專利名稱：醫(yī)院中子照射器的制作方法
技術領域：
本發(fā)明屬于一種核醫(yī)療設備，具體涉及一種用于進行硼中子俘獲療法(Boron Neutron Capture Therapy縮寫為BNCT)的核醫(yī)療設備。
背景技術：
硼中子俘獲療法(BNCT)是利用穩(wěn)定同位素10B對熱中子有非常大的俘獲截面特點，通過硼化藥物先將10B引導入惡性腫瘤組織內部，然后利用中子束照射腫瘤組織，引起10B(n，α)7Li反應，產生一個帶電粒子4α和一個重離子7Li，反應的平均能量約為2.35MeV，這能量將損耗在與細胞組織大小相似的粒子運動徑跡中，這就提供殺死癌細胞并限制危害鄰近正常組織的可能性。
實現(xiàn)BNCT的設施必須具備三個有機聯(lián)系的基本單元，即產生中子源的裝置，進行照射的中子束裝置，以及定位和安頓病人的醫(yī)療設施。其中產生中子源裝置主要是核反應堆和加速器，目前只有核反應堆能提供足夠的中子用作俘獲療法。
雖然目前世界上已有九個國家，20座用于BNCT的“可供醫(yī)用的研究堆”或“醫(yī)用研究堆”，其功率都是上百千瓦至幾十兆瓦，但這些研究堆都設在核研究中心或綜合大學內，亦即目前的“醫(yī)用研究堆”必須選址于與普通居民相隔離的廠址，必須依賴具備放射性廢物貯存、處理能力的綜合性核研中心，必須配備多路外接電源和專用備用電源等特殊電源供應，必須擁有專業(yè)的運行、維修工程組織?？傊?，這些“可供醫(yī)用的研究堆”或“醫(yī)用研究堆”必須寄居核研中心，才能生存、才能從事醫(yī)學研究與治療。

發(fā)明內容
本發(fā)明的目的是設計一套允許放在醫(yī)院內，由醫(yī)生可自行操縱使用，設施規(guī)模和經濟負擔能為醫(yī)院常規(guī)公用配備所接受的用于硼中子俘獲療法的醫(yī)院中子照射器。
本發(fā)明是這樣實現(xiàn)的一種醫(yī)院中子照射器，它包括一個用于產生中子源的反應堆和從反應堆內引出中子用于治療的中子束照射裝置，其中，所說的反應堆包括一個水池，一個設在水池內盛水的密閉堆容器，在盛水的密閉堆容器內下部安裝有堆芯，堆芯周圍設有Be環(huán)中子反射層，在Be環(huán)中子反射層外側設有瓦狀擠水器，堆芯的后備反應性值ρex＝4～6×10-3Δk/k，載熱劑水與燃料中鈾-238的反應性溫度系數(shù)-aT≈0.1×10-3Δk/k/℃，其中k為有效增殖系數(shù)，慢化劑水中氫原子數(shù)HN與燃料中鈾-235原子數(shù)U-235N滿足HN/U-235N＝180～200；所說的中子束照射裝置包括設在水池下部外側，緊鄰瓦狀擠水器而依次布置的中子過濾器、中子反射層和γ衰減空腔、鉍γ散射器，以及LiF中子準直器。
在本發(fā)明中，由于堆芯后備反應性ρex的取值為4～6×10-3Δk/k，使堆芯布局在瞬態(tài)工況下具有自穩(wěn)定性；載熱劑水與燃料中鈾-238的反應性溫度系數(shù)為負溫度系數(shù)，即-aT≈0.1×10-3Δk/k/℃，為本堆建立了固有安全性；在HN/U-235N＝180～200的情況下可實現(xiàn)反中子阱型堆芯設計，同時得到堆功率與照射通量的優(yōu)化；該反應堆堆芯無冷卻回路，既不需要專用工程安全設施，又可納入常規(guī)建筑工程。根據(jù)這種安全原理所設計成的反應堆被國際原子能機構(IAEA)譽為“具有親用戶安全特性的反應堆”，基于上述原因，本發(fā)明集反應堆的自穩(wěn)定性、固有安全性和反中子阱型堆芯設計于一身，又可作為常規(guī)建筑工程，因而可放心設置在醫(yī)院內。同時，在結構上池內容器型堆所集成的強中子源通過在反應堆軸線的垂直方向引出兩束相背的源中子，經過濾、反射、降γ、定向與準直，在照射口輸出可用的中子束供BNCT研究與試治，一條可治療淺部腦膠質瘤，另一條可治療深部腦膠質瘤。


圖1為醫(yī)院中子照射器的結構示意圖；圖2為熱中子照射裝置的結構示意圖；圖3為超熱中子照射裝置的結構示意圖；圖4為SLOWPOKE-2堆引入3.44mk(即3.44×10-3Δk/k)的反應性瞬變功率偏離示意圖；圖5為SLOWPOKE-2堆引入6.05mk(即6.05×10-3Δk/k)的反應性瞬變功率偏離示意圖；圖6為全鈹反射的臨界系統(tǒng)示意圖；圖7為反應堆堆芯布置圖；圖8為微型中子源反應堆加入+3.6mk瞬態(tài)特性曲線。
圖中I.反應堆 II.中子束照射裝置 III.醫(yī)療設施1.密閉堆容器3.Be環(huán)中子反射層4.堆芯5.瓦狀擠水器6.中子過濾器7.γ衰減空腔8.中子反射層9.鉍γ散射器10.LiF中子準直器11.水池具體實施方式
如圖1所示，一種醫(yī)院中子照射器，它包括一個用于產生中子源的反應堆I和從反應堆I內引出中子用于治療的中子束照射裝置II，其中，所說的反應堆I包括一個水池11，一個設在水池11內盛水的密閉堆容器1，在盛水的密閉堆容器1內下部安裝有堆芯4，堆芯4周圍設有Be環(huán)中子反射層3，在Be環(huán)中子反射層3外側設有瓦狀擠水器5，堆芯4的后備反應性值ρex＝4～6×10-3Δk/k，載熱劑水與燃料中鈾-238的反應性溫度系數(shù)-aT≈0.1×10-3Δk/k/℃，其中k為有效增殖系數(shù)，慢化劑水中氫原子數(shù)HN與燃料中鈾-235原子數(shù)U-235N滿足HN/U-235N＝180～200；所說的中子束照射裝置II包括設在水池11下部外側，緊鄰瓦狀擠水器5而依次布置的中子過濾器6、中子反射層8和γ衰減空腔7、鉍γ散射器9，以及LiF中子準直器10。
上述的瓦狀擠水器5可以是石墨瓦，也可以是鋁瓦，或者一側是石墨瓦，同時另一側是鋁瓦，還可以兩側均是石墨瓦或兩側均是鋁瓦。石墨瓦用于從堆芯內引出熱中子，鋁瓦用于從堆芯內引出超熱中子。石墨瓦相對應的中子過濾器6和中子反射層8均為石墨材料制成的熱中子過濾器和熱中子反射層，鋁瓦相對應的中子過濾器6和中子反射層8均為30％Al+70％AlF3制成的超熱中子過濾器和超熱中子反射層。
在本發(fā)明中，對于一側是石墨瓦，另一側是鋁瓦的堆芯產生的中子由Be環(huán)中子反射層3反射后，經石墨瓦慢化掉快中子，引出熱中子，再經石墨熱中子過濾器6過濾掉快中子和超熱中子，繼續(xù)引出熱中子，再經石墨中子反射層8反射、匯聚熱中子，由γ衰減空腔7衰減其中的γ射線，整合熱中子方向，經鉍γ散射器9再次衰減γ后，經LiF中子準直器10準直，引出能量小于0.4eV的熱中子供醫(yī)療照射使用。另一方面，堆芯產生的中子由Be環(huán)中子反射層3反射后，經鋁瓦吸收掉其中的熱中子和能量為2MeV以上的快中子，再經30％Al+70％AlF3制成的超熱中子過濾器6過濾掉熱中子和快中子，引出超熱中子，再經30％Al+70％AlF3制成的超熱中子反射層8反射、匯聚超熱中子，由γ衰減空腔7衰減其中的γ射線，整合超熱中子方向，經鉍γ散射器9再次衰減γ后，經LiF中子準直器10準直，引出能量為0.4～10keV的超熱中子供醫(yī)療照射使用。
本發(fā)明設計的中子束布局，可衍生多種中子照射器形式，根據(jù)醫(yī)療需要，除上述實施方案外，尚可得到一個熱中子束、一個超熱中子束、兩個熱中子束或兩個超熱中子束的可行方案。
另外，在水池11上方設有密閉的可包容堆廳，同時在中子束照射裝置所在的地下構筑內還設有由計算機顯示屏和終端組成的總控室(圖中未畫出)。
堆芯由燃料元件、堆芯中央控制棒、水柵元組成，從里到外共分11圈，每圈的柵格板孔在該圈上均勻排布，如圖7所示。燃料采用富集度為10％～20％的鈾-235，作為一個實施例，235U富集度為13.2％，堆芯設計功率為30kW。
眾所周知，堆功率的物理表達式如下P(kW)≈K·Φth·Mu-235式中，K為單位換算系數(shù)，Φth為平均熱中子通量(n/cm2s)，Mu-235為鈾裝載量。
1.關于堆芯后備反應性ρex＝4～6mk堆芯后備反應性ρex的取值是通過燃料元件棒的排列來與周圍一定量水的匹配實現(xiàn)的，屬于公知技術。堆的運行安全性、保證醫(yī)療照射時間以及裝置的固有安全性都體現(xiàn)在一根中央控制棒上，這是本堆設計的難點所在，也是體現(xiàn)綜合性能的訣竅所在。在總體構思中取堆的后備反應性ρex＝4～6mk是基于以下考慮1)確保反應堆迅速啟動的安全運行本堆的中央控制棒必須同時具各自動棒、補償棒與安全棒三者的功能，尤其對于始終處于動態(tài)的自動棒功能直接與運行安全相關。為簡明闡述，假設反應堆只有一組緩發(fā)中子，在這樣的系統(tǒng)中，中子密度隨時間的增長率可表示為n(t)n(o)=ββ-ρex·etT,]]>T=β-ρexρex·Td]]>其中β＝緩發(fā)中子比分，對U-235與H2O系統(tǒng)一般β＝0.0068～0.0082；Td＝緩發(fā)中子平均壽命，本系統(tǒng)取為12.74秒；T＝堆周期，即堆的功率增加e倍時間，秒；t＝功率增長經歷的時間，秒；ρex＝堆芯的后備反應性，mk；n(o)，n(t)分別為0時刻與t時刻的中子密度或堆的功率水平。
假定n(o)時堆功率為1w，為了相對比較功率增長的趨勢，在不同的ρex下，當堆功率增長3萬倍(達30kw)與10萬倍(達100kw)時的堆周期T與經歷的時間t如下表所示

對于10秒左右的周期，在微型反應堆實踐中證明是安全的。而本堆用作照射病人如果采用過分保守的周期(如＞15秒)將導致進入麻醉狀態(tài)的病人在照射束前耗費時間于等待開堆提功率，這顯然是不合適的。但為照射病人而采用過短的周期(如＜1秒)導致隱藏事故，則更不容許。因而本推選擇ρex＝4～6mK，即一般自動調節(jié)捧安全設計的范圍1/2β＜ρ棒(即ρex)＜β，使實際堆周期處于一種既避免事故發(fā)生，又使病人盡快開始照射的恰好范圍內。
2)保證5小時足夠的醫(yī)療時間本堆系統(tǒng)的運行反應性對溫升是較為敏感的，也即運行時間越長，堆的水溫越高，被溫度效應消耗的反應性也越大。為了說明選擇ρex＝4～6mk，能滿足每日運行5小時的醫(yī)療連續(xù)照射的要求，引用我國南方地區(qū)微堆的實際情況加以測算。
本堆采用低濃鈾燃料，30kw功率，經5小時運行后，假定堆芯平均溫度達49℃(以開堆時進口水溫25℃計)，開堆5小時的溫度系數(shù)αH2O(49℃)＝0.1357mk/℃，則H2O溫度效應ΔρH2O＝0.1357·(49-25)＝3.257mk。燃料中U-238的多普勒溫度系數(shù)可外推為αu-238(49℃)＝9.5×10-3mk/℃，燃料的溫度效應Δρu238＝9.5×10-3·(49-25)＝0.228mk，運行5小時后的裂變產物氙毒效應Δρxe＝0.5mk。總計，運行5小時的反應性消耗為Δρ∑＝ΔρH2O+Δρu238+Δρxe＝3.257+0.228+0.5＝3.985mk所以，選取ρex＝4～6mk完全能抵消溫度效應所消耗的反應性3.985mk。況且，實際上本堆在熱工設計中加設了冷卻池水的冷凝器，把池水溫度固定在17℃，因而堆水溫度將遠比分析的低，也就是說被溫度效應消耗的反應性遠比3.985mk還要低，所選的ρex＝4～6mk完全能應付5小時的醫(yī)療照射消耗。
3)反應堆具有固有安全性。
本發(fā)明所設計的反應堆是欠慢化堆芯系統(tǒng)，與我國微堆以及加拿大的SLOWPOKE-1、SLOWPOKE-2堆堆芯系統(tǒng)基本原理相似。
與我國微堆一起被IAEA譽為“具有獨特親用戶安全特性的低功率研究堆”的加拿大欠慢化SLOWPOKE-1型堆(5KW)，1970年曾在堆上驗證了加入正反應性的系列瞬變實驗，從十0.96mk的界階，一直做到十6.48mk；而性能參數(shù)更接近我國微堆的SLOWPOKE-2型堆(20kw)，1973年同樣在堆上進行了系列瞬變實驗，加入界躍的反應性從十1.11mk直到十6.05mk。兩個系列實驗都以同一規(guī)律，即功率在正反應性界躍后迅速上升，經100～120秒達到峰值，在無任何外界安全措施下逐漸下降。
我國微堆(27kw)在80年代進行了反應性瞬變系列實驗，界躍從+0.5mk一直到+3.6mk。其瞬態(tài)特性與SLOWPOKE堆完全相似。其中+3.6mk的特性曲線(圖8)展示撤出控制棒后約400秒，堆功率達76kW，然后下降自穩(wěn)。以上三個實驗均顯示了欠慢化堆芯系統(tǒng)具有固有安全性。
SLOWPOKE-2堆的+3.44mk曲線(圖4)在反應性界躍約360秒達峰值65kw，接著下降自穩(wěn)，因而在ρex＝4mk左右的堆芯系統(tǒng)具有固有安全特性是不言而喻的。同理SLOWPOKE-2堆的+6.05mk實驗曲線(圖5)應該是可信的，作為本堆選取ρex上限6mk的依據(jù)是合理的。從圖5可知+6.05mk的界躍，在約100秒達功率峰值135kw，出口水溫190°F，即87.8℃，即便如此，此溫度也未達到本堆系統(tǒng)壓力下的沸點，本堆燃料元件系Zr-4包殼，在相似溫度、壓力下材料性能毫無損害。因而本堆ρex＝4～6mk的設計范圍具有固有安全特性，可設置于醫(yī)院內。
2.關于堆芯HN/U-235N＝180～200用H2O冷卻的反應堆為了達到臨界并長期運行要裝一定數(shù)量的鈾燃料，都有一個水-鈾份額比值，即HN/U-235N比值，可運用HN/U-235N的特定規(guī)律，設計出供特定應用的反應堆。
慢化劑水中氫原子數(shù)HN與燃料中鈾-235原子數(shù)U-235N滿足HN/U-235N＝180～200，這種精選欠慢化的氫-鈾-235原子比，可以造成反中子阱型的中子通量分布，一般熱中子反應堆內的徑向中子通量分布的特點是中子通量高峰在堆芯中央，沿徑向不斷衰減(如美國的Triga-II脈沖堆)，即所謂的中子阱型通量分布，所說的反中子阱型的中子通量分布為堆芯中央中子通量低，沿徑向中子通量升高，在反射層內可獲得比堆芯更高的中子通量。設計反中子阱通量分布目的在于在反射層上獲取高的中子通量，以便將中子束引出使用。
1)HN/U-235N與臨界質量的關系圖6展示一個H2O-Be-U235系統(tǒng)HN/U-235N比值與系統(tǒng)臨界值的關聯(lián)性。其中400～500為富慢化區(qū)，中子得到充分慢化，系統(tǒng)臨界質量最低；小于400一般為欠慢化，比值越小欠得越多，所需臨界裝量越大。適合本堆系統(tǒng)的比值180～200，工程臨界裝量在1kgU235上下，屬于鈾裝量最低的醫(yī)用核裝置，其經濟性也完全能為醫(yī)院所接受。
2)HN/U-235N與核安全的關系從圖6曲線可知，在全鈹反射的堆芯系統(tǒng)中，大凡HN/U-235N＜400的堆芯設計都是欠慢化的，進入欠慢化區(qū)，曲線左部比值減少，U235的臨界質量就要增加，在物理上展現(xiàn)系統(tǒng)的固有安全性，即當運行功率增長時，鈾的發(fā)熱率增加，溫度上升，熱量傳給冷卻水，水溫增加，水的密度降低，水中H2分子減少與中子碰撞幾率，水的中子慢化能力降低，系統(tǒng)不能維持臨界，另外根據(jù)1/V定律，鈾溫度升高，U235的吸收與裂變截面降低，使系統(tǒng)更不能維持臨界。這二重作用就迫使系統(tǒng)的中子鏈式反應停止。因而需要比功率增加前更多的鈾量才能使其達到臨界。但這個固有安全性也得使用有度，比如選擇HN/U-235N＝100左右的比值，處于曲線最大坡度處，即比值稍稍減少，即為亞臨界。這樣的系統(tǒng)安全上萬無一失，但使用上提心吊膽，溫度偶然額外升高或照射時間稍長一些，裝置就自動停止，不敷使用，而且鈾裝量也大為增高，經濟性差，不能選用。本堆HN/U-235N＝180～200范圍既兼顧了具有較強的固有安全特性，又能維護正常使用的需求，臨界裝量也能接受的一種合理范圍。此外，從熱工角度，HN/U-235N比值的高與低，意味著每一個堆芯燃料柵元中，單位裂變能量使柵元中冷卻水的熱焓增加的少與多，一般較大的比值，冷卻劑的反應性負溫度系數(shù)α相對低一些，而小的比值獲得較高的α值。本堆分析SLOWPOKE型堆180左右比值直至我國原型、商用微堆的200～240比值，認為選擇180～200范圍除不影響醫(yī)療使用外，α≈0.1mk/℃的反應性負溫度系數(shù)與ρex＝4～6mk一起，構成了本堆系統(tǒng)固有安全性的最佳匹配。
3)HN/U-235N與中子通量分布的關系大凡欠慢化堆芯的中子通量分布呈反中子阱型分布，即熱中子通量的峰值往往隨HN/U-235N比值下降，欠慢化程度加深而中子通量的峰值分布向外移向反射層。裝有各種實驗孔道與中子束的研究堆，都有意識地采用欠慢化堆芯，把中子通量峰值移向反射層，提高堆的孔道使用通量。本堆為盡量提高中子束的出口通量，也采用了欠慢化堆芯，即較低的HN/U-235N比值。由于慢化鈹件的環(huán)形尺寸與燃料元件尺寸受制造能力約束，不能隨意變動，因而本堆的HN/U-235N比值范圍受到限制。
4)本堆合理的HN/U-235N比值堆芯的HN/U-235N比值可通過調節(jié)燃料柵元中水的體積與燃料體積比分，即水占的面積與燃料所占面積及燃料中U235的豐度加以調節(jié)，對每個柵元的橫截面 =SH2OSUO2·2U235%·ρH2OρUO2·AUO2AH2O]]>其中，SH2O＝S芯-nSfuelrodSH2O每一柵元中水的面積，cm2S芯堆芯面積，cm2
S棚＝SH2O+Sfuelrod每個柵元的面積，cm2Sfuelrod每根燃料元件棒的面積，cm2SUO2每一根燃料元件中UO2的面積，cm2U235％燃料的U235豐度K阿佛加得羅常數(shù)ρH2O水的密度ρUO2UO2的密度AH2OH2O的分子量AUO2UO2的分子量N堆芯燃料元裝載數(shù)目對于本堆系統(tǒng)，HN/U-235N比值可通過調節(jié)燃料元件棒數(shù)目和改變U235％的豐度以選取最佳值。但每個比值的性能都要進行大量的計算。為簡單比較，假定元件棒數(shù)都為堆芯滿裝載，即n＝324。選U235％＝13.2％，10.7％，此時表達式中除U235％一項及其相關的AUO2為變數(shù)外，其它都是常數(shù)項，因而獲得U235％＝13.2％時，HN/U-235N＝184U235％＝10.7％時寸。HN/U-235N＝227兩者的蒙特卡羅計算見下表 其中，φthmax為最大熱中子通量，φthin、φepiin分別為中子束照射裝置入口熱中子和超熱中子通量，φthout、φepiout分別為中子束照射裝置出口熱中子和超熱中子通量。
上述二例中U235裝量處于1065g～1314g之間，剩余的反應性總量、出口處的照射中子通量φthout與φepiout都滿足了設計要求，說明本堆的HN/U-235N比值范圍180～200選擇是可行的。
計算中可知，HN/U-235N從184升至227，φthmax下降，發(fā)生部位移向堆芯中心線，反中子阱的趨勢減弱，因而，在工程設計中更明確了比值要降低。再之，13.2％豐度使堆芯的剩余反應性遠遠超過實際需要，在工程設計中應予降低。因此工程設計的堆芯元件棒可適當增加選擇330～340個位置，剩余反應性可控制在30～35mk，以及中央控制棒的后備反應性4～6mk；計算偏差留出15mk，低濃鈾中U238共振吸收參數(shù)不確定性留出5mk，其它工程不定性5～10mk。一旦出現(xiàn)實際情況比計算全部偏低，則可把捧位留出空腔分布于熱束的方向，而超熱束方向則排滿元件位置，以利于束流的改善。這種調節(jié)的HN/U-235比值，在選取豐度為10～11％時正好處于180～200之間。
因而選擇HN/U-235N＝200左右的比值，不僅鈾裝量可以接受，堆芯尺寸構造可行，而且在保證有效的固有安全性基礎上提供了滿足BNCT醫(yī)療應用的兩條中子束，同時由HN/U-235N＝200左右比值造成的反中子阱通量分布既保證了中子束的通量，又保證了中子束的質量(方向性)。再之30kW堆功率可同時提供兩條中子束，既可治療淺部腦膠質瘤又可治療深部腦膠質瘤。
本發(fā)明所說的反中子阱型的通量分布可以參照中國原子能科學研究院正在建造的CARR堆或法國Orphee堆的堆芯設計。在選用HN/U-235N＝180～200時，在約30kW堆功率下，就能在束出口處達到0.8～1.1×109n/cm2.s，而其 高于美國的Triga-II脈沖堆的0.8～1.1×107nv/kw。
3.關于地下穿池柱式照射裝置的結構布局一般游泳池型堆的堆芯直接座落在池水內，所設置的BNCT照射裝置與較強放射性的堆水(池水)只可能有一道隔離，而本裝置堆水、池水與照射裝置在布局上實施可靠的三隔離，是在物理安全(ρex、HN/U-235N、-αT)，熱工安全(全自然循環(huán))，建筑安全(堆廳包容構造)外的又一項結構安全特殊設計。受強中子源直接照射而活化的較強放射性的堆水，在燃料元件破損事故下裂變產物可能直接進入堆水，它被10mm厚Al合金的堆容器所密閉，堆容器掛在池水中。池水被泄漏出極低強度的中子加以活化，這個稍具放射性的水與較強放射性的堆水被嚴格相隔離。水池的金屬襯里在堆容器左右兩側制成二個內凸型金屬方形柱結構，柱殼的Al合金厚度也為10mm，把池水與中子束照射裝置嚴格隔離。這種設計既能直接引領中子進入中子束照射裝置，又對堆水實施雙重有效隔離。
由計算機顯示屏和終端組成的總控室可以參照電力、石化、冶金等部門大力推廣應用的集散控制系統(tǒng)(DCS)進行設計，自行編訂的BNCT病人治療計劃軟件將參考美國MacNCTPlan軟件或美國SERA治療計劃軟件或日本的JCDS治療計劃軟件的原理。這樣，醫(yī)生可根據(jù)CT、MRI所顯示的腦部患處病灶以及病人的化驗結果與體態(tài)神情，運用治療計劃軟件算出對患部的BNCT處方治療劑量，正常腦組織與血管的輻射限量、全身沾污輻射限量，確定處方硼濃度和硼化物的注入量，注入部位和注入時間；確定照射中子通量和照射時間，病人安置位置與方向。醫(yī)生把處方值輸入總控室計算機后，病人就位，醫(yī)生只要按一下電鈕，計算機就能自動按指定程序開啟各個配套工藝系統(tǒng)，然后開動反應堆，開啟照射束閘門，提升功率到限定水平作治療照射。計算機自動采集工藝系統(tǒng)、反應堆、醫(yī)療設施的所有監(jiān)控測量信息，判斷、過刪需要時發(fā)出警告，自動糾正，直至停閉反應堆。照射完畢后，汁算機隨即提供照射過程中所有重要的監(jiān)控信息。特別是硼濃度、患處中子與γ實時探測積分值以及各部分積分輻射劑量值，使醫(yī)生可以自行操作使用。
本發(fā)明所提供的醫(yī)院中子照射器熱中子束裝置出口處BNCT熱中子束流的設計指標為(1)熱中子通量密度(＜0.4eV)大于1×109n/cm2·s；(2)快中子(＞10KeV)和超熱中子(0.4eV＜E＜10KeV)劑量率之和與熱中子通量密度的的比值小于1.0×10-11cGy·cm2；(3)γ射線劑量率與熱中子通量密度的比值小于2.0×10-11cGy·cm2；(4)中子束流孔徑為Φ100～160mm；(5)在合適的照射時間內(2～5h)，熱中子積分注量大于5.0×10-12n·cm-2。
超熱中子束裝置出口處BNCT超熱中于束流的設計指標為(1)超熱中子通量密度(0.4eV＜E＜10KeV)大于2.5×108n/cm2·s，優(yōu)化設計指標大于5×108n/cm2·s；(2)快中子(＞10KeV)劑量率與超熱中子通量密度的的比值小于2.0×10-12cGy·cm2；(3)γ射線劑量率與超熱中子通量密度的比值小于2.0×10-12cGy·cm2(4)超熱中子通量密度與熱中子通量密度的比值大于100；(5)中子束流孔徑為Φ100～160mm。
權利要求
1.一種醫(yī)院中子照射器，它包括一個用于產生中子源的反應堆(I)和從反應堆(I)內引出中子用于治療的中子束照射裝置(II)，其特征于所說的反應堆(I)包括一個水池(11)，一個設在水池(11)內的盛水的密閉堆容器(1)，在盛水的密閉堆容器(1)內下部安裝有堆芯(4)，堆芯(4)周圍設有Be環(huán)中子反射層(3)，在Be環(huán)中子反射層(3)外側設有瓦狀擠水器(5)，堆芯(4)的后備反應性值ρex＝4～6×10-3Δk/k，載熱劑水與燃料中鈾-238的反應性溫度系數(shù)-aT≈0.1×10-3Δk/k/℃C，其中k為有效增殖系數(shù)，慢化劑水中氫原子數(shù)HN與燃料中鈾-235原子數(shù)U-235N滿足HN/U-235N＝180～200；所說的中子束照射裝置(II)包括設在水池(11)下部外側，緊鄰瓦狀擠水器(5)而依次布置的中子過濾器(6)、中子反射層(8)和γ衰減空腔(7)、鉍γ散射器(9)，以及LiF中子準直器(10)。
2.根據(jù)權利要求1所說的一種醫(yī)院中子照射器，其特征在于所說的瓦狀擠水器(5)為石墨瓦，所說的中子過濾器(6)為石墨材料制成的熱中子過濾器，中子反射層(8)為石墨材料制成的熱中子反射層。
3.根據(jù)權利要求1所說的一種醫(yī)院中子照射器，其特征在于所說的瓦狀擠水器(5)為鋁瓦，所說的中子過濾器(6)為30％Al+70％AlF3制成的超熱中子過濾器，中子反射層(8)為30％Al+70％AlF3制成的超熱中子反射層。
4.根據(jù)權利要求1所說的一種醫(yī)院中子照射器，其特征在于在Be環(huán)中子反射層(3)的兩側均設有瓦狀擠水器(5)，其中一側擠水器為石墨瓦，另一側擠水器為鋁瓦，在水池(11)外側緊鄰石墨瓦依次設有石墨熱中子過濾器(6)、石墨熱中子反射層(8)和γ衰減空腔(7)、鉍γ散射器(9)，以及LiF熱中子準直器(10)，在水池(11)另一側緊鄰鋁瓦依次設有30％Al+70％AlF3超熱中子過濾器(6)、30％Al+70％AlF3超熱中子反射層(8)和γ衰減空腔(7)、鉍γ散射器(9)，以及LiF超熱中子準直器(10)。
5.根據(jù)權利要求1所說的一種醫(yī)院中子照射器，其特征在于在Be環(huán)中子反射層(3)的兩側均設有石墨瓦狀擠水器(5)，在水池(11)外側緊鄰石墨瓦狀擠水器(5)依次設有石墨熱中子過濾器(6)、石墨熱中子反射層(8)和γ衰減空腔(7)、鉍γ散射器(9)，以及LiF熱中子準直器(10)。
6.根據(jù)權利要求1所說的一種醫(yī)院中子照射器，其特征在于在Be環(huán)中子反射層(3)的兩側均設有鋁瓦狀擠水器(5)，在水池(11)外側緊鄰鋁瓦狀擠水器(5)依次設有30％Al+70％AlF3超熱中子過濾器(6)、30％Al+70％AlF3超熱中子反射層(8)和γ衰減空腔(7)、鉍γ散射器(9)，以及LiF超熱中子準直器(10)。
7.根據(jù)權利要求1或2或3或4或5或6所說的一種醫(yī)院中子照射器，其特征在于在水池(11)上方設有密閉的可包容堆廳，同時在中子束照射裝置(II)所在的地下構筑內還設有由計算機顯示屏和終端組成的總控室。
全文摘要
本發(fā)明屬于核醫(yī)療設備，具體涉及一種用于硼中子俘獲療法的醫(yī)院中子照射器。它包括反應堆和中子束照射裝置，反應堆包括一個水池，一個設在水池內盛水的密閉堆容器，在該容器內下部安裝有堆芯，堆芯周圍設有Be環(huán)中子反射層，在Be環(huán)中子反射層外側設有瓦狀擠水器，堆芯的后備反應性值ρ
文檔編號A61B18/00GK1509777SQ02158098
公開日2004年7月7日 申請日期2002年12月25日 優(yōu)先權日2002年12月25日
發(fā)明者周永茂 申請人:周永茂