D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟

张 宇 罗 鹏 姚泽恩 杨巧云 刘 洋

1 (兰州大学核科学与技术学院 兰州 730000)

2 (兰州大学教育部中子应用技术工程研究中心 兰州 730000)

作为放射治疗的重要手段, 快中子治疗已在世界范围得到广泛研究[1–4]。中国科学院高能物理研究所用35 MeV质子直线加速器产生的快中子治疗病例累计约～600人。临床结果表明，快中子对某些类型肿瘤的疗效明显优于光子治疗[5]。兰州大学已建成3.3×1012/s的D-T强流中子发生器[6,7]，并开展了D-T快中子治疗机的研究，除建造足够强的D-T快中子源外，还需研究以下问题：(1) 治疗机快中子屏蔽准直器设计及屏蔽效果研究；(2) 准直中子束特性参数研究(包括中子束中子能谱、中子束均匀性、中子束在人体等效水箱中的剂量分布等)；(3) 准直中子束流中的光子污染研究等。

文献[8]给出了 D-T快中子治疗准直屏蔽体方案，通过中子、γ射线输运的Monte-Carlo模拟，对准直屏蔽体的屏蔽效果进行了评价，并对准直快中子束的特性参数、中子束在人体等效组织中的剂量分布等进行了模拟和数值计算。

1 准直屏蔽体设计及其屏蔽效果模拟

对D-T快中子的屏蔽效果，钨-聚乙烯-铅组合最好，铜-聚乙烯-铅组合次之，铁-聚乙烯-铅组合第三[8]。由图1，快中子治疗准直屏蔽器为圆柱体，D束以及靶点中心在圆柱体中心轴上，圆柱屏蔽体外形Φ1480 mm×1900 mm，为安装大面积旋转靶，圆柱体中心为边长460 mm的立方体空腔，对准靶点垂直向下为圆锥形准直器，准直器开口为方锥形(根据治疗要求更换)。屏蔽体第一层快中子慢化材料为钨，准直器方向最大厚度30 cm；第二层材料为铁，轴向厚度40 cm，径向厚度10 cm；第三层为15 cm厚含硼8%的聚乙烯；第四层为2 cm厚的铅；第五层为2 cm厚的不锈钢结构材料。准直器采用钨、含硼聚乙烯、铅、不锈钢组合材料，厚度分别为35、15、2、2 cm，以保证治疗方向的良好屏蔽。

图1 D-T快中子治疗准直屏蔽器设计方案示意图(a) Y-Z剖面, (b) X-Z剖面1.旋转靶, 2.钨, 3.铁, 4.含硼 8%聚乙烯,5.铅, 6.准直孔Fig.1 Schematic diagram of (a) Y-Z and (b) X-Z sections of the beam-shaping-assembly for D-T fast neutron therapy.1.Rotating target, 2.W, 3.Fe, 4.Boron-containing (8%) PE,5.Pb, 6.Neutron beam channel

我们用 MCNP程序[9]模拟了400 keV D束的D-T中子及γ射线在准直屏蔽体中的输运，记录屏蔽体重要方向和薄弱方向的透射中子能谱和透射光子能谱，计算它们在水中的吸收剂量。

MCNP模拟时，根据D-T反应产生的中子能谱和角分布数据建立中子源模型[8]。由图 1，治疗头下端准直中子束出射口一侧为患者治疗位置，是重要屏蔽方向，A点为重要屏蔽方向屏蔽体最薄的地方，选择A方向距D束靶点100 cm处作为剂量计算测试点。在屏蔽体上侧B点，屏蔽材料最薄，选择B方向距D束靶点100 cm处为另一剂量计算测试点。为判断屏蔽效果，模拟了准直中子束在距D束靶点100 cm处的能谱，计算其在水中的吸收剂量，并与A、B方向的透射中子、光子剂量相比较。

中子在水中的吸收剂量按下式计算：

式中，DnH、DnO分别为水中氢、氧的中子吸收剂量，CH、CO分别为水中氢、氧的质量百分比，Φn,i(Ei)是第 i个能量区间的中子注量，KnH,i(Ei)、KnO,i(Ei)分别为氢、氧对第i个能量区间中子的比释动能因子，DnWater为水中的中子总吸收剂量。KnH,i(Ei)、KnO,i(Ei) 取ICRU-44报告中数据[10]。

图2 照射野10 cm×10 cm条件下SSD=100 cm处的中子束(a)和γ射线(b)平均能谱Fig.2 Energy spectra of the neutrons (a) and γ photons for 10 cm×10 cm radiation field at SSD=100 cm.

光子在水中的吸收剂量为：

其中，Φγ,i(Ei)为第 i能量区间的光子注量，Ei为此能区光子平均能量，μenWater/ρ是水对能量为Ei的光子的质量能量吸收系数[11]。

2 准直中子束特性研究

2.1 准直中子束能谱及中子束中光子污染

准直中子束的能谱及中子束中的光子污染会对治疗剂量大小及分布产生影响，且与准直器材料、准直孔尺寸等相关。为测试准直屏蔽体材料的散射、慢化、吸收对准直中子束能谱的影响及造成的γ射线污染，模拟了5 cm×5cm、10 cm×10 cm、15 cm×15 cm、20 cm×20 cm照射野范围内SSD=100 cm处的中子束能谱和γ射线能谱(图2)。

以10 cm×10 cm照射野为例，模拟结果显示，准直中子束中 En＞10 MeV的中子占 81.20%，5 MeV< En≤10 MeV 的中子占 3.51%，1 MeV< En≤5 MeV的中子占6.92%，10 keV< En≤1 MeV的中子占4.88%，1 eV< En≤10 keV 中子占 2.52%，En≤1 eV 占0.79%。中子束中热中子通量与总中子通量比(ΦTn/Φn)，超热中子通量与总中子通量比(ΦEpn/Φn)计算结果如表1所示。

表1 ΦTn /Φn、ΦEpn /Φn和 Dγ /Dn计算数据*Table 1 Calculated ΦTn /Φn,ΦEpn /Φn and Dγ /Dn.

根据MCNP模拟得到的中子和γ能谱以及它们的相对通量，按式(1)–(4)计算SSD=100 cm处几种照射野条件下中子和γ射线在水中的吸收剂量，得到γ射线吸收剂量与中子吸收剂量比Dγ/Dn(表1)。

2.2 人体组织等效水箱的中子剂量分布

人体的中子剂量深度分布是制定快中子治疗计划的重要依据。我们用40 cm×40 cm×35 cm水箱作为人体等效组织[12]，置于图 1准直中子束通路上SSD=100 cm处，其与准直束的几何关系见图3。

MCNP模拟时，将等效水箱表面0–1 cm深度范围分割成若干5 mm×5 mm×1 mm体积单元(cell)，将1 cm深度以下范围分割成若干个5 mm×5 mm×5 mm体积单元，通过中子束在水箱中的输运模拟，记录每单元的中子通量和中子能谱，计算每单元中子吸收剂量。以每单元中心坐标绘制剂量分布曲线。

图3 水箱与准直束示意图Fig.3 Schematic diagram of the water phantom and neutron beam.

图4(a)为5 cm×5 cm、10 cm×10 cm、20 cm×20 cm照射野下的归一化中子剂量深度分布，图4(b)为10 cm×10 cm照射野条件下不同深度处相对于单位源中子的中子吸收剂量横向分布。根据计算结果，还绘制了10 cm×10 cm照射野条件下水箱中中子吸收剂量等剂量曲线(图5)。

图4 水箱中心轴上中子剂量深度分布(a)和不同深度处中子剂量的横向分布(b)Fig.4 Dose distribution along the water phantom axis under various fields of irradiation (a), and dose mapping of various depths under the irradiation field of 10 cm×10 cm (b).

3 讨论

准直屏蔽体透射中子和光子的 MCNP模拟及剂量计算结果显示，图1中A点方向测试点的透射中子和透射光子在水中的吸收剂量分别为准直中子束吸收剂量的 0.062%和 0.042%，显示了良好的屏蔽效果；B点方向分别为其的1.432%和0.237%，透射剂量偏大，但B点方向远离治疗方向，仍在可接受范围。说明所设计的准直屏蔽体能满足治疗对屏蔽的基本要求。准直屏蔽体直径Φ148 cm，满足屏蔽体半径不大于源皮距(SSD)100 cm的要求。本研究设计的准直屏蔽体为圆柱形，总重～17 T，工程设计时，可将柱体两端倒成锥形，进一步减小准直屏蔽体体积和重量。

图5 水箱中中子吸收剂量等剂量曲线Fig.5 Isodose contour line in the water phantom.

准直中子束能谱模拟及不同能区相对中子通量的计算结果显示，中子束中快中子成份占绝对优势，尽管照射野增大，中子束中热中子、超热中子所占比例仍较小，不会对中子剂量深度分布产生显著影响(图 5)。

由中子束中γ射线能谱模拟及γ射线吸收剂量计算结果看出，γ射线吸收剂量随照射野增大，但与中子吸收剂量的比值不大于 5%，考虑到中子相对生物效应远大于γ射线，本研究设计的中子束中，光子的污染不会对总相对生物剂量产生显著影响。

为尽可能缩短治疗时间，在D-T快中子治疗机总体设计方案中提出，在SSD=100 cm处中子吸收剂量率须大于0.25 Gy/min[13]。由此，D-T中子源的强度须大于 6×1012/s。由图5–7，50%剂量约在 10 cm深度处，最大剂量出现在0–0.5 cm深度范围，利用D-T快中子进行深部肿瘤治疗时，易造成皮肤过剂量损伤，应该采取旋转等中心治疗方案以减小皮肤效应。

1 Raju M R.Radiat Res, 1996, 145: 391–407

2 Vynckier S.Radiat Prot Dosim, 2004, 110(1-4): 565–572

3 Peter Bloch, Ron Larsen, Jim Chu.IEEE Trans Nucl Sci,1983, NS-30(2):1788–1792

4 Almond P R, Marbach J R, Otte V A.IEEE Nucl Sci,1983, NS-30(2): 1772–1776

5 王俊杰, 申文江, 杨天恩.国外医学临床放射学分册,1995,4: 250–253 WANG Junjie, SHEN Wenjiang, YANG Tianen.Foreign Med Sci (Clin Radiol Fascicle), 1995,4: 250–253

6 SU Tongling, SUN Biehe, YANG Baotai, et al.Nucl Instr Meth, 1990, A287:452–455

7 YAO Zeen, SU Tongling, CHEN Shangwen, et al.Nucl Instr Meth, 2002, A490: 566–572

8 罗 鹏, 姚泽恩, 梁 一, 等.核技术, 2008, 31(10):756–760 LUO Peng,YAO Zeen, LIANG Yi, et al.Nucl Tech, 2008,31(10): 756–760

9 Los Alamos National Laboratory, MCNP4-Monte Carlo N-Particle Transport Code System, 2000

10 The International Commission on Radiation Units and Measurements(ICRU) Report, 1989,44, 114

11 The International Commission on Radiation Units and Measurements(ICRU) Report, 1992,46, 196

12 Jonas Söderberg, Gudrun Alm Carlsson.Phys Med Biol,2000,45: 2987–3007

13 YAO Zeen, SU Tongling, CHEN Shangwen, et al.Nucl Instr Meth, 2002, A490: 566–572