким периодом полураспада и низким уровнем излучения. Предпочтительно, материал основной части содержит, по меньшей мере, одно из D2O, Al, AlF3, MgF2, CaF2, LiF, Li2CO3, или Al2O3, имеет поперечное сечение для взаимодействия преимущественно с быстрыми нейтронами, практически без взаимодействия с надтепловыми нейтронами, и имеет относительно хороший замедляющий эффект. Основная часть содержит Li-6, при этом основная часть также служит поглотителем тепловых нейтронов. Предпочтительно материал вспомогательной части содержит по меньшей мере одно из Zn, Mg, Al, Pb, Ti, La, Zr, Bi или С. Выбор материала, который относительно легко получить в качестве материала вспомогательной части, позволяет снизить затраты на изготовление замедлителя с достижением при этом определенного эффекта замедления нейтронов без оказания относительно большого влияния на качество пучка.In this case, the frame comprises a main frame and a secondary frame that are detachably connected to each other, the first containing block is formed by surrounding at least a part of the main frame, and the second containing block is formed by surrounding at least a part of the main frame and at least a part of the secondary frame , and the auxiliary part is placed in the second containing block, and the location of the secondary frame facilitates the replacement of the auxiliary part of the moderator. Preferably, the main frame material is an aluminum alloy, has relatively good mechanical properties, and generates a radioactive isotope with a short half-life after neutron activation. Preferably, the secondary frame material is a carbon fiber composite which, upon neutron activation, generates a radioactive isotope with a short half-life and low radiation level. Preferably, the body material contains at least one of D2O, Al, AlF3, MgF2, CaF2, LiF, Li2CO3, or Al2O3, has a cross section for interacting predominantly with fast neutrons, with little or no interaction with epithermal neutrons, and has relatively good retarding effect. The main part contains Li-6, while the main part also serves as a thermal neutron absorber. Preferably, the auxiliary part material contains at least one of Zn, Mg, Al, Pb, Ti, La, Zr, Bi, or C. The choice of a material that is relatively easy to obtain as the auxiliary part material makes it possible to reduce the cost of manufacturing the moderator, achieving at this a certain effect of slowing down neutrons without having a relatively large effect on the quality of the beam.

При этом основная рама содержит первую стенку, вторую стенку и первую поперечную пластину, соединяющую первую стенку и вторую стенку, при этом первая стенка и вторая стенка последовательно расположены вдоль направления нейтронного пучка и замкнуты по окружности, окружающей основную ось, первая поперечная пластина проходит перпендикулярно направлению нейтронного пучка, первая стенка предназначена для монтажа передающей трубки ускорителя, вторая стенка окружая формирует первый вмещающий блок, и радиальное расстояние от первой стенки до основной оси меньше радиального расстояния от второй стенки до основной оси. Основная часть замедлителя окружает мишень, так что нейтроны, генерируемые мишенью, могут эффективно замедляться во всех направлениях, что дополнительно улучшает поток и качество пучка нейтронов.In this case, the main frame contains the first wall, the second wall and the first transverse plate connecting the first wall and the second wall, while the first wall and the second wall are sequentially located along the direction of the neutron beam and are closed along a circle surrounding the main axis, the first transverse plate runs perpendicular to the direction neutron beam, the first wall is intended for mounting the accelerator transmission tube, the second surrounding wall forms the first enclosing block, and the radial distance from the first wall to the main axis is less than the radial distance from the second wall to the main axis. The main part of the moderator surrounds the target so that the neutrons generated by the target can be effectively slowed down in all directions, further improving the flux and quality of the neutron beam.

При этом основная рама содержит третью стенку, замкнутую по окружности, окружающую направление нейтронного пучка, радиальное расстояние от второй стенки до главной оси меньше радиального расстояния от третьей стенки до главной оси, рама дополнительно содержит первую и вторые боковые пластины, соответственно расположенные на двух сторонах третьей стенки вдоль направления пучка нейтронов и соединенные с третьей стенкой, а вторичная рама содержит вторую поперечную пластину, расположенную между второй стенкой и второй боковой пластиной вдоль направления пучок нейтронов.In this case, the main frame contains a third wall, closed in a circle surrounding the direction of the neutron beam, the radial distance from the second wall to the main axis is less than the radial distance from the third wall to the main axis, the frame additionally contains the first and second side plates, respectively, located on two sides of the third walls along the direction of the neutron beam and connected to the third wall, and the secondary frame contains a second transverse plate located between the second wall and the second side plate along the direction of the neutron beam.

В предпочтительном варианте вторичная рама дополнительно содержит четвертую стенку, замкнутую по окружности, окружающую направление нейтронного пучка и проходящую между второй поперечной пластиной и второй боковой пластиной. Система нейтрон-захватной терапии дополнительно содержит коллиматор, четвертая стенка формирует монтажную часть и/или выход луча коллиматора. Вторичная рама из углеродных волокон используется в направлении выхода луча, и по сравнению с алюминиевым сплавом углеродные волокна имеют меньшую степень активации, высокую прочность и особый замедляющий эффект. Вторичная рама также служит монтажной частью коллиматора. Основная рама дополнительно содержит радиальный разделитель, расположенный между первой боковой пластиной и второй поперечной пластиной и проходящий от первой стенки ко второй стенке или третьей стенке, первая стенка, вторая стенка, третья стенка, первая поперечная пластина, вторая поперечная пластина и первая боковая пластина окружая формируют второй вмещающий блок, радиальный разделитель по окружности делит второй вмещающий блок на несколько подобластей, третья стенка, четвертая стенка, вторая поперечная пластину и вторая боковая пластина окружая формируют третий вмещающий блок, по меньшей мере часть отражателя/радиационного экрана дополнительно расположена внутри второго вмещающего блока, при этом по меньшей мере часть радиационного экрана расположена внутри третьего вмещающего блока, а материалы первой и второй боковых пластин представляют собой сплав свинца с сурьмой. Свинец может дополнительно экранировать излучение, и, кроме того, сплав свинец-сурьма имеет относительно высокую прочность.Preferably, the secondary frame further comprises a fourth wall, closed in circumference, surrounding the direction of the neutron beam and extending between the second transverse plate and the second side plate. The neutron capture therapy system additionally contains a collimator, the fourth wall forms the mounting part and/or the output of the collimator beam. A carbon fiber secondary frame is used in the beam exit direction, and compared with aluminum alloy, carbon fibers have a lower degree of activation, high strength, and a special retarding effect. The secondary frame also serves as the mounting part of the collimator. The main frame further comprises a radial separator located between the first side plate and the second transverse plate and extending from the first wall to the second wall or the third wall, the first wall, the second wall, the third wall, the first transverse plate, the second transverse plate and the first side plate surrounding form the second containing block, the radial divider along the circumference divides the second containing block into several sub-regions, the third wall, the fourth wall, the second transverse plate and the second side plate surround form the third containing block, at least part of the reflector/radiation screen is additionally located inside the second containing block, in this case, at least part of the radiation shield is located inside the third containing block, and the materials of the first and second side plates are an alloy of lead with antimony. Lead can additionally shield the radiation, and in addition, the lead-antimony alloy has a relatively high strength.

В другом предпочтительном варианте основная часть снабжена центральным отверстием на первой торцевой поверхности, обращенной к первой боковой пластине, это центральное отверстие предназначено для вмещения передающей трубки ускорителя и мишени, и когда основная часть заполнена, первая торцевая поверхность вспомогательной части рядом со второй боковой пластиной находится заподлицо со второй торцевой поверхностью основной части рядом со второй боковой пластиной. При этом экранирующая пластина расположена вблизи второй торцевой поверхностью основной части. Экранирующая пластина представляет собой свинцовую пластину. Свинец может поглощать гамма-лучи, выделяемые замедлителем. Толщина экранирующей пластины в направлении нейтронного пучка меньше или равна 5 см, так что нейтроны, проходящие через замедлитель, не отражаются. Когда количество частей основной части уменьшено, позиционирующий элемент располагается вблизи экранирующей пластины. Стопорный элемент расположен вблизи второй поперечной пластины, и стопорный элемент разъемно соединен с основной рамой и/или вторичной рамой для облегчения регулировки и замены основной части замедлителя.In another preferred embodiment, the main body is provided with a central hole on the first end surface facing the first side plate, this central hole is designed to receive the transfer tube of the accelerator and the target, and when the main part is full, the first end surface of the auxiliary part next to the second side plate is flush with the second end surface of the main part next to the second side plate. In this case, the shielding plate is located near the second end surface of the main part. The shielding plate is a lead plate. Lead can absorb the gamma rays emitted by the moderator. The thickness of the shielding plate in the direction of the neutron beam is less than or equal to 5 cm, so that neutrons passing through the moderator are not reflected. When the number of parts of the main body is reduced, the positioning member is positioned near the shield plate. The stop member is located near the second cross plate, and the stop member is releasably connected to the main frame and/or the secondary frame to facilitate adjustment and replacement of the retarder main body.

Другой аспект настоящего изобретения предлагает систему нейтрон-захватной терапии, содержащую устройство генерации нейтронов и узел формирования пучка, причем нейтроны, генерируемые устройством генерации нейтронов, образуют пучок нейтронов, пучок нейтронов определяет основную ось, и узел формирования пучка выполнен с возможностью регулирования качества пучка нейтронов, при этом узел формирования пучка содержит замедлитель, отражатель и радиационный экран, замедлитель конфигурирован для замедления нейтронов, генерируемых устройством генерации нейтронов, до области энергии надтепловых нейтронов, отражатель окружает замедлитель и направляет отклоняющиеся нейтроны обратно к главной оси для увеличения интенсивности пучка надтепловых нейтронов, и радиационный экран выполнен с возможностью экранирования утекающих нейтронов и фотонов, чтобы снизить дозу на нормальные ткани в необлучаемой зоне; и узел формирования луча дополнительно содержит раму, вмещающую замедлитель, причем рама содержит основную раму и вторичную раму, которые разьемно соединены друг с другом. Рама позиционирует и поддерживает замедлитель, что позволяет улучшить поток и качество источника нейтронов. Основная рама и вторичная рама разъемно соединены друг с другом, чтобы облегчить замену замедлителя.Another aspect of the present invention provides a neutron capture therapy system comprising a neutron generation device and a beam forming unit, wherein the neutrons generated by the neutron generation device form a neutron beam, the neutron beam defines a major axis, and the beam forming unit is configured to control the quality of the neutron beam, wherein the beam forming unit contains a moderator, a reflector and a radiation shield, the moderator is configured to slow down the neutrons generated by the neutron generation device to the epithermal neutron energy region, the reflector surrounds the moderator and directs the deviating neutrons back to the main axis to increase the intensity of the epithermal neutron beam, and radiation the shield is configured to shield leaking neutrons and photons in order to reduce the dose to normal tissues in the non-irradiated zone; and the beam forming unit further comprises a frame containing the moderator, the frame comprising a main frame and a secondary frame that are detachably connected to each other. The frame positions and supports the moderator, which improves the flux and quality of the neutron source. The main frame and the secondary frame are detachably connected to each other to facilitate the replacement of the retarder.

Рама узла формирования пучка системы нейтрон-захватной терапии в соответствии с настоящим изобретением позиционирует и поддерживает замедлитель, что позволяет улучшить поток и качество источника нейтронов.The frame of the beamforming unit of the neutron capture therapy system in accordance with the present invention positions and supports the moderator, which improves the flux and quality of the neutron source.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙBRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS

Фиг. 1 - схематическая диаграмма реакции захвата бором нейтронов;Fig. 1 is a schematic diagram of the neutron capture reaction by boron;

фиг. 2 - формула ядерной реакции захвата нейтронов 10 В (n, α) 7Li;fig. 2 - formula for the nuclear reaction of neutron capture 10 V (n, α) 7Li;

фиг. 3 - схематичная диаграмма системы нейтрон-захватной терапии согласно варианту осуществления настоящего изобретения;fig. 3 is a schematic diagram of a neutron capture therapy system according to an embodiment of the present invention;

фиг. 4 - схематичная диаграмма узла формирования пучка и коллиматора системы нейтрон-захватной терапии согласно варианту осуществления настоящего изобретения;fig. 4 is a schematic diagram of a beam forming unit and a collimator of a neutron capture therapy system according to an embodiment of the present invention;

фиг. 5 - схематичная диаграмма рамы с фиг. 4;fig. 5 is a schematic diagram of the frame of FIG. four;

фиг. 6 - схематичная диаграмма основной рамы с фиг. 5, если смотреть с направления нейтронного пучка N; иfig. 6 is a schematic diagram of the main frame of FIG. 5 as viewed from the direction of the neutron beam N; and

фиг. 7 - схематичная диаграмма основной рамы с фиг. 5, если смотреть с направления, противоположного направлению нейтронного пучка N.fig. 7 is a schematic diagram of the main frame of FIG. 5 when viewed from the direction opposite to the direction of the neutron beam N.

ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯIMPLEMENTATION OF THE INVENTION

Варианты осуществления настоящего изобретения подробно описаны ниже со ссылкой на прилагаемые чертежи, чтобы дать возможность специалисту в данной области техники реализовать настоящее изобретение со ссылкой на текст описания.Embodiments of the present invention are described in detail below with reference to the accompanying drawings to enable a person skilled in the art to implement the present invention with reference to the text of the description.

Как показано на фиг. 3, система нейтрон-захватной терапии в этом варианте осуществления предпочтительно представляет собой борную нейтрон-захватную терапевтическую систему 100, которая содержит устройство 10 генерации нейтронов, узел 20 формирования пучка, коллиматор 30 и лечебный стол 40. Устройство 10 генерации нейтронов содержит ускоритель 11 и мишень Т, при этом ускоритель 11 ускоряет заряженные частицы (например, протоны, дейтроны и т.п.) для генерации пучка заряженных частиц Р, такого как пучок протонов, при этом пучок заряженных частиц Р облучает мишень Т и взаимодействует с мишенью Т для генерации нейтронов, которые образуют нейтронный пучок N, причем нейтронный пучок N определяет главную ось X, а мишень Т представляет собой металлическую мишень. Направление нейтронного пучка N, описанное ниже со ссылкой на прилагаемые чертежи, представляет собой не фактическое направление движения нейтронов, а общую тенденцию направления движения нейтронного пучка N. Подходящие ядерные реакции всегда определяются в соответствии с такими характеристиками, как желаемые выход нейтронов и энергия, доступная энергия ускоренных заряженных частиц и тока, материализация металлической мишени, среди которых наиболее обсуждаемыми являются 7Li (р, n) 7Ве и 9Ве(р, n) 9В, которые обе являются эндотермической реакцией. Их энергетические пороги составляют 1,881 МэВ и 2,055 МэВ соответственно. Надтепловые нейтроны с энергией в кэВ считаются идеальными источниками нейтронов для терапии BNCT. Теоретически, бомбардировка литиевой мишенью с использованием протонов с энергией, немного превышающей пороговые значения, может производить нейтроны с относительно низкой энергией, поэтому нейтроны могут использоваться клинически без больших замедлений. Однако Li (литий) и Be (бериллий) и протоны с пороговой энергией имеют невысокое эффективное сечение. Для производства достаточных потоков нейтронов, чтобы вызвать ядерные реакции, обычно выбираются высокоэнергетические протоны. Предполагается, что мишень, считающаяся идеальной, обладает преимуществами высокого выхода нейтронов, произведенного распределения энергии нейтронов вблизи диапазона энергий надтепловых нейтронов (подробности см. ниже), небольшого сильнопроникающего излучения, безопасности, низкой стоимости, легкого доступа, высокой температуры сопротивление и т.д. Но на самом деле никакие ядерные реакции не могут удовлетворить всем требованиям. Однако, как хорошо известно специалистам в данной области техники, материалы мишени могут быть получены из других металлов, помимо Li или Be, например тантала (Та) или вольфрама (W), или же их сплавов. Ускоритель 11 может быть линейным ускорителем, циклотроном, синхротроном, синхроциклотроном.As shown in FIG. 3, the neutron capture therapy system in this embodiment is preferably a boron neutron capture therapy system 100, which includes a neutron generation device 10, a beam forming unit 20, a collimator 30, and a treatment table 40. The neutron generation device 10 includes an accelerator 11 and a target. T, while the accelerator 11 accelerates charged particles (for example, protons, deuterons, etc.) to generate a charged particle beam P, such as a proton beam, while the charged particle beam P irradiates the target T and interacts with the target T to generate neutrons , which form a neutron beam N, with the neutron beam N defining the main axis X, and the target T is a metal target. The direction of the neutron beam N, described below with reference to the accompanying drawings, is not the actual direction of the neutron beam, but the general trend of the direction of the neutron beam N. Appropriate nuclear reactions are always determined according to characteristics such as the desired neutron yield and energy, available energy accelerated charged particles and current, the materialization of a metal target, among which the most discussed are 7Li (p, n) 7Be and 9Be(p, n) 9B, which are both endothermic reactions. Their energy thresholds are 1.881 MeV and 2.055 MeV respectively. Epithermal keV neutrons are considered ideal neutron sources for BNCT therapy. In theory, bombardment with a lithium target using slightly above threshold protons could produce relatively low energy neutrons, so neutrons could be used clinically without major delays. However, Li (lithium) and Be (beryllium) and threshold energy protons have a low effective cross section. High-energy protons are usually chosen to produce sufficient fluxes of neutrons to cause nuclear reactions. The target, considered ideal, is assumed to have the advantages of high neutron yield, produced neutron energy distribution near the epithermal neutron energy range (see below for details), small high penetrating radiation, safety, low cost, easy access, high temperature resistance, etc. But in fact, no nuclear reactions can satisfy all the requirements. However, as is well known to those skilled in the art, target materials can be made from metals other than Li or Be, such as tantalum (Ta) or tungsten (W), or alloys thereof. The accelerator 11 may be a linear accelerator, a cyclotron, a synchrotron, a synchrocyclotron.

Источники нейтронов BNCT создают только смешанные радиационные поля, то есть пучки содержат нейтроны и фотоны с энергиями от низкой до высокой. Что касается BNCT в глубине опухолей, за исключением надтепловых нейтронов, чем больше остаточное количество луча излучения, тем выше доля неселективного осаждения дозы в нормальной ткани. Поэтому излучение, обсусливающее излишнюю дозу, должно быть уменьшено по максимуму. Помимо показателей качества воздушного пучка, доза рассчитывается с использованием тканевого протеза головы человека, чтобы понять распределение дозы нейтронов в человеческом теле. Коэффициенты качества пучка протеза позже используются в качестве проектной ссылки на нейтронные пучки, как поясняется ниже.BNCT neutron sources produce only mixed radiation fields, i.e. the beams contain neutrons and photons with low to high energies. As for BNCT in the depth of tumors, with the exception of epithermal neutrons, the larger the residual amount of the radiation beam, the higher the proportion of non-selective dose deposition in normal tissue. Therefore, radiation causing excessive dose should be reduced to the maximum. In addition to air beam quality indicators, the dose is calculated using a human head tissue prosthesis to understand the neutron dose distribution in the human body. Prosthesis beam quality factors are later used as a design reference for neutron beams, as explained below.

Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) представило пять предложений относительно факторов качества пучка воздуха для клинических источников нейтронов BNCT. Предложения могут использоваться для дифференциации источников нейтронов и в качестве эталона для выбора вариантов образования нейтронов и проектирования узла формирования пучка, и они представлены следующим образом:The International Atomic Energy Agency (IAEA) has submitted five proposals for air quality factors for BNCT clinical neutron sources. The proposals can be used to differentiate neutron sources and as a reference for choosing neutron production options and designing a beamformer, and they are presented as follows:

Поток надтепловых нейтронов > 1 х 109н/см²сEpithermal neutron flux > 1 x 109n/cm2 ^s

Загрязнение быстрыми нейтронами < 2 х10-13Гр-см²/нContamination with fast neutrons < 2 x10-13 Gy-cm ² /n

Загрязнение фотонами <2 х10-13Гр-см²/нPhoton pollution <2 x10-13 Gy-cm ² /n

Соотношение тепловых и надтепловых нейтронов <0,05Ratio of thermal and epithermal neutrons <0.05

отношение тока надтепловых нейтронов к потоку > 0,7ratio of epithermal neutron current to flux > 0.7

Примечание: диапазон энергий надтепловых нейтронов составляет от 0,5 эВ до 40 кэВ, диапазон энергий тепловых нейтронов ниже 0,5 эВ, а диапазон энергий быстрых нейтронов выше 40 кэВ.Note: The epithermal neutron energy range is from 0.5 eV to 40 keV, the thermal neutron energy range is below 0.5 eV, and the fast neutron energy range is above 40 keV.

1. Поток надтепловых нейтронов1. Flux of epithermal neutrons

Поток надтепловых нейтронов и концентрация борсодержащих фармацевтических препаратов в месте опухоли вместе определяют время клинической терапии. Если борсодержащие фармацевтические препараты в месте опухоли имеют достаточно высокую концентрацию, поток надтепловых нейтронов может быть уменьшен. Напротив, если концентрация борсодержащих фармацевтических препаратов в опухолях находится на низком уровне, необходимо, чтобы надтепловые нейтроны в высоком потоке надтепловых нейтронов обеспечивали достаточные дозы для опухолей. Данный стандарт на поток надтепловых нейтронов от МАГАТЭ составляет более 109 надтепловых нейтронов на квадратный сантиметр в секунду. В данном потоке нейтронных пучков время терапии может приблизительно контролироваться менее, чем час с использованием борсодержащих фармацевтических препаратов. Таким образом, за исключением того, что пациенты хорошо размещены и чувствуют себя более комфортно в течение более короткого времени терапии, может быть эффективно использовано ограниченное время пребывания борсодержащих фармацевтических препаратов в опухолях.The flux of epithermal neutrons and the concentration of boron-containing pharmaceuticals at the tumor site together determine the time of clinical therapy. If boron-containing pharmaceuticals are at a high enough concentration at the tumor site, the epithermal neutron flux can be reduced. On the contrary, if the concentration of boron-containing pharmaceuticals in tumors is low, it is necessary that the epithermal neutrons in the high epithermal neutron flux provide sufficient doses to the tumors. This epithermal neutron flux standard from the IAEA is over 109 epithermal neutrons per square centimeter per second. In a given flux of neutron beams, therapy time can be approximately controlled in less than an hour using boron-containing pharmaceuticals. Thus, except that patients are well-placed and feel more comfortable during a shorter treatment time, the limited residence time of boron-containing pharmaceuticals in tumors can be effectively exploited.

2. Загрязнение быстрыми нейтронами2. Pollution by fast neutrons

Излишняя доза на здоровую ткань, производимая быстрыми нейтронами, считается загрязнением. Доза демонстрирует положительную корреляцию с энергией нейтронов, следовательно, количество быстрых нейтронов в нейтронных пучках должно быть максимально уменьшено. Доза быстрых нейтронов на единицу потока надтепловых нейтронов считается загрязнением быстрыми нейтронами, и, согласно МАГАТЭ, составляет менее 2 * 10-13Гр-см²/н.An excess dose to healthy tissue produced by fast neutrons is considered contamination. The dose shows a positive correlation with the neutron energy, therefore, the number of fast neutrons in neutron beams should be reduced as much as possible. The dose of fast neutrons per unit flux of epithermal neutrons is considered fast neutron contamination and, according to the IAEA, is less than 2 * 10-13 Gy-cm ² /n.

3. Фотонное загрязнение (гамма-излучение)3. Photon pollution (gamma radiation)

Гамма-излучение с дальним проникновением излучения будет избирательно приводить к накоплению дозы во всех тканях на пути прохождения пучка, поэтому снижение количества гамма-излучения также является исключительно важным требованием при разработке нейтронного пучка. Доза гамма-излучения, приходящаяся на единицу потока надтепловых нейтронов, задается как загрязнение гамма-излучением, которое, согласно МАГАТЭ, составляет менее 2* 10-13Гр-см²/н.Long-range gamma radiation will selectively lead to dose accumulation in all tissues along the path of the beam, so reducing the amount of gamma radiation is also an extremely important requirement in the development of a neutron beam. The dose of gamma radiation per unit flux of epithermal neutrons is given as contamination by gamma radiation, which, according to the IAEA, is less than 2* 10-13 Gy-cm ² /n.

4. Соотношение тепловых и надтепловых нейтронов.4. Ratio of thermal and epithermal neutrons.

Тепловые нейтроны настолько быстро распадаются и плохо проникают, что оставляют большую часть энергии в тканях кожи после попадания в организм. За исключением опухолей кожи, таких как меланоцитома, тепловые нейтроны служат источниками нейтронов BNCT, в других случаях, таких как опухоли головного мозга, количество тепловых нейтронов должно быть уменьшено. В соответствии с МАГАТЭ соотношение тепловых и надтепловых нейтронных потоков рекомендуется ниже 0,05.Thermal neutrons decay so quickly and penetrate poorly that they leave most of the energy in the skin tissues after they enter the body. Except for skin tumors such as melanocytoma, thermal neutrons serve as sources of BNCT neutrons, in other cases, such as brain tumors, the number of thermal neutrons must be reduced. In accordance with the IAEA, the ratio of thermal and epithermal neutron fluxes is recommended below 0.05.

5. Отношение тока надтепловых нейтронов к потоку5. Ratio of epithermal neutron current to flux

Отношение тока надтепловых нейтронов к потоку обозначает направление пучка, чем выше это отношение, тем лучше прямое направление нейтронных пучков, и нейтронные пучки в лучшем прямом направлении могут уменьшать дозу, окружающую нормальную ткань, являющуюся результатом рассеяния нейтронов. Кроме того, улучшается обрабатываемая глубина, а также позиционное положение. По данным МАГАТЭ лучше, когда отношение тока надтепловых нейтронов к потоку больше, чем 0,7.The ratio of epithermal neutron current to flux indicates the direction of the beam, the higher this ratio, the better the forward direction of neutron beams, and neutron beams in the best forward direction can reduce the dose surrounding normal tissue resulting from neutron scattering. In addition, the machining depth is improved as well as the positional position. According to the IAEA, it is better when the ratio of epithermal neutron current to flux is greater than 0.7.

Коэффициенты качества луча протеза выводятся на основании распределения дозы в ткани, полученной с помощью протеза, в соответствии с кривой доза-глубина нормальной ткани и опухолей. Три следующих параметра могут использоваться для сравнения различных эффектов нейтронно-лучевой терапии.Prosthesis beam quality factors are derived from the dose distribution in the tissue delivered by the prosthesis according to the dose-depth curve of normal tissue and tumors. The following three parameters can be used to compare the various effects of neutron beam therapy.

1. Предпочтительная глубина1. Preferred depth

Доза опухоли равна глубине максимальной дозы нормальной ткани. Доза опухолевых клеток в положении за глубиной меньше максимальной дозы нормальной ткани, то есть захват нейтронов бором теряет свои преимущества. Предпочтительная глубина указывает на проницаемость нейтронных пучков. Вычисляется в см: чем больше предпочтительная глубина, тем больше глубина поддающейся лечению опухоли.The tumor dose is equal to the depth of the maximum dose of normal tissue. The dose of tumor cells in a position behind the depth is less than the maximum dose of normal tissue, that is, the capture of neutrons by boron loses its advantages. The preferred depth indicates the permeability of the neutron beams. Calculated in cm: the greater the preferred depth, the greater the depth of the tumor to be treated.

2. Уровень дозы предпочтительной глубины2. Dose level preferred depth

Уровень дозы предпочтительной глубины - это уровень дозы опухоли на предпочтительной глубине, также равный максимальному уровню дозы для нормальной ткани. Это может влиять на продолжительность терапии, поскольку общая доза для нормальной ткани является фактором, способным повлиять на общую дозу, предусмотренную для опухолей. Чем он выше, тем короче время облучения для получения определенной дозы на опухоли, рассчитанное по сГр/мА-мин.The preferred depth dose level is the tumor dose level at the preferred depth, also equal to the maximum dose level for normal tissue. This may affect the duration of therapy, since the total dose for normal tissue is a factor that can affect the total dose provided for tumors. The higher it is, the shorter the exposure time for obtaining a certain dose to the tumor, calculated by cGy/mA-min.

3. Предпочтительное отношение3. Preferred ratio

Среднее отношение доз, полученное опухолями и нормальной тканью поверхности мозга к предпочтительной глубине, называется предпочтительным отношением. Среднее отношение может быть рассчитано с использованием криволинейного интеграла доза-глубина. Чем выше предпочтительное отношение, тем лучше терапевтический эффект нейтронных пучков.The average ratio of doses received by tumors and normal brain surface tissue to the preferred depth is called the preferred ratio. The mean ratio can be calculated using the dose-depth curvilinear integral. The higher the preferred ratio, the better the therapeutic effect of the neutron beams.

Чтобы предоставить сравнительную ссылку на конструкцию узла формирования пучка, предоставляются также следующие параметры для оценки преимуществ и недостатков выражения нейтронных пучков в вариантах осуществления настоящего изобретения, за исключением коэффициентов качества воздушного пучка МАГАТЭ и вышеупомянутых параметров.To provide a comparative reference to the design of the beam forming unit, the following parameters are also provided to evaluate the advantages and disadvantages of expressing neutron beams in embodiments of the present invention, with the exception of the IAEA air beam quality factors and the above parameters.

1. Время облучения <= 30 мин (протонный ток для ускорителя 10 мА)1. Irradiation time <= 30 min (proton current for accelerator 10 mA)

2. 30,0 ОБЭ-Гр глубина лечения> = 7 см2. 30.0 RBE-Gy treatment depth >= 7 cm

3. Максимальная доза опухоли> = 60,0 ОБЭ-Гр3. Maximum tumor dose >=60.0 RBE-Gy

4. Максимальная доза для нормальной мозговой ткани <= 12,5 ОБЭ-Гр4. Maximum dose for normal brain tissue <= 12.5 RBE-Gy

5. Максимальная доза для кожи <= 11,0 ОБЭ-Гр5. Maximum skin dose <= 11.0 RBE-Gy

Примечание: ОБЭ означает относительную биологическую эффективность. Поскольку фотоны и нейтроны проявляют разную биологическую эффективность, указанную выше дозу следует умножить на ОБЭ различных тканей, чтобы получить эквивалентную дозу.Note: RBE means relative biological effectiveness. Since photons and neutrons exhibit different biological efficiencies, the above dose should be multiplied by the RBE of different tissues to obtain an equivalent dose.

Пучок N нейтронов, генерируемый устройством 10 генерации нейтронов, последовательно проходит через узел 20 формирования пучка и коллиматор 30, затем излучается на пациента 200 на лечебном столе 40. Узел 20 формирования пучка способен регулировать качество пучка нейтронов N, генерируемого устройством 10 генерации нейтронов, а коллиматор 30 используется для концентрации пучка нейтронов N, так что пучок нейтронов N имеет более точное наведение при проведении лечения. Узел 20 формирования пучка дополнительно содержит раму 21 и главную часть 23, причем по меньшей мере часть главной части 23 заполнена внутри рамы 21, и рама 21 образует опору для главной части 23, что позволяет предотвратить деформацию и повреждение материала и влиять на замену мишени и качество луча. Главная часть 23 содержит замедлитель 231, отражатель 232, радиационный экран 233. Нейтроны, генерируемые устройством 10 генерации нейтронов, имеют широкий спектр энергии, и в дополнение к надтепловым нейтронам для удовлетворения потребностей лечения желательно уменьшить количество других типов нейтронов и фотонов, насколько это возможно, чтобы избежать вреда для операторов или пациентов. Следовательно, нейтроны, выходящие из устройства 10 для генерации нейтронов, должны проходить через замедлитель 231 для регулирования энергии быстрых нейтронов в нем до области энергии надтепловых нейтронов. Замедлитель 231 изготовлен из материала, имеющего поперечное сечение для взаимодействия, в основном, с быстрыми нейтронами, но почти не взаимодействующего с надтепловыми нейтронами, например, содержит по меньшей мере одно из D2O, AlF3, Fluental, CaF2, Li2CO3, MgF2 и Al2O3. Отражатель 232 окружает замедлитель 231 и отражает нейтроны, рассеянные через замедлитель 231, обратно в нейтронный пучок N, чтобы улучшить использование нейтронов, и изготовлен из материала, имеющего высокую способность отражения нейтронов, такого, что содержит по меньшей мере одно из Pb и Ni. Радиационный экран 233 предназначен для экранирования утекающих нейтронов и фотонов, чтобы уменьшить дозу для нормальной ткани, не подвергающейся облучению. Материал радиационного экрана 233 содержит по меньшей мере одно из экранирующего фотоны материала и экранирующего нейтроны материала, такого как экранирующий фотоны свинец (Pb) и экранирующий нейтроны полиэтилен (РЕ). Следует понимать, что главная часть может иметь другие конфигурации, при условии, что может быть получен пучок надтепловых нейтронов, необходимый для лечения. Мишень Т расположена между ускорителем 11 и узлом 20 формирования пучка, причем ускоритель 11 имеет передающую трубку 111, которая передает пучок заряженных частиц Р. В этом варианте осуществления передающая трубка 111 проникает в узел 20 формирования пучка в направлении пучка заряженных частиц Р и последовательно проходит через замедлитель 231 и отражатель 232. Мишень Т размещена в замедлителе 231 и расположена на конце передающей трубки 111 для получения лучшего качества нейтронного пучка. В этом варианте осуществления первая и вторая охлаждающие трубки D1 и D2 расположены между передающей трубкой 111 и замедлителем 231, а также между передающей трубкой 111 и отражателем 232, и один конец первой и второй охлаждающих трубок D1, D2 соответственно соединены с впуском охлаждения IN (не показан на фигурах) и выпуском охлаждения OUT (не показан на фигурах) мишени Т, другие концы подсоединены к внешнему источнику охлаждения (не показан на фигурах). Следует понимать, что первая и вторая охлаждающие трубки также могут быть по-другому расположены в узле формирования луча, и без них можно обойтись когда мишень размещается снаружи узла формирования луча.The neutron beam N generated by the neutron generation device 10 sequentially passes through the beam formation unit 20 and the collimator 30, then is radiated to the patient 200 on the treatment table 40. The beam formation unit 20 is able to control the quality of the neutron beam N generated by the neutron generation device 10, and the collimator 30 is used to concentrate the N beam, so that the N beam can be more accurately targeted when performing treatment. The beam forming unit 20 further comprises a frame 21 and a main part 23, wherein at least a part of the main part 23 is filled inside the frame 21, and the frame 21 forms a support for the main part 23, which makes it possible to prevent deformation and damage to the material and affect the replacement of the target and quality. beam. The main part 23 contains a moderator 231, a reflector 232, a radiation shield 233. The neutrons generated by the neutron generation device 10 have a wide energy spectrum, and in addition to epithermal neutrons, it is desirable to reduce the number of other types of neutrons and photons as much as possible to meet the needs of treatment. to avoid harm to operators or patients. Therefore, the neutrons exiting the neutron generator 10 must pass through the moderator 231 to adjust the fast neutron energy therein to the epithermal neutron energy region. The moderator 231 is made of a material having a cross section for interacting primarily with fast neutrons, but hardly interacting with epithermal neutrons, for example, contains at least one of D2O, AlF3, Fluental, CaF2, Li2CO3, MgF2, and Al2O3. The reflector 232 surrounds the moderator 231 and reflects the neutrons scattered through the moderator 231 back into the neutron beam N to improve neutron utilization, and is made of a material having a high neutron reflectivity such as containing at least one of Pb and Ni. The radiation shield 233 is designed to shield escaping neutrons and photons in order to reduce the dose to non-irradiated normal tissue. The radiation shield material 233 comprises at least one of a photon shielding material and a neutron shielding material such as photon shielding lead (Pb) and neutron shielding polyethylene (PE). It should be understood that the main body may have other configurations, provided that the epithermal neutron beam required for the treatment can be obtained. The target T is located between the accelerator 11 and the beam forming unit 20, the accelerator 11 having a transmission tube 111 which transmits the charged particle beam P. In this embodiment, the transfer tube 111 penetrates the beam formation unit 20 in the direction of the charged particle beam P and successively passes through moderator 231 and reflector 232. The target T is placed in the moderator 231 and is located at the end of the transmission tube 111 to obtain a better quality of the neutron beam. In this embodiment, the first and second cooling tubes D1 and D2 are located between the transmission tube 111 and the moderator 231, as well as between the transmission tube 111 and the reflector 232, and one end of the first and second cooling tubes D1, D2, respectively, is connected to the cooling inlet IN (not shown in the figures) and the cooling outlet OUT (not shown in the figures) of the target T, the other ends are connected to an external source of cooling (not shown in the figures). It should be understood that the first and second cooling tubes can also be arranged differently in the beamformer and can be dispensed with when the target is placed outside the beamformer.

Как показано на фиг. 4 и фиг. 5, рама 21 содержит первую стенку 211, замкнутую по окружности, окружающую главную ось X, и первую и вторую боковые пластины 221, 222, соответственно расположенные с двух сторон первой стенки 211 вдоль направления нейтронного пучка N и соединенные с первой стенкой 211. Первая боковая пластина 221 снабжена отверстием 2211 для прохождения передающей трубки 111. Вторая боковая пластина 222 снабжена отверстием 2221, которое формирует выход пучка. Вмещающая часть С замедлителя сформирована между первой стенкой 211 и первой и второй боковыми пластинами 221, 222. По меньшей мере часть отражателя и/или радиационного экрана также расположена внутри вмещающей части С. Вмещающая часть С содержит по меньшей мере один вмещающий блок С1-С3 (подробно описан ниже). Каждый вмещающий блок С1-С3 вмещает по меньшей мере один из замедлителя 231, отражателя 232 и радиационного экрана 233. По меньшей мере один вмещающий блок вмещает все, по меньшей мере, два из замедлителя, отражателя и радиационного экрана или вмещает все, по меньшей мере, из двух различных материалов. Замедлитель 231 содержит основную часть и вспомогательную часть, при этом основная часть и вспомогательная часть соответственно размещены в разных вмещающих блоках. Подразумевается, что в альтернативном варианте первая и вторая боковые пластины могут не использоваться, и первая стенка образует вокруг вмещающую часть.As shown in FIG. 4 and FIG. 5, the frame 21 includes a first wall 211, closed in a circle surrounding the main axis X, and first and second side plates 221, 222, respectively located on both sides of the first wall 211 along the direction of the neutron beam N and connected to the first wall 211. The first side the plate 221 is provided with an opening 2211 for passing the transmission tube 111. The second side plate 222 is provided with an opening 2221 which forms the exit of the beam. The containing part C of the moderator is formed between the first wall 211 and the first and second side plates 221, 222. detailed below). Each containment block C1-C3 accommodates at least one of the moderator 231, reflector 232 and radiation shield 233. At least one containment block accommodates all or at least two of the moderator, reflector and radiation shield , from two different materials. The retarder 231 includes a main body and an auxiliary part, with the main part and the auxiliary part respectively placed in different containing blocks. It is contemplated that, alternatively, the first and second side plates may not be used and the first wall forms around the enclosing portion.

Рама 21 дополнительно содержит первую поперечную пластину 223, расположенную между первой и второй боковыми пластинами 221, 222 в направлении нейтронного пучка N, вторую стенку 212, замкнутую по окружности вокруг главной оси X и проходящую между первой поперечной пластиной 223 и первой боковой пластиной 221, и третью стенку 213, замкнутую по окружности, окружающую главную ось X и проходящую от первой поперечной пластины 223 ко второй боковой пластине 222. Вторая стенка 212 радиально ближе к главной оси X, чем третья стенка 213, третья стенка 213 радиально расположена между первой стенкой 211 и второй стенкой 212, а первая поперечная пластина 223 проходит между второй стенкой 212 и третьей стенкой 213. Внутренняя поверхность второй стенки 212 и боковая стенка отверстия 2211 в первой боковой пластине 221 находятся на одной поверхности, а вторая стенка 212 образует монтажную часть передающей трубки 111, первой и второй охлаждающих трубок D1, D2 и т.п. Подразумевается, что первая поперечная пластина может проходить до первой стенки.The frame 21 further comprises a first transverse plate 223 located between the first and second side plates 221, 222 in the direction of the neutron beam N, a second wall 212 circumferentially closed about the main axis X and extending between the first transverse plate 223 and the first side plate 221, and a third wall 213, closed in a circle surrounding the main axis X and extending from the first transverse plate 223 to the second side plate 222. The second wall 212 is radially closer to the main axis X than the third wall 213, the third wall 213 is radially located between the first wall 211 and the second wall 212, and the first transverse plate 223 extends between the second wall 212 and the third wall 213. The inner surface of the second wall 212 and the side wall of the hole 2211 in the first side plate 221 are on the same surface, and the second wall 212 forms the mounting part of the transmission tube 111, the first and second cooling tubes D1, D2, and the like. It is contemplated that the first transverse plate may extend up to the first wall.

Рама 21 дополнительно содержит вторую поперечную пластину 224, расположенную между третьей стенкой 213 и второй боковой пластиной 222 в направлении нейтронного пучка N, четвертую стенку 214, замкнутую по окружности вокруг главной оси X и проходящую между второй поперечной пластиной 224 и второй боковой пластиной 222, и третью поперечную пластину 225, расположенную между второй поперечной пластиной 224 и второй боковой пластиной 222 и рядом со второй поперечной пластиной 224. Вторая поперечная пластина 224 проходит от первой стенки 211 до внутренней стороны третьей стенки 213. Четвертая стенка 214 радиально расположена между первой стенкой 211 и третьей стенкой 213, а внутренняя поверхность четвертой стенки 214 и боковая стенка отверстия 2221 во второй боковой пластине 222 находятся на одной поверхности, четвертая стенка 214 и отверстие 2221 во второй боковой пластине 222 совместно образуют выход пучка, а отверстие 2251 для прохождения нейтронного пучка N сформировано в третьей поперечной пластине 225. Третья стенка 213 радиально расположена между четвертой стенкой 214 и внутренней стенкой отверстия 2251 в третьей поперечной пластине 225, а внешняя стенка третьей поперечной пластины 225 расположена между внутренней поверхностью четвертой стенки 214 и внутренняя поверхность третьей стенки 213.Frame 21 further comprises a second transverse plate 224 located between the third wall 213 and the second side plate 222 in the direction of the neutron beam N, the fourth wall 214, closed in a circle around the main axis X and passing between the second transverse plate 224 and the second side plate 222, and a third transverse plate 225 located between the second transverse plate 224 and the second side plate 222 and next to the second transverse plate 224. The second transverse plate 224 extends from the first wall 211 to the inside of the third wall 213. The fourth wall 214 is radially located between the first wall 211 and the third wall 213, and the inner surface of the fourth wall 214 and the side wall of the hole 2221 in the second side plate 222 are on the same surface, the fourth wall 214 and the hole 2221 in the second side plate 222 together form a beam outlet, and the hole 2251 for passing the neutron beam N is formed in the third cross th plate 225. The third wall 213 is radially located between the fourth wall 214 and the inner wall of the hole 2251 in the third transverse plate 225, and the outer wall of the third transverse plate 225 is located between the inner surface of the fourth wall 214 and the inner surface of the third wall 213.

В этом варианте осуществления поперечные сечения первой, второй, третьей и четвертой стенок, перпендикулярные направлению главной оси X, все представляют собой круглые кольца, окружающие главную ось X, а первая, вторая, третья и четвертая стенки проходят параллельно главная ось X. Боковые пластины и поперечные пластины все представляют собой плоские пластины, проходящие перпендикулярно главной оси X. Подразумевается, что могут быть и другие настройки. Например, направление прохождения наклонено к главной оси. Рама может дополнительно содержать множество стенок, замкнутых по окружности, окружающих главную ось X, и множество поперечных пластин, расположенных между стенками, при этом может быть дополнительно предусмотрена для вмещения или поддержания других частей узла формирования балки.In this embodiment, the cross sections of the first, second, third and fourth walls, perpendicular to the direction of the main X axis, are all circular rings surrounding the main X axis, and the first, second, third and fourth walls run parallel to the main X axis. The side plates and the transverse plates are all flat plates running perpendicular to the major x-axis. It is understood that there may be other settings. For example, the direction of passage is inclined to the main axis. The frame may further comprise a plurality of circumferentially enclosed walls surrounding the main axis X and a plurality of transverse plates disposed between the walls, and may be further provided to accommodate or support other parts of the beam forming assembly.

Область от первой поперечной пластины 223 до третьей поперечной пластины 225 в направлении нейтронного пучка N, окруженная третьей стенкой 213, формирует первый вмещающий блок С1. Второй вмещающий блок С2 сформирован между первой стенкой 211, второй стенкой 212, третьей стенкой 213, первой боковой пластиной 221, первой поперечной пластиной 223 и второй поперечной пластиной 224. Третий вмещающий блок С3 образован между первой стенкой 211, четвертой стенкой 214, второй поперечной пластиной 224 и второй боковой пластиной 222.The area from the first transverse plate 223 to the third transverse plate 225 in the direction of the neutron beam N, surrounded by the third wall 213, forms the first containing block C1. The second containing block C2 is formed between the first wall 211, the second wall 212, the third wall 213, the first side plate 221, the first transverse plate 223 and the second transverse plate 224. The third containing block C3 is formed between the first wall 211, the fourth wall 214, the second transverse plate 224 and the second side plate 222.

Имеется блок 241 фторида магния, расположенный внутри первого вмещающего блока С1 в качестве основной части замедлителя 231. Блок 241 фторида магния содержит Li-6 и может также использоваться в качестве поглотителя тепловых нейтронов. Блок 241 фторида магния в целом является цилиндрическим и снабжен центральным отверстием 2411 на его торцевой поверхности, обращенной к первой боковой пластине 221. Центральное отверстие 2411 предусмотрено для вмещения передающей трубки 111, первой и второй охлаждающих трубок D1, D2, мишени Т и т.п. Центральное отверстие 2411 представляет собой цилиндрическое отверстие, боковая стенка 2411а центрального отверстия и внутренняя поверхность второй стенки 212 находятся на одной и той же поверхности. Радиальное расстояние L1 от второй стенки 212 до главной оси X меньше радиального расстояния L2 от третьей стенки 213 до главной оси X, так что основная часть замедлителя 231 окружает мишень Т. Таким образом, нейтроны генерируемые мишенью Т, могут эффективно замедляться во всех направлениях, тем самым дополнительно улучшая поток и качество пучка нейтронов. Предусмотрена свинцовая пластина 242 между блоком 241 фторида магния и третьей поперечной пластиной 225. Свинцовая пластина 242 служит фотонным экраном. Свинец может поглощать гамма-лучи, выпускаемые замедлителем. При этом толщина свинцовой пластины 242 в направлении нейтронного пучка N меньше или равна 5 см, так что нейтроны, проходящие через замедлитель, не отражаются. Подразумевается, что могут быть и другие настройки. Например, блок 241 фторида магния не содержит Li-6, и вместо этого поглотитель тепловых нейтронов из Li-6 расположен отдельно между блоком 241 фторида магния и третьей поперечной пластиной 225. Свинцовая пластина может и отсутствовать.There is a magnesium fluoride block 241 located inside the first containment block C1 as the main part of the moderator 231. The magnesium fluoride block 241 contains Li-6 and can also be used as a thermal neutron absorber. The magnesium fluoride block 241 is generally cylindrical and is provided with a central hole 2411 on its end surface facing the first side plate 221. The central hole 2411 is provided to receive the transmission tube 111, the first and second cooling tubes D1, D2, target T, and the like. . The central hole 2411 is a cylindrical hole, the side wall 2411a of the central hole and the inner surface of the second wall 212 are on the same surface. The radial distance L1 from the second wall 212 to the main axis X is less than the radial distance L2 from the third wall 213 to the main axis X, so that the main part of the moderator 231 surrounds the target T. Thus, the neutrons generated by the target T can be effectively slowed down in all directions, thus thereby further improving the flux and quality of the neutron beam. A lead plate 242 is provided between the magnesium fluoride block 241 and the third transverse plate 225. The lead plate 242 serves as a photon shield. Lead can absorb gamma rays emitted by the moderator. Meanwhile, the thickness of the lead plate 242 in the direction of the neutron beam N is less than or equal to 5 cm, so that neutrons passing through the moderator are not reflected. It is understood that there may be other settings. For example, the magnesium fluoride block 241 does not contain Li-6, and instead the thermal neutron absorber of Li-6 is located separately between the magnesium fluoride block 241 and the third transverse plate 225. The lead plate may be omitted.

Предусмотрены блок 243 из алюминиевого сплава и свинцовый блок 244, расположенные внутри второго вмещающего блока С2. Блок 243 из алюминиевого сплава имеет поверхности, контактирующие со второй стенкой 212, третьей стенкой 213 и первой поперечной пластиной 223, так что блок 243 из алюминиевого сплава, как вспомогательная часть замедлителя 231, окружает основную часть замедлителя 231, расположенную внутри первого вмещающего блока С1. Блок 243 из алюминиевого сплава, в качестве вспомогательной части замедлителя 231, может снизить стоимость изготовления замедлителя, не оказывая относительно большого влияния на качество луча. Блок 245 РЕ соответствующей формы расположен внутри третьего вмещающего блока С3. В этом варианте осуществления радиационный экран 233 содержит нейтронный экран и фотонный экран. Блок 245 РЕ служит нейтронный экраном. Свинцовый блок 244 служит как отражателем 232, так и фотонным экраном. Подразумевается, что РЕ-блок может быть дополнительно расположен внутри второго вмещающего блока С2 в качестве нейтронного экрана.An aluminum alloy block 243 and a lead block 244 are provided inside the second containing block C2. The aluminum alloy block 243 has surfaces in contact with the second wall 212, the third wall 213, and the first transverse plate 223, so that the aluminum alloy block 243, as an auxiliary part of the moderator 231, surrounds the main part of the moderator 231 located inside the first containing block C1. The aluminum alloy block 243, as an auxiliary part of the moderator 231, can reduce the manufacturing cost of the moderator without affecting the beam quality relatively much. The correspondingly shaped PE block 245 is located inside the third containing block C3. In this embodiment, the radiation shield 233 includes a neutron shield and a photon shield. Block 245 PE serves as a neutron shield. The lead block 244 serves as both a reflector 232 and a photonic shield. It is contemplated that the PE block may additionally be positioned within the second containment block C2 as a neutron shield.

Блок 241 фторида магния состоит из частей, что удобно с точки зрения контроля качества и регулировки интенсивности луча путем увеличения или уменьшения количества частей. В варианте осуществления, показанном на фиг. 4, когда блок 241 фторида магния заполнен, блок 241 фторида магния находится заподлицо с торцевой поверхностью блока 243 из алюминиевого сплава рядом со второй боковой пластиной 222, а свинцовая пластина 242 расположена вблизи торцевой поверхности блок 241 фторида магния радом со второй боковой пластиной 222 и находится в контакте с третьей поперечной пластиной 225. Когда количество плиток блока 241 фторида магния уменьшено, располагается позиционирующее кольцо 226 (показано на фиг. 5) между свинцовой пластиной 242 и третьей поперечной пластиной 225 для соответствующего дополнения. Подразумевается, что позиционирующее кольцо 226 может быть расположено и между блоком 241 фторида магния и свинцовой пластиной 242. Третья поперечная пластина 225 служит стопорным кольцом, а позиционирующее кольцо 226 также снабжено отверстием 2261, диаметр которого тот же, что и у стопорного кольца, и которое используется для прохождения нейтронного пучка N. Позиционирующие кольца 226 разной толщины могут быть расположены заранее для позиционирования блока 241 фторида магния. Материалы позиционирующего кольца 226 и стопорного кольца (третья поперечная пластина 225) представляют собой углеродные волокна и после активации нейтронами генерируют радиоактивный изотоп с относительно коротким периодом полураспада. Подразумевается, что позиционирующее кольцо и стопорное кольцо можно в альтернативном варианте заменить позиционирующими и стопорными элементами в других формах. Позиционирующий элемент может удобно регулировать размер замедлителя, тем самым регулируя поток нейтронного пучка, а после регулировки стопорный элемент может быстро и удобно реализовать герметизацию замедлителя.The magnesium fluoride block 241 is composed of parts, which is convenient for quality control and beam intensity adjustment by increasing or decreasing the number of parts. In the embodiment shown in FIG. 4, when the magnesium fluoride block 241 is filled, the magnesium fluoride block 241 is flush with the end surface of the aluminum alloy block 243 near the second side plate 222, and the lead plate 242 is located near the end surface of the magnesium fluoride block 241 adjacent to the second side plate 222 and is in contact with the third transverse plate 225. When the number of tiles of the magnesium fluoride block 241 is reduced, a positioning ring 226 (shown in FIG. 5) is placed between the lead plate 242 and the third transverse plate 225 for appropriate addition. It is understood that the positioning ring 226 may also be located between the magnesium fluoride block 241 and the lead plate 242. The third transverse plate 225 serves as a retaining ring, and the positioning ring 226 is also provided with a hole 2261, the diameter of which is the same as that of the retaining ring, and which used to pass the neutron beam N. Positioning rings 226 of different thicknesses can be positioned in advance to position the magnesium fluoride block 241. The materials of the positioning ring 226 and the retaining ring (third transverse plate 225) are carbon fibers and, upon activation by neutrons, generate a radioactive isotope with a relatively short half-life. It is contemplated that the positioning ring and retaining ring may alternatively be replaced by positioning and retaining elements in other forms. The positioning member can conveniently adjust the size of the moderator, thereby adjusting the neutron beam flux, and after the adjustment, the locking member can quickly and conveniently realize the sealing of the moderator.

Подразумевается, что в этом варианте осуществления РЕ, который служит нейтронным экраном, может быть заменен другим экранирующим нейтроны материалом; свинец, который служит фотонным экраном, можно заменить другим материалом, экранирующим фотоны; свинец, служащий отражателем, можно заменить другим материалом, обладающим высокой способностью отражать нейтроны; фторид магния, который служит основной частью замедлителя, может быть заменен другим материалом, имеющим поперечное сечение для взаимодействия в основном с быстрыми нейтронами, но практически не взаимодействующего с надтепловыми нейтронами; Li-6, который служит поглотителем тепловых нейтронов, может быть заменен другим материалом, имеющим поперечное сечение для взаимодействия в основном с тепловыми нейтронами; и алюминиевый сплав, который служит вспомогательной частью замедлителя, может быть заменен материалом, содержащим по меньшей мере одно из Zn, Mg, Al, Pb, Ti, La, Zr, Bi, Si или С. Выбор материала, который относительно легко получить, в качестве материала вспомогательной части, позволяет снизить производственные затраты на замедлитель, в создавая при этом определенный эффект замедления нейтронов и не оказывая относительно большого влияния на качество пучка.It is contemplated that in this embodiment, the PE that serves as the neutron shield may be replaced by another neutron shielding material; lead, which serves as a photon shield, can be replaced with another material that shields photons; lead, which serves as a reflector, can be replaced by another material with a high ability to reflect neutrons; magnesium fluoride, which serves as the main part of the moderator, can be replaced by another material having a cross section for interacting mainly with fast neutrons, but hardly interacting with epithermal neutrons; Li-6, which serves as an absorber of thermal neutrons, can be replaced by another material having a cross section to interact mainly with thermal neutrons; and the aluminum alloy which serves as an auxiliary part of the moderator may be replaced by a material containing at least one of Zn, Mg, Al, Pb, Ti, La, Zr, Bi, Si, or C. The choice of a material that is relatively easy to obtain, in as the material of the auxiliary part, allows to reduce the production costs for the moderator, while creating a certain effect of slowing down neutrons and not having a relatively large effect on the quality of the beam.

Как показано на фиг. 6 и фиг. 7, дополнительно предусмотрен радиальный разделитель 210, который расположен в раме 21, причем плоскость, на которой расположен радиальный разделитель 210, проходит через главную ось X, так чтобы по окружности разделять второй вмещающий блок С2, по меньшей мере, на две подобласти, так что свинцовый блок и блок из алюминиевого сплава, расположенные внутри второго вмещающего блока С2, оба по окружности разделены по меньшей мере на два субмодуля. В этом варианте осуществления радиальный разделитель 210 расположен между первой боковой пластиной 221 и второй поперечной пластиной 224 и проходит от первой стенки 211 до второй стенки 212 или третьей стенки 213. Радиальные разделители 210 представляют собой четыре плоские пластины, равномерно распределенные по окружности. Разумеется, что может быть другое количество или другое расположение, либо радиальный разделитель может отсутствовать.As shown in FIG. 6 and FIG. 7, a radial divider 210 is further provided, which is located in the frame 21, the plane on which the radial divider 210 is located passes through the main axis X, so as to circumferentially divide the second containing block C2 into at least two sub-regions, so that a lead block and an aluminum alloy block located inside the second containing block C2 are both circumferentially divided into at least two sub-modules. In this embodiment, the radial divider 210 is located between the first side plate 221 and the second transverse plate 224 and extends from the first wall 211 to the second wall 212 or third wall 213. The radial dividers 210 are four flat plates evenly spaced around the circumference. Of course, there may be a different number or a different arrangement, or a radial separator may be absent.

В этом варианте осуществления радиальный разделитель 210, первая поперечная пластина 223 и первая, вторая и третья стенки 211-213 объединены, служат в качестве основной рамы 21а, изготовлены из алюминиевого сплава, имеют хорошие механические свойства, после активируясь нейтронами генерируют радиоактивный изотоп, который имеет короткий период полураспада, и могут быть сформированы как единое целое при использовании процесса литья и поддерживающей формы. В качестве шаблона выбирается деревянная форма или алюминиевая форма, а в качестве песчаной сердцевины может быть выбран красный песок или смоляной песок. Традиционный в отрасли способ может быть выбран в качестве конкретного процесса. Поскольку отливка сопровождается наклоном для извлечения из формы, в соответствии с конструкцией и требованиями к качеству пучка при машинной обработке требуется полное удаление. Конструктивная форма и процесс литья наделяют рамную конструкцию такими преимуществами как хорошая целостность, высокая жесткость и высокая несущая способность. Учитывая ограничения обрабатывающего инструмента и концентрацию напряжений на прямоугольных кромках, все углы скруглены. В альтернативном варианте лист прокатывают и сваривают, или сначала выковывают цилиндр из алюминиевого сплава, затем цилиндр подвергают машинной обработке и придают ему форму. Вторая поперечная пластина 224 и четвертая стенка 214 объединены в качестве вторичной рамы 21b, изготовленной из композитного материала из углеродного волокна. Традиционный в отрасли способ может быть выбран в качестве конкретного процесса. Алюминиевый сплав и композитный материал из углеродного волокна после активации нейтронами генерируют радиоактивные изотопы с коротким периодом полураспада и низким уровнем излучения. Углеродные волокна используются в направлении выхода луча и по сравнению с алюминиевым сплавом имеют меньшую степень активации и более высокую прочность, а также обладают особым замедляющим действием. Основная рама 21а и вторичная рама 21b соединены болтом, и первое отверстие под винт единообразно проделано на торцевой поверхности третьей стенки 213, обращенной ко второй боковой пластине 222. Первое сквозное отверстие единообразно проделывается в соответствии с первым отверстием под винт на второй поперечной пластине 224. Болт проходит через первое сквозное отверстие и соединяется с первым отверстием под винт. С учетом монтажа стопорного кольца (третьей поперечной пластины 225), второе отверстие под винт единообразно предусмотрено на торцевой поверхности третьей стенки 213, обращенной ко второй боковой пластине 222. Положения второго отверстия под винт и первого отверстия под винт различаются. Второе сквозное отверстие предусмотрено в положении, соответствующем второму отверстию под винт на второй поперечной пластине 224. Третье сквозное отверстие выточено в стопорном кольце (третья поперечная пластина 225). Положение третьего сквозного отверстия соответствует второму сквозному отверстию. Болт последовательно проходит через третье сквозное отверстие и второе сквозное отверстие и соединяется со вторым отверстием по винт, так что стопорное кольцо (третья поперечная пластина 225) прикрепляется болтом к основной раме 21а. Подразумевается, что стопорное кольцо также может быть прикреплено к вторичной раме. Кроме того, проделывается четвертое сквозное отверстие в стопорном кольце (третья поперечная пластина 225). Четвертое сквозное отверстие имеет положение, соответствующее первому сквозному отверстию, и диаметр отверстия, который немного больше максимального радиального размера головки бота, соединяющего основную раму 21а и вторичную раму 21b, и предназначено для вмещения головки болта. Подразумевается, что четвертое сквозное отверстие в альтернативном варианте может быть глухим отверстием. С учетом сборки болта, диаметр отверстия первого сквозного отверстия немного больше диаметра отверстия первого отверстия под винт, а диаметры второго и третьего сквозных отверстий больше диаметра отверстия второго отверстия под винт. Количество первых отверстий под винт, первых сквозных отверстий, вторых отверстий под винт, вторых сквозных отверстий и третьих сквозных отверстий должно лишь удовлетворять прочности соединения. Подразумевается, что в качестве альтернативы вторичная рама, позиционирующее кольцо и стопорное кольцо могут быть исключены.In this embodiment, the radial separator 210, the first cross plate 223 and the first, second and third walls 211-213 are combined, serve as the main frame 21a, are made of aluminum alloy, have good mechanical properties, after being activated by neutrons, generate a radioactive isotope, which has short half-life, and can be formed as a single unit using a casting process and a supporting mold. Wooden mold or aluminum mold is selected as the template, and red sand or resin sand can be selected as the sand core. The traditional method in the industry can be selected as a particular process. Since the casting is accompanied by a demoulding tilt, due to the design and quality requirements of the beam during machining, complete removal is required. Structural shape and casting process endow the frame structure with the advantages of good integrity, high rigidity and high bearing capacity. Given the limitations of the machining tool and the stress concentration on rectangular edges, all corners are rounded. Alternatively, the sheet is rolled and welded, or an aluminum alloy cylinder is first forged, then the cylinder is machined and shaped. The second cross plate 224 and the fourth wall 214 are combined as a secondary frame 21b made of a carbon fiber composite material. The traditional method in the industry can be selected as a specific process. Aluminum alloy and carbon fiber composite, when activated by neutrons, generate radioactive isotopes with a short half-life and low radiation levels. Carbon fibers are used in the direction of the beam exit, and compared with aluminum alloy, they have a lower degree of activation and higher strength, and also have a special retarding effect. The main frame 21a and the secondary frame 21b are connected by a bolt, and the first screw hole is uniformly made on the end surface of the third wall 213 facing the second side plate 222. The first through hole is uniformly made in correspondence with the first screw hole on the second cross plate 224. Bolt passes through the first through hole and connects to the first screw hole. Considering the mounting of the retaining ring (third cross plate 225), the second screw hole is uniformly provided on the end surface of the third wall 213 facing the second side plate 222. The positions of the second screw hole and the first screw hole are different. The second through hole is provided at a position corresponding to the second screw hole on the second transverse plate 224. The third through hole is machined in the retaining ring (third transverse plate 225). The position of the third through hole corresponds to the second through hole. The bolt sequentially passes through the third through hole and the second through hole, and is screwed to the second hole, so that the circlip (third cross plate 225) is bolted to the main frame 21a. It is understood that the retaining ring may also be attached to the secondary frame. In addition, a fourth through hole is made in the circlip (third cross plate 225). The fourth through hole has a position corresponding to the first through hole and a hole diameter slightly larger than the maximum radial size of the head of the bot connecting the main frame 21a and the secondary frame 21b, and is designed to accommodate the bolt head. It is contemplated that the fourth through hole may alternatively be a blind hole. Considering the bolt assembly, the hole diameter of the first through hole is slightly larger than the hole diameter of the first screw hole, and the diameters of the second and third through holes are larger than the hole diameter of the second screw hole. The number of the first screw holes, the first through holes, the second screw holes, the second through holes, and the third through holes need only satisfy the connection strength. It is contemplated that, alternatively, the secondary frame, positioning ring, and retaining ring may be omitted.

Первая и вторая боковые пластины 221, 222 изготовлены из сплава свинец-сурьма. Свинец может дополнительно экранировать радиацию. При этом сплав свинец-сурьма имеет относительно высокую прочность. Первая и вторая боковые пластины 221, 222 соединены с основной рамой болтами. Третьи отверстия под винт единообразно проделаны на торцевых поверхностях внутренней стенки основной рамы 21а, обращенной к первой и второй боковым пластинам, а четвертые сквозные отверстия единообразно проделаны в положениях, соответствующих третьим отверстиям под винт на первой и второй боковых пластинах 221, 222. С учетом сборки болтов, диаметр четвертого сквозного отверстия немного больше диаметра третьего отверстия под винт. Количество третьих отверстий под винты и четвертого сквозного отверстия должно лишь удовлетворять прочности соединения.The first and second side plates 221, 222 are made of a lead-antimony alloy. Lead can additionally shield radiation. In this case, the lead-antimony alloy has a relatively high strength. The first and second side plates 221, 222 are bolted to the main frame. Third screw holes are uniformly formed on the end surfaces of the inner wall of the main frame 21a facing the first and second side plates, and fourth through holes are uniformly formed at positions corresponding to the third screw holes on the first and second side plates 221, 222. Considering assembly bolts, the diameter of the fourth through hole is slightly larger than the diameter of the third screw hole. The number of the third screw holes and the fourth through hole need only satisfy the connection strength.

Подразумевается, что в этом варианте осуществления материалы основной рамы, вторичной рамы, боковых пластин, позиционирующего кольца и стопорного кольца должны лишь иметь определенную прочность и, после активации нейтронами, генерировать радиоактивные изотопы, которые имеют короткие периоды полураспада (например, менее 7 дней). Материал основной рамы лишь должен обладать свойствами, удовлетворяющими требованию поддержания узла формирования балки, и может быть, например, алюминиевым сплавом, титановым сплавом, сплавом свинца и сурьмы, сталью без кобальта, углеродными волокнами, ПЭЭК или высокомолекулярным полимером. В качестве альтернативы может быть использован другой способ соединения при условии, что стопорное кольцо и рама разъемно соединены друг с другом, чтобы облегчить регулировку и замену основной части замедлителя. Вторичная рама и боковые пластины соединены с основной рамой съемно или неразъемно. Когда используется разъемное соединение, соответствующие части основного корпуса могут быть легко заменены. В этом варианте осуществления рама и основной корпус узла формирования пучка могут в альтернативе иметь другую конструкцию.It is understood that in this embodiment, the materials of the main frame, secondary frame, side plates, positioning ring, and retaining ring only need to have a certain strength and, upon neutron activation, generate radioactive isotopes that have short half-lives (e.g., less than 7 days). The material of the main frame only needs to have properties to satisfy the requirement of supporting the beam forming unit, and may be, for example, aluminum alloy, titanium alloy, lead antimony alloy, cobalt-free steel, carbon fibers, PEEK or high molecular weight polymer. Alternatively, another connection method can be used, provided that the circlip and frame are releasably connected to each other in order to facilitate adjustment and replacement of the main part of the retarder. The secondary frame and side plates are connected to the main frame in a removable or integral manner. When a detachable connection is used, the corresponding parts of the main body can be easily replaced. In this embodiment, the frame and main body of the beam forming unit may alternatively be of a different design.

Коллиматор 30 расположен сзади выхода пучка, пучок надтепловых нейтронов из коллиматора 30 облучает пациента 200 и, после прохождения через неглубокую нормальную ткань, замедляется до тепловых нейтронов и достигает опухолевой клетки М. Как показано на фиг. 4, в этом варианте осуществления коллиматор 30 и вторичная рама 21b закреплены посредством резьбового соединения, а четвертая стенка 214 вторичной рамы 21b образует монтажную часть коллиматора 30. Коллиматор 30 содержит фланец 31, окружающий главную ось X на концевой части рядом с узлом 20 формирования пучка. Наружная стенка фланца 31 имеет внешнюю резьбу (не показано на фигуре), а внутренняя стенка четвертой стенки 214 снабжена внутренней резьбой (не показано на фигуре), которая соответствует внешней резьбе. Подразумевается, что коллиматор 30 в качестве альтернативы может быть закреплен другими средствами соединения. В качестве альтернативы коллиматор 30 может быть исключен или заменен другой конструкцией. Пучок нейтронов из выхода пучка напрямую облучает пациента 200. В данном варианте осуществления экранирующее радиацию устройство 50 дополнительно размещено между пациентом 200 и выходом пучка, чтобы экранировать нормальную ткань облучаемого субъекта от облучения пучком из выхода пучка. Следует понимать, что экранирующее радиацию устройство 50 не может быть утилизировано.The collimator 30 is located behind the beam exit, the epithermal neutron beam from the collimator 30 irradiates the patient 200 and, after passing through the shallow normal tissue, is moderated to thermal neutrons and reaches the tumor cell M. As shown in FIG. 4, in this embodiment, the collimator 30 and the secondary frame 21b are bolted together, and the fourth wall 214 of the secondary frame 21b forms the mounting portion of the collimator 30. The collimator 30 includes a flange 31 surrounding the main axis X at the end portion near the beamforming assembly 20. The outer wall of the flange 31 has an external thread (not shown in the figure), and the inner wall of the fourth wall 214 is provided with an internal thread (not shown in the figure) that matches the external thread. It is contemplated that the collimator 30 may alternatively be secured by other means of connection. Alternatively, the collimator 30 may be omitted or replaced with a different design. The neutron beam from the beam exit directly irradiates the patient 200. In this embodiment, a radiation shielding device 50 is additionally placed between the patient 200 and the beam exit to shield the normal tissue of the irradiated subject from exposure to the beam from the beam exit. It should be understood that the radiation shielding device 50 cannot be disposed of.

Термин «цилиндрический» или «цилиндрический участок», используемый в настоящем описании вариантов осуществления изобретения, означает элемент, контур которого имеет по существу неизменную направленность от одной стороны к другой стороне вдоль проиллюстрированного направления. Одна из контурных линий может быть линейным сегментом, подобным соответствующему сегменту цилиндра, или может быть дугой высокой кривизны, приближенной к линейному сегменту, как соответствующая дуга сферы с высокой кривизной. Цельная поверхность контура может быть непрерывно соединена или нет, если поверхность цилиндра или сферы с высокой кривизной имеет множество выступов и канавок.The term "cylindrical" or "cylindrical section", as used in the present description of embodiments of the invention, means an element, the contour of which has a substantially constant direction from one side to the other side along the illustrated direction. One of the contour lines may be a line segment, like the corresponding cylinder segment, or may be a high curvature arc close to a line segment, like the corresponding high curvature sphere arc. The integral surface of the contour may or may not be continuously connected if the surface of a highly curvature cylinder or sphere has a plurality of protrusions and grooves.

Хотя выше описаны иллюстративные варианты осуществления настоящего изобретения, позволяющие специалисту в данной области техники понять сущность изобретения, следует понимать, что изобретение не ограничивается рамками раскрытых вариантов осуществления. Для специалистов в данной области, до тех пор пока изменения находятся в пределах сущности изобретения и объема правовой охраны, определенного прилагаемой формулой изобретения, любые изменения будут очевидны и находиться в рамках правовых притязаний настоящего изобретения.While exemplary embodiments of the present invention have been described above to enable one skilled in the art to understand the invention, it should be understood that the invention is not limited to the scope of the disclosed embodiments. For those skilled in the art, as long as the changes are within the spirit of the invention and the scope of legal protection defined by the appended claims, any changes will be obvious and within the legal claims of the present invention.

Claims

1. A neutron capture therapy system containing a neutron generation device and a beam formation unit, while the neutron generation device contains an accelerator and a target, and the beam of charged particles generated during acceleration by the accelerator interacts with the target to generate neutrons, the neutrons form a neutron beam and a neutron the beam defines the main axis, while the beam forming unit contains a moderator, a reflector and a radiation shield, the moderator is configured to slow down the neutrons generated from the target to the epithermal neutron energy region, the reflector surrounds the moderator and is configured to direct the deviating neutrons back to the main axis and radiation the screen is configured to screen leaking neutrons and photons; in this case, the beam forming unit additionally contains a frame containing the moderator, and the frame contains the first wall, closed in a circle around the main axis and intended for mounting the transfer tube of the accelerator.

2. The neutron capture therapy system according to claim 1, in which the moderator is adjustable, and the frame contains a positioning element and a locking element for fixing the moderator.

3. The neutron capture therapy system of claim 2, wherein the half-lives of the radioactive isotopes generated after the materials of the positioning element and the locking element are activated by neutrons are less than 7 days.

4. The neutron capture therapy system of claim 2, wherein the materials of the positioning element and the stop element are aluminum alloy, titanium alloy, lead antimony alloy, cobalt-free steel, carbon fibers, PEEK, or high molecular weight polymer.

5. The neutron capture therapy system according to claim. 2, in which the moderator contains the main part and the auxiliary part, and the material of the main part differs from the material of the auxiliary part, the frame forms at least one containing block, the containing block contains the first containing block and the second containing block, which are located side by side in contact with each other, the main part is placed in the first containing block, consists of parts and is adjustable when the parts of the main part are reduced, the positioning element is located inside the first containing block for addition, and the locking element is made with the possibility of fixing the main part.

6. The neutron capture therapy system according to claim 5, wherein the frame comprises a main frame and a secondary frame that are releasably connected to each other, wherein the first containing block is formed by surrounding at least a portion of the main frame, and the second containing block is formed by environment with at least part of the main frame and at least part of the secondary frame, and the auxiliary part is placed in the second enclosing block.

7. The neutron capture therapy system of claim 6, wherein the main frame material is an aluminum alloy and the secondary frame material is a carbon fiber composite material.

8. The neutron capture therapy system according to claim 5, wherein the body material contains at least one of D ₂ O, Al, AlF ₃ , MgF ₂ , CaF ₂ , LiF, Li ₂ CO ₃ , or Al ₂ O ₃ , the main part contains Li-6, and the main part also serves as an absorber of thermal neutrons.

9. The neutron capture therapy system of claim 5, wherein the accessory material contains at least one of Zn, Mg, Al, Pb, Ti, La, Zr, Bi, or C.

10. The neutron capture therapy system according to claim 6, in which the main frame contains a second wall and a first transverse plate connecting the first wall and the second wall, and the first wall and the second wall are located sequentially along the direction of the neutron beam and are closed in a circle around the main axis , the first transverse plate runs perpendicular to the direction of the neutron beam, the second wall forms the first enclosing block by encircling it, and the radial distance from the first wall to the main axis is less than the radial distance from the second wall to the main axis.

11. The neutron capture therapy system according to claim 10, in which the main frame contains a third wall, closed in a circle surrounding the direction of the neutron beam, the radial distance from the second wall to the main axis is less than the radial distance from the third wall to the main axis, the frame further comprises first and second side plates located respectively on both sides of the third wall along the direction of the neutron beam and connected to the third wall, while the secondary frame contains a second transverse plate located between the second wall and the second side plate along the direction of the neutron beam.

12. The neutron capture therapy system according to claim 11, in which the secondary frame further comprises a fourth wall, closed in a circle, surrounding the direction of the neutron beam and passing between the second transverse plate and the second side plate, the neutron capture therapy system further comprises a collimator, the fourth the wall forms the mounting part and/or the exit of the collimator beam, the main frame additionally contains a radial separator located between the first side plate and the second transverse plate and extending from the first wall to the second wall or the third wall, the first wall, the second wall, the third wall, the first transverse the plate, the second transverse plate and the first side plate, surrounding, form the second containing block, the radial separator along the circumference divides the second containing block into two or more sub-regions, the third wall, the fourth wall, the second transverse plate and the second side plate, surrounding, form the third containing block, by men at least part of the reflector/radiation shield is additionally located inside the second containing block and at least part of the radiation shield is located inside the third containing block, while the materials of the first and second side plates are an alloy of lead with antimony.

13. The neutron capture therapy system of claim 11, wherein the main body is provided with a central opening in the first end surface facing the first side plate, the central opening is adapted to receive the accelerator transmission tube and the target, and, when the main body is full, the first end surface of the auxiliary part located closer to the second side plate is flush with the second end surface of the main part located closer to the second side plate.

14. The neutron capture therapy system according to claim 13, in which the shield plate is located near the second end surface of the main part, the shield plate is a lead plate, the thickness of the shield plate in the direction of the neutron beam is less than or equal to 5 cm, when the number of parts of the main part reduced, the positioning element is adjacent in contact with the shielding plate, the locking element is adjacent in contact with the second cross plate, and the locking element is releasably connected to the main frame and/or the secondary frame.

15. A neutron capture therapy system comprising a neutron generation device and a beam formation unit, wherein the neutrons generated by the neutron generation device form a neutron beam, the neutron beam defines the main axis and the beam formation unit is configured to adjust the quality of the neutron beam, while the formation unit beam contains a moderator, a reflector and a radiation shield, the moderator is configured to slow down the neutrons generated by the neutron generation device to the region of epithermal neutrons, the reflector surrounds the moderator and is configured to direct deflected neutrons back to the main axis, and the radiation shield is configured to shield leaking neutrons and photons ; wherein the beam forming unit further comprises a frame containing the moderator, and the frame comprises a main frame and a secondary frame, which are detachably connected to each other.